Стр. 2
| 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 |
установки, характеризующееся нарушением пределов и (или) условий
безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию;
пределы безопасной эксплуатации - установленные проектом
значения параметров технологического процесса, отклонения от которых
могут привести к аварии;
пределы проектные - значения параметров и характеристик
состояния систем (элементов) и исследовательской ядерной установки в
целом, установленные в проекте для нормальной эксплуатации и
нарушений нормальной эксплуатации, включая предаварийные ситуации и
аварии;
пределы эксплуатационные - значения параметров и характеристик
состояния систем (элементов) и исследовательской ядерной установки в
целом, заданные проектом для нормальной эксплуатации;
предельно допустимый аварийный выброс - значения выброса
радионуклидов в окружающую среду при запроектных авариях ИЯУ, при
которых с учетом наихудших погодных условий доза облучения населения
на границе зоны планирования защитных мероприятий и за ее пределами
не превышает значений, регламентированных в действующих нормах
радиационной безопасности, требующих принятия решений о мерах защиты
населения в случае аварии;
предельные значения радиоактивных выбросов и сбросов -
проектные значения выбросов и сбросов радионуклидов в атмосферу и
поверхностные воды, соответствующие установленной квоте облучения
населения;
принцип разнообразия - принцип обеспечения надежности систем
путем применения в разных системах либо в пределах одной системы в
разных каналах различных средств и/или аналогичных средств,
основанных на различных принципах действия, для осуществления
задуманной функции;
принцип резервирования - принцип обеспечения надежности систем
путем применения структурной, функциональной, информационной
избыточности по отношению к объему, минимально необходимому и
достаточному для выполнения системой заданных функций;
принцип единичного отказа - принцип, в соответствии с которым
система должна выполнять заданные функции при любом требующем ее
работы исходном событии и при независимом от исходного события
отказе одного любого из активных элементов или пассивных элементов,
имеющих механические движущиеся части;
принцип безопасного отказа - повышение надежности обеспечения
функции систем безопасности путем применения технических решений, в
соответствии с которыми при отказе системы (элемента) обеспечивается
перевод системы в безопасное состояние без необходимости
инициирования каких-либо действий через управляющую систему
безопасности;
пуск физический ИЯУ - этап ввода в эксплуатацию, включающий
загрузку ядерных материалов в активную зону и экспериментальное
определение нейтронно-физических характеристик ИЯУ;
пуск энергетический ядерной установки - этап ввода в
эксплуатацию, включающий экспериментальное исследование влияния
температуры и мощности на нейтронно-физические характеристики
исследовательского реактора, исследование радиационной обстановки
при работе исследовательского реактора на мощности и вывод
исследовательского реактора на номинальные параметры, установленные
проектом;
рабочий орган системы управления и защиты - средство
воздействия на реактивность, изменением положения или состояния
которого в активной зоне или в отражателе исследовательской ядерной
установки обеспечивается изменение реактивности;
радиационный контроль - получение информации об уровнях
облучения людей, о радиационной обстановке на ИЯУ и в окружающей
среде, о радиационных параметрах технологических сред, оборудования
и помещений ИЯУ и целостности системы защитных барьеров;
реконструкция - преднамеренное изменение (обновление) элементов
и систем ИЯУ, требующая переработки отчета по безопасности,
проектной, конструкторской документации и переоформления
специального разрешения (лицензии) на выполнение лицензируемого вида
работ;
разработчики проекта ИЯУ - организации, разрабатывающие проект;
реактор ядерный исследовательский (далее - исследовательский
реактор) - устройство для экспериментальных исследований, состав и
геометрия которого позволяют осуществлять управляемую ядерную
реакцию деления, эксплуатируемое на мощности, требующей
принудительного охлаждения и (или) оказывающей влияние на его
нейтронно-физические характеристики;
реакторная установка - исследовательская ядерная установка, в
составе которой используется исследовательский реактор;
режим временного останова - режим эксплуатации
исследовательской ядерной установки, включающий проведение на
исследовательской ядерной установке работ по ее техническому
обслуживанию и подготовке экспериментальных исследований;
режим длительного останова - режим эксплуатации
исследовательской ядерной установки, включающий проведение работ по
консервации отдельных систем и оборудования и поддержанию
работоспособности ИЯУ в течение времени, когда проведение
экспериментальных исследований на ИЯУ не планируется;
режим окончательного останова - режим эксплуатации
исследовательской ядерной установки, при котором производится
подготовка к выводу из эксплуатации ИЯУ, включающий выгрузку ядерных
материалов из активной зоны исследовательской ядерной установки и их
удаление с площадки ИЯУ;
режим пуска и работа на мощности - режим эксплуатации
исследовательской ядерной установки, заключающийся в выводе ИЯУ на
мощность с помощью рабочих органов систем управления и защиты и
(или) внешнего источника нейтронов и в проведении экспериментальных
исследований с использованием нейтронов и ионизирующего излучения
ИЯУ;
самозащищенность внутренняя - свойство исследовательской
ядерной установки обеспечивать безопасность на основе естественных
обратных связей, процессов и характеристик;
сборка критическая - устройство для экспериментального изучения
характеристик и параметров размножающей нейтроны среды, состав и
геометрия которой позволяют осуществить управляемую ядерную реакцию
деления, эксплуатируемое на мощности, не требующей принудительного
охлаждения среды и не оказывающей влияние на ее нейтронно-физические
характеристики;
сборка подкритическая - устройство для экспериментального
изучения характеристик и параметров размножающей нейтроны среды,
состав и геометрия которой обеспечивают затухание цепной реакции
деления в отсутствии внешних источников нейтронов;
система - совокупность элементов, предназначенная для
выполнения заданных функций;
система останова - система, предназначенная для быстрого
прекращения ядерной цепной реакции деления и удержания
исследовательской ядерной установки в подкритическом состоянии с
помощью средств воздействия на реактивность;
системы (элементы) безопасности (далее - СБ) - системы
(элементы), предназначенные для выполнения функций безопасности;
системы (элементы), важные для безопасности - СБ, а также
системы (элементы) нормальной эксплуатации, отказы которых нарушают
нормальную эксплуатацию ИЯУ или препятствуют устранению отклонений
от нормальной эксплуатации и могут привести к проектным и
запроектным авариям;
системы (элементы) безопасности защитные - СБ, предназначенные
для предотвращения или ограничения повреждения ядерных материалов,
оборудования и трубопроводов, содержащих радиоактивные вещества;
системы (элементы) безопасности локализующие - СБ,
предназначенные для ограничения распространения радиоактивных
веществ и ионизирующего излучения за предусмотренные проектом
исследовательской ядерной установки границы и предотвращения их
выхода в окружающую среду;
системы (элементы) безопасности обеспечивающие - системы
(элементы), предназначенные для снабжения систем безопасности
энергией, рабочей средой и создания требуемых условий для их
функционирования;
системы (элементы) безопасности управляющие - системы
(элементы), предназначенные для инициирования действия систем
безопасности, осуществления контроля за ними и управления ими при
выполнении заданных функций;
системы (элементы) нормальной эксплуатации - системы
(элементы), предназначенные для осуществления нормальной
эксплуатации;
системы (элементы) нормальной эксплуатации управляющие -
системы (элементы), формирующие и реализующие по заданным
технологическим целям, критериям и ограничениям управление
технологическим оборудованием систем нормальной эксплуатации ИЯУ;
система управления и защиты - система, предназначенная для
обеспечения безопасного поддержания и прекращения цепной реакции
деления, совмещающая функции нормальной эксплуатации и функции
систем безопасности и состоящая из элементов систем контроля и
управления, защитных, управляющих и обеспечивающих систем
безопасности;
снятие исследовательской ядерной установки с эксплуатации -
комплекс мер по прекращению эксплуатации ИЯУ, исключающие их
дальнейшее использование и обеспечивающий безопасность персонала,
населения и окружающей среды;
стенд критический - исследовательская ядерная установка, в
составе которой используется критическая сборка;
стенд подкритический - исследовательская ядерная установка, в
составе которой используется подкритическая сборка;
технологический регламент ИЯУ - документ, содержащий правила,
основные приемы безопасной эксплуатации, общий порядок выполнения
операций, связанных с безопасностью, а также пределы и условия
безопасной эксплуатации;
управление аварией - действия, направленные на предотвращение
развития проектных аварий в запроектные и на ослабление последствий
аварий;
управление автоматизированное - управление, осуществляемое
работниками (персоналом) при помощи средств автоматизации;
управление автоматическое - управление, осуществляемое
средствами автоматизации без участия работников (персонала);
условия безопасной эксплуатации - установленные проектом
минимальные условия по количеству, характеристикам, состоянию
работоспособности и условиям технического обслуживания систем
(элементов), важных для безопасности, при которых обеспечивается
соблюдение пределов безопасной эксплуатации;
физическая защита исследовательской ядерной установки -
совокупность организационных мероприятий, инженерно-технических
средств и действий подразделений охраны с целью предотвращения
диверсий или хищений ядерных материалов, радиоактивных отходов и
радиоактивных веществ;
функция безопасности - специфическая конкретная цель и
действия, обеспечивающие ее достижение и направленные на
предотвращение аварий или ограничение их последствий;
экспериментальная петля - самостоятельный циркуляционный контур
ИЯУ, содержащий один или несколько каналов, предназначенный для
экспериментальных исследований и испытаний новых типов твэлов и
других элементов;
экспериментальное устройство - устройство, приспособление,
предназначенное для проведения экспериментальных исследований;
эксплуатация исследовательской ядерной установки -
деятельность, направленная на достижение безопасным образом цели,
для которой сооружалась исследовательская ядерная установка, включая
набор критической массы, работу на заданной мощности, проведение
экспериментов, остановы исследовательской ядерной установки,
обращение с ядерными материалами и источниками радиационного
излучения, техническое обслуживание, ремонт и другую связанную с
этим деятельность;
эксплуатация нормальная - эксплуатация ИЯУ в определенных ее
проектом эксплуатационных пределах и условиях;
элементы - оборудование, приборы, трубопроводы, кабели,
строительные конструкции и другие изделия, обеспечивающие выполнение
заданных функций самостоятельно или в составе систем и
рассматриваемые в проекте в качестве структурных единиц при
выполнении анализов надежности и безопасности;
ядерно-опасные работы на исследовательской ядерной установке -
работы, которые могут привести к неконтролируемому изменению
реактивности и связанные, например, с изменением геометрии и состава
активной зоны, заменой экспериментальных устройств.
ГЛАВА 2
ЦЕЛЬ И ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ
ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ
4. Целью обеспечения безопасности ИЯУ является ограничение ее
радиационного воздействия на работников (персонал), население и
окружающую среду при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной
эксплуатации, включая аварии.
5. ИЯУ удовлетворяет требованиям безопасности, если ее
радиационное воздействие на работников (персонал), население и
окружающую среду при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной
эксплуатации, включая проектные аварии, не приводит к превышению
установленных доз облучения работников (персонала) и населения,
нормативов по выбросам (сбросам) и содержанию радиоактивных веществ
в окружающей среде, а также ограничивается при запроектных авариях.
6. Безопасность должна обеспечиваться за счет реализации
принципа глубокоэшелонированной защиты, основанного на применении
системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего
излучения, ядерных материалов и радиоактивных веществ в окружающую
среду и системы технических и организационных мер по сохранению
эффективности физических барьеров, а также по защите работников
(персонала), населения и окружающей среды от радиационного
воздействия ИЯУ.
7. Количество и назначение физических барьеров определяются
проектом. Достаточность используемых физических барьеров,
технических и организационных мер глубокоэшелонированной защиты
должна быть обоснована в проекте в разделе «Отчет по обоснованию
безопасности ИЯУ».
8. Система технических и организационных мер
глубокоэшелонированной защиты должна учитывать возможное
радиационное воздействие ИЯУ на работников (персонал), население и
| 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 |
|