ПРИКАЗ МИНИСТРА ЭНЕРГЕТИКИ РЕСПУБЛИКИ КАЗАХСТАН

от 20 февраля 2017 года №60

Об утверждении Технического регламента "Ядерная и радиационная безопасность атомных станций"

В соответствии с подпунктом 2) пункта 1 статьи 6 Закона Республики Казахстан "О радиационной безопасности населения" ПРИКАЗЫВАЮ:

1. Утвердить прилагаемый Технический регламент "Ядерная и радиационная безопасность атомных станций".

2. Комитету атомного и энергетического надзора и контроля Министерства энергетики Республики Казахстан в установленном законодательством Республики Казахстан порядке обеспечить:

1) государственную регистрацию настоящего приказа в Министерстве юстиции Республики Казахстан;

2) в течение десяти календарных дней со дня государственной регистрации настоящего приказа в Министерстве юстиции Республики Казахстан направление его копии в бумажном и электронном виде на казахском и русском языках в Республиканское государственное предприятие на праве хозяйственного ведения "Республиканский центр правовой информации Министерства юстиции Республики Казахстан" для официального опубликования и включения в Эталонный контрольный банк нормативных правовых актов Республики Казахстан;

3) в течение десяти календарных дней после дня государственной регистрации настоящего приказа направление его копии на официальное опубликование в периодические печатные издания;

4) размещение настоящего приказа на интернет-ресурсе Министерства энергетики Республики Казахстан;

5) в течение десяти рабочих дней после государственной регистрации настоящего приказа в Министерстве юстиции Республики Казахстан представление в Департамент юридической службы Министерства энергетики Республики Казахстан сведений об исполнении мероприятий, предусмотренных подпунктами 2), 3) и 4) настоящего пункта.

3. Контроль за исполнением настоящего приказа возложить на курирующего вице-министра энергетики Республики Казахстан.

4. Настоящий приказ вводится в действие по истечении десяти календарных дней после дня его первого официального опубликования.

Согласован Министром здравоохранения Республики Казахстан 9 марта 2017 год

_______________Е.Биртанов

Согласован Министром по инвестициям и развитию Республики Казахстан 1 марта 2017 год

_______________Ж.Касымбек

Утвержден Приказом Министра энергетики Республики Казахстан от 20 февраля 2017 года №60

Технический регламент "Ядерная и радиационная безопасность атомных станций"

Глава 1. Область применения

1. Настоящий технический регламент "Ядерная и радиационная безопасность атомных станций" (далее - Технический регламент) разработан в соответствии с подпунктом 2) пункта 1 статьи 6 Закона Республики Казахстан "О радиационной безопасности населения" и устанавливает требования к обеспечению ядерной и радиационной безопасности атомных станций (далее - АС).

2. Оборудование и трубопроводы, на которые распространяются требования настоящего Технического регламента, входят в следующие классы безопасности:

1) класс безопасности 1. К классу безопасности 1 относятся элементы, отказы которых могут являться исходными событиями запроектных аварий, приводящих к облучению персонала и (или) населения, выбросу (сбросу) радиоактивных веществ в окружающую среду свыше установленных для проектных аварий пределов;

2) класс безопасности 2. К классу безопасности 2 относятся элементы, отказы которых могут являться исходными событиями, приводящими к проектным авариям;

3) класс безопасности 3. К классу безопасности 3 относятся элементы, не отнесенные к классам 1 и 2; элементы, содержащие радиоактивные и (или) токсичные вещества, поступление которых в помещения и (или) окружающую среду при отказах может превысить уровни, установленные в соответствии с нормативными документами; элементы, выполняющие функции контроля обеспечения радиационной защиты персонала и населения.

3. Конкретная номенклатура оборудования и трубопроводов с указанием их принадлежности к классам безопасности устанавливается разработчиками АС на стадии разработки проектной документации АС.

4. Оборудование и трубопроводы, в состав которых входят изделия (детали, сборочные единицы) разных групп, относятся к группе с более высокими требованиями.

5. Радиационно-опасными факторами для персонала, населения и окружающей среды в условиях нормальной эксплуатации АС, при авариях и при ликвидации последствий аварий являются внешние гамма, бета, нейтронное излучения, ингаляционное поступление в организм радиоактивных газов и аэрозолей, загрязненные радиоактивными веществами поверхности помещений, производственного оборудования и инструментов, упаковок, спецодежды и дополнительных средств индивидуальной защиты, а также газообразные, жидкие и твердые радиоактивные отходы, образующиеся при эксплуатации АС.

6. Источниками внешнего облучения гамма, бета излучателями различных энергий является ядерное топливо и продукты его деления, наведенная активность теплоносителя, конструкций, деталей реактора, продуктов их коррозии, облученные в активной зоне материалы и образцы, загрязненные радиоактивными веществами поверхности помещений, производственного оборудования и инструментов, упаковок, спецодежды и дополнительных средств индивидуальной защиты.

7. Источником нейтронного излучения является активная зона реактора, в которой, реализуется весь спектр нейтронов - от быстрых до тепловых. Воздействие нейтронов возможно в помещении реакторного зала при работе реактора и вблизи экспериментальных каналов при выводе нейтронных пучков за защиту. На остановленном реакторе источником нейтронов могут являться пусковые источники, а также ампулы с трансурановыми изотопами в случае их разрушения при ревизии и ремонте технологического оборудования.

8. Источниками радиоактивных аэрозолей являются ядерное топливо, активированный теплоноситель, облучаемые материалы, размещаемые в технологических контурах.

9. Источниками радиоактивных газов являются:

1) аргон-41, образующийся при облучении аргона-40, находящегося в воздухе, заполняющем конструктивные полости систем реактора, или присутствующий как примесь в используемых для технологических целей газах, жидкостях и теплоносителях;

2) осколочные газообразные и легко летучие продукты деления такие, как ксенон, криптон, йод и так далее. Источником выделения их в атмосферу рабочей зоны служит активная зона реактора, контур теплоносителя и газовые системы при нарушении герметичности конструкций или при недостаточно эффективной работе системы технологической вентиляции;

3) продукты активации теплоносителя и замедлителя.

10. В настоящем Техническом регламенте применяются термины в соответствии с законодательствами Республики Казахстан в области технического регулирования и использования атомной энергии, а также следующие термины и определения:

1) авария - нарушение эксплуатации атомной станции, при котором произошел выход радиоактивных продуктов 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;

2) аварийная ситуация - состояние атомной станции, характеризующееся нарушением пределов и (или) условий безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию;

3) администрация атомной станции - руководители и другие должностные лица, которые наделены правами, обязанностями и ответственностью за эксплуатацию атомной станции;

4) атомная станция - ядерная установка для производства энергии (электрической и/или тепловой) в заданных режимах и условиях применения и располагающаяся в пределах определенной проектной документацией территории, на которой для осуществления этой цели используется ядерный реактор (реакторы) и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимым персоналом;

5) зона строгого режима атомной станции - помещения, здания или сооружения, где возможно воздействие на персонал внешнего излучения, загрязнение воздушной среды радиоактивными газами и аэрозолями, загрязнение поверхностей строительных конструкций и оборудования радиоактивными веществами;

6) зона свободного режима атомной станции - помещения, здания, где практически исключается воздействие на персонал ионизирующего излучения и не требуется осуществления индивидуального дозиметрического контроля;

7) исполнительный механизм - устройство, предназначенное для изменения положения органа воздействия на реактивность ядерного реактора и состоящее из привода и соединительного звена;

8) оборудование - сосуды, корпуса насосов и арматура;

9) авария запроектная - авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала;

10) авария проектная - авария, для которой проектной документацией определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие, с учетом принципа единичного отказа систем безопасности или одной, независимой от исходного события ошибки персонала, ограничение ее последствий установленными для таких аварий пределами;

11) работоспособность - способность оборудования, трубопроводов удовлетворительно выполнять назначенные функции в течение установленного периода времени в предписанных эксплуатационных пределах и условиях;

12) управление риском конфигурации - концепция управления в реальном времени конфигурацией систем и оборудования с целью минимизации риска, путем тщательного балансирования эксплуатационной конфигурации, ремонтных работ и периодических контрольных испытаний;

13) орган воздействия на реактивность – устройство в виде элементов с твердым наполнителем, изменением положения которого обеспечивается изменение реактивности ядерного реактора;

14) реакторная установка - комплекс систем и элементов атомной станции, предназначенный для преобразования ядерной энергии в тепловую, включающий реактор и непосредственно связанные с ним системы, необходимые для его нормальной эксплуатации и поддержания в безопасном состоянии;

15) физический пуск - этап ввода ядерного реактора в эксплуатацию, включающий загрузку реактора ядерным топливом, достижение критического состояния реактора и выполнение необходимых физических экспериментов на уровне мощности, при которой теплоотвод от реактора осуществляется за счет естественных теплопотерь (рассеяния);

16) энергетический пуск - этап ввода атомной станции в эксплуатацию, при котором атомной станции начинает производить энергию в соответствии с проектной документацией и осуществляется проверка работы атомной станции на уровнях мощности вплоть до уровня, установленного для промышленной эксплуатации;

17) авария ядерная - авария, произошедшая вследствие возникновения неуправляемой самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления;

18) ядерный реактор - устройство для осуществления управляемой цепной ядерной реакции в целях выработки тепловой энергии.

Глава 2. Условия обращения АС на рынке Республики Казахстан

11. К обращению на рынке Республики Казахстан допускаются АС, удовлетворяющие требованиям ядерной и радиационной безопасности и критериям, установленным в настоящем Техническом регламенте, других технических регламентах в области использования атомной энергии и иных технических регламентах.

12. Безопасность АС обеспечивается через последовательную реализацию системы организационных и технических мероприятий, которые включают:

1) эксплуатацию АС в соответствии с требованиями настоящего Технического регламента, правил, нормативных документов по стандартизации и по утвержденным администрацией АС технологическим регламентам и инструкциям;

2) подбор и организацию работы с персоналом для действий в нормальных и аварийных условиях, формирование культуры безопасности на уровне организаций, руководителей и исполнителей;

3) поддержание важных для безопасности систем в исправном состоянии путем проведения необходимого технического обслуживания и замены выработавшего ресурс оборудования;

4) своевременное диагностирование дефектов и выявление отклонений от нормальной работы, и принятие мер по их устранению;

5) организацию эффективно действующей системы документирования результатов эксплуатации и контроля;

6) разработку и осуществление мероприятий по управлению авариями и смягчению последствий аварий, которые не удалось предотвратить;

7) разработку и осуществление мероприятий по защите локализующих систем безопасности от разрушения при запроектных авариях и поддержанию их работоспособности;

8) разработку и последовательное осуществление, при необходимости, планов аварийных мероприятий по защите персонала на площадке АС и населения за ее пределами;

9) разработку и последовательную реализацию программ обеспечения качества для всех видов работ по эксплуатации, техническому обслуживанию и ремонту АС.

Глава 3. Общие положения обеспечения и управления безопасностью

Параграф 1. Требования к документации и организации работ

13. Администрация АС создает систему управления проектной, монтажной и эксплуатационной документацией, обеспечивающую:

1) классификацию постоянных и временных документов;

2) указание сроков хранения с учетом действующих требований;

3) установление процедур внесения изменений и обновления документации;

4) контроль поступления, включая проверку полноты;

5) порядок поиска, доступа и уничтожения;

6) хранение, включая меры пожарной безопасности;

7) дублирование документации и хранения в раздельных местах;