Леваневский Валерий Законодательство Беларуси 2011 год
Загрузить Adobe Flash Player

  Главная

  Законодательство РБ

  Кодексы Беларуси

  Законодательные и нормативные акты по дате принятия

  Законодательные и нормативные акты принятые различными органами власти

  Законодательные и нормативные акты по темам

  Законодательные и нормативные акты по виду документы

  Международное право в Беларуси

  Законодательство СССР

  Законы других стран

  Кодексы

  Законодательство РФ

  Право Украины

  Полезные ресурсы

  Контакты

  Новости сайта

  Поиск документа


Полезные ресурсы

- Таможенный кодекс таможенного союза

- Каталог предприятий и организаций СНГ

- Законодательство Республики Беларусь по темам

- Законодательство Республики Беларусь по дате принятия

- Законодательство Республики Беларусь по органу принятия

- Законы Республики Беларусь

- Новости законодательства Беларуси

- Тюрьмы Беларуси

- Законодательство России

- Деловая Украина

- Автомобильный портал

- The legislation of the Great Britain


Правовые новости





Постановление Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь от 30.12.2006 N 72 "Об утверждении нормативных правовых актов в области обеспечения ядерной безопасности"

Архив ноябрь 2011 года

<< Назад | <<< Главная страница

Стр. 3

| Стр.1 | Стр.2 | Стр.3 | Стр.4 | Стр.5 | Стр.6 |

109. Ответственность за обеспечение физической защиты комплекса с ОЯТ как ядерно-опасного объекта несет руководитель эксплуатирующей организации.


Глава 10 ПРОВЕРКА И ИНСПЕКЦИЯ СОСТОЯНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ КОМПЛЕКСА

110. Республиканский орган государственного управления и подчиненная ему организация, занимающаяся эксплуатацией хранилищ и его систем, оборудования для транспортировки, перегрузки ОЯТ, должны обеспечивать проведение необходимых организационных и технических мероприятий, направленных на соблюдение требований безопасности, и контроль за их выполнением.

111. Периодически (не реже одного раза в год) комиссия эксплуатирующей организации проводит проверку состояния безопасности при хранении, транспортировке, перегрузке ОЯТ. Акт комиссии утверждается руководителем эксплуатирующей организации и направляется в органы государственного контроля и вышестоящую организацию.

112. Государственный надзор за безопасностью при хранении и транспортировке ОЯТ осуществляется Проматомнадзором.


Раздел III ТРЕБОВАНИЯ К ДОКУМЕНТАЦИИ КОМПЛЕКСА
Глава 11 ТРЕБОВАНИЯ К СОДЕРЖАНИЮ И СОГЛАСОВАНИЮ ПРОЕКТОВ В ЧАСТИ ХРАНЕНИЯ, ТРАНСПОРТИРОВКИ, ПЕРЕГРУЗКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

113. В составе проектов комплексов атомной энергетики должны быть разделы, содержащие:

описание операций по обращению с ОЯТ;

описание и чертежи оборудования комплекса;

компоновочные решения;

нормы хранения, транспортировки, перегрузки;

обоснование безопасности;

описание системы аварийной сигнализации о возникновении самоподдерживающейся цепной реакции, если система аварийной сигнализации требуется;

описание системы радиационного контроля;

описание средств извещения о пожаре, системе пожаротушения или первичных средств пожаротушения и охранной сигнализации.

114. Проект объекта атомной энергетики в части хранения, транспортировки, перегрузки ОЯТ или проект отдельного комплекса представляется на согласование в Проматомнадзор.

115. Изменение норм хранения и транспортировки ОЯТ, а также модернизация комплекса должны быть оформлены как изменения проекта, согласованы и утверждены в том же порядке, что и проект.

116. Технический проект внутриобъектового ТУК для ОЯТ должен содержать раздел "Обоснование безопасности". В разделе должны быть приведены расчеты ядерной безопасности ВТУК в соответствии с требованиями настоящих Правил, результаты моделирования повреждений при аварии, связанной с падением, доказательства невозможности расплавления ОЯТ или недопустимого повышения давления во ВТУК с учетом остаточного тепловыделения.

117. Моделирование повреждений может быть проведено одним из следующих методов:

расчетами, если имеются надежные методы расчета повреждений конкретной упаковки;

проведением испытаний на прототипах или натурных образцах ВТУК;

проведением испытаний на масштабной модели.

118. Материалы технического проекта ВТУК для ОЯТ должны быть согласованы с Проматомнадзором.


Глава 12 ТРЕБОВАНИЯ К ДОКУМЕНТАЦИИ ПО ХРАНЕНИЮ И ТРАНСПОРТИРОВКЕ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

119. Организациям, эксплуатирующим систему хранения и обращения с ОЯТ, следует руководствоваться:

материалами проекта комплекса;

настоящими Правилами;

перечнем нормативных правовых актов, регламентирующих требования безопасности исследовательских ядерных установок;

Инструкцией по обеспечению ядерной безопасности при хранении, транспортировке, перегрузке ОЯТ на комплексе.

120. Инструкция по обеспечению ядерной безопасности при хранении, транспортировке, перегрузке ОЯТ на комплексе разрабатывается эксплуатирующей организацией на основе требований технологического регламента эксплуатации комплекса, в которой должен быть раздел "Обращение с ядерным топливом" с пределами и условиями безопасного обращения, устанавливающий:

обязанности и ответственность персонала за соблюдение требований ядерной безопасности и условий хранения, транспортировки, перегрузки ОЯТ;

перечень участков хранения ОЯТ и оборудования для хранения, транспортировки, перегрузки;

нормы хранения, транспортировки, перегрузки ОЯТ;

исходные события, аварийные состояния в соответствии с требованиями настоящих Правил, технические меры и организационные мероприятия безопасности;

порядок ликвидации пожаров;

порядок оповещения персонала о возникновении самоподдерживающей цепной реакции;

перечень действий персонала при возникновении исходных событий и по ликвидации последствий проектных аварий.

121. Эксплуатирующей организации необходимо иметь следующие документы по учету ОЯТ:

картограмму расположения ОЯТ в хранилищах;

технические условия и паспорта на ТВС;

перечень проектных параметров, систем, узлов, обеспечивающих безопасность, изменение которых должно согласовываться с Генеральным проектировщиком, Главным конструктором, научным руководителем, органами государственного надзора. Перечень должен быть в составе проекта;

технические решения по изменениям к проектам системы хранения и обращения с ОЯТ;

техническую документацию и эксплуатационные инструкции на действующее оборудование;

Инструкцию по ликвидации последствий аварии, разработанную эксплуатирующей организацией и согласованную с органами государственного надзора;

акты приема в эксплуатацию хранилищ ОЯТ;

акты комиссий по проверке состояния ядерной безопасности;

журнал распоряжений и замечаний по ядерной безопасности для хранилища ОЯТ;

документацию по подготовке и аттестации персонала:

программы подготовки;

протоколы сдачи экзаменов;

приказ по организации о допуске к работе персонала, сдавшего экзамены на рабочие места;

должностные инструкции.


Раздел IV ЭКСПЛУАТАЦИЯ КОМПЛЕКСА
Глава 13 ВВОД КОМПЛЕКСА В ЭКСПЛУАТАЦИЮ

122. Ввод в эксплуатацию комплекса проводится при наличии разрешения уполномоченных республиканских органов государственного управления.

123. Проверка готовности хранилища перед пуском проводится:

комиссией эксплуатирующей организации;

межведомственной комиссией в составе представителей эксплуатирующей организации, органов, осуществляющих государственный санитарный надзор, надзор и контроль в области ядерной и радиационной безопасности.

124. Строительные конструкции, оборудование, изделия и средства автоматизации, подлежащие сертификации, должны иметь сертификат соответствия.

125. Контроль качества и приемка выполненных работ должны вестись в соответствии с требованиями нормативной и рабочей документации и программами обеспечения качества.

126. Комиссия эксплуатирующей организации, назначенная приказом руководителя данной организации, проверяет:

соответствие выполненных работ проекту;

работоспособность оборудования, наличие протоколов испытаний оборудования и актов об окончании пусконаладочных работ;

наличие необходимой документации в соответствии с главой 12 настоящих Правил и ее соответствие проекту;

подготовленность персонала, наличие протоколов сдачи экзаменов персоналом и приказ о допуске его к работе.

127. Решение комиссии оформляется актом.

128. Межведомственная комиссия устанавливает соответствие принимаемого комплекса проекту, требованиям действующих норм и правил, необходимым условиям физической защиты, на основе чего принимается решение о возможности эксплуатации комплекса. Акт приемки комплекса в эксплуатацию является основанием для выдачи санитарного паспорта на право работ с источниками ионизирующего излучения.

129. Эксплуатирующая организация разрешает эксплуатацию комплекса на основании акта государственной комиссии о приемке комплекса в эксплуатацию при наличии соответствующей документации, оформленной в органах государственного надзора.


Глава 14 ЭКСПЛУАТАЦИЯ КОМПЛЕКСА

130. Для эксплуатации комплекса эксплуатирующая организация должна разработать организационную структуру, предусматривающую:

руководителя комплекса, который несет прямую ответственность за организацию работ на комплексе и его безопасность;

персонал, обеспечивающий ведение технологического процесса на комплексе;

персонал, обеспечивающий техническое обслуживание и ремонт оборудования (аппаратуры), поддержание оборудования (аппаратуры) в исправном состоянии и замену в случае необходимости;

персонал, обеспечивающий техническое обслуживание, ремонт и аттестацию средств измерения и автоматики;

персонал, обеспечивающий эксплуатацию, техническое обслуживание и ремонт подъемно-транспортного оборудования;

службу, контролирующую состояние ядерной и радиационной безопасности;

службу безопасности, обеспечивающую функционирование системы физической защиты комплекса.

131. Эксплуатирующая организация должна:

131.1. наделить руководство комплекса соответствующими полномочиями, обеспечить необходимыми материально-техническими ресурсами, научно-технической поддержкой;

131.2. определить порядок подготовки персонала, включая программу обучения и прохождения стажировки, периодичность экзаменов и инструктажей, отработку практических навыков работы, отработку действий в случае нарушения нормальной эксплуатации и при авариях. Программа обучения должна содержать раздел по формированию у персонала культуры безопасности;

131.3. обеспечивать сбор, обработку, анализ, систематизацию и хранение на протяжении всего срока эксплуатации комплекса информации о нарушении в работе комплекса.

132. Обязанности, права и объем знаний нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов по ядерной и радиационной безопасности для персонала должны быть определены в соответствующих положениях и должностных инструкциях.

133. Специалисты комплекса должны разработать инструкции по эксплуатации систем и технологического оборудования.

134. Порядок ведения и хранения эксплуатационных документов устанавливается с учетом требований нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов.

135. Имевшие место на комплексе нарушения пределов и условий безопасной эксплуатации, включая аварии, должны расследоваться при участии представителей уполномоченных органов государственного надзора.

136. Эксплуатация комплекса должна осуществляться в соответствии с технологическим регламентом и инструкциями по эксплуатации составляющих комплекс систем.

137. Все работы, влияющие на безопасность комплекса, должны проводиться по наряду-допуску.

138. Замена отдельных или установка дополнительных элементов конструкции и систем комплекса допускается по техническим решениям, согласованным с проектной организацией, главным инженером эксплуатирующей организации и утвержденным ее руководителем.

В техническом решении отражаются вносимые в конструкцию комплекса изменения и дается оценка их возможного влияния на условия ядерной безопасности.


Глава 15 ВЫВОД КОМПЛЕКСА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ

139. Технические и организационные мероприятия, необходимые для вывода комплекса из эксплуатации, должны быть предусмотрены при проектировании и строительстве комплекса, а также учитываться при эксплуатации, ремонте и реконструкции комплекса.

140. Эксплуатирующая организация до истечения проектного срока эксплуатации комплекса должна обеспечить разработку проекта вывода комплекса из эксплуатации, включающего:

организацию работ по безопасному удалению ОЯТ из мест хранения и последующему вывозу его с площадки комплекса;

проведение дезактивации с целью уменьшения общего уровня облучения персонала и населения при выполнении работ;

проведение демонтажа оборудования на площадке комплекса;

обращение с радиоактивными отходами;

организационные и технические меры по обеспечению радиационной безопасности. При этом на этапе проектирования должны быть предусмотрены меры по обеспечению непревышения установленных пределов для индивидуальных доз облучения персонала на работах по выводу комплекса из эксплуатации;

оценку радиационного воздействия на окружающую среду при проведении работ;

возможность дальнейшего использования площадки комплекса, демонтированного оборудования и материалов;

количество и квалификацию персонала, необходимого для проведения работ;

меры по обеспечению безопасности при возможных авариях в процессе вывода комплекса из эксплуатации;

организационные и технические меры по обеспечению физической защиты.

141. При проектировании должны быть обоснованы предельные сроки работы основного оборудования и определены критерии его замены.

142. До начала выполнения проектных работ по выводу комплекса из эксплуатации должна быть разработана программа обеспечения качества выполняемых работ.


Глава 16 МЕРОПРИЯТИЯ ПО ЗАЩИТЕ ПЕРСОНАЛА И НАСЕЛЕНИЯ В СЛУЧАЕ АВАРИИ НА КОМПЛЕКСЕ

143. До ввода комплекса в эксплуатацию должны быть разработаны и утверждены планы мероприятий по защите персонала и населения в случае аварии на комплексе с учетом возможных радиационных последствий.

144. План мероприятий по защите персонала в случае аварии разрабатывается эксплуатирующей организацией и должен предусматривать координацию ее действий, органов внутренних дел, органов и подразделений по чрезвычайным ситуациям, медицинских учреждений, органов местного управления и самоуправления в пределах зоны планирования защитных мероприятий. Обеспечение готовности и реализация плана возлагается на эксплуатирующую организацию.

145. План мероприятий по защите населения в случае аварии разрабатывается в установленном порядке компетентными органами местной исполнительной власти и должен предусматривать координацию действий органов и подразделений по чрезвычайным ситуациям, местного самоуправления, а также иных организаций, участвующих в реализации мероприятий по защите населения и ликвидации последствий аварии.

146. Планами мероприятий по защите персонала и населения должно быть определено, при каких условиях, кто, по каким средствам связи и в какой последовательности оповещает об аварии и о начале выполнения этих планов и предусмотрены необходимое оборудование и средства его доставки.

147. Эксплуатирующая организация должна:

разрабатывать методики и программы противоаварийных тренировок для отработки действий персонала в условиях аварий и обеспечивать периодическое (не реже одного раза в два года) проведение указанных тренировок с учетом текущей деятельности на площадке комплекса;

обеспечить готовность персонала к действиям при проектных и запроектных авариях. В соответствующих инструкциях и руководствах должны быть определены первоочередные действия персонала по локализации возможных аварий и ликвидации их последствий.


                                              УТВЕРЖДЕНО
                                              Постановление
                                              Министерства по
                                              чрезвычайным ситуациям
                                              Республики Беларусь
                                              30.12.2006 N 72

ПРАВИЛА УСТРОЙСТВА И БЕЗОПАСНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ ОРГАНОВ ВОЗДЕЙСТВИЯ НА РЕАКТИВНОСТЬ


Раздел I ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ
Глава 1 ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

1. Правила устройства и безопасной эксплуатации исполнительных механизмов органов воздействия на реактивность (далее - Правила) распространяются на исполнительные механизмы органов воздействия на реактивность (далее - ИМ) в виде элементов с твердым наполнителем всех типов ядерных реакторов вновь разрабатываемых и реконструируемых атомных станций, атомных станций теплоснабжения, атомных теплоэлектроцентралей, атомных станций малой мощности, опытных и исследовательских ядерных реакторов, критических и подкритических сборок и обязательны для всех организаций независимо от их формы собственности и ведомственной принадлежности, принимающих участие в разработке, изготовлении, вводе в эксплуатацию и выводе из эксплуатации исполнительных механизмов.

2. Настоящие Правила не распространяются на ИМ ядерных реакторов транспортных установок и установок специального назначения.

3. Настоящие Правила содержат основные требования к конструкции ИМ, их изготовлению, организационные требования к монтажу и эксплуатации ИМ, а также требования к подготовке и квалификации обслуживающего персонала.

4. Для целей настоящих Правил используются следующие термины и их определения:

датчик положения - устройство для выдачи сигналов о положении органа воздействия на реактивность;

исполнительный механизм - устройство, предназначенное для изменения положения органа воздействия на реактивность ядерного реактора, критической сборки или подкритической сборки и состоящее из привода и соединительного звена;

комплексное опробование ИМ - испытание ИМ в составе ядерного реактора, критической сборки или подкритической сборки;

конечный выключатель - устройство для выдачи сигналов о крайних рабочих положениях органа воздействия на реактивность;

контейнер, специальный контейнер - устройство для демонтажа и транспортирования ИМ, имеющих радиоактивные загрязнения;

орган воздействия на реактивность - устройство в виде элементов с твердым наполнителем, изменением положения которого обеспечивается изменение реактивности ядерного реактора, критической сборки или подкритической сборки;

подвижные части ИМ - детали ИМ, перемещающиеся вместе с органом воздействия на реактивность;

пусконаладочные работы - работы по настройке, испытанию и пуску ИМ;

привод ручной - устройство для ручного управления ИМ;

самоотвинчивание - самопроизвольное отвинчивание крепежных элементов в процессе эксплуатации ИМ;

самосвариваемость - склонность материалов трущихся деталей ИМ к диффузионному сцеплению при их взаимном контакте;

скорость перемещения рабочая - скорость перемещения органа воздействия на реактивность при изменении реактивности ядерного реактора, критической сборки или подкритической сборки в целях поддержания мощности ядерного реактора, критической сборки или подкритической сборки на уровне, задаваемом программой;

соединительное устройство, звено ИМ - детали ИМ, соединяющие подвижные части с органом воздействия на реактивность;

соединитель - устройство для соединения или разъединения электрического кабеля;

стенд предмонтажных проверок - устройство для проведения наладки, регулировки и испытания ИМ;

упор, механический упор ИМ - ограничитель хода подвижных частей ИМ;

устройство предохранительное - устройство для предохранения деталей ИМ от перегрузки;

ход рабочий - величина перемещения органа воздействия на реактивность в пределах крайних рабочих положений;

электроввод (электровывод) герметичный - устройство для ввода (вывода) токоведущих жил к электропотребителям, расположенным в герметичной полости ИМ.


Глава 2 КОНСТРУИРОВАНИЕ, ИЗГОТОВЛЕНИЕ, МОНТАЖ, ЭКСПЛУАТАЦИЯ И РЕМОНТ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ

5. Конструирование, изготовление, монтаж, испытания, эксплуатацию и ремонт исполнительных механизмов должны выполнять организации, располагающие квалифицированными кадрами, конструкторскими, технологическими и контрольными службами и всеми техническими средствами, необходимыми для качественного выполнения соответствующих работ, имеющие специальное разрешение (лицензию) на право их выполнения для объектов атомной энергетики.

6. Инженерно-технический персонал, участвующий в разработке ИМ, должен сдать в установленном порядке экзамен на знание соответствующих нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов.

Перечень нормативно правовых актов, технических нормативных актов должен быть согласован с Департаментом по надзору за безопасным ведением работ в промышленности и атомной энергетике Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь (далее - Проматомнадзор).

7. Техническое задание, технический проект и технические условия на исполнительные механизмы должны быть разработаны и согласованы с Проматомнадзором.

Допускается технический проект исполнительных механизмов выполнять в составе технического проекта систем управления и защиты (далее - СУЗ) ядерного реактора, критической сборки или подкритической сборки.

8. Исполнительные механизмы должны поставляться с комплектом документации, определяемым разработчиком, в состав которого должны входить паспорт, заполненный организацией-изготовителем, и другая документация по согласованию с заказчиком.

9. Эксплуатирующая организация обеспечивает при авторском надзоре разработчика эксплуатацию и ремонт ИМ в соответствии с требованиями инструкции по эксплуатации.


Глава 3 ОТВЕТСТВЕННОСТЬ ЗА ВЫПОЛНЕНИЕ ПРАВИЛ

10. За правильность конструкции и технический уровень исполнительных механизмов, расчет на прочность и выбор материалов, соответствие ИМ настоящим Правилам отвечает разработчик.

11. За качество изготовления, монтажа, наладки, испытаний, контроля, ремонта и эксплуатации несет ответственность организация, выполнявшая соответствующие работы.


Раздел II ТРЕБОВАНИЯ К КОНСТРУКЦИИ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ
Глава 4 ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ

12. Конструкция ИМ должна:

12.1. удовлетворять требованиям настоящих Правил и соответствующих нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов, надзор за соблюдением которых осуществляет Проматомнадзор;

12.2. обеспечивать возможность осмотра и проверки механизма в процессе проведения планово-профилактического ремонта ядерного реактора, критической сборки или подкритической сборки:

использование при обслуживании набора стандартного слесарномонтажного инструмента, а в случае необходимости должен быть разработан комплект специального инструмента, приспособлений и оснастки;

возможность проведения их дезактивации после демонтажа без повреждения узлов и деталей механизмов;

сохранение технических характеристик в соответствии с требованиями технических условий в течение всего срока службы, установленного техническими условиями на механизм;

надежное сцепление и расцепление соединительного устройства с органом воздействия на реактивность при перегрузках;

непосредственно или с помощью специального приспособления контроль сцепления или расцепления соединительного устройства механизма с органом воздействия на реактивность на остановленном ядерном реакторе, критической сборке или подкритической сборке;

демпфирование подвижных частей механизма и органа воздействия на реактивность при срабатывании по сигналу аварийной защиты;

запас хода органа воздействия на реактивность от конечного выключателя до механического упора. Максимальный запас хода должен определяться из условия ядерной безопасности;

12.3. учитывать изменения физико-механических свойств материалов и геометрических размеров из-за радиационного воздействия;

12.4. предусматривать возможность:

транспортировки ИМ грузоподъемными механизмами;

демонтажа ИМ из ядерной установки с помощью специального контейнера, если это необходимо по условиям радиационной безопасности;

контроля сцепления соединительного звена с органом воздействия на реактивность при выполнении операции по сцеплению с ним;

12.5. предусматривать наличие:

ручных приводов или специальных приспособлений для перемещения органа воздействия на реактивность и сцепления с ним. Усилие на рукоятке ручных приводов не должно превышать 250 Н. Работа ручного привода или специальных приспособлений должна проводиться на заглушенной ядерной установке при снятом или пониженном давлении в первом контуре с соблюдением требований ядерной безопасности;

герметичных электровводов во внутренние полости механизмов, работающих в среде первого контура;

средств диагностического контроля технического состояния механизма в процессе работы. Необходимость установки и объем средств диагностического контроля определяются техническим заданием;

средств контроля выхода на упор органа воздействия на реактивность или соединительного устройства;

12.6. исключать:

самопроизвольное перемещение органов воздействия на реактивность в сторону увеличения положительной реактивности при неисправности и исчезновении электропитания механизмов, а также при внешних и внутренних воздействиях согласно требованиям технического задания;

самопроизвольное расцепление соединительного устройства с органом воздействия на реактивность при нормальной эксплуатации, аварийных ситуациях и авариях;

или снижать термопульсацию его элементов до допустимого значения;

12.7. удовлетворять требованиям соответствующего государственного стандарта, действующего в Республики Беларусь;

12.8. иметь при необходимости устройство для удаления газа из внутренней полости механизмов;

12.9. обеспечивать при необходимости контроль температуры электрооборудования;

12.10. сохранять работоспособность при нарушении соосности, прямолинейности или угла наклона канала для перемещения органа воздействия на реактивность в пределах, указанных в технической документации, в зависимости от условий эксплуатации и типа ядерного реактора, критической сборки или подкритической сборки.

13. Конструкция резьбовых соединений, используемых для крепления сборочных единиц и деталей исполнительных механизмов, должна исключать их самоотвинчивание.

14. Конструкция исполнительных механизмов аварийной защиты должна обеспечивать:

перемещение органа воздействия на реактивность в активную зону так, чтобы начавшееся по аварийному сигналу защитное действие доводилось до конца;

срабатывание по аварийному сигналу из любого промежуточного положения органа воздействия на реактивность;

не допускать самопроизвольного перемещения органа воздействия на реактивность в активной зоне после срабатывания механизма по аварийному сигналу.

15. Неисправность конечных выключателей и выход подвижных элементов исполнительных механизмов на упор не должны приводить к поломке исполнительных механизмов.

16. Конструкция исполнительных механизмов может быть разработана как для выполнения отдельных функций (регулирования, компенсации и аварийной защиты), так и комбинированной для выполнения нескольких функций, если не нарушаются требования ядерной безопасности.

17. Конструкция исполнительных механизмов, работающих в среде первого контура, не должна нарушать герметичность первого контура при нормальной эксплуатации, аварийных ситуациях и авариях.

18. Конструкция исполнительных механизмов должна быть разработана так, чтобы при нормальной эксплуатации, аварийных ситуациях и авариях не происходило заклинивание или зависание подвижных частей механизма.

19. Конструкция исполнительных механизмов, имеющих предохранительные устройства в кинематической цепи, должна предусматривать по возможности сигнализацию их срабатывания.


Глава 5 ЭЛЕКТРООБОРУДОВАНИЕ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ

20. Конструкция электромеханических ИМ должна:

20.1 предусматривать применение электродвигателей с запасом по крутящему моменту по сравнению с требуемым для перемещения не менее 1,2;

20.2. иметь датчик положения с контролем конечных и промежуточных положений и конечные выключатели, срабатывающие по возможности от органа воздействия на реактивность;

20.3. предусматривать наличие предохранительного устройства, исключающего повреждение электродвигателя при застревании органа воздействия на реактивность или несрабатывании конечных выключателей.

21. Датчик положения должен иметь надежную связь с органом воздействия на реактивность, исключающую потерю информации о его положении.

22. Сопротивление изоляции обмоток электрооборудования исполнительных механизмов относительно корпуса, измеренное мегомметром на 500 В должно быть:

при температуре окружающей среды 20 +/- 10 град. C и относительной влажности не более 75% не менее 20 МОм;

при рабочей температуре обмоток не менее 5 МОм для приборов, относящихся к государственной системе промышленных приборов и средств автоматизации, и не менее 0,5 МОм для электрооборудования, относящегося к электрическим аппаратам и машинам.

23. Электрическая прочность изоляции обмоток электрооборудования должна обеспечивать отсутствие пробоя или поверхностного перекрытия при испытании в соответствии с государственным стандартом. Значения параметров, необходимых для проведения испытаний, указываются в технических условиях.

24. Соединение электропроводов ИМ должно быть выполнено способом горячей пайки или с помощью сварки; места паяных и сварных соединений проводов должны иметь надежную изоляцию в соответствии с техническими условиями.

25. В конструкции ИМ должна быть обеспечена раздельная внутренняя прокладка силовых и контрольных линий питания электропотребителей механизма.

26. Любые отказы электродвигателя, кабелей, соединителей, конечных выключателей и других электрических элементов исполнительных механизмов не должны приводить к разгерметизации контура и вводу положительной реактивности активной зоны ядерного реактора, критической сборки или подкритической сборки. Кроме того, эти отказы не должны препятствовать вводу отрицательной реактивности в активную зону ядерного реактора, критической сборки или подкритической сборки по сигналам аварийной защиты или дистанционного управления. Допускается самопроизвольный ввод отрицательной реактивности при данных отказах.


Глава 6 СВАРНЫЕ СОЕДИНЕНИЯ И МАТЕРИАЛЫ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ

27. Сварные соединения ИМ должны удовлетворять требованиям действующих технических нормативных правовых актов.

28. Для изготовления деталей ИМ, работающих под давлением первого контура, должны применяться материалы, предусмотренные техническими нормативными правовыми актами.

29. Требования к материалам, полуфабрикатам, крепежным деталям и сварочным материалам деталей и сборочных единиц ИМ, работающих под давлением первого контура, должны соответствовать техническим нормативным правовым актам.

30. Крепежные детали для фланцевых соединений деталей и сборочных единиц ИМ, отделяющих среду первого контура от окружающей среды, должны быть выполнены в соответствии с требованиями технических нормативных правовых актов.

31. Материалы и комплектующие изделия, применяемые в исполнительных механизмах, должны быть устойчивы к радиационным, тепловым и химическим воздействиям в соответствии с условиями эксплуатации.


Раздел III ИЗГОТОВЛЕНИЕ И МОНТАЖ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ
Глава 7 ИЗГОТОВЛЕНИЕ И КОНТРОЛЬ СВАРНЫХ СОЕДИНЕНИЙ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ

32. Изготовление серийных ИМ должно производиться в соответствии с требованиями технической и технологической документации, а также технических условий.

33. Технологическая документация должна разрабатываться организацией-изготовителем.

34. Контроль сварных соединений ИМ должен проводиться в соответствии с требованиями нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов.

35. Гидравлические и пневматические испытания сварных соединений ИМ, работающих под давлением первого контура, должны выполняться в соответствии с требованиями нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов.

36. Требования к испытаниям сварных соединений на герметичность должны соответствовать требованиям нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов.


Глава 8 ИСПЫТАНИЯ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ

37. Опытные образцы исполнительных механизмов должны проходить следующие виды испытаний:

предварительные испытания проводятся для определения соответствия ИМ техническому заданию, требованиям стандартов и технической документации и решения вопроса о возможности представления их на приемочные испытания;

приемочные (межведомственные) испытания проводятся для определения соответствия ИМ техническому заданию, требованиям стандартов и технической документации, оценки технического уровня и определения возможности постановки их на производство, в том числе ресурсные испытания - для подтверждения работоспособности ИМ в пределах заданного ресурса;

эксплуатационные испытания в составе СУЗ на действующем ядерном реакторе, критической сборке или подкритической сборке (при наличии требования технического задания) проводятся для подтверждения характеристик в рабочих условиях.

38. Предварительные испытания опытных образцов проводит разработчик с привлечением при необходимости организации-изготовителя и организаций-соисполнителей.

39. Приемочные (межведомственные) испытания проводит разработчик при участии организации-изготовителя и заказчика (основного потребителя). Испытания должны проводиться в условиях, максимально приближенных к штатным условиям эксплуатации.

Разработчик должен обосновывать допустимость отклонений при испытаниях от штатных условий работы механизмов. Межведомственные испытания должны проводиться с опытным образцом штатной системы диагностики в случаях, предусмотренных техническим заданием.

40. Исполнительные механизмы серийного производства подвергают следующим испытаниям:

приемо-сдаточным;

периодическим;

установочной серии (первой промышленной партии - квалификационным). Число ИМ для испытаний должно быть указано в технических условиях.

41. Исполнительные механизмы на объекте должны проходить:

предмонтажные испытания на стенде предмонтажных проверок с имитаторами органов воздействия на реактивность на соответствие основных характеристик механизмов требованиям технической документации;

комплексные испытания в составе ядерного реактора, критической сборки или подкритической сборки со штатной СУЗ по программе пусконаладочных работ.

42. При выполнении проверок исполнительных механизмов на ядерных установках со штатным органом воздействия на реактивность и со штатной зоной необходимо:

сцепление и расцепление соединительных устройств ИМ с органами воздействия на реактивность выполнять поочередно для каждого механизма;

орган воздействия на реактивность перемещать на величину хода, разрешенную требованиями ядерной безопасности;

исключить проведение работ по сцеплению и расцеплению ИМ с органами воздействия на реактивность с помощью неисправных или не прошедших регламентных проверок приспособлений;

в процессе работ по сцеплению или расцеплению ИМ органами воздействия на реактивность по команде "Экстренное опускание" подъем органа воздействия на реактивность немедленно прекратить и осуществить сброс его в активную зону.

43. Программы и методики испытаний должны разрабатываться на основе технических заданий и конструкторской документации на исполнительные механизмы.

44. Программы и методики испытаний должны содержать требования по проверке основных параметров и характеристик ИМ. Испытания должны проводиться в условиях, максимально приближенных к действительным условиям работы механизмов.

45. Программа и методика приемочных (межведомственных) испытаний должны быть согласованы с заинтересованными организациями и Проматомнадзором.

46. Испытания ИМ серийного производства в организации-изготовителе необходимо проводить на стенде, имитирующем по геометрическим размерам действительные условия работы механизма в составе ядерной установки (трассу канала, соединительные головки органа воздействия на реактивность и другое).


Глава 9 МОНТАЖ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ

47. На монтаж могут быть допущены ИМ, прошедшие испытания на стенде предмонтажных проверок на соответствие основных характеристик механизмов требованиям технической документации.

48. Монтаж ИМ необходимо проводить по технологической и технической документации на монтаж.

49. После монтажа ИМ на ядерной установке необходимо провести испытания механизмов со штатной и (или) имитационной зоной и со штатной схемой управления по программе пусконаладочных работ.

50. При проведении ИМ, связанных с перемещением органов воздействия на реактивность в активной зоне, должен быть обеспечен контроль за состоянием активной зоны.


Раздел IV ПРИЕМКА И ЭКСПЛУАТАЦИЯ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ
Глава 10 ПРИЕМКА В ЭКСПЛУАТАЦИЮ

51. Приемка ИМ в эксплуатацию должна проводиться приемочной комиссией по результатам комплексного опробования в составе всего ядерного реактора, критической сборки или подкритической сборки совместно со штатной СУЗ.

52. Перед проведением комплексного опробования ИМ должны проверяться:

правильность подключения электрооборудования;

сопротивление изоляции электрооборудования;

наличие аттестованного обслуживаемого персонала, а также инженерно-технических работников, прошедших проверку знаний;

наличие производственных инструкций для персонала.

53. Программа комплексного опробования должна быть согласована с организациями-изготовителями и органами государственного надзора.


Глава 11 ТРЕБОВАНИЯ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ

54. Исполнительные механизмы должны эксплуатироваться в соответствии с техническим описанием и инструкцией по эксплуатации, разработанными на основании технической документации на ИМ и с учетом требований нормативных правовых актов, технических нормативных правовых актов.

55. Во время эксплуатации необходим непрерывный контроль за работой ИМ по показаниям приборов на блочном щите управления.

56. Во время плановых остановок ядерной установки проводятся все работы по устранению неисправностей ИМ и работы в соответствии с техническим описанием и инструкцией по эксплуатации.

57. Исполнительные механизмы перед отправкой в ремонт должны быть подвергнуты при необходимости дезактивации.

58. Исполнительные механизмы ядерных установок должны демонтироваться и транспортироваться с помощью специальных контейнеров, если при демонтаже не допускается разгерметизация первого контура или их открытый демонтаж недопустим по условиям высокой активности.

59. Перед каждым пуском после длительной остановки ядерного реактора, критической сборки или подкритической сборки на планово-предупредительный ремонт проверяется работа исполнительных механизмов со сцепленными органами воздействия на реактивность и работа конечных выключателей, при этом должен быть обеспечен контроль за состоянием активной зоны. Результаты проведенных работ отражаются в акте готовности ИМ в составе СУЗ к пуску.

60. При проведении проверок ИМ, связанных с перемещением органа воздействия на реактивность в активной зоне, должен быть обеспечен контроль за состоянием активной зоны.

61. При эксплуатации исполнительных механизмов необходимо вести учет отказов и неисправностей, отражающий их характер, место, время и причины появления, меры, принятые по их устранению и предотвращению, заводской номер ИМ и отработанный ресурс.

62. Испытания и монтаж ИМ после ремонта должны выполняться в соответствии с главами 8 и 9 настоящих Правил.


                                              УТВЕРЖДЕНО
                                              Постановление
                                              Министерства по
                                              чрезвычайным ситуациям
                                              Республики Беларусь
                                              30.12.2006 N 72

ПРАВИЛА БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ХРАНЕНИИ И ТРАНСПОРТИРОВКЕ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА ОБЪЕКТАХ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ


Раздел I ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ
Глава 1 ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

1. Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики (далее - Правила) устанавливают основные технические и организационные требования к комплексу систем хранения и обращения с ядерным топливом, направлены на обеспечение безопасности при хранении, обращении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики.

2. Настоящие Правила распространяются на объекты атомной энергетики, опытные и исследовательские реакторы, хранилища свежего топлива, критические и подкритические сборки.

3. Настоящие Правила не распространяются на требования:

промышленной безопасности, не связанные со спецификой ядерного топлива как источника ионизирующих излучений и радиоактивных веществ;

требования безопасности реактора при загрузке, перестановке в активной зоне, зоне воспроизводства, отражателе, выгрузке из реактора тепловыделяющих сборок, органов системы управления и защиты и др. элементов;

безопасности при проектировании транспортных упаковочных комплектов, предназначенных для транспортировки ядерного топлива на переработку или длительное хранение.

4. Настоящие Правила обязательны для всех организаций независимо от их формы собственности и ведомственной принадлежности, которые осуществляют деятельность по проектированию, сооружению, эксплуатации и снятии с эксплуатации комплекса систем хранения и обращения с ядерным топливом.

5. Отказы, аварийные ситуации и аварии комплекса должны расследоваться в порядке, согласованном с Департаментом по надзору за безопасным ведением работ в промышленности и атомной энергетике Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь (далее - Проматомнадзор).

6. Термины и их определения, используемые в настоящих Правилах, употребляются в значениях, определенных Объединенной конвенцией о безопасности обращения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами, ратифицированной Законом Республики Беларусь от 17 июля 2002 года "О ратификации Объединенной конвенции о безопасности обращения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами" (Национальный реестр правовых актов Республики Беларусь, 2002 г., N 88, 2/2879), а также следующие термины и их определения:

аварийная ситуация - состояние комплекса, характеризующееся нарушением предела и / или безопасной эксплуатации и не перешедшее в аварию;

авария - нарушение нормальной эксплуатации комплекса, 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 проектная - авария, для которой проектом определены исходные события и конечные состояния и обеспечены 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 персонала; несанкционированным вмешательством, которое может привести к тяжелым повреждениям и, как следствие, реализации планов мероприятий по защите персонала и населения;

безопасная геометрия - геометрические параметры оборудования, исключающие возможность возникновения самоподдерживающейся цепной реакции при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях;

безопасность комплекса ядерная, радиационная (далее - безопасность) - свойство комплекса при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, ограничивать радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду установленными пределами;

ввод комплекса в эксплуатацию - деятельность, во время которой проверяется соответствие проекту систем, оборудования и комплекса в целом, готовность комплекса к пуску и обеспечивается достижение установленных в проекте характеристик;

вывод комплекса из эксплуатации - деятельность, осуществляемая после удаления ядерных материалов с площадки комплекса, направленная на достижение заданного конечного состояния комплекса и его площадки;

группа упаковок - совокупность упаковок, которую разрешается хранить или транспортировать без ограничения взаимного размещения упаковок, кроме ограничений, создаваемых конструктивными элементами упаковочного комплекта;

исходное событие - единичный отказ в системах комплекса, внешнее воздействие или ошибка персонала, которые приводят к нарушению нормальной эксплуатации и могут привести к нарушению пределов и / или условий нормальной эксплуатации. Исходное событие включает все зависимые отказы, являющиеся его следствием;

комплекс систем хранения и обращения с ядерным топливом - совокупность систем, устройств, элементов, предназначенных для хранения, загрузки, выгрузки, транспортировки и контроля ядерного топлива;

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 пределы и выход их в окружающую среду;

норма хранения (транспортировки) ядерного топлива - количество ядерного топлива, которое разрешается хранить (транспортировать) с учетом ограничений на его расположение;

нормальная эксплуатация комплекса - эксплуатация в определенных проектом эксплуатационных пределах и условиях;

отработавшее ядерное топливо - отработавшее ядерное топливо, отдельные тепловыделяющие элементы (твэлы) или изделия с тепловыделяющими элементами (сборки твэлов, активные зоны в сборе), которое извлечено из реактора после их облучения;

объект атомной энергетики - опытные и исследовательские реакторы, критические и подкритические стенды, хранилища ядерного топлива;

пределы безопасной эксплуатации - установленные проектом значения параметров технологического процесса, отклонения от которых могут привести к аварии;

самоподдерживающаяся цепная реакция - цепная ядерная реакция, характеризующаяся значением эффективного коэффициента размножения нейтронов, превышающим единицу или равным ей;

система - совокупность элементов, предназначенная для выполнения заданных функций;

системы (элементы) безопасности локализующие - системы (элементы), предназначенные для ограничения распространения радиоактивных веществ и ионизирующего излучения за предусмотренные проектом комплекса пределы и предотвращения их выхода в окружающую среду;

снятие комплекса с эксплуатации - совокупность мер по прекращению эксплуатации комплекса, исключающая его дальнейшее использование и обеспечивающая безопасность персонала, населения и окружающей среды;

транспортный упаковочный комплект - комплект средств, используемых при транспортировке и хранении свежего или отработавшего ядерного топлива, обеспечивающий его сохранность, предотвращение попадания радиоактивных веществ в окружающую среду, а также ядерную и радиационную безопасность;

транспортный упаковочный комплект внутриобъектовый - комплекс средств, обеспечивающий сохранность свежего или отработавшего ядерного топлива, ядерную и радиационную безопасность при внутриобъектовой транспортировке свежего или отработавшего ядерного топлива;

упаковка - упаковочный комплект с ядерным топливом;

упаковочный комплект - совокупность компонентов, необходимых для обеспечения соответствия упаковки требованиям безопасности;

физическая защита - совокупность организационно-правовых, оперативно-розыскных, инженерно-технических мероприятий, средств и действий подразделений охраны с целью предотвращения диверсий или хищений ядерного топлива, радиоактивных отходов и радиоактивных веществ;

хранилище класса 1 - хранилище свежего топлива, для которого исключена возможность попадания воды;

хранилище класса 2 - хранилище свежего топлива, в котором исключена возможность затопления водой;

хранилище класса 3 - хранилище свежего топлива, для которого не выполняются требования, предъявляемые к хранилищам классов 1 и 2;

шаг решетки - расстояние между осями соседних тепловыделяющих сборок, пеналов или упаковок, расположенных в узлах регулярной решетки;

эксплуатация комплекса - деятельность, направленная на достижение безопасным образом цели, для которой сооружался комплекс, включая проведение экспериментов, измерения, техническое обслуживание, ремонт и другую, связанную с этим деятельность;

элементы - оборудование, приборы, трубопроводы, арматура, 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;

ядерная авария комплекса - авария, связанная с повреждением твэлов, превышающим установленные пределы безопасной эксплуатации, и / или с облучением персонала, превышающим допустимое для нормальной эксплуатации, вызванная образованием критической массы при хранении, транспортировке, выгрузке, загрузке ядерного топлива и нарушением теплоотвода от твэлов;

ядерная безопасность - свойство комплекса, исключающее возможность возникновения ядерной аварии техническими средствами и организационными мероприятиями.

7. Правила обязательны для выполнения всеми должностными лицами, инженерно-техническими работниками и рабочими, имеющими отношение к проектированию, изготовлению, монтажу, наладке, ремонту, модернизации, эксплуатации и снятию с эксплуатации оборудования комплекса систем хранения и обращения с ядерным топливом.

Лица, нарушившие требования настоящих Правил, несут ответственность в установленном законодательством Республики Беларусь порядке.


Раздел II ОБЩИЕ ПРИНЦИПЫ И ТРЕБОВАНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ
Глава 2 ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ

8. Безопасность комплекса систем хранения и обращения с ядерным топливом (далее - ЯТ) обеспечивается выбором площадки для размещения хранилища ЯТ, установлением санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения вокруг хранилища, высоким качеством проекта систем хранения и обращения с ЯТ, техническим совершенством и надежностью оборудования, контролем за его состоянием, а также организацией и выполнением работ в соответствии с законодательственными регламентирующими требованиями, профессиональной квалификацией и дисциплиной персонала.

9. Перечни проектных и запроектных аварий при хранении, перегрузке, транспортировке ЯТ должны быть включены в соответствующие перечни аварий, которые приводятся в разделе "Техническое обоснование ядерной безопасности" проекта и согласовываются в его составе.

10. Радиационная безопасность при хранении, перегрузке, транспортировке ЯТ регламентируется гигиеническими нормативами ГН 2.6.1.8-127-2000 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-2000)", утвержденными постановлением Главного государственного санитарного врача Республики Беларусь от 25 января 2000 г. N 5 (Национальный реестр правовых актов Республики Беларусь, 2000 г., N 35, 8/3037), санитарными правилами и нормами 2.6.1.8-8-2002 "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСП-2002)", утвержденными постановлением Главного государственного санитарного врача Республики Беларусь от 22 февраля 2002 г. N 6 (Национальный реестр правовых актов Республики Беларусь, 2002 г., N 35, 8/7859).


Глава 3 ОСНОВНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ ПРИ ПРОЕКТИРОВАНИИ И ЭКСПЛУАТАЦИИ СИСТЕМ ХРАНЕНИЯ И ОБРАЩЕНИЯ С ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ

11. Хранение и временное размещение ЯТ допускаются только в специально предназначенных местах, определенных проектом.

12. Запрещается прокладывать пути к другим эксплуатационным зонам через места хранения и временного размещения ЯТ (при наличии в данных местах ЯТ).

13. Должна исключаться необходимость перемещения над хранящимся ядерным топливом грузов, если они не являются частями подъемных и перегрузочных устройств. Допускается перегрузка или размещение грузов над помещениями (хранилищами), закрываемыми съемными или постоянными конструкциями, если эти конструкции выдерживают динамические и статические нагрузки, которые могут возникнуть при поднятии, падении и размещении грузов.

14. Маршруты транспортировки ЯТ следует выбирать так, чтобы они были короткими и простыми, и была исключена возможность аварии.

15. Компоновка хранилища должна обеспечивать быструю эвакуацию персонала из помещения в случае аварии.

16. В процессах перегрузки, хранения, транспортировки ЯТ должен быть обеспечен учет и контроль за расположением, количеством и перемещением тепловыделяющих сборок (далее - ТВС).

17. Чехлы и упаковки, которые подлежат транспортированию, должны быть закреплены в транспортных средствах таким образом, чтобы исключить их опрокидывание в условиях нормальной эксплуатации, при максимальном расчетном землетрясении и других природных явлениях, свойственных данному району.

18. Конструкции чехлов, стеллажей в хранилищах, транспортных средствах для транспортировки ЯТ должны обеспечивать их устойчивость в условиях нормальной эксплуатации, при максимально расчетном землетрясении и других природных явлениях, свойственных данному району.

19. Конструкция оборудования комплекса должна обеспечивать ядерную безопасность, в основном, путем размещения ТВС с определенным шагом решетки.

20. Стеллажи и чехлы, имеющие в целях ядерной безопасности поглощающие добавки в составе конструкционных материалов, должны быть спроектированы и изготовлены таким образом, чтобы избежать недопустимого уменьшения поглощающей способности при механическом, химическом или радиационном воздействии при нормальной эксплуатации и проектных авариях. Перед установкой поглотителей должна быть проверена их поглощающая способность. Периодические проверки эффективности поглотителей должны осуществляться и в процессе их эксплуатации при необходимости. В проектной документации должно быть указано предельное значение величины уменьшения поглощающей способности.

21. Оборудование для обращения с ЯТ должно предотвращать возможность падения упаковок или тепловыделяющих сборок при нормальной эксплуатации, а также такие повреждения упаковок и ТВС, которые могут привести к аварии при исходных событиях, вызывающих падение упаковок или ТВС.

22. Должны быть предусмотрены технические средства, исключающие неконтролируемые, самопроизвольные перемещения оборудования для обращения с ЯТ.

23. Для хранилищ, в которых хранение ЯТ осуществляется под водой, необходимо предусмотреть наличие устройств и систем для подачи, очистки, охлаждения воды, вентиляции, контроля радиоактивности, температуры, уровня, химического состава воды и при необходимости содержания водорода.

24. Для сухих хранилищ необходимо предусмотреть меры по контролю и ограничению накопления радиоактивных веществ в атмосфере хранилища, контролю за попаданием воды, влажностью, температурой.

25. Комплекс должен быть способен выполнять свои функции при особых воздействиях, принятых в проекте.

26. Проект хранилища должен исключать возможность достижения критичности при возникновении пожара и его тушении.

27. При проектировании оборудования комплекса должна быть предусмотрена возможность его испытаний, технического обслуживания, радиационного контроля и проверок на загрязненность радиоактивными веществами.

28. В проекте необходимо предусмотреть технические средства для хранения и обращения с негерметичными и дефектными ТВС.

29. Оборудование для хранения и транспортировки ЯТ в жидкой фазе должно иметь безопасную геометрию.

30. При проектировании системы хранения и обращения с ЯТ должны быть предусмотрены меры и устройства, исключающие возможность повышения температуры оболочек твэлов выше проектных значений для нормальной эксплуатации и проектной аварии.

31. В проектах комплекса должны быть предусмотрены локализующие системы безопасности, предназначенные для предотвращения или ограничения распространения внутри хранилища и выхода в окружающую среду выделяющихся при авариях радиоактивных веществ и ионизирующих излучений.

32. В проектах комплекса систем хранения и обращения с ЯТ должен быть предусмотрен раздел по выводу систем из эксплуатации.

33. Порядок и организация перевозок ЯТ по территории организации должны осуществляться в соответствии с Инструкцией по обеспечению ядерной и физической безопасности при перевозке ядерных материалов, разработанной эксплуатирующей организацией и утвержденной в установленном порядке.

34. Работы, связанные с выводом на техническое обслуживание и ремонт систем и элементов, отказы в которых могут являться исходными событиями, приводящими к нарушению условий безопасности эксплуатации, должны подлежать регистрации и учету.


Глава 4 ИСХОДНЫЕ СОБЫТИЯ АВАРИЙ И АВАРИЙНЫЕ СИТУАЦИИ

35. При анализе безопасности комплекса систем хранения и обращения с ЯТ должны быть рассмотрены исходные события, примерный перечень которых приведен ниже. Перечень исходных событий для конкретного оборудования может быть расширен или сокращен в обоснованных случаях.

36. Примерный перечень исходных событий для анализа проектных аварий:

сейсмические и другие природные явления, свойственные данному району (наводнения, ураганы и иное). При анализе сейсмических явлений необходимо рассматривать максимально расчетное землетрясение;

опрокидывание;

полное прекращение энергоснабжения;

падение самолета на объект;

воздушная ударная волна, обусловленная взрывом, возможным в данной и(или) соседней организации, проходящем транспорте и иное;

пожар;

падение предметов, которые могут изменить расположение ТВС и нарушить целостность ТВС и оболочек твэлов;

падение отдельных ТВС, пеналов, чехлов с ТВС, упаковок при транспортно-технологических операциях;

ошибки персонала;

затопление хранилищ водой (за исключением хранилища класса 1);

течь из бассейна выдержки или разрыв трубопроводов, приводящие к снижению уровня воды;

летящие предметы, образующиеся в результате аварий (например, в результате разрушения систем, работающих под давлением);

образование взрывоопасных смесей в хранилище отработавшего топлива;

аварии на реакторе, влияющие на безопасность комплекса систем хранения и обращения с ЯТ;

аварии в системах, не связанных с хранением или обращением с топливом, приводящие к повреждению оборудования для хранения и транспортировки ЯТ;

зависание ЯТ в центральном зале или зале бассейна выдержки или других помещениях при перегрузках;

отказы оборудования комплекса систем хранения и обращения с ЯТ;

уменьшение концентрации гомогенных поглотителей нейтронов в воде бассейна выдержки;

нарушение крепления упаковок во время транспортировки ЯТ.

37. Примерный перечень исходных событий для расчета последствий запроектных аварий:

возникновение самоподдерживающейся цепной реакции для систем хранения и обращения с ЯТ;

полное обезвоживание хранилища ЯТ;

падение технологического оборудования и строительных конструкций на перекрытие отсеков хранения или хранимое ЯТ;

затопление хранилищ 1 класса водой.

38. При рассмотрении исходных событий по пунктам 36 и 37 настоящих Правил необходимо рассмотреть возможность:

перегруппировки ТВС внутри чехлов, стеллажей, упаковок, приводящей к увеличению эффективного коэффициента размножения нейтронов;

изменения геометрической конфигурации ТВС и твэла (изгибы, сплющивание и иное), а также шага твэла в ТВС, приводящего к увеличению эффективного коэффициента размножения нейтронов;

кипения воды, образования пароводяной смеси и вследствие этого увеличения эффективного коэффициента размножения нейтронов, уменьшения защитного слоя воды;

потери эффективности гетерогенных или гомогенных поглотителей нейтронов;

проникновения воды или пароводяной смеси в упаковку, чехол, барабан свежего и отработавшего топлива, сухое хранилище отработавшего ЯТ.


Раздел III ТРЕБОВАНИЯ ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ КОМПЛЕКСА СИСТЕМ ХРАНЕНИЯ И ОБРАЩЕНИЯ СО СВЕЖИМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ
Глава 5 ТРЕБОВАНИЯ К ХРАНИЛИЩАМ СВЕЖЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

39. Требования безопасности применяются к хранилищам ЯТ, а также к оборудованию для обращения со свежим ЯТ, к которому относятся:

краны, захваты, траверсы, штанги;

платформы, тележки;

перегрузочные устройства и механизмы;

поворотные механизмы для приведения ТВС в вертикальное положение;

чехлы, упаковки, стойки, стеллажи для хранения;

стенды для контроля ТВС;

стенд для обмывки ТВС;

калибры для проверки геометрических размеров ТВС;

устройства для разборки или сборки ТВС;

барабаны свежих ТВС.

40. Безопасность хранилища класса 1 обеспечивается в том числе совокупностью следующих мер:

расположением хранилища выше нулевой отметки;

отсутствием соседних помещений, из которых вода может поступать в хранилище;

отсутствием трубопроводов с водой, маслом, водородом в хранилище;

расположением хранилища в незатопляемой зоне на случай наводнения;

наличием дренажа;

41. Безопасность хранилища класса 2 достигается в том числе совокупностью следующих мер:

расположением хранилища выше нулевой отметки;

отсутствием трубопроводов с водой, маслом, водородом в хранилище;

наличием сигнализаторов обнаружения воды и дренажных систем или насосов аварийной откачки воды, связанных с сигнализаторами обнаружения воды.

42. Проектирование новых хранилищ класса 3 не допускается.

43. Ядерная безопасность при хранении свежего ЯТ обеспечивается:

ограничениями на размещение ТВС в упаковках, чехлах, стеллажах;

ограничением числа ТВС в упаковках, чехлах, стеллажах;

ограничением числа упаковок, чехлов в группе;

ограничениями на размещение групп упаковок, чехлов, стеллажей;

применением гетерогенных поглотителей;

контролем за расположением ТВС, поглотителей, упаковок, чехлов, стеллажей;

контролем за наличием замедлителей.

44. Расположение упаковок или ТВС в штабеле должно быть зафиксировано с помощью специальных стеллажей, гнезд и иного. Взаимное расположение упаковок в группе должно обеспечиваться их конструкцией.

45. При хранении на полу места расположения групп упаковок должны быть обозначены разметками. При использовании в хранилищах транспортных средств (машин, электрокар) должны быть обозначены полосы их движения. Рекомендуется использовать различные ограничители (ограждения и иное), исключающие столкновение транспортного средства со стеллажами, упаковками и иным.

     46.  Шаг расположения ТВС в чехлах, стеллажах, упаковках должен
быть   выбран   таким,  чтобы  эффективный  коэффициент  размножения
нейтронов   (k   )   хранилища   не  превышал  0,95  при  нормальной
              эфф

эксплуатации и проектной аварии. 47. В проекте должно быть определено допустимое число упаковок или чехлов в группе или штабеле. Для хранилища класса 2 допустимое число упаковок или чехлов в группе должно быть выбрано таким, чтобы коэффициент размножения нейтронов (k ) не превышал 0,95 как в эфф
случае затопления хранилища водой, так и при таком количестве и распределении воды в системе, которое приводит к наибольшему эффективному коэффициенту размножения нейтронов в рассматриваемых исходных событиях. 48. Если допустимое число упаковок в группе ограничено, то минимальное расстояние между группами выбирается таким, чтобы эффективный коэффициент размножения нейтронов (k ) не превышал эфф
0,95. 49. Хранилища должны быть оснащены автоматическими или первичными средствами пожаротушения. Запрещается тушение пожаров средствами, которые могут повысить значение k , например, водой эфф
или пеной. Хранение горючих материалов, а также материалов, имеющих другие опасные при пожаре свойства (например, химическая токсичность, коррозионная активность, взрывоопасность), не входящих в состав упаковочных комплектов, в хранилище запрещается. Запрещается прокладка через зону хранения кабелей, которые не связаны непосредственно с подачей электроэнергии к оборудованию для обращения с ЯТ, и трубопроводы с горючими и взрывоопасными жидкостями и газами. В проекте должно быть предусмотрено автоматическое отключение вентиляции хранилища при возникновении в нем пожара.

50. В хранилищах для свежего ЯТ допускается хранение других компонентов активной зоны, не содержащих делящийся материал. При этом места их расположения должны быть регламентированы в проекте. Хранение между или внутри чехлов, стеллажей, групп упаковок материалов, являющихся эффективными замедлителями нейтронов (дерево, графит, бериллий, водородсодержащие материалы), не допускается. В одном хранилище разрешается хранить ТВС различных типов.

51. Хранилища должны быть оборудованы охранной, пожарной сигнализацией, рабочим и аварийным освещением и системой оптико-электронного наблюдения.

52. Хранилища должны быть оснащены системой аварийной сигнализации о возникновении самоподдерживающейся цепной реакции (далее - СЦР). Проектирование и эксплуатация системы аварийной сигнализации должны осуществляться в соответствии с действующими техническими нормативными правовыми актами. Не требуется устанавливать систему аварийной сигнализации в хранилищах классов 1 и 2 для свежего уранового топлива с обогащением не более 5%.

53. В хранилищах должны быть предусмотрены системы, которые обеспечивают поддержание температуры и влажности в соответствии с техническими условиями организации-изготовителя ТВС.

54. В хранилищах должен осуществляться радиационный контроль в соответствии с требованиями технических нормативных правовых актов согласно пункту 10 настоящих Правил.

55. Материалы и конструкция хранилища и оборудований должны позволять легко дезактивировать поверхности.


Глава 6 ТРЕБОВАНИЯ К ОБОРУДОВАНИЮ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ И ОБРАЩЕНИЯ СО СВЕЖИМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ

56. Транспортно-технологическое оборудование для перемещения ЯТ наряду с основной транспортной скоростью должно иметь доводочную скорость, наибольшее значение которой должно исключать повреждения ТВС и оборудования.

57. Грузоподъемные механизмы, используемые при транспортно-технологических операциях, должны соответствовать требованиям нормативных правовых актов и технических нормативных правовых актов в области промышленной безопасности.

58. Конструкция кранов и других грузоподъемных механизмов для обращения с ЯТ в случае прекращения подачи электропитания должна исключать возможность падения ЯТ и неконтролируемого перемещения механизмов.

59. Захваты грузоподъемных механизмов должны быть сконструированы таким образом, чтобы они надежно поднимали и перемещали ЯТ, что обеспечивается с помощью следующих мер:

перед началом подъема ЯТ захват подъемного механизма должен быть расположен над захватным устройством упаковки, чехла, ТВС с необходимой точностью;

захват должен оставаться в закрытом положении в случае прекращения подачи электроэнергии;

с помощью блокировки необходимо обеспечить, чтобы захват с подвешенной ТВС не мог расцепиться самопроизвольно или в результате ошибки персонала.

60. При проектировании оборудования для хранения и обращения с ЯТ необходимо учитывать все нагрузки, возникающие при нормальной эксплуатации и в результате исходных событий, включая асимметричные нагрузки и нагрузки при ускорениях. Необходимо, чтобы напряжения, возникающие в результате действия нагрузок, не превышали допустимых пределов для различных крепежных элементов (болтов, гаек и другого).

61. В проекте должны быть установлены допустимые количества ТВС, располагаемых на стендах, столах для визуального осмотра, разборки или сборки ТВС, проверки геометрических размеров.

62. Необходимо, чтобы оборудование для хранения и обращения с ЯТ не имело острых углов и краев, которые могли бы повредить ТВС.

63. Конструкция оборудования для обращения с ЯТ должна исключать при нормальной эксплуатации удары и другие нагрузки, которые могут вызвать повреждения или изменение размеров ТВС и твэлов.

64. Для проведения операций с ЯТ разрешается использовать только исправные штатные приспособления и механизмы, прошедшие периодическое освидетельствование, испытания и контрольный осмотр перед проведением операций.

| Стр.1 | Стр.2 | Стр.3 | Стр.4 | Стр.5 | Стр.6 |

карта новых документов

Разное

При полном или частичном использовании материалов сайта ссылка на pravo.levonevsky.org обязательна

© 2006-2017г. www.levonevsky.org

TopList

Законодательство Беларуси и других стран

Законодательство России кодексы, законы, указы (изьранное), постановления, архив


Законодательство Республики Беларусь по дате принятия:

2013 2012 2011 2010 2009 2008 2007 2006 2005 2004 2003 2002 2001 2000 до 2000 года

Защита прав потребителя
ЗОНА - специальный проект

Бюллетень "ПРЕДПРИНИМАТЕЛЬ" - о предпринимателях.



Новые документы




NewsBY.org. News of Belarus

UK Laws - Legal Portal

Legal portal of Belarus

Russian Business

The real estate of Russia

Valery Levaneuski. Personal website of the Belarus politician, the former political prisoner