Выполнение программы по ликвидации ядерного наследия рф в 2022 году

4.4.2.1. На блоке АС должен предусматриваться БПУ, оперативный персонал управления которого осуществляет управление технологическим оборудованием систем нормальной эксплуатации и систем безопасности при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии.

4.4.2.2. Проектом должна быть обоснована достаточность предусмотренных мер для обеспечения живучести, обитаемости и нормального функционирования БПУ по управлению блоком во всех режимах, включая проектные и запроектные аварии.

4.4.2.3. При проектировании БПУ должны быть оптимально решены вопросы взаимодействия системы человек – машина. Параметры, которые необходимо контролировать на БПУ, должны быть отобраны и отображаться для обеспечения оперативного представления персоналу однозначной информации о соблюдении пределов и условий безопасной эксплуатации АС, а также идентификации и диагностики автоматического срабатывания и функционирования систем безопасности.

4.4.2.4. На БПУ проектом должны быть предусмотрены:

  • средства контроля и управления процессами деления ядерного топлива во всех режимах и при всех условиях в активной зоне при нормальной эксплуатации (в том числе и в подкритическом режиме в процессе перегрузки ядерного топлива);
  • указатели положения органов воздействия на реактивность, автоматический контроль концентрации растворимого поглотителя и указатели состояния других средств воздействия на реактивность;
  • системы информационной поддержки оператора, в том числе система оперативного представления персоналу обобщенной информации, характеризующей текущее состояние безопасности РУ и АС в целом.

4.4.2.5. Команды на дистанционное управление технологическими механизмами, формируемые системой автоматического управления или ключами дистанционного управления с панелей БПУ, должны автоматически регистрироваться.

Организация эксплуатации и эксплуатационная документация

Эксплуатация ядерных станций

рганизация безопасной эксплуатации

1.1. Организационные структуры

Эксплуатирующая организация АС должна создавать необходимые организационные структуры для безопасной эксплуатации, наделять администрацию полномочиями, обеспечивать финансовыми и материально-техническими ресурсами, нормативными документами и научно-технической поддержкой. Организация также должна обеспечивать физическую защиту и пожарную охрану, подбор и подготовку персонала, создание атмосферы ответственности, и непрерывный контроль безопасности.

Читайте также:  Оператор-гидрометаллург и т.д

1.2. Технологический регламент

Основным документом, определяющим безопасную эксплуатацию, является технологический регламент. Он содержит правила безопасной эксплуатации, порядок выполнения операций, связанных с безопасностью, и пределы безопасной эксплуатации. Эксплуатирующая организация разрабатывает регламент с участием разработчиков и включает его в документы для лицензирования.

1.3. Инструкции по эксплуатации

Администрация разрабатывает инструкции на основе технологического регламента и документации разработчиков оборудования. Инструкции должны содержать указания о работе в нормальных условиях и при нарушениях эксплуатации.

1.4. Инструкции по действиям при авариях

Администрация организует разработку инструкций по обеспечению безопасности в случае аварий. Действия персонала должны основываться на событиях и состояниях реакторной установки.

1.5. Техническое обслуживание систем

Необходимо проводить техническое обслуживание, ремонт, испытания и проверки систем безопасности. Работы должны основываться на инструкциях, программам и графикам, разработанным администрацией.

1.6. Документация

Необходимо вести документацию в соответствии с нормативами. Важные документы должны храниться на ядерной станции на протяжении всего срока эксплуатации.

1.7. Контроль пределов безопасности

Документированные данные о контроле безопасности должны храниться на станции определенное время. Материалы расследования отказов и аварий также должны быть сохранены.

1.8. Остановка блока при несоблюдении пределов безопасности

Если пределы безопасности не могут быть соблюдены, блок должен быть остановлен.

1.9. Испытания

Испытания, не предусмотренные регламентом, должны быть проведены с согласования и утверждения организацией. Испытания разрешаются соответствующими органами.

1.10. Расследование нарушений

Все нарушения должны быть расследованы в соответствии с положениями. Эксплуатирующая организация несет ответственность за предотвращение повторных нарушений.

1.11. Отчеты о нарушениях

Информация о нарушениях должна быть направлена в соответствующие органы. Представители должны иметь доступ к информации о нарушениях.

1.12. Проверки работоспособности

Перед вводом в эксплуатацию и периодически должна проводиться проверка работоспособности систем безопасности и важных элементов.

1.13. Сбор информации

Эксплуатирующая организация должна собирать, анализировать и передавать информацию об отказах и неправильных действиях персонала.

1.14. Продление срока эксплуатации

По результатам оценки ресурса оборудования может быть рассмотрено продление срока эксплуатации. Необходимо получить новую лицензию соответствующего органа.

Конец статьи

<li>
<p>5.4.1. Защита персонала и населения от радиации во время эксплуатации обеспечивается соблюдением действующего законодательства в области радиационной безопасности, а также требований соответствующих федеральных норм и правил в области использования атомной энергии.</p>
</li>
<li>
<p>5.4.2. Система мониторинга целостности физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду должна быть предусмотрена для контроля отклонений от установленных пределов безопасной эксплуатации атомной электростанции.</p>
</li>
<li>
<p>5.4.3. Проектирование атомной электростанции должно включать в себя систему радиационного контроля, которая должна предусматривать измерение контролируемых параметров, характеризующих радиационное состояние на станции и в окружающей среде в той или иной мере при всех режимах работы станции, а также во время аварий проектного и предельного уровня.</p>
</li>
<li>
<p>5.4.4. Должны быть предусмотрены непрерывные измерения скорости доз облучения в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения, скорости ветра и других метеорологических параметров, а также периодические измерения плотности радиоактивного осадка для оценки и прогнозирования радиационной обстановки в окружающей местности во время нормальной эксплуатации станции и отклонений от нормальной эксплуатации, включая проектные и предельные аварии. Должны быть предусмотрены технические средства для проведения этих оценок и прогнозов.</p>
</li>
<li>
<p>5.4.5. Администрация станции обеспечивает контроль за радиационной нагрузкой персонала станции и персонала других организаций, занимаемых техническим обслуживанием систем (элементов) станции, разработкой и внедрением мер по снижению радиационного воздействия на персонал до разумного достижимого уровня.</p>
</li>
<li>
<p>5.4.6. Администрация станции обеспечивает учет и контроль ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов, включая свежее и отработанное ядерное топливо, демонтированное радиоактивное оборудование, загрязненные инструменты, одежду, производственные отходы и другие источники ионизирующего излучения.</p>
</li>

Требования к персоналу

  • АС должна быть укомплектована персоналом, имеющим необходимую квалификацию и допущенным в установленном порядке к самостоятельной работе до завоза ядерного топлива на станцию.

Допуск к работе

  • Допуск эксплуатационного персонала к выполнению определенных видов деятельности осуществляется при наличии у них разрешений, выдаваемых Госатомнадзором России.

Требования к квалификации

  • Перечень должностей работников АС, которые должны получать разрешения Госатомнадзора России на право ведения работ в области использования атомной энергии, определен Правительством Российской Федерации.

  • Квалификационные требования к работникам определяются в отраслевых квалификационных справочниках, согласованных с органами регулирования безопасности при использовании атомной энергии.

Обеспечение квалификации

  • Подбор, подготовку, допуск к самостоятельной работе и поддержание квалификации эксплуатационного персонала обеспечивает эксплуатирующая организация АС.

  • Система подбора и подготовки должна быть направлена на обеспечение безопасной эксплуатации АС во всех режимах и на выполнение действий при возникновении аварий.

Подготовка персонала

  • Система подготовки должна включать отработку практических навыков с использованием технических средств обучения, таких как тренажеры.

  • Особое внимание должно быть уделено отработке действий при возможных нарушениях и авариях.

Медицинский контроль

  • Перед допуском к самостоятельной работе и периодически эксплуатационный персонал должен проходить медицинский контроль.
5.3.1. АС должна быть укомплектована персоналом, имеющим необходимую квалификацию и допущенным в установленном порядке к самостоятельной работе до завоза ядерного топлива на станцию. 

5.3.2. Допуск эксплуатационного персонала к выполнению определенных видов деятельности осуществляется при наличии у них разрешений, выдаваемых Госатомнадзором России. 

5.3.3. Перечень должностей работников АС, которые должны получать разрешения Госатомнадзора России на право ведения работ в области использования атомной энергии, определен Правительством Российской Федерации. 
    
    - Квалификационные требования к работникам определяются в отраслевых квалификационных справочниках, согласованных с органами регулирования безопасности при использовании атомной энергии.

5.3.4. Подбор, подготовку, допуск к самостоятельной работе и поддержание квалификации эксплуатационного персонала обеспечивает эксплуатирующая организация АС. 
    
    - Система подбора и подготовки должна быть направлена на обеспечение безопасной эксплуатации АС во всех режимах и на выполнение действий при возникновении аварий.

5.3.5. Система подготовки должна включать отработку практических навыков с использованием технических средств обучения, таких как тренажеры.

    - Особое внимание должно быть уделено отработке действий при возможных нарушениях и авариях.

5.3.6. Перед допуском к самостоятельной работе и периодически эксплуатационный персонал должен проходить медицинский контроль.

4.4.4.1. УСНЭ блока АС должны осуществлять управление технологическими процессами во всех режимах работы блока АС с установленными в проекте показателями качества, надежности и метрологическими характеристиками. 4.4.4.2. УСНЭ должны иметь в своем составе: 1) средства надежной групповой и индивидуальной связи между БПУ, РПУ и эксплуатационным персоналом АС, выполняющим работы по месту; 2) средства, обеспечивающие сбор, обработку, документирование и хранение информации, достаточной для того, чтобы имелась возможность своевременного и однозначного установления исходных событий возникновения нарушений нормальной эксплуатации и аварий, их развития, установления фактического алгоритма работы систем безопасности и элементов, важных для безопасности, отнесенных к классам безопасности 1 и 2, в том числе систем контроля и управления, отклонений от штатных алгоритмов, действий персонала. 4.4.4.3. УСНЭ блока АС должны обеспечивать автоматическую и/или автоматизированную диагностику состояния и режимов эксплуатации, в том числе и собственно технических и программных средств контроля и управления. 4.4.4.4. УСНЭ блока АС должны быть построены таким образом, чтобы обеспечивать наиболее благоприятные условия для принятия оперативным персоналом правильных решений по управлению АС и сокращать до минимума возможность принятия неправильных решений. 4.4.4.5. Проект УСНЭ должен содержать: 1) анализ реакции систем управления и контроля РУ и блока АС на возможные отказы в системе; 2) анализ надежности функционирования технических и программных средств и системы в целом; 3) анализ устойчивости контуров управления и регулирования. 4.4.4.6. Должны быть предусмотрены средства и методы обнаружения течи теплоносителя первого контура, превышающей установленную проектом величину, и по возможности места ее нахождения. Должен быть предусмотрен автоматизированный контроль радиоактивности теплоносителя и контроль сбросов и выбросов радиоактивных веществ, а также контроль радиационной обстановки в помещениях АС, в санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения при эксплуатации АС, включая аварии, и при выводе АС из эксплуатации. 4.4.4.7. Должны быть предусмотрены автоматический контроль условий безопасного хранения ядерного топлива и радиоактивных отходов и сигнализация о нарушениях этих условий.

Окализующие системы безопасности

4.6.1. Должны быть предусмотрены локализующие системы безопасности для удержания при аварии радиоактивных веществ и ионизирующего излучения в предусмотренных проектом границах. 4.6.2. Реактор и содержащие радиоактивные вещества системы и элементы АС должны размещаться в герметичных помещениях целиком для локализации выделяющихся при проектных авариях радиоактивных веществ в их границах. При этом, а также в случае иного размещения необходимо, чтобы при нормальной эксплуатации и проектных авариях не превышались соответствующие установленные дозы облучения персонала и населения, а также нормативы по выбросам и содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде. Необходимость и допустимость направленного выброса радиоактивных веществ при запроектных авариях должны быть обоснованы проектом. 4.6.3. Локализующие системы безопасности должны быть предусмотрены для каждого блока АС и выполнять заданные функции для проектных и учитываемых в соответствии с п. 1.2.16 запроектных аварий. Совместное использование отдельных элементов и локализующих систем безопасности в целом для нескольких блоков допускается, если доказана невозможность распространения аварии с одного блока АС на другие. 4.6.4. В тех случаях, когда для предотвращения повышения давления в герметичных помещениях предусматриваются системы теплоотвода с активными элементами, должно быть несколько независимых каналов теплоотвода, обеспечивающих требуемую эффективность с учетом требований п. 1.2.12. 4.6.5. Все пересекающие границы герметичного ограждения коммуникации, через которые при аварии возможен выход радиоактивных веществ за границы герметичных помещений, должны быть оборудованы изолирующими элементами. 4.6.6. В проекте АС должна быть обоснована степень допустимой негерметичности герметичного ограждения, должны быть указаны способы ее достижения. Соответствие фактической герметичности проектной должно быть подтверждено до загрузки реактора ядерным топливом и проверяться в процессе эксплуатации с установленной в проекте периодичностью. Испытания герметичного ограждения при вводе в эксплуатацию должны проводиться при расчетном давлении, последующие испытания проводятся при обоснованном в проекте давлении. Оборудование, расположенное внутри герметичных помещений, должно выдерживать испытания без потери работоспособности. В проекте АС должны быть предусмотрены методика и технические средства испытания герметичного ограждения на соответствие проектным параметрам. 4.6.7. Должны быть предусмотрены меры по обнаружению и предотвращению образования взрывоопасных концентраций газов в помещениях локализующих систем безопасности.

Истема хранения ядерного топлива и радиоактивных отходов

4.8.1. На каждой АС должны быть предусмотрены хранилища свежего и отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов. Вместимость хранилищ ядерного топлива должна быть обоснована с учетом обеспечения возможности полной выгрузки активной зоны в любое время. В ООБ АС должна быть приведена информация об обеспечении безопасности при обращении со свежим и отработавшим ядерным топливом, радиоактивными отходами. Должен быть выполнен анализ безопасности хранилищ при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии. Обращение с ядерным топливом должно обеспечиваться в соответствии с требованиями нормативных документов. 4.8.2. Возможность достижения критичности в хранилищах свежего и отработавшего ядерного топлива при его размещении и движении должна исключаться за счет обеспечения соответствующих характеристик хранилищ. 4.8.3. В хранилищах отработавшего ядерного топлива должны быть предусмотрены надежные системы отвода остаточного тепла для предотвращения повреждения ядерного топлива и выхода радиоактивных веществ в помещения АС или окружающую среду сверх установленных проектом пределов. Проектом АС должны быть предусмотрены транспортно-технологические операции и специальные устройства для транспортирования свежего и отработавшего ядерного топлива, в том числе и для вывоза отработавшего ядерного топлива с АС. 4.8.4. В проекте АС должны содержаться анализ состава и количества твердых и жидких радиоактивных отходов и газообразных радиоактивных веществ при нормальной эксплуатации и их оценка для проектных аварий. Должны быть предусмотрены средства переработки, места и способы временного и долговременного хранения радиоактивных отходов и радиоактивных газов, системы очистки перед сбросом воздуха в атмосферу и воды в естественные водоемы, средства транспортирования радиоактивных отходов в пределах АС и до мест хранения.

Обращение с радиоактивными отходами

Основные работы по обращению с накопленными радиоактивными отходами в 2022 г. включают в себя:

В 2022 году извлечено, подготовлено к захоронению и передано на временное хранение около 1,5 тыс. м3 РАО, передано на захоронение – более 2 тыс. м3 РАО. Около 60% РАО, переданных на захоронение, – это отходы, образованные от вывода из эксплуатации объектов ядерного наследия на площадках АО «ВНИИНМ» и АО «АЭХК».

Выполнение программы по ликвидации ядерного наследия рф в 2022 году

Выполнение программы по ликвидации ядерного наследия рф в 2022 году

На ФГУП «ГХК» в рамках подготовки накопленных РАО к захоронению был выполнен комплекс работ по трем направлениям: 1) обращение с металлическими отходами, загрязненными техногенными радионуклидами, которые образовались на объекте 120/1 при выводе из эксплуатации ПУГР; 2) освобождение объектов завода фабрикации топлива от твердых радиоактивных отходов, образованных в период эксплуатации радиохимического производства по переработке облучённых стандартных урановых блоков и подготовки к выводу из эксплуатации объектов радиохимического производства; 3) подготовка к захоронению РАО бассейнов выдержки отработавшего ядерного топлива ПУГР.

В 2022 году были продолжены подготовительные работы по консервации пульпохранилищ ПХ-1, ПХ-2external link, opens in a new tab АО «СХК» (г. Северск, Томская область). Осуществлено расширение существующей перегрузочной площадки, устройство автомобильной дороги, демонтаж оборудования гидроразрыва пласта и другие работы по организации необходимой инфраструктуры. Также было завершено равномерное размещение в ПХ-1 фрагментов техникиexternal link, opens in a new tab, использовавшейся при ликвидации последствий чернобыльской аварии. Предварительно из нее была удалена техническая жидкость (масло, топливо, тормозная, гидравлическая, охлаждающая и т.п.), неметаллические элементы и произведена ее фрагментация. Одновременно в рамках подготовки к консервации пульпохранилища ПХ-2, на комбинате осуществляется извлечение из ПХРО (Сооружение 21) накопленных РАО, относящихся к федеральной собственности, и их размещение в ПХ-2.

Основной целью консервации пунктов размещения особых РАО является создание дополнительных барьеров безопасности, исключающих несанкционированный доступ в зону размещения отходов и препятствующих выходу радиоактивных веществ в окружающую среду, в том числе за счет ветрового уноса с поверхности хранилищ или фильтрации в подземные воды.

Реабилитация радиационно-загрязненных территорий

Реабилитация радиационно-загрязненных территории (РЗТ) направлена на приведение ее в безопасное состояние за счет снижения воздействия имеющегося загрязнения на человека и окружающую среду. Это обеспечивается различными способами, включая удаление источника загрязнения, сооружение инженерных барьеров безопасности для его изоляции и др.

Выполнение программы по ликвидации ядерного наследия рф в 2022 году

Выполнение программы по ликвидации ядерного наследия рф в 2022 году

В 2022 году был выполнен очередной этап реабилитации РЗТ радиохимического завода (завода 235) ФГУП «ПО «Маяк»external link, opens in a new tab на участке №1external link, opens in a new tab площадью 40 тыс. м2.

На второй режимной территории ФГКУ «12 ЦНИИ» Минобороны Россииexternal link, opens in a new tab (г. Сергиев Посад, Московская область) за 2021-2022 гг. был полностью завершен комплекс работ по реабилитации участков радиоактивного загрязнения (УРЗ) № 2, 3, 10external link, opens in a new tab, общей площадью 80 тыс. м2. Это позволило снизить уровень радиационной нагрузки на загрязнённых участках до нормативно установленных требований для использования в производственных целях.

Выполнение программы по ликвидации ядерного наследия рф в 2022 году

В рамках мероприятия по реабилитации радиационно загрязненных территорий субъектов Российской Федерацииexternal link, opens in a new tab проведено комплексное инженерно-радиационное обследование участков войсковой части 55443-36 Минобороны Россииexternal link, opens in a new tab (пос. Песочное Ленинградской области) площадью 120 тыс. м2.

Езервный пункт управления

4.4.3.1. На блоке АС должен предусматриваться РПУ. 4.4.3.2. С РПУ должны осуществляться следующие функции: 1) управление системами безопасности; 2) перевод реактора в подкритическое состояние; 3) удержание реактора в подкритическом состоянии; 4) отвод тепла от реактора; 5) контроль состояния РУ. 4.4.3.3. Должна быть обеспечена независимость от БПУ и обоснованы достаточные живучесть и обитаемость РПУ. Должны быть приняты меры, направленные на исключение отказа БПУ и РПУ по общей причине.

Ащитные системы безопасности

4.5.1. В проекте АС должны быть предусмотрены защитные системы безопасности, обеспечивающие надежный аварийный останов реактора и поддержание его в подкритическом состоянии в любых режимах нормальной эксплуатации и нарушений нормальной эксплуатации, включая проектные аварии. 4.5.2. Эффективность и быстродействие систем аварийного останова реактора должны быть достаточны для ограничения энерговыделения уровнем, не приводящим к повреждению твэлов сверх установленных пределов для нормальной эксплуатации или для проектных аварий, и подавления положительной реактивности, возникающей в результате проявления любого эффекта реактивности или возможного сочетания эффектов реактивности при нормальной эксплуатации и проектных авариях. 4.5.3. Аварийный останов реактора должен обеспечиваться независимо от того, имеется или потерян источник энергии. 4.5.4. В составе защитных систем должны быть предусмотрены системы для аварийного отвода тепла от реактора, состоящие из нескольких независимых каналов и обеспечивающие эффективность с учетом требований п. 1.2.12. Допускается использование систем (каналов) охлаждения, предназначенных для нормальной эксплуатации, в качестве систем (каналов) аварийного отвода тепла от реактора. В этом случае они должны удовлетворять требованиям, предъявляемым к системам безопасности. 4.5.5. Должны быть предусмотрены меры, предотвращающие выход реактора в критическое состояние и превышение допустимого давления в системах контура теплоносителя реактора при включении и работе системы аварийного отвода тепла от реактора. 4.5.6. Срабатывание защитных систем безопасности не должно приводить к отказам оборудования систем нормальной эксплуатации. При проектировании должно быть обосновано допустимое за срок эксплуатации блока АС число срабатываний защитных систем безопасности (в том числе и ложных срабатываний), исходя из их влияния на ресурс работы оборудования.

Онтур теплоносителя реактора

Все оборудование и трубопроводы контура теплоносителя реактора должны выдерживать без разрушений статические и динамические нагрузки и температурные воздействия, возникающие в любых его узлах и компонентах (с учетом действий защитных систем безопасности и их возможных отказов в соответствии с п. 1.2.12) при всех учитываемых исходных событиях, в том числе непреднамеренных выделениях энергии в теплоноситель, вызванных: внезапным введением положительной реактивности при выбросе с максимальной скоростью органа воздействия на реактивность максимальной эффективности, если такой выброс не предотвращен конструкцией; вводом "холодного" теплоносителя в активную зону (при отрицательном температурном коэффициенте реактивности по теплоносителю) или любым другим возможным положительным эффектом реактивности, связанным с теплоносителем.

Азначение документа

1.1.1. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (далее по тексту – Общие положения) относятся к федеральным нормам и правилам в области использования атомной энергии. Они регламентируют вопросы безопасности, специфичные для АС как источника возможного радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду. 1.1.2. Настоящие Общие положения устанавливают цели, ориентиры и основные критерии безопасности, а также основные принципы и характер технических и организационных мер, направленных на достижение безопасности. Объем, полнота и глубина реализации этих принципов и мер должны соответствовать федеральным нормам и правилам в области использования атомной энергии, а также другим нормативным документам и государственным стандартам (далее по тексту – нормативные документы), обоснованность применения которых для конкретных АС должна подтверждаться Федеральным надзором России по ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзором России) при лицензировании. При отсутствии необходимых нормативных документов предлагаемые конкретные технические решения обосновываются и устанавливаются в проекте в соответствии с достигнутым уровнем науки и техники. Приемлемость таких решений определяется Госатомнадзором России при лицензировании. 1.1.3. Настоящие Общие положения обязательны для всех юридических и физических лиц, осуществляющих деятельность, связанную с размещением, проектированием, сооружением, вводом в эксплуатацию, эксплуатацией и выводом из эксплуатации блоков АС, и действуют на всей территории Российской Федерации. 1.1.4. Введение в действие настоящих Общих положений не влечет за собой прекращение действия или изменение срока действия лицензий и разрешений Госатомнадзора России на право ведения работ в области использования атомной энергии. Сроки и объем приведения АС в соответствие с настоящими Общими положениями определяются в каждом конкретном случае в порядке, установленном для лицензирования деятельности по сооружению и эксплуатации АС. 1.1.5. Дополнения и изменения в настоящие Общие положения вносятся в порядке, установленном Правительством Российской Федерации для разработки и утверждения федеральных норм и правил в области использования атомной энергии.

Вод в эксплуатацию

5.2.1. В проекте АС должны устанавливаться требования к последовательности и объему предпусковых наладочных работ, физического и энергетического пусков, а также приемочные критерии для вводимых в эксплуатацию оборудования и систем АС. Эксплуатирующая организация АС должна обеспечивать разработку и реализацию программы ввода АС в эксплуатацию. Программа должна быть одобрена Госатомнадзором России в процессе лицензирования. 5.2.2. Предпусковые наладочные работы, физический и энергетический пуски и освоение мощности до номинальной величины должны подтверждать, что АС в целом, а также системы (элементы), важные для безопасности, выполнены и функционируют в соответствии с проектом, выявленные недостатки устранены. Администрация АС обеспечивает разработку и согласование с разработчиками РУ и АС программ предпусковых наладочных работ, физического и энергетического пусков и опытно-промышленной эксплуатации. Программы должны быть утверждены эксплуатирующей организацией и направляться в установленном порядке в Госатомнадзор России. Документы, регламентирующие проведение предпусковых наладочных работ, физического и энергетического пусков и опытно-промышленной эксплуатации, должны содержать перечень ядерно опасных работ и перечень мер, предотвращающих аварии. 5.2.3. При осуществлении программы ввода в эксплуатацию должны определяться и документироваться характеристики систем (элементов), важных для безопасности, уточняться рабочие характеристики оборудования и систем, пределов и условий безопасной эксплуатации и эксплуатационных процедур, чтобы они отражали фактические характеристики оборудования и систем. Перечень параметров, подлежащих документированию, определяется соответствующими программами испытаний. 5.2.4. После опытно-промышленной эксплуатации блока АС осуществляется приемка его в промышленную эксплуатацию. Приемка в эксплуатацию осуществляется в установленном порядке с учетом требований настоящих Общих положений и других нормативных документов. 5.2.5. Блок АС, законченный сооружением и вводимый в эксплуатацию, должен быть изолирован от других действующих блоков и от участков, где продолжаются работы по сооружению, чтобы ведущиеся работы и возможные нарушения на участках сооружения не повлияли на его безопасность, а при возможных авариях на действующем блоке обеспечивалась безопасность сооружаемого блока. 5.2.6. Лицензия на эксплуатацию блока АС выдается Госатомнадзором России эксплуатирующей организации АС после завершения всех предпусковых наладочных работ в установленном порядке при наличии окончательного ООБ АС (предварительная редакция окончательного ООБ АС – до первого завоза ядерного топлива на площадку, окончательная редакция – после завершения опытно-промышленной эксплуатации), откорректированного с учетом результатов физического и энергетического пусков и опытно-промышленной эксплуатации блока АС, и согласии других органов государственного регулирования безопасности. 5.2.7. Первый завоз ядерного топлива на площадку, физический и энергетический пуски блока АС, опытно-промышленная эксплуатация разрешаются Госатомнадзором России эксплуатирующей организации АС в соответствии с условиями перехода от одного этапа работ к другому, установленными в лицензии на эксплуатацию, после проведения проверки готовности АС к этим этапам ввода в эксплуатацию и согласия других органов государственного регулирования безопасности при условии наличия планов защиты персонала и населения в случае аварии на АС.

Правляющие системы безопасности

4.4.5.1. На блоке АС должны быть предусмотрены УСБ. 4.4.5.2. УСБ должны автоматически выполнять свои функции при возникновении условий, предусмотренных проектом. 4.4.5.3. УСБ должны быть спроектированы таким образом, чтобы при автоматическом запуске возможность их отключения оперативным персоналом блокировалась в течение 10 – 30 мин. 4.4.5.4. Должна быть предусмотрена возможность дистанционного приведения в действие систем безопасности и ручного – для арматуры по месту ее установки. Отказ в цепи автоматического включения не должен препятствовать дистанционному включению и осуществлению функций безопасности. Для дистанционного и ручного включения должно быть достаточным воздействие на минимальное число управляющих элементов. 4.4.5.5. Построение УСБ должно сокращать возможность ложных срабатываний до минимума. Схемы дистанционного управления механизмами систем безопасности должны предусматривать для их инициирования не менее двух или более логически связанных действий (два ключа, наборное поле и ключ и пр.). 4.4.5.6. УСБ должны быть в такой мере отделены от УСНЭ, чтобы нарушение или вывод из работы любого элемента или канала УСНЭ не влияли на способность УСБ выполнять свои функции. 4.4.5.7. УСБ должны удовлетворять следующим принципам безопасности: 1) резервирования (избыточности); 2) независимости; 3) разнообразия. Резервирование, независимость и разнообразие должны быть таковы, чтобы любые единичные отказы в УСБ не нарушали их работоспособность, а также обеспечивалась защита от отказов по общей причине в соответствии с п. 4.1.6. 4.4.5.8. В УСБ должна предусматриваться: 1) непрерывная автоматическая диагностика работоспособности систем управления; 2) периодическая диагностика исправности каналов УСБ и диагностика технологического оборудования в соответствии с п. 4.1.10 с пультов БПУ и РПУ. Отказы технических и программных средств и повреждения УСБ должны приводить к появлению сигналов на щитах управления (БПУ, РПУ и др.) и вызывать действия, направленные на обеспечение безопасности АС. В тех случаях, когда это технически невозможно, методика и средства периодических проверок УСБ должны выявлять имеющиеся нарушения без снижения функциональной готовности других систем и элементов безопасности и систем (элементов), важных для безопасности, отнесенных к классам безопасности 1 и 2. 4.4.5.9. Проектные материалы по УСБ должны содержать анализы в объеме, аналогичном требованиям п. 4.4.4.5.

Обращение с отработавшим ядерным топливом

Отработавшее ядерное топливо, в котором сосредоточено наибольшее количество накопленной активности, является ключевым элементом ядерного наследия. Высокая активность, значительное энерговыделение и другие характеристики накладывают дополнительные жесткие требования на все этапы обращения с ОЯТ.

Обращение с основным по объему видом ОЯТ (ОТВС АЭС) представляет собой ряд технологических операций, которые начинаются с выгрузки ОТВС из реактора и помещения их в приреакторный бассейн выдержки. Там они выдерживаются в течение трех-пяти лет для снижения радиоактивности и тепловыделения. Затем ОЯТ перемещается в станционные хранилища (ХОЯТ). C 2011 г. ОЯТ, накопленное в таких хранилищах, вывозится на централизованное долговременное хранение (ФГУП «ГХК») или переработку (ФГУП «ПО «Маяк»).

В 2022 году проведена подготовка накопленного ОЯТ, находящегося в хранилищах Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС, к транспортировке на долговременное хранение. Выполнена разделка отработавших тепловыделяющих сборок реакторов типа РБМК-1000 в количестве 7,5 тыс. штук. Полученные в результате разделки 15 тыс. пучков ТВЭЛ помещены в транспортировочные контейнеры и отправлены на долговременное хранение на ФГУП «ГХК». Параллельно была выполнена транспортировка и переработка 133 тонн ОЯТ реакторов типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000, БН-600, БН-800, ОЯТ исследовательских реакторов и атомного флота.

Выполнение программы по ликвидации ядерного наследия рф в 2022 году

Ланы мероприятий по защите персонала и населения в случае аварий и управление аварией

5.5.1. До завоза ядерного топлива на АС должны быть разработаны и готовы к осуществлению планы мероприятий по защите персонала и населения в случае аварии на АС, учитывающие радиационные последствия запроектных аварий. Планы разрабатываются на основе проектных характеристик и параметров АС, критериев для принятия решения о мерах по защите населения в случае аварии на АС с учетом экономических, природных и иных характеристик особенностей территорий и степени реальной опасности возникновения чрезвычайной ситуации. На АС до завоза ядерного топлива должны быть задействованы основные и дублирующие средства связи с вышестоящей организацией, органами государственного регулирования безопасности и постоянно действующими органами управления, специально уполномоченными на решение задач в области защиты населения и территорий от чрезвычайных ситуаций и создаваемыми при органах исполнительной власти субъектов Российской Федерации и местного самоуправления. Разработанные планы мероприятий по защите персонала и населения должны быть согласованы, утверждены и обеспечены. 5.5.2. План мероприятий по защите персонала в случае аварии на АС разрабатывается эксплуатирующей организацией АС. Он должен предусматривать координацию действий АС и внешних организаций, таких, как внутренних дел, государственная противопожарная служба, органы управления по делам гражданской обороны и чрезвычайным ситуациям, медицинские учреждения, органы местного самоуправления, в пределах площадки и зоны планирования защитных мероприятий. Поддержание постоянной готовности и реализация плана возлагается на административное руководство АС. 5.5.3. План мероприятий по защите населения, разрабатываемый в установленном порядке компетентными органами исполнительной власти, в случае аварии на АС должен предусматривать координацию действий объектовых и территориальных сил органов управления по делам гражданской обороны и чрезвычайным ситуациям, субъектов Российской Федерации и органов местного самоуправления, а также министерств и ведомств, участвующих в реализации мероприятий по защите населения и в ликвидации последствий аварии. 5.5.4. Планами мероприятий по защите персонала и населения в случае аварии на АС должны быть четко установлены уровни аварийной готовности и уровни вмешательства; определено, кто, при каких условиях, при каких средствах связи, какие организации оповещает об аварии и о начале осуществления этих планов. Планами должны быть предусмотрены необходимое оборудование и средства их реализации, в них должно быть указано, кто и откуда их доставляет. 5.5.5. До завоза ядерного топлива на АС должны быть созданы и поддерживаться в постоянной готовности внешний и внутренний аварийные центры, оснащенные необходимым оборудованием, приборами и средствами связи, из которых осуществляется руководство реализаций планов, приведенных в п. п. 5.5.2 и 5.5.3, в случае аварии. 5.5.6. Цель управления запроектной аварией заключается в возвращении блока АС в контролируемое состояние, при котором прекращается цепная реакция деления, обеспечивается постоянное охлаждение топлива и удержание радиоактивных веществ в установленных границах. 5.5.7. Персонал АС должен быть подготовлен к действиям при проектных и запроектных авариях. Действия эксплуатационного персонала при запроектных авариях должны регламентироваться специальными руководствами, которые должны разрабатываться согласно п. 5.1.4 с учетом выполнения анализов проектных и запроектных аварий. Для этих действий используются любые имеющиеся в работоспособном состоянии технические средства. 5.5.8. Для подготовки персонала к действиям в аварийных условиях должны периодически проводиться противоаварийные тренировки. 5.5.9. Эксплуатирующая организация АС должна разрабатывать методики и программы подготовки и проведения противоаварийных тренировок для отработки действий в условиях аварий и организовывать проведение указанных тренировок.

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ

АС – атомная станция БПУ – блочный пункт управления БЩУ – блочный щит управления ООБ АС – отчет по обоснованию безопасности (блока) атомной станции РПУ – резервный пункт управления РУ – реакторная установка РЩУ – резервный щит управления УСБ – управляющие системы безопасности УСНЭ – управляющие системы нормальной эксплуатации твэл – тепловыделяющий элемент

Онструкция и характеристики активной зоны

4.2.1. В проекте АС должны быть установлены в соответствии с федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии пределы повреждения (количество и степень повреждения) твэлов и связанные с этим уровни радиоактивности теплоносителя реактора по реперным изотопам. Активная зона и другие системы, определяющие условия ее работы, должны быть спроектированы таким образом, чтобы исключалось превышение установленных пределов безопасной эксплуатации повреждения твэлов на протяжении установленного для них срока использования в реакторе. 4.2.2. Активная зона должна быть спроектирована таким образом, чтобы при нормальной эксплуатации и проектных авариях обеспечивались ее механическая устойчивость и отсутствие деформаций, нарушающих нормальное функционирование средств воздействия на реактивность и аварийной остановки реактора или препятствующих охлаждению твэлов. Следует стремиться к тому, чтобы оцененное на основе вероятностного анализа безопасности значение суммарной вероятности тяжелых запроектных аварий не превышало 10 Е -5 на реактор в год. 4.2.3. Активная зона вместе со всеми ее элементами, влияющими на реактивность, должна быть спроектирована таким образом, чтобы любые изменения реактивности с помощью органов регулирования и эффектов реактивности в эксплуатационных состояниях и при проектных и запроектных авариях не вызывали неуправляемого роста энерговыделения в активной зоне, приводящего к повреждению твэлов сверх установленных проектных пределов. 4.2.4. Характеристики ядерного топлива, конструкции реактора и другого оборудования первого контура (включая систему очистки теплоносителя) с учетом работы других систем не должны допускать при тяжелых запроектных авариях, в том числе с расплавлением топлива, образования вторичных критических масс. В случае существования такой возможности техническими мерами должно быть обеспечено непревышение предельного аварийного выброса в соответствии с п. 1.2.17.

Беспечивающие системы безопасности

4.7.1. В проекте АС должны быть предусмотрены необходимые обеспечивающие системы безопасности, выполняющие функции снабжения систем безопасности рабочей средой, энергией и создания требуемых условий их функционирования, включая передачу тепла к конечному поглотителю. 4.7.2. Обеспечивающие системы безопасности должны иметь показатели надежности выполнения заданных функций, достаточные для того, чтобы в совокупности с показателями надежности систем безопасности, которые они обеспечивают, достигалась необходимая надежность функционирования последних, определяемая в проекте. 4.7.3. Выполнение обеспечивающими системами безопасности функций, приведенных в п. 4.7.1, должно иметь безусловный приоритет над действием внутренних защит элементов обеспечивающих систем безопасности, если это не приводит к более тяжелым последствиям для безопасности; перечень неотключаемых внутренних защит элементов обеспечивающих систем безопасности должен быть обоснован в проекте АС. 4.7.4. Проектом АС должны быть предусмотрены необходимые и достаточные средства для противопожарной защиты АС, включая средства обнаружения и тушения горения замедлителя и теплоносителя. Проектом АС должен быть предусмотрен автоматизированный режим работы систем тушения пожаров с момента подачи напряжения на оборудование блока АС при проведении предпусковых наладочных работ.

Добавить комментарий

Ваш адрес email не будет опубликован. Обязательные поля помечены *