Стр. 1
Стр.1 | Стр.2 | Стр.3 | Стр.4 | Стр.5 | Стр.6 | Стр.7 | Стр.8 | Стр.9 | Стр.10 | Стр.11 | Стр.12 | Стр.13 | Стр.14 | Стр.15 | Стр.16 | Стр.17 | Стр.18 | Стр.19 | Стр.20 | Стр.21 | Стр.22 | Стр.23 | Стр.24 | Стр.25 | Стр.26 | Стр.27 | Стр.28 | Стр.29 | Стр.30 |
ПОСТАНОВЛЕНИЕ МИНИСТЕРСТВА ПО ЧРЕЗВЫЧАЙНЫМ СИТУАЦИЯМ
РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ
30 декабря 2006 г. № 72
ОБ УТВЕРЖДЕНИИ НОРМАТИВНЫХ ПРАВОВЫХ АКТОВ В ОБЛАСТИ
ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
На основании Положения о Министерстве по чрезвычайным ситуациям
Республики Беларусь, утвержденного Указом Президента Республики
Беларусь от 29 декабря 2006 г. № 756 «О некоторых вопросах
Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь»,
Министерство по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь
ПОСТАНОВЛЯЕТ:
1. Утвердить прилагаемые:
Правила обеспечения безопасности исследовательских ядерных
установок;
Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного
топлива на комплексах систем хранения и обращения с отработавшим
ядерным топливом;
Правила устройства и безопасной эксплуатации исполнительных
механизмов органов воздействия на реактивность;
Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного
топлива на объектах атомной энергетики;
Правила ядерной безопасности подкритических стендов;
Правила ядерной безопасности критических стендов.
2. Не применять:
ПБЯ 01-75. Правила ядерной безопасности подкритических стендов,
утвержденные приказом Госатомнадзора СССР от 5 августа 1975 г. № 1;
ПБЯ 06-08-77. Правила ядерной безопасности при
транспортировании отработавшего ядерного топлива, утвержденные
Госатомнадзором СССР 14 сентября 1977 г.;
ПБЯ 02-78. Правила ядерной безопасности критических стендов,
утвержденные Госатомнадзором СССР 10 августа 1978 г.;
ПБЯ-06-00-88. Основные правила ядерной безопасности при
переработке, хранении и транспортировании ядерно-опасных делящихся
материалов, утвержденные Министерством атомной энергетики и
промышленности СССР 26 мая 1988 г.;
ПНАЭ Г-7-013-89. Правила устройства и безопасной эксплуатации
исполнительных механизмов органов воздействия на реактивность,
утвержденные Госатомнадзором СССР 1 июля 1990 г.;
ПБЯ-06-09-90. Правила ядерной безопасности при хранении и
транспортировке ядерно-опасных делящихся материалов, утвержденные
Министерством атомной энергетики и промышленности СССР 4 февраля
1991 г;
ПНАЭ Г-14-029-91. Правила безопасности при хранении и
транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики,
утвержденные постановлением Госпроматомнадзора СССР от 31 октября
1991 г. № 12.
Министр Э.Р.Бариев
УТВЕРЖДЕНО
Постановление
Министерства по
чрезвычайным ситуациям
Республики Беларусь
30.12.2006 № 72
ПРАВИЛА
обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок
РАЗДЕЛ I
ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ
ГЛАВА 1
ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ
1. Правила обеспечения безопасности исследовательских ядерных
установок (далее - Правила) устанавливают:
основные термины и определения, касающиеся безопасности
исследовательских ядерных установок;
цель и основные принципы обеспечения безопасности
исследовательских ядерных установок;
общие требования к обеспечению безопасности исследовательских
ядерных установок различного типа (реакторных установок, критических
стендов, подкритических стендов), а также специфические требования к
реакторным установкам, критическим стендам, подкритическим стендам
как к источникам возможного радиационного воздействия на работников
(персонал), население и окружающую среду.
2. Настоящие Правила обязательны для всех организаций
независимо от их формы собственности и ведомственной принадлежности,
которые осуществляют деятельность по проектированию, сооружению,
эксплуатации и снятия с эксплуатации исследовательских ядерных
установок.
3. Для целей настоящих Правил используются следующие термины и
их определения:
аварийная ситуация - состояние исследовательской ядерной
установки, характеризующееся нарушением предела и/или условия
безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию;
авария - нарушение нормальной эксплуатации ядерной установки,
при котором произошел выход радиоактивных веществ и (или)
ионизирующего излучения за предусмотренные проектом для нормальной
эксплуатации границы в количествах, превышающих установленные
пределы безопасной эксплуатации. Авария характеризуется исходным
событием, путями протекания и последствиями;
авария ядерная - авария, вызванная:
нарушением контроля за ядерной цепной реакцией деления в
активной зоне ядерной установки и (или) нарушением управления
ядерной цепной реакцией деления в активной зоне ядерной установки;
образованием критической массы при перегрузке,
транспортировании или хранении ядерных материалов;
повреждением элементов, содержащих ядерные материалы;
несанкционированным вмешательством;
авария проектная - авария, для которой проектом определены
исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы
безопасности, обеспечивающие, с учетом принципа единичного отказа
системы безопасности или одной независимой от исходного события
ошибки персонала, ограничение ее последствий установленными для
таких аварий пределами;
авария запроектная - авария, вызванная не учитываемыми для
проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся
дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами системы
безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений
работников (персонала), несанкционированным вмешательством, которое
может привести к тяжелым повреждениям или расплавлению активной
зоны, уменьшение последствий которой достигается управлением аварией
и/или реализацией планов мероприятий по защите персонала и
населения;
активная зона ядерной установки - часть исследовательского
реактора, критической сборки или подкритической сборки с
размещенными в ней ядерными материалами (ядерным топливом) и другими
элементами, необходимыми для поддержания цепной реакции деления. В
составе активной зоны ядерной установки могут быть замедлитель,
теплоноситель, средства воздействия на реактивность,
экспериментальные устройства;
активная система (элемент) - система (элемент),
функционирование которой зависит от нормальной работы другой системы
(элемента);
безопасность исследовательских ядерных установок ядерная,
радиационная - свойства исследовательских ядерных установок при
нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая
проектные аварии, ограничивать радиационное воздействие на
работников (персонал), население и окружающую среду установленными
пределами;
ввод исследовательской ядерной установки в эксплуатацию -
деятельность, во время которой проверяется соответствие проекту
систем, оборудования и ядерной установки в целом, включающая в себя
пусконаладочные работы, физический пуск ядерной установки,
энергетический пуск исследовательского реактора;
вывод ядерной установки из эксплуатации - деятельность,
осуществляемая после удаления ядерных материалов с площадки ядерной
установки, направленная на достижение заданного конечного состояния
ядерной установки и ее площадки;
источник нейтронов внешний - периодически устанавливаемое в
активную зону (извлекаемое из активной зоны) при эксплуатации
ядерной установки в режиме пуска и работы на мощности испускающее
нейтроны устройство, предназначенное для увеличения плотности потока
нейтронов в активной зоне ядерной установки;
исходное событие - единичный отказ в системах исследовательской
ядерной установки, внешнее воздействие или ошибка персонала, которые
приводят к нарушению нормальной эксплуатации и могут привести к
нарушению пределов и/или условий безопасной эксплуатации. Исходное
событие включает все зависимые отказы, являющиеся его следствием;
исследовательская ядерная установка (далее - ИЯУ) - ядерная
установка, в составе которой предусмотрены исследовательский реактор
либо критическая сборка или подкритическая сборка и комплекс
помещений, систем, элементов и экспериментальных устройств, с
необходимыми работниками (персоналом), располагающаяся в пределах
определенной проектом территории (площадки ИЯУ), предназначенная для
использования нейтронов и ионизирующего излучения в
исследовательских целях;
канал системы - часть системы, выполняющая в заданном проектом
объеме функцию системы;
квота дозовая исследовательской ядерной установки - часть
предела дозы, установленная для ограничения облучения населения при
внешнем облучении, а также при внутреннем облучении, обусловленном
поступлением радиоактивных веществ с воздухом, пищей, водой при
нормальной эксплуатации ИЯУ;
консервативный подход - подход, когда при анализе безопасности
объекта используются значения параметров и характеристик, заведомо
приводящие к прогнозу более неблагоприятных результатов;
культура безопасности - квалификационная и психологическая
подготовленность работников (персонала), при которой обеспечение
безопасности является приоритетной целью и внутренней потребностью,
приводящей к осознанию личной ответственности и к самоконтролю в
процессе выполнения всех работ, влияющих на безопасность;
критерии безопасности - установленные нормативными документами
и/или органами государственного регулирования и надзора за
безопасностью значения параметров и/или характеристик последствий
аварий, в соответствии с которыми обосновывается безопасность ИЯУ;
локализующие системы (элементы) безопасности - технологические
системы (элементы), предназначенные для предотвращения или
ограничения распространения выделяющихся при аварии радиоактивных
веществ и ионизирующих излучений за установленные при проектировании
границы и выхода их в окружающую среду;
нарушение нормальной эксплуатации исследовательской ядерной
установки - нарушение в работе ИЯУ, при котором произошло отклонение
от установленных эксплуатационных пределов и условий. При этом могут
быть нарушены и другие установленные проектом пределы и условия,
включая пределы безопасной эксплуатации;
необнаруженный отказ - отказ системы (элемента), который не
проявляется в момент своего возникновения при нормальной
эксплуатации и не выявляется предусмотренными средствами контроля;
обеспечение качества - планируемая и систематически
осуществляемая деятельность, направленная на то, чтобы любые работы
на этапах выбора площадки, проектирования, конструирования и
изготовления оборудования, сооружения, ввода в эксплуатацию,
эксплуатации и вывода из эксплуатации исследовательской ядерной
установки выполнялись установленным образом, а их результаты
удовлетворяли предъявляемым к ним требованиям;
останов исследовательской ядерной установки - эксплуатация
реакторной установки и критического стенда в подкритическом
состоянии и эксплуатация подкритического стенда после удаления
внешнего источника нейтронов;
отказы по общей причине - отказы систем (элементов),
возникающие вследствие одного отказа, или одной ошибки работников
(персонала), внутреннего или внешнего воздействия;
внутренние воздействия или причины воздействия, возникающие при
исходных событиях аварий, включая ударные волны, струи, летящие
предметы, изменение параметров среды (давления, температуры,
химической активности и тому подобное), пожары, конструктивные,
технологические и прочие внутренние причины;
внешние воздействия - воздействия характерных для площадки ИЯУ
природных явлений и деятельности человека, например, землетрясения,
высокий и низкий уровень наземных и подземных вод, ураганы, аварии
на воздушном, водном и наземном транспорте, пожары, взрывы на
прилегающих к площадке ИЯУ объектах и тому подобное;
отчет по обоснованию безопасности исследовательской ядерной
установки - документ, обосновывающий обеспечение безопасности ИЯУ на
всех этапах ее жизненного цикла;
ошибка работников (персонала) - единичное непреднамеренное
неправильное воздействие на управляющие органы или единичный
непреднамеренный пропуск правильного действия, или единичное
непреднамеренное неправильное действие при техническом обслуживании
элементов систем, важных для безопасности;
пассивная система (элемент) - система (элемент),
функционирование которой связано только с вызвавшим ее работу
событием и не зависит от работы другой активной системы (элемента),
подразделяющаяся на пассивную систему (элементы) с механическими
движущимися частями (арматура) и пассивную систему (элементы) без
механических движущихся частей (трубопроводы, сосуды);
первый контур исследовательского реактора - комплекс каналов
(полостей) в активной зоне гетерогенного исследовательского
реактора, трубопроводов и теплообменников, содержащих теплоноситель
для охлаждения активной зоны или корпус гомогенного
исследовательского реактора с раствором ядерного материала и
трубопроводы, по которым циркулирует раствор ядерного материала;
предаварийная ситуация - состояние исследовательской ядерной
Стр.1 | Стр.2 | Стр.3 | Стр.4 | Стр.5 | Стр.6 | Стр.7 | Стр.8 | Стр.9 | Стр.10 | Стр.11 | Стр.12 | Стр.13 | Стр.14 | Стр.15 | Стр.16 | Стр.17 | Стр.18 | Стр.19 | Стр.20 | Стр.21 | Стр.22 | Стр.23 | Стр.24 | Стр.25 | Стр.26 | Стр.27 | Стр.28 | Стр.29 | Стр.30 |
|