НазваниеФедеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11
страница3/4
Дата конвертации10.08.2013
Размер0.52 Mb.
ТипДокументы
1   2   3   4

5.2.1. Режим пуска и работы на мощности

5.2.1.1. Эксплуатация РУ и ПЭЯУ в режиме пуска и работы на мощности должна проводиться в соответствии с технологическим регламентом
и руководством по эксплуатации и в объеме программы экспериментальных исследований, утвержденной руководством ЭО.

5.2.1.2. Эксплуатация КС и ПКС в режиме пуска должна проводиться
в соответствии с руководством по эксплуатации ИЯУ и в объеме:

1) принципиальной программы экспериментальных исследований, утвержденной руководством ЭО, где должны быть определены цели и задачи каждого из этапов исследований, отличающихся используемыми экспериментальными устройствами и (или) методическим обеспечением;

2) рабочей программы, утвержденной руководством ИЯУ
и охватывающей один тип экспериментов, предусмотренных принципиальной программой экспериментальных исследований и связанных с использованием, например, определенных экспериментальных устройств или проведением пусков с одинаковыми мощностными или реактивностными характеристиками ИЯУ. Рабочая программа должна содержать перечень используемых экспериментальных устройств, порядок и методику проведения экспериментов, ожидаемые эффекты реактивности и меры по обеспечению безопасности
с учетом специфики предстоящих работ.

5.2.1.3. Режим пуска и работы на мощности должен быть прекращен
и ИЯУ переведена в режим временного останова, если при пуске ИЯУ или при работе на мощности не обеспечивается соблюдение пределов и условий безопасной эксплуатации.

5.2.2. Режим временного останова

5.2.2.1. При эксплуатации ИЯУ в режиме временного останова техническое обслуживание должно проводиться в соответствии с инструкциями, программами и графиками, разработанными руководством ИЯУ на основе проектно-конструкторской и эксплуатационной документации. При этом должны учитываться требования проекта ИЯУ к условиям вывода СБ на техническое обслуживание, ремонт и испытания. Все выполняемые работы должны документироваться.

5.2.2.2. В режиме временного останова РУ, в том числе при проведении ремонта или замене оборудования и экспериментальных устройств, влияющих на реактивность, имеющиеся технические средства должны обеспечивать контроль плотности нейтронного потока и основных технологических параметров исследовательского реактора.

5.2.2.3. После завершения ремонтных работ СВБ ИЯУ должны проверяться на работоспособность и соответствие проектным характеристикам; результаты проверок должны оформляться документально.

5.2.2.4. В эксплуатационной документации ИЯУ должны быть установлены меры безопасности при проведении ядерно-опасных работ на ИЯУ, связанных, например, с заменой испытываемых в экспериментальной петле исследовательского реактора элементов, частичной или полной заменой тепловыделяющих сборок активной зоны, ремонтом (заменой) исполнительных механизмов рабочих органов СУЗ.

5.2.3. Режим длительного останова

5.2.3.1. Целесообразность перевода ИЯУ в режим длительного останова рассматривается ЭО в случае, если начатые экспериментальные работы закончены и эксплуатация ИЯУ в режиме пуска до конца срока действия лицензии на эксплуатацию не планируется.

5.2.3.2. При принятии решения о переводе ИЯУ в режим длительного останова ЭО должна разработать и реализовать мероприятия, обеспечивающие безопасность ИЯУ в режиме длительного останова и управление ресурсом систем и оборудования, которые будут использоваться в случае возобновления экспериментальных исследований на ИЯУ или в работах по выводу
из эксплуатации ИЯУ.

5.2.3.3. Используемые методы консервации систем и оборудования
и объем технического обслуживания ИЯУ в режиме длительного останова должны соответствовать требованиям проекта ИЯУ и должны быть представлены в ООБ ИЯУ.

5.2.3.4. ЭО должна уведомить Федеральную службу по экологическому, технологическому и атомному надзору о переводе ИЯУ в режим длительного останова.

5.2.4. Режим окончательного останова

5.2.4.1. Режим окончательного останова ИЯУ вводится по решению органа по управлению использованием атомной энергии.

5.2.4.2. В режиме окончательного останова ИЯУ ЭО должна выполнить организационно-технические мероприятия по подготовке предстоящих работ по выводу из эксплуатации ИЯУ, включая:

1) выгрузку из активной зоны ядерных материалов по технологии, определенной в проекте ИЯУ, и вывоз ядерных материалов с площадки ИЯУ;

2) проведение комплексного инженерного и радиационного обследования систем, оборудования, сооружений и зданий ИЯУ с целью оценки
их технического состояния, а также для составления картограмм мощности доз облучения и радиоактивных загрязнений;

3) разработку принципиальной программы вывода из эксплуатации ИЯУ, включающей основные организационные и технические мероприятия
по реализации выбранного варианта вывода из эксплуатации ИЯУ;

4) разработку проекта вывода из эксплуатации ИЯУ, где должны быть определены конкретные виды работ по выводу из эксплуатации ИЯУ
с указанием технологий и последовательности их выполнения, необходимых материально-технических ресурсов и состояния площадки ИЯУ после окончания работ;

5) разработку ООБ ИЯУ при выводе из эксплуатации ИЯУ, где должно быть обосновано, что при выполнении предусмотренных принципиальной программой и проектом вывода из эксплуатации ИЯУ организационно-технических мероприятий обеспечивается безопасность работников (персонала) и населения.

5.2.4.3. Для ИЯУ, эксплуатируемой в режиме окончательного останова, сокращение объема технического обслуживания и численности работников (персонала) должно проводиться в соответствии с требованиями, установленными в проекте, и обосновано в ООБ ИЯУ.

6. МЕРОПРИЯТИЯ ПО ЗАЩИТЕ РАБОТНИКОВ (ПЕРСОНАЛА)
И НАСЕЛЕНИЯ В СЛУЧАЕ АВАРИИ НА исследовательских ядерных установках


6.1. До ввода ИЯУ в эксплуатацию должны быть разработаны, согласованы, утверждены и обеспечены необходимыми материально-техническими ресурсами планы мероприятий по защите работников (персонала) и населения в случае аварии на ИЯУ, учитывающие радиационные последствия возможных аварий.

6.2. План мероприятий по защите работников (персонала) в случае аварии на ИЯУ разрабатывается ЭО и должен предусматривать координацию действий ЭО, органов внутренних дел, Государственной противопожарной службы, органов управления по делам гражданской обороны и чрезвычайным ситуациям, органов местного самоуправления, медицинских учреждений
в пределах зоны планирования защитных мероприятий. Обеспечение готовности и реализация плана возлагается на ЭО.

6.3. План мероприятий по защите населения в случае аварии на ИЯУ, разрабатываемый в установленном порядке уполномоченными органами местной исполнительной власти, должен предусматривать координацию действий местных и территориальных сил органов управления по делам гражданской обороны и чрезвычайным ситуациям, субъектов Российской Федерации, органов местного самоуправления, а также федеральных органов исполнительной власти, участвующих в реализации мероприятий по защите населения и ликвидации последствий аварии.

6.4. В планах мероприятий по защите работников (персонала) и населения должно быть определено, при каких условиях, по каким средствам связи,
кто какие организации оповещает об аварии и о начале выполнения этих планов.

6.5. ЭО должна разрабатывать методики и программы проведения противоаварийных тренировок для отработки действий работников (персонала) в условиях аварий и обеспечивать периодическое, не реже одного раза в два года, проведение указанных тренировок с учетом текущей деятельности
на площадке ИЯУ.

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

7. ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ исследовательской
ядерной установки


7.1. Работы по выводу из эксплуатации ИЯУ могут быть начаты
при условии выполнения следующих мероприятий:

1) удаления ядерных материалов с площадки ИЯУ;

2) оснащения подразделений ЭО и организаций, выполняющих работы
и предоставляющих услуги для ЭО по выводу из эксплуатации ИЯУ, специализированным оборудованием, обеспечивающим безопасность выполнения работ по демонтажу, дезактивации, обращению с РАО;

3) завершения работ по обучению работников (персонала).

7.2. Если проектом ИЯУ не были предусмотрены технология
и технические средства для выгрузки ядерных материалов из активной зоны исследовательского реактора или требуется предварительный частичный демонтаж его конструкций, то работы по выгрузке ядерных материалов
из активной зоны и вывоз ядерных материалов с площадки ИЯУ могут проводиться в составе работ, предусмотренных проектом вывода
из эксплуатации ИЯУ. В этом случае до вывоза ядерных материалов
с площадки ИЯУ считается находящейся в эксплуатации в режиме окончательного останова.

7.3. При проведении работ по выводу из эксплуатации ИЯУ ЭО должна обеспечить минимизацию количества РАО и дозовых нагрузок на работников (персонал), исключить радиационное воздействие ИЯУ на население
и обеспечить учет, контроль и физическую защиту РАО.

____________

Приложение № 1

к Общим положениям обеспечения безопасности
исследовательских ядерных установок,

утвержденным приказом Федеральной службы
по экологическому, технологическому
и атомному надзору
от «__»__________ 20__г. № ____
Перечень сокращений

ЗСБ

- защитная система безопасности

ИЯУ

- исследовательская ядерная установка

КС

- критический ядерный стенд

ЛСБ

- локализующая система безопасности

ООБ

- отчет по обоснованию безопасности

ОСБ

- обеспечивающие системы безопасности

ПКС

- подкритический ядерный стенд

ПЭЯУ

- подкритическая электроядерная установка

РАО

- радиоактивные отходы

РВ

- радиоактивные вещества

РУ

- реакторная установка

СБ

- система безопасности

СВБ

- системы, важные для безопасности

СУЗ

- система управления и защиты

УСБ

- управляющая система безопасности

ЭО

- эксплуатирующая организация


_________

Приложение № 2

к Общим положениям обеспечения безопасности
исследовательских ядерных установок,

утвержденным приказом Федеральной службы
по экологическому, технологическому
и атомному надзору
от «__»__________ 20__г. № ____

Термины и определения

Авария нарушение нормальной эксплуатации ИЯУ, при котором произошел выход РВ 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 запроектная авария, вызванная не учитываемыми
для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами СБ сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений работников (персонала).

Авария ядерная авария, вызванная нарушением контроля за ядерной цепной реакцией деления в активной зоне ИЯУ и (или) нарушением управления ядерной цепной реакцией деления в активной зоне ИЯУ; образованием критической массы при перегрузке, транспортировании или хранении ядерных материалов; повреждением элементов, содержащих ядерные материалы.

Авария проектная авария, для которой проектом ИЯУ определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены СБ, обеспечивающие с учетом принципа единичного отказа СБ или одной независимой от исходного события ошибки работников (персонала), ограничение ее последствий установленными для таких аварий пределами.

Активная зона исследовательской ядерной установки часть исследовательского реактора, критической сборки или подкритической сборки с размещенными в ней ядерными материалами (ядерным топливом) и другими элементами, необходимыми для поддержания цепной реакции деления.

В составе активной зоны ИЯУ могут быть: замедлитель, теплоноситель, средства воздействия на реактивность, экспериментальные устройства.

Активная система (элемент) система (элемент), функционирование которой зависит от нормальной работы другой системы (элемента).

Безопасность исследовательской ядерной установки свойство ИЯУ при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, ограничивать радиационное воздействие на работников (персонал), население и окружающую среду установленными пределами.

Ввод исследовательской ядерной установки в эксплуатацию – вид деятельности, во время которой проверяется соответствие проекту систем, оборудования и ИЯУ в целом, включающий в себя пусконаладочные работы, физический пуск ИЯУ, энергетический пуск исследовательского реактора.

Вывод исследовательской ядерной установки из эксплуатации вид деятельности, осуществляемый после удаления ядерных материалов
с площадки ИЯУ, направленный на достижение заданного конечного состояния ИЯУ и ее площадки.

Исследовательская ядерная установка ядерная установка, в составе которой предусмотрены исследовательский реактор или критическая сборка, или подкритическая сборка и комплекс помещений, систем, элементов
и экспериментальных устройств с необходимыми работниками (персоналом), располагающаяся в пределах определенной проектом территории (площадки ИЯУ), предназначенная для использования нейтронов и ионизирующего излучения в исследовательских целях.

Источник нейтронов внешний – устройство, испускающее нейтроны, периодически устанавливаемое в активную зону (извлекаемое из активной зоны) при эксплуатации ИЯУ в режиме пуска и работы на мощности, предназначенное для увеличения плотности потока нейтронов в активной зоне ИЯУ.

Канал системы часть системы, выполняющая в заданном проектом ИЯУ объеме функцию системы.

Квота дозовая исследовательской ядерной установки часть предела дозы, установленная для ограничения облучения населения при внешнем облучении, а также при внутреннем облучении, обусловленном поступлением РВ с воздухом, пищей, водой при нормальной эксплуатации ИЯУ.
1   2   3   4

Похожие:

Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11 iconФедеральные нормы и правила в области использования атомной энергии
А. М. Букринский (нтц ярб госатомнадзора России), М. И. Мирошниченко (Госатомнадзор России), В. А. Сидоренко (Минатом России) с учетом...

Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11 iconНормы пожарной безопасности нпб 157-99* "Боевая одежда пожарного. Общие технические требования. Методы испытаний" (утв и введены в действие приказом гугпс мвд РФ от 12 августа 1999 г. N 61) (с изменениями от 30 декабря 2002 г.)
Настоящие нормы определяют общие технические требования, методы испытаний, правила и порядок оценки качества боевой одежды пожарного...

Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11 iconФедеральные нормы и правила в области промышленной безопасности «инструкция по прогнозу, обнаружению, локации и контролю очагов самонагревания угля и эндогенных пожаров в угольных шахтах»
Инструкция предназначена для работников угледобывающих организаций, добывающих уголь подземным способом, работников территориальных...

Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11 iconПриказ Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 29 января 2007 г. N 37 "О порядке подготовки и аттестации работников организаций, поднадзорных Федеральной службе по экологическому, технологическому и атомному надзору"
Федерального надзора России по ядерной и радиационной безопасности на право ведения работ в области использования атомной энергии...

Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11 iconПравила по технике безопасности при изучении биологии в общеобразовательных школах системы Министерства просвещения СССР (утв. Минпросвещения СССР 22 декабря 1980 г.) I. Общие положения
Настоящие Правила по технике безопасности распространяются на все типы общеобразовательных школ, школ-интернатов и спецшкол системы...

Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11 iconПравила и нормы применения открытых радиофармацевтических препаратов в диагностических целях
Настоящие Правила разработаны с учетом действующих Норм радиационной безопасности для

Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11 iconОрганизация Объединенных Наций S/res/1950 (2010) Совет Безопасности
Генерального директора Международного агентства по атомной энергии об осуществлении соглашения о гарантиях в связи с дняо и соответствующих...

Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11 iconВыступление Козлова Владимира Викторовича
Хотелось бы обратить на внимание на то, что на объектах использования атомной энергии действует ряд нормативных документов

Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11 iconПравила безопасности в сталеплавильном производстве пб 11-267-99 Утверждены Госгортехнадзором России Постановление
На указанные производства распространяются также "Общие правила безопасности для предприятий и организаций металлургической промышленности"...

Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11 icon1. Общие положения
В целях системного кадрового обеспечения государственных и муниципальных организаций Тамбовской области специалистами с высшим и...