Неофициальный перевод (с) ООО СоюзПравоИнформ

ПРИКАЗ ГОСУДАРСТВЕННОГО КОМИТЕТА ЯДЕРНОГО РЕГУЛИРОВАНИЯ УКРАИНЫ

от 19 ноября 2007 года №162

Об утверждении Общих положений безопасности атомных станций

В соответствии со статьей 22 Закона Украины "Об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности" и в целях усовершенствования нормативно-правовой базы Украины по регулированию ядерной и радиационной безопасности атомных станций ПРИКАЗЫВАЮ:

1. Утвердить Общие положения безопасности атомных станций (прилагаются).

2. Этот приказ вступает в силу с 1 апреля 2008 года.

3. Департаменту оценки безопасности ядерных установок (Демчук О.С.) обеспечить государственную регистрацию настоящего приказа в Министерстве юстиции Украины.

4. Государственному научно-техническому центру по ядерной и радиационной безопасности (Васильченко В.М.) в месячный срок после государственной регистрации обеспечить тиражирование и доведение до сведения заинтересованных организаций информации о вступлении в силу новой редакции Общих положений безопасности атомных станций.

5. Государственным инспекциям по ядерной безопасности на атомных станциях совместно с Департаментом оценки безопасности ядерных установок (Демчук О.С.) обеспечить контроль за разработкой, согласованием с Госатомрегулирования и внедрением необходимых организационно-технических мероприятий по реализации требований указанных Общих положений действующими энергоблоками АС.

6. Признать утратившим силу приказ Государственной администрации ядерного регулирования Украины от 09.12.99 N 63 "Об утверждении Общих положений обеспечения безопасности атомных станций", зарегистрированный в Министерстве юстиции Украины 06.03.2000 за N 132/4353.

7. Контроль за выполнением приказа оставляю за собой.

 

Утверждено Приказом Государственного комитета ядерного регулирования Украины от 19 ноября 2007 года №162

Общие положения безопасности атомных станций

I. Общие положения

1. Настоящие Общие положения устанавливают цель, принципы и критерии безопасности атомных станций, а также требования по внедрению основных технических и организационных мероприятий, направленных на их реализацию и защиту людей и окружающей природной среды от возможного радиационного воздействия.

2. Настоящие Общие положения являются обязательными при осуществлении деятельности, связанной с размещением, проектированием, строительством, вводом в эксплуатацию, эксплуатацией, снятием с эксплуатации атомных станций (энергоблоков атомных станций), а также с проектированием, производством и поставкой элементов и конструкций для них.

3. Настоящие Общие положения распространяются на атомные станции (энергоблоки атомных станций) с реакторными установками с водой под давлением. Порядок и объем применения этих Общих положений для атомных станций с реакторными установками других типов определяет эксплуатирующая организация и согласовывает с органом государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности.

4. Настоящие Общие положения не распространяются на системы обращения с отработавшим ядерным топливом, расположенные вне реакторного отделения, и системы обращения с радиоактивными отходами, которые не входят непосредственно в технологический цикл атомных станций, а также на объекты, находящиеся на территории площадки атомных станций и не входящие в ее проект. Целесообразность и/или возможность применения этих Общих положений для этих объектов определяет эксплуатирующая организация и согласовывает с органом государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности.

5. Вступление в силу настоящих Общих положений не влечет за собой прекращения действия или изменения срока действия документов разрешительного характера, ранее выданных органом государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности.

6. Объемы и сроки реализации требований настоящих Общих положений на энергоблоках атомных станций (атомных станциях), в отношении которых лицензия на право осуществления деятельности на этапе жизненного цикла "эксплуатация ядерной установки" выдана до вступления в силу приказа Государственной инспекции ядерного регулирования Украины от 04 марта 2024 года №195, обосновываются эксплуатирующей организацией и соглашаются с органом государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности. Для атомных станций (энергоблоков атомных станций), проекты которых на дату вступления в силу приказа Государственной инспекции ядерного регулирования Украины от 04 марта 2024 года №195 не утверждены, требования этих Общих положений выполняются в полном объеме, с учетом проектных решений этих энергоблоков атомных станций.

7. В случае необходимости детализации требований норм и правил по ядерной и радиационной безопасности, эксплуатирующей организацией разрабатываются с учетом современных достижений науки и техники, международного опыта и апробированной инженерной практики соответствующие технические требования эксплуатирующей организации, которые соглашаются с органом государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности.

8. В случае невозможности выполнить отдельные требования норм и правил по ядерной и радиационной безопасности эксплуатирующая организация осуществляет анализ влияния определенных отступов на безопасность атомной станции, при необходимости разрабатывает компенсирующие меры, и согласовывает отступления и компенсирующие меры с органом государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности.

9. В настоящих Общих положениях термины употребляются в следующих значениях:

1) аварийная ситуация-состояние атомной станции, характеризующееся нарушением границ и/или условий безопасной эксплуатации, не перешедшим в аварию;

2) авария - эксплуатационное событие в работе атомной станции, при которой произошел выход радиоактивных веществ и/или ионизирующего излучения за пределы, установленные проектом атомной станции, в количестве, превышающем определенные проектом атомной станции пределы безопасной эксплуатации. Авария характеризуется исходным (начальным) событием, течением и последствиями;

3) администрация атомной станции-руководители и другие должностные лица атомной станции, которые наделены в установленном порядке правами и на которых возложены обязанности и ответственность по обеспечению безопасности во время строительства, ввода в эксплуатацию, эксплуатации и снятия с эксплуатации атомной станции;

4) активная зона-часть реакторной установки, в которой размещаются ядерное топливо, замедлитель, поглотитель, теплоноситель, средства воздействия на реактивность и элементы конструкций, предназначенные для осуществления управляемой цепной реакции разделения и передачи энергии теплоносителю;

5) активная система (элемент, конструкция) - система (элемент, конструкция), функционирование которой зависит от другой системы (элемента, конструкции);

6) атомная станция-производственно-технологический комплекс, спроектированный для производства энергии с использованием реакторной установки (установок), расположенный в пределах определенной проектом территории и укомплектованный необходимым персоналом;

7) безопасность атомной станции-свойство не превышать установленные пределы радиационного воздействия на персонал, население и окружающую природную среду при нормальной эксплуатации атомной станции, во время нарушений нормальной эксплуатации атомной станции, аварийных ситуаций и проектных аварий, а также ограничивать, насколько это практически возможно с учетом экономических и социальных факторов, достигнутого уровня науки и техники и т.д., радиационное воздействие при расширенных проектных условиях;

8) биологическая защита-физический барьер, предназначенный для снижения воздействия от ионизирующих излучений;

9) блочный щит управления-часть энергоблока атомной станции, располагающаяся в специально предусмотренных проектом атомной станции помещениях и предназначенная для централизованного управления технологическими процессами;

10) строительство-полный комплекс деятельности по сооружению атомной станции;

11) тяжелая авария-авария, во время которой происходит тяжелое повреждение ядерного топлива;

12) тяжелое повреждение ядерного топлива-повреждение, во время которого превышен максимальный проектный предел повреждения тепловыделяющих элементов;

13) валидация-процесс, направленный на подтверждение объективными доказательствами того, что конечный продукт (изделие или услуга) соответствует установленным требованиям;

14) ввод в эксплуатацию - процесс, во время которого системы, элементы и конструкции энергоблока атомной станции начинают функционировать и который предусматривает предпусковые наладочные работы, физический и энергетический пуски, опытно-промышленную эксплуатацию. Завершается процесс приемкой атомной станции в промышленную эксплуатацию;

15) большой радиоактивный выброс-выброс радиоактивных веществ в случае аварии, при котором необходима реализация долгосрочных контрмер за пределами площадки атомной станции, которые не могут быть ограниченными территориально или во времени;

16) верификация-процесс определения соответствия качества услуг или эксплуатационных параметров изделия необходимым характеристикам посредством анализа и предоставления объективных доказательств того, что результаты, полученные на каждой стадии разработки, соответствуют установленным целям и требованиям;

17) исходное (начальное) событие - нарушение работы (отказ) системы (элемента, конструкции) атомной станции или ошибка персонала, а также внешние или внутренние воздействия, которые приводят к нарушению нормальной эксплуатации, или пределов и/или условий безопасной эксплуатации атомной станции. Исходное (начальное) событие охватывает все зависимые отказы, которые являются его следствием;

18) отказ, который не обнаруживается-отказ системы (элемента, конструкции), который не проявляется в момент своего возникновения во время эксплуатации атомной станции и не обнаруживается предусмотренными средствами контроля в соответствии с процедурами технического обслуживания, испытаний и проверок;

19) отказы по общей причине-отказы систем, элементов и конструкций, возникающие вследствие одного и того же события или причины, в частности вследствие ошибки персонала, недостатков проекта атомной станции, изготовления и технического обслуживания, внутреннего или внешнего воздействия;

20) внутренние воздействия-воздействия, возникающие на атомной станции (энергоблоке атомной станции) вследствие пожаров, затоплений, высокоэнергетических воздействий (ударные волны, летающие предметы, хлестание трубопроводов, потоков жидкости и т.п.) и изменений параметров среды (давления, температуры, химической активности и т.п.);

21) внутренняя самозащищенность реакторной установки-свойство обеспечивать безопасность на основе естественных обратных связей и процессов;

22) глубокоэшелонированная защита-совокупность последовательных физических барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и ионизирующего излучения в совокупности с техническими средствами и организационными мерами, направленными на недопущение отклонения от нормальных условий эксплуатации, предотвращение аварий и ограничение их последствий;

23) предельный аварийный выброс-аварийный выброс радиоактивных веществ в случае аварии, при котором на границе санитарно-защитной зоны атомной станции создаются условия, требующие эвакуации населения в соответствии с уровнями безусловной оправданности, согласно нормам радиационной безопасности;

24) детерминистический анализ безопасности - анализ безопасности энергоблока при определенных эксплуатационных состояниях, исходных (начальных) событиях, аварийных условиях и течении аварии, и сопоставление его результатов с критериями безопасности и/или проектными границами;

25) диагностирование-техническое наблюдение за системами (элементами, конструкциями) с целью определения возможности выполнения предусмотренных проектом функций;

26) дополнительные технические средства-системы, элементы и конструкции, предназначенные для предотвращения тяжелых аварий и ограничения их последствий в расширенных проектных условиях;

27) достигнутый уровень науки и техники - комплекс знаний, полученный в результате научных исследований, технологических, проектных и конструкторских разработок, который подтвержден практическим опытом применения;

28) эксплуатационный персонал атомной станции - персонал, осуществляющий эксплуатацию атомной станции;

29) эксплуатационные пределы-значения параметров и характеристик состояния систем (элементов, конструкций) и атомной станции в целом, установленные проектом для нормальной эксплуатации;

30) эксплуатационные условия-установленные проектом атомной станции условия относительно количества, характеристик, состояния работоспособности и технического обслуживания систем (элементов, конструкций), необходимых для работы без нарушения эксплуатационных границ;

31) эксплуатация-деятельность, направленная на достижение безопасным способом цели, для которой была построена атомная станция, включая работу на мощности, пусками, остановками, испытаниями, техническим обслуживанием, ремонтами, перегрузкой ядерного топлива, инспектированием во время эксплуатации и другой связанной с этим деятельностью;

32) эксплуатирующая организация - назначенное государством юридическое лицо, осуществляющее деятельность, связанную с выбором площадки, проектированием, строительством, вводом в эксплуатацию, эксплуатацией и снятием с эксплуатации атомных станций;

33) элементы и конструкции - оборудование, приборы, трубопроводы, кабели, строительные конструкции и другие изделия, обеспечивающие выполнение заданных функций самостоятельно или в составе систем;

34) энергетический пуск-этап ввода энергоблока атомной станции в эксплуатацию, во время которого начинается производство энергии и осуществляется проверка работы энергоблока атомной станции на определенных в проекте уровнях мощности;

35) энергоблок атомной станции-часть атомной станции, выполняющая функцию атомной станции в определенном проектом объеме;

36) живучесть-свойство щитов управления атомных станций сохранять способность выполнять необходимые функции с учетом возможных отказов и повреждений;

37) обеспечивающие системы (элементы, конструкции) безопасности - системы (элементы, конструкции) атомных станций, предназначенные для обеспечения систем (элементов, конструкций) безопасности энергией, рабочей средой и создания условий для их функционирования;

38) запас безопасности-разница между значением параметра ( характеристики), при котором происходит отказ системы, элемента, конструкции (невыполнение системой, элементом, конструкцией заданных функций), и фактическим значением этого параметра (характеристики) или значением, полученным/учтенным в анализе безопасности;

39) защитные системы (элементы, конструкции) безопасности - системы (элементы, конструкции) атомных станций, предназначенные для предотвращения или ограничения повреждений ядерного топлива, оборудования и трубопроводов, содержащих радиоактивные вещества;

40) внешние воздействия-характерные для площадки атомной станции воздействия природного или техногенного происхождения;

41) зоны аварийного планирования-территории вокруг атомной станции, для которых предусматривается введение срочных контрмер и других мер реагирования в соответствии с нормами радиационной безопасности;

42) зона наблюдения-территория, на которой возможно воздействие радиоактивных сбросов и выбросов атомных станций и на которой осуществляется радиационный контроль;

43) вероятностный анализ безопасности - анализ безопасности атомной станции (энергоблока атомной станции), выполняемый для анализа вероятности возникновения, путей развития и конечных состояний аварий, а также для определения частоты повреждения ядерного топлива, предельного аварийного выброса и оценки радиационного воздействия на население;

44) информационная система-система, предназначенная для получения, обработки, хранения, отображения и/или регистрации данных о техническом состоянии систем, элементов и конструкций, их свойствах и/или функционировании;

45) канал системы - часть системы, выполняющая в заданном проектом объеме функции системы;