Про затвердження Загальних положень безпеки атомних станцій

Відповідно до статті 22 Закону України "Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку" та з метою вдосконалення нормативно-правової бази України щодо регулювання ядерної та радіаційної безпеки атомних станцій НАКАЗУЮ:

1. Затвердити Загальні положення безпеки атомних станцій, що додаються.

2. Цей наказ набирає чинності з 1 квітня 2008 року.

3. Департаменту оцінки безпеки ядерних установок (Демчук О. С.) забезпечити державну реєстрацію цього наказу в Міністерстві юстиції України.

4. Державному науково-технічному центру з ядерної та радіаційної безпеки (Васильченко В. М.) у місячний термін після державної реєстрації забезпечити тиражування і доведення до відома зацікавлених організацій інформації про набрання чинності нової редакції Загальних положень безпеки атомних станцій.

5. Державним інспекціям з ядерної безпеки на атомних станціях разом з Департаментом оцінки безпеки ядерних установок (Демчук О. С.) забезпечити контроль за розробленням, погодженням з Держатомрегулюванням та запровадженням необхідних організаційно-технічних заходів щодо реалізації вимог зазначених Загальних положень діючими енергоблоками АС.

6. Визнати таким, що втратив чинність, наказ Державної адміністрації ядерного регулювання України від 09.12.99 № 63 "Про затвердження Загальних положень забезпечення безпеки атомних станцій", зареєстрований в Міністерстві юстиції України 06.03.2000 за № 132/4353.

7. Контроль за виконанням наказу залишаю за собою.

 

 

1. Ці Загальні положення встановлюють мету, принципи і критерії безпеки атомних станцій, а також вимоги щодо впровадження основних технічних та організаційних заходів, спрямованих на їх реалізацію та захист людей та навколишнього природного середовища від можливого радіаційного впливу.

2. Ці Загальні положення є обов'язковими під час здійснення діяльності, пов'язаної з розміщенням, проєктуванням, будівництвом, введенням в експлуатацію, експлуатацією, зняттям з експлуатації атомних станцій (енергоблоків атомних станцій), а також з проєктуванням, виробництвом і постачанням елементів і конструкцій для них.

3. Ці Загальні положення поширюються на атомні станції (енергоблоки атомних станцій) з реакторними установками з водою під тиском. Порядок і обсяг застосування цих Загальних положень для атомних станцій з реакторними установками інших типів визначає експлуатуюча організація та погоджує з органом державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки.

4. Ці Загальні положення не поширюються на системи поводження з відпрацьованим ядерним паливом, що розташовані поза реакторним відділенням, і системи поводження з радіоактивними відходами, які не входять безпосередньо в технологічний цикл атомних станцій, а також на об'єкти, які перебувають на території майданчика атомних станцій і не входять у її проєкт. Доцільність та/або можливість застосування цих Загальних положень для цих об'єктів визначає експлуатуюча організація та погоджує з органом державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки.

5. Набрання чинності цими Загальними положеннями не тягне за собою припинення дії або зміни строку дії документів дозвільного характеру, раніше виданих органом державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки.

6. Обсяги та строки реалізації вимог цих Загальних положень на енергоблоках атомних станцій (атомних станціях), щодо яких ліцензію на право здійснення діяльності на етапі життєвого циклу "експлуатація ядерної установки" видано до набрання чинності наказом Державної інспекції ядерного регулювання України від 04 березня 2024 року № 195, обґрунтовуються експлуатуючою організацією та погоджуються з органом державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки. Для атомних станцій (енергоблоків атомних станцій), проєкти яких на дату набрання чинності наказом Державної інспекції ядерного регулювання України від 04 березня 2024 року № 195 не затверджені, вимоги цих Загальних положень виконуються у повному обсязі, з урахуванням проєктних рішень цих енергоблоків атомних станцій.

7. У разі необхідності деталізації вимог норм та правил з ядерної та радіаційної безпеки, експлуатуючою організацією розробляються з урахуванням сучасних досягнень науки та техніки, міжнародного досвіду та апробованої інженерної практики відповідні технічні вимоги експлуатуючої організації, які погоджуються з органом державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки.

8. У разі неможливості виконати окремі вимоги норм та правил з ядерної та радіаційної безпеки експлуатуюча організація здійснює аналіз впливу визначених відступів на безпеку атомної станції, за необхідності розробляє компенсуючі заходи, та узгоджує відступи та компенсуючі заходи з органом державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки.

9. У цих Загальних положеннях терміни вживаються у таких значеннях:

1) аварійна ситуація - стан атомної станції, що характеризується порушенням меж і/або умов безпечної експлуатації, що не перейшов в аварію;

2) аварія - експлуатаційна подія в роботі атомної станції, за якої стався вихід радіоактивних речовин і/або іонізуючого випромінювання за межі, встановлені проєктом атомної станції, у кількості, що перевищує визначені проєктом атомної станції межі безпечної експлуатації. Аварія характеризується вихідною (початковою) подією, перебігом та наслідками;

3) адміністрація атомної станції - керівники та інші посадові особи атомної станції, які наділені в установленому порядку правами та на яких покладені обов'язки та відповідальність щодо забезпечення безпеки під час будівництва, введення в експлуатацію, експлуатації і зняття з експлуатації атомної станції;

4) активна зона - частина реакторної установки, в якій розміщуються ядерне паливо, уповільнювач, поглинач, теплоносій, засоби впливу на реактивність і елементи конструкцій, призначені для здійснення керованої ланцюгової реакції поділу та передачі енергії теплоносію;

5) активна система (елемент, конструкція) - система (елемент, конструкція), функціонування якої залежить від іншої системи (елемента, конструкції);

6) атомна станція - виробничо-технологічний комплекс, спроєктований для виробництва енергії з використанням реакторної установки (установок), розташований в межах визначеної проєктом території та укомплектований необхідним персоналом;

7) безпека атомної станції - властивість не перевищувати встановлені межі радіаційного впливу на персонал, населення та навколишнє природне середовище за нормальної експлуатації атомної станції, під час порушень нормальної експлуатації атомної станції, аварійних ситуацій та проєктних аварій, а також обмежувати, наскільки це практично можливо з урахуванням економічних і соціальних факторів, досягнутого рівня науки й техніки тощо, радіаційний вплив за розширених проєктних умов;

8) біологічний захист - фізичний бар'єр, призначений для зниження впливу від іонізуючих випромінювань;

9) блоковий щит управління - частина енергоблока атомної станції, що розташовується в спеціально передбачених проєктом атомної станції приміщеннях і призначена для централізованого управління технологічними процесами;

10) будівництво - повний комплекс діяльності щодо спорудження атомної станції;

11) важка аварія - аварія, під час якої відбувається важке пошкодження ядерного палива;

12) важке пошкодження ядерного палива - пошкодження, під час якого перевищена максимальна проєктна межа пошкодження тепловидільних елементів;

13) валідація - процес, спрямований на підтвердження об'єктивними доказами того, що кінцевий продукт (виріб або послуга) відповідає встановленим вимогам;

14) введення в експлуатацію - процес, під час якого системи, елементи і конструкції енергоблока атомної станції починають функціонувати і який передбачає передпускові налагоджувальні роботи, фізичний та енергетичний пуски, дослідно-промислову експлуатацію. Завершується процес прийманням атомної станції у промислову експлуатацію;

15) великий радіоактивний викид - викид радіоактивних речовин у випадку аварії, при якому необхідна реалізація довгострокових контрзаходів за межами майданчику атомної станції, які не можуть бути обмеженими територіально або в часі;

16) верифікація - процес визначення відповідності якості послуг або експлуатаційних параметрів виробу необхідним характеристикам за допомогою аналізу та надання об'єктивних доказів того, що результати, отримані на кожній стадії розроблення, відповідають установленим цілям і вимогам;

17) вихідна (початкова) подія - порушення роботи (відмова) системи (елемента, конструкції) атомної станції або помилка персоналу, а також зовнішні чи внутрішні впливи, які призводять до порушення нормальної експлуатації, або меж і/або умов безпечної експлуатації атомної станції. Вихідна (початкова) подія охоплює всі залежні відмови, які є її наслідком;

18) відмова, яка не виявляється - відмова системи (елемента, конструкції), яка не проявляється в момент свого виникнення під час експлуатації атомної станції і не виявляється передбаченими засобами контролю відповідно до процедур технічного обслуговування, випробувань та перевірок;

19) відмови із загальної причини - відмови систем, елементів і конструкцій, що виникають унаслідок однієї і тієї самої події чи причини, зокрема внаслідок помилки персоналу, недоліків проєкту атомної станції, виготовлення та технічного обслуговування, внутрішнього чи зовнішнього впливу;

20) внутрішні впливи - впливи, що виникають на атомній станції (енергоблоці атомної станції) унаслідок пожеж, затоплень, високоенергетичних впливів (ударні хвилі, літаючі предмети, хлестання трубопроводів, потоків рідини тощо) і змін параметрів середовища (тиску, температури, хімічної активності тощо);

21) внутрішня самозахищеність реакторної установки - властивість забезпечувати безпеку на основі природних зворотних зв'язків і процесів;

22) глибокоешелонований захист - сукупність послідовних фізичних бар'єрів на шляху розповсюдження радіоактивних речовин та іонізуючого випромінювання в сукупності з технічними засобами і організаційними заходами, що спрямовані на недопущення відхилення від нормальних умов експлуатації, запобігання аваріям і обмеження їх наслідків;

23) граничний аварійний викид - аварійний викид радіоактивних речовин у випадку аварії, за якого на межі санітарно-захисної зони атомної станції створюються умови, що вимагають евакуації населення відповідно до рівнів безумовної виправданості, згідно з нормами радіаційної безпеки;

24) детерміністичний аналіз безпеки - аналіз безпеки енергоблока за визначених експлуатаційних станів, вихідних (початкових) подій, аварійних умов і перебігу аварії, і співставлення його результатів з критеріями безпеки та/або проєктними межами;

25) діагностування - технічне спостереження за системами (елементами, конструкціями) з метою визначення можливості виконання передбачених проєктом функцій;

26) додаткові технічні засоби - системи, елементи і конструкції, призначені для запобігання важким аваріям та обмеження їх наслідків у розширених проєктних умовах;

27) досягнутий рівень науки й техніки - комплекс знань, отриманий в результаті наукових досліджень, технологічних, проєктних і конструкторських розробок, який підтверджений практичним досвідом застосування;

28) експлуатаційний персонал атомної станції - персонал, що здійснює експлуатацію атомної станції;

29) експлуатаційні межі - значення параметрів і характеристик стану систем (елементів, конструкцій) і атомної станції загалом, установлені проєктом для нормальної експлуатації;

30) експлуатаційні умови - встановлені проєктом атомної станції умови щодо кількості, характеристик, стану працездатності та технічного обслуговування систем (елементів, конструкцій), необхідних для роботи без порушення експлуатаційних меж;

31) експлуатація - діяльність, що спрямована на досягнення безпечним способом мети, для якої була побудована атомна станція, включно з роботою на потужності, пусками, зупиненнями, випробуваннями, технічним обслуговуванням, ремонтами, перевантаженням ядерного палива, інспектуванням під час експлуатації та іншою пов'язаною з цим діяльністю;

32) експлуатуюча організація - призначена державою юридична особа, яка здійснює діяльність, пов'язану з вибором майданчика, проєктуванням, будівництвом, введенням в експлуатацію, експлуатацією та зняттям з експлуатації атомних станцій;

33) елементи і конструкції - обладнання, прилади, трубопроводи, кабелі, будівельні конструкції та інші вироби, що забезпечують виконання заданих функцій самостійно або в складі систем;

34) енергетичний пуск - етап введення енергоблока атомної станції в експлуатацію, під час якого починається виробництво енергії та здійснюється перевірка роботи енергоблока атомної станції на визначених у проєкті рівнях потужності;

35) енергоблок атомної станції - частина атомної станції, що виконує функцію атомної станції у визначеному проєктом обсязі;

36) живучість - властивість щитів управління атомних станцій зберігати здатність виконувати необхідні функції з урахуванням можливих відмов та пошкоджень;

37) забезпечуючі системи (елементи, конструкції) безпеки - системи (елементи, конструкції) атомних станцій, призначені для забезпечення систем (елементів, конструкцій) безпеки енергією, робочим середовищем і створення умов для їх функціонування;

38) запас безпеки - різниця між значенням параметра (характеристики), за якого відбувається відмова системи, елемента, конструкції (невиконання системою, елементом, конструкцією заданих функцій), та фактичним значенням цього параметра (характеристики) або значенням, отриманим/врахованим в аналізі безпеки;

39) захисні системи (елементи, конструкції) безпеки - системи (елементи, конструкції) атомних станцій, призначені для запобігання або обмеження пошкоджень ядерного палива, обладнання і трубопроводів, які містять радіоактивні речовини;

40) зовнішні впливи - характерні для майданчика атомної станції впливи природного або техногенного походження;

41) зони аварійного планування - території навколо атомної станції, для яких передбачається запровадження термінових контрзаходів та інших заходів реагування відповідно до норм радіаційної безпеки;

42) зона спостереження - територія, на якій можливий вплив радіоактивних скидів і викидів атомних станцій та на якій здійснюється радіаційний контроль;

43) імовірнісний аналіз безпеки - аналіз безпеки атомної станції (енергоблока атомної станції), що виконується для аналізу імовірності виникнення, шляхів розвитку і кінцевих станів аварій, а також для визначення частоти пошкодження ядерного палива, граничного аварійного викиду та оцінки радіаційного впливу на населення;

44) інформаційна система - система, призначена для отримання, обробки, зберігання, відображення та/або реєстрації даних про технічний стан систем, елементів і конструкцій, їх властивості та/або функціонування;

45) канал системи - частина системи, що виконує в заданому проєктом обсязі функції системи;

46) кваліфікація обладнання - підтвердження того, що обладнання у межах строку експлуатації буде виконувати покладені функції з урахуванням характеристик середовища, в яких воно функціонує (включно з розширеними проєктними умовами);

47) кваліфікація персоналу - рівень професійної підготовленості персоналу атомної станції, який підтверджує здатність персоналу виконувати свої функції;

48) керуюча система - система, призначена для ініціювання роботи однієї чи декількох інших систем або технологічного устаткування та/або для безпосереднього управління ними;

49) керуючі системи (елементи) безпеки - системи (елементи), призначені для ініціювання спрацьовування систем безпеки, здійснення контролю та управління ними в процесі виконання заданих функцій;

50) кінцевий поглинач тепла - зовнішнє середовище, якому передається тепло енерговиділень, зокрема залишкових;

51) консервативний підхід - підхід, відповідно до якого для параметрів і характеристик систем, елементів і конструкцій атомних станцій приймаються значення та межі, які явно призводять до більш несприятливих результатів;

52) контур теплоносія реакторної установки (перший контур) - контур разом із системою компенсації тиску, призначений для забезпечення циркуляції теплоносія через активну зону в установлених проєктом атомної станції режимах і умовах експлуатації;

53) кризовий центр - об'єкт інфраструктури в системі аварійної готовності та реагування експлуатуючої організації, що містить комплекс спеціально обладнаних приміщень, устаткування, інформаційних та комутаційних систем і призначений для управління реагуванням на ядерні та радіаційні аварії, інші надзвичайні ситуації на майданчику атомної станції та у межах її санітарно-захисної зони, координації взаємодії із зовнішніми організаціями і забезпечення радіаційного захисту персоналу;

54) критерії безпеки - установлені в нормах та правилах з ядерної та радіаційної безпеки та/або в проєкті атомної станції показники та умови, дотримання яких є обов'язковими при обґрунтуванні та забезпеченні безпеки атомної станції;

55) культура безпеки - набір правил і особливостей діяльності організацій та окремих осіб, який встановлює, що проблемам безпеки атомних станцій як таким, що мають вищий пріоритет, приділяється увага, визначена їх значущістю;

56) локалізуючі системи (елементи, конструкції) безпеки - системи (елементи, конструкції), призначені для запобігання або обмеження розповсюдження іонізуючого випромінювання і радіоактивних речовин, за передбачені проєктом межі;

57) людський фактор - індивідуальні характеристики персоналу (психофізіологічний стан, кваліфікація та інші), які впливають на забезпечення ядерної та радіаційної безпеки (позитивно чи негативно);

58) межі безпечної експлуатації - установлені в проєкті атомної станції значення параметрів, що характеризують стан систем (елементів і конструкцій) і енергоблока загалом, порушення яких призводять до аварійних ситуацій та можуть призвести до аварії;

59) модифікація - будь-яка зміна затверджених в установленому порядку проєкту атомної станції та/або системи управління атомної станції, що проводиться на етапах життєвого циклу атомної станції "будівництво", "введення в експлуатацію", "експлуатація" з метою модернізації/реконструкції або іншою метою;

60) надійність - властивість системи (елемента, конструкції) зберігати в часі та в установлених межах значення усіх параметрів, що характеризують здатність виконувати необхідні функції в заданих режимах та умовах застосування;

61) наслідки аварії - радіаційна обстановка, яка виникла внаслідок аварії та завдає шкоди за рахунок перевищення встановлених меж радіаційного впливу на персонал населення та навколишнє природне середовище;

62) незалежні системи (елементи, конструкції) - системи (елементи, конструкції) атомних станцій, для яких відмова однієї системи (елемента, конструкції) не призводить до відмови іншої системи (елемента, конструкції);

63) нормальна експлуатація - експлуатація атомних станцій у визначених проєктом експлуатаційних межах і умовах;

64) одинична відмова - незалежна від вихідної (початкової) події відмова, що призводить до втрати системою, елементом або конструкцією здатності виконувати встановлені функції безпеки, а також усі залежні відмови, що виникають унаслідок неї;

65) пасивна система (елемент, конструкція) - система (елемент, конструкція), функціонування якої пов'язане тільки з подією, що спричинила її роботу, і не залежить від роботи іншої активної системи (елемента, конструкції). За конструктивними ознаками пасивні системи (елементи, конструкції) поділяються на пасивні системи (елементи, конструкції) з механічними рухомими частинами (наприклад, зворотні клапани) і пасивні системи (елементи, конструкції) без механічних рухомих частин (наприклад, трубопроводи, ємності);

66) перевірки - контрольні процедури, призначені для підтвердження відповідності системи (елементів і конструкцій) проєктним характеристикам під час введення її в експлуатацію, після ремонту та періодично протягом строку служби;

67) передпускові налагоджувальні роботи - етап введення енергоблока атомної станції в експлуатацію, під час якого побудовані і змонтовані системи, елементи і конструкції приводяться до стану експлуатаційної готовності з перевіркою їх на відповідність параметрам і характеристикам, установленим у проєкті;

68) періодична переоцінка безпеки - оцінка безпеки енергоблока атомної станції, що виконується через установлені інтервали часу для врахування впливу старіння, проведених модифікацій, досвіду експлуатації, сучасних досягнень науки і техніки, зміни вимог норм та правил з ядерної та радіаційної безпеки і характеристик розташування майданчика атомної станції з метою підтвердження можливості продовження безпечної експлуатації енергоблока і визначення заходів з подальшого підвищення безпеки;

69) повне знеструмлення атомної станції (енергоблока атомної станції) - втрата електропостачання атомної станції (енергоблока атомної станції), яка супроводжується відмовою електроживлення споживачів змінного струму від систем аварійного електропостачання;

70) помилка персоналу - одинична ненавмисна неправильна дія або одиничний ненавмисний пропуск правильної дії під час управління обладнанням, технічного обслуговування, випробувань, модифікації, введення в експлуатацію та ремонту систем, елементів і конструкцій;

71) пороговий ефект - стрімке та непропорційне зниження безпеки атомної станції (енергоблока атомної станції) в разі незначної зміни параметрів, що характеризують стан атомної станції (енергоблока атомної станції);

72) порушення нормальної експлуатації атомної станції - подія в роботі атомної станції, під час якої сталося відхилення від установлених експлуатаційних меж і умов, яке не призвело до аварійної ситуації;

73) пошкодження тепловидільних елементів - порушення хоча б однієї з установлених в проєкті для тепловидільних елементів меж пошкодження;

74) практичне виключення - неможливість фізичної реалізації події або виникнення події є малоімовірним із високим ступенем впевненості, що підтверджується достовірними оцінками із аналізом невизначеностей;

75) принцип безпечної відмови - принцип, відповідно до якого відмова системи, важливої для безпеки, або елемента такої системи не перешкоджає виконанню функцій безпеки;

76) принцип одиничної відмови - принцип, відповідно до якого система повинна виконувати задані функції за будь-якої початкової події, яка вимагає роботи цієї системи, а також за відмови одного з активних або пасивних елементів, що мають механічні рухомі частини;

77) принцип резервування - застосування додаткових систем (елементів і конструкцій) для того, щоб будь-які з них могли виконати задану функцію незалежно від стану іншої аналогічної системи, елемента і конструкції;

78) принцип різноманітності - застосування двох або більше систем (елементів і конструкцій), що виконують одну функцію і мають різні принципи дії, з метою зниження імовірності відмови із загальної причини;

79) принцип фізичного розділення та незалежності - застосування для систем (елементів і конструкцій) просторового розділення, включно з розділенням за допомогою фізичних бар'єрів, а також забезпечення електричної ізоляції, функціональної незалежності від інших каналів системи та незалежної передачі даних;

80) продовження строку експлуатації елементів і конструкцій - комплекс організаційно-технічних заходів, спрямованих на підтвердження можливості безпечної експлуатації на строк, що перевищує проєктний;

81) проєктна аварія - аварія, для якої проєктом атомної станції визначені вихідні (початкові) події і кінцеві стани та передбачені системи безпеки, що забезпечують з урахуванням принципу одиничної відмови системи (каналу системи) безпеки або однієї додаткової незалежної від вихідної (початкової) події помилки персоналу, обмеження її наслідків установленими межами;

82) проєктні межі - значення параметрів і характеристик стану систем (елементів і конструкцій) і атомної станції загалом, що встановлені в проєкті для нормальної експлуатації, порушень нормальної експлуатації та проєктних аварій;

83) проєктні основи - значення параметрів і характеристики вихідних (початкових) подій, які в явному вигляді враховані в проєкті конструкцій, систем, елементів і атомної станції загалом (з урахуванням модифікацій) відповідно до встановлених критеріїв, і за яких забезпечується неперевищення встановлених нормами і правилами з ядерної та радіаційної безпеки меж за умови проєктного функціонування систем безпеки;

84) радіаційна безпека - дотримання допустимих меж радіаційного впливу на персонал, населення та навколишнє природне середовище, установлених нормами та правилами з безпеки;

85) ранній радіоактивний викид - викид радіоактивних речовин у випадку аварії, при якому необхідна реалізація термінових контрзаходів за межами майданчику атомної станції, на виконання яких недостатньо часу;

86) реакторна установка - комплекс систем (елементів і конструкцій), призначений для перетворення ядерної енергії на теплову, що охоплює, як правило, реактор з усіма елементами першого контуру, аварійний захист та відповідні керуючі системи, а також системи перевантаження ядерного палива. Межі реакторної установки, а також систем аварійного охолодження встановлюються в проєкті атомної станції для кожного енергоблока;

87) резервний щит управління - частина енергоблока атомної станції, що розташовується у спеціально передбачених проєктом приміщеннях і призначена, на випадок відмови блокового щита управління, для надійного переведення реакторної установки в підкритичний розхолоджений стан, підтримання її в цьому стані, приведення в дію систем безпеки та отримання надійної інформації про стан реакторної установки;

88) ремонт - комплекс операцій з підтримання працездатного стану об'єкта та/або відновлення його ресурсу;

89) ризик-інформоване прийняття рішень - прийняття рішень з безпеки атомної станції з урахуванням оцінок ризику в доповнення до детерміністичних оцінок безпеки та досвіду експлуатації;

90) рівень аварійної готовності - визначений у встановленому порядку ступінь готовності персоналу, адміністрації атомної станції і посадових осіб експлуатуючої організації, центральних і місцевих органів виконавчої влади, органів місцевого самоврядування, інших органів, що залучаються, а також необхідних технічних засобів для забезпечення дій щодо захисту людей в разі аварії на атомній станції;

91) розширені проєктні умови - умови, які спричинені вихідними (початковими) подіями, не розглянутими в складі проєктної аварії, зокрема очікувана імовірність виникнення яких є меншою ніж та, яка враховується для проєктних аварій, або перебіг (розвиток) яких супроводжується додатковими порівняно з проєктними аваріями відмовами систем безпеки або помилками персоналу. Розширені проєктні умови поділяються на дві категорії: категорія А, до якої належать розширені проєктні умови без важкого пошкодження ядерного палива і категорія Б, до якої належать аварії з важким пошкодженням ядерного палива (важкі аварії);

92) санітарно-захисна зона - територія навколо атомної станції, на якій рівень опромінення людей в умовах нормальної експлуатації може перевищувати квоту ліміту дози для населення;

93) система герметичного огородження - елементи, конструкції та пристрої, які обмежують зону локалізації аварії;

94) система фізичного захисту ядерних установок, ядерних матеріалів, радіоактивних відходів, інших джерел іонізуючого випромінювання - сукупність організаційно-правових та інженерно-технічних заходів, що здійснюються з метою створення умов, спрямованих на мінімізацію можливості вчинення диверсії, крадіжки або будь-якого іншого неправомірного вилучення радіоактивних матеріалів та зміцнення режиму нерозповсюдження ядерної зброї;

95) система управління діяльністю - документація атомної станції та практика керування ресурсами (людськими, матеріально-речовими, фінансовими, інформаційними, природними). Система управління діяльністю складається з елементів керування: процесів, функцій, проєктів та робіт;

96) системи (елементи, конструкції) безпеки - системи (елементи, конструкції), призначені для виконання функцій безпеки;

97) системи (елементи, конструкції), важливі для безпеки - системи (елементи, конструкції) безпеки, а також системи (елементи, конструкції) нормальної експлуатації, відмови яких з урахуванням відмови активного або пасивного елемента системи безпеки, що має механічні рухомі частини, чи однієї, незалежної від цієї відмови помилки персоналу, можуть призвести до аварії;

98) системи (елементи, конструкції) нормальної експлуатації - системи (елементи, конструкції), призначені для здійснення нормальної експлуатації;

99) старіння - процес погіршення з часом характеристик систем (елементів і конструкцій);

100) строк експлуатації - час, установлений в проєкті атомної станції, протягом якого енергоблок атомної станції використовується для потреб, передбачених цим проєктом;

101) технічне обслуговування - комплекс операцій з контролю і підтримання працездатного стану систем (елементів і конструкцій);

102) теча перед руйнуванням (концепція) - сукупність технічних і організаційних заходів, які дозволяють забезпечити своєчасне виявлення в трубопроводі критичної тріщини та перевести реакторну установку в безпечний стан до його руйнування;

103) умови безпечної експлуатації - установлені в проєктній і експлуатаційній документації умови щодо кількості, характеристик, стану працездатності, правил технічного обслуговування та ремонту систем (елементів і конструкцій), важливих для безпеки, за яких забезпечується дотримання меж безпечної експлуатації енергоблока атомної станції;

104) управління аварією - дії, спрямовані на запобігання переростання проєктних аварій в події, які визначаються розширеними проєктними умовами, обмеження наслідків аварій (включно з важкими аваріями), а також дії, спрямовані на повернення атомної станції в контрольований стан. Для цих цілей використовуються будь-які наявні технічні засоби, призначені для нормальної експлуатації та забезпечення безпеки в разі проєктних аварій, а також додаткові технічні засоби;

105) управління старінням - система технічних і організаційних заходів, що здійснюються з метою запобігання деградації систем (елементів і конструкцій) унаслідок їхнього старіння і зносу, нижче припустимих меж;

106) фізичний бар'єр - фізична перешкода, яка запобігає поширенню радіоактивних речовин і/або забезпечує захист від іонізуючого випромінювання;

107) фізичний пуск - етап введення в експлуатацію енергоблока атомної станції, що охоплює завантаження реактора ядерним паливом, досягнення критичного стану та виконання необхідних фізичних експериментів на рівні потужності, відповідно до якого тепловідведення від активної зони здійснюється через природні процеси;

108) функція безпеки - конкретна мета, яка повинна бути досягнута для забезпечення безпеки;

109) ядерна аварія - аварія, пов'язана з пошкодженням тепловидільних елементів, яке перевищує встановлені межі безпечної експлуатації, яка викликана ядерно-фізичними процесами внаслідок: порушення контролю і управління ланцюговою реакцією поділу в активній зоні; утворення критичної маси під час перевантаження, транспортування і зберігання тепловидільних елементів; порушення тепловідведення від тепловидільних елементів.

Інші терміни вживаються у значеннях, наведених у Законах України "Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку", "Про дозвільну діяльність у сфері використання ядерної енергії", Державних гігієнічних нормативах "Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97)", затверджених наказом Міністерства охорони здоров'я України від 14 липня 1997 року № 208, введених у дію постановою Головного державного санітарного лікаря України від 01 грудня 1997 року № 62, Основних санітарних правилах забезпечення радіаційної безпеки України, затверджених наказом Міністерства охорони здоров'я України від 02 лютого 2005 року № 54, зареєстрованих у Міністерстві юстиції України 20 травня 2005 року за № 552/10832, Загальних положеннях безпеки при поводженні з радіоактивними відходами до їх захоронення, затверджених наказом Державної інспекції ядерного регулювання України від 01 серпня 2017 року № 279, зареєстрованих в Міністерстві юстиції України 22 серпня 2017 року за № 1045/30913, Загальних положеннях безпеки зняття з експлуатації ядерних установок, затверджених наказом Державної інспекції ядерного регулювання України від 28 жовтня 2020 року № 440, зареєстрованих в Міністерстві юстиції України 30 грудня 2020 року за № 1311/35594.

10. У цих Загальних положеннях вживаються такі скорочення:

АС - атомна станція;

БВ - басейн витримки ядерного палива;

БЩУ - блоковий щит управління;

ВА - важка аварія;

ДІВ - джерело іонізуючого випромінювання;

ДСЕ - довгострокова експлуатація;

ЕО - експлуатуюча організація;

ЗАБ - звіт з аналізу безпеки;

ЗППБ - звіт з періодичної переоцінки безпеки;

ІЛА - інструкція з ліквідації аварії;

НТЦ - навчально-тренувальний центр;

ПА - проєктна аварія;

ПУС - програма управління старінням;

РАВ - радіоактивні відходи;

РПУ - розширені проєктні умови;

РУ - реакторна установка;

РЩУ - резервний щит управління;

твел - тепловидільний елемент;

ЯМ - ядерний матеріал;

ЯП - ядерне паливо;

ЯРБ - ядерна та радіаційна безпека;

ЯУ - ядерна установка.

1. Базовою метою безпеки АС є захист персоналу, населення та навколишнього природного середовища від неприпустимого радіаційного впливу під час введення в експлуатацію, експлуатації і зняття з експлуатації АС.

2. Базова мета безпеки АС досягається за допомогою реалізації радіологічної та технічної мети безпеки.

3. Радіологічна мета безпеки - забезпечення неперевищення встановлених у нормах радіаційної безпеки меж радіаційного впливу на персонал, населення та навколишнє природне середовище під час нормальної експлуатації, порушень нормальної експлуатації і ПА, а також обмеження радіаційного впливу в РПУ. Водночас забезпечується, щоб указаний радіаційний вплив перебував на мінімально можливому рівні з урахуванням економічних і соціальних факторів, досягнутого рівня науки і техніки.

4. Технічна мета безпеки - реалізація технічних і організаційних заходів, спрямованих на запобігання аваріям на АС і обмеження їх наслідків відповідно до радіологічної мети. Необхідно прагнути до того, щоб частота виникнення ВА була найменшою та відповідала вимогам, що наведені в розділі III цих Загальних положень.

1. ЕО в своїй діяльності керується політикою у сфері безпеки АС.

2. Політика у сфері безпеки АС формується з урахуванням рекомендацій Міжнародного агентства з атомної енергії та базується на таких принципах:

забезпечення постійного підвищення безпеки;

пріоритет виконання вимог безпеки над економічними, технічними, науковими та іншими цілями;

забезпечення постійного та систематичного контролю за дотриманням вимог безпеки;

забезпечення планування, управління та нагляду за діяльністю, що впливає на безпеку, в нормальних, перехідних та аварійних умовах;

формування та підтримка культури безпеки та культури захищеності;

встановлення особистої відповідальності найвищого керівництва за пріоритетне виділення ресурсів, необхідних для виконання вимог безпеки;

запобігання вчиненню порушень вимог безпеки за допомогою постійного аналізу своєї діяльності та впровадження коригувальних і запобіжних заходів.

3. ЕО відображає політику у сфері безпеки АС у відповідних документах і публікує заяву про політику у сфері безпеки АС в медіа.

4. Про результати діяльності ЕО звітує перед органом державного регулювання ЯРБ у встановленому порядку.

5. ЕО доводить до відома персоналу АС і постачальників, діяльність яких може вплинути на безпеку АС, політику у сфері безпеки АС та впроваджує заходи із забезпечення ними розуміння цієї політики.

6. ЕО забезпечує зв'язок з громадськістю, зокрема регулярно інформує її про стан безпеки АС і про діяльність, що спрямована на підвищення безпеки АС.

1. АС відповідає вимогам безпеки, якщо в результаті реалізації прийнятих у проєкті АС технічних і організаційних заходів досягнута базова мета безпеки.

2. Критеріями безпеки для енергоблоків АС, щодо яких ліцензію на право здійснення діяльності на етапі життєвого циклу "експлуатація ядерної установки" було видано до набрання чинності наказом Державної інспекції ядерного регулювання України від 04 березня 2024 року № 195, є:

неперевищення значення частоти важкого пошкодження ЯП в активній зоні, розрахованого для повного спектру вихідних подій в усіх експлуатаційних станах енергоблока, 1 х 10--4 на реактор за рік. Необхідно прагнути того, щоб значення частоти такого пошкодження ЯП не перевищувало 1 х 10--5 на реактор за рік;

неперевищення значення інтегральної частоти граничного аварійного викиду радіоактивних речовин у навколишнє природне середовище 1 х 10--5 на енергоблок за рік. Необхідно прагнути того, щоб значення частоти такого аварійного викиду не перевищувало 1 х 10--6 на енергоблок за рік.

3. Критеріями безпеки для енергоблоків АС, щодо яких ліцензію на право здійснення діяльності на етапі життєвого циклу "будівництво та введення в експлуатацію ядерної установки" не було видано до набрання чинності наказом Державної інспекції ядерного регулювання України від 04 березня 2024 року № 195, є:

неперевищення значення частоти важкого пошкодження ЯП в активній зоні, розрахованого для повного спектру вихідних подій в усіх експлуатаційних станах енергоблока, 1 х 10--6 на реактор за рік;

неперевищення значення інтегральної частоти граничного аварійного викиду радіоактивних речовин у навколишнє природне середовище 1 х 10--7 на енергоблок за рік.

4. На всіх етапах життєвого циклу АС ЕО вживає заходи для запобігання аваріям, зменшення їх наслідків та, в разі виникнення аварій, практичного виключення раннього радіоактивного викиду та великого радіоактивного викиду.

Захисні контрзаходи та дозові критерії їх застосування встановлюються відповідно до норм радіаційної безпеки.

5. Ліміти доз опромінення персоналу і населення, рівні викидів і скидів радіоактивних речовин у навколишнє природне середовище під час нормальної експлуатації, порушень нормальної експлуатації та у випадках проєктних аварій встановлюються відповідно до норм радіаційної безпеки.

6. Радіаційний вплив за РПУ без важкого пошкодження ЯП (РПУ категорії А) не перевищує радіаційний вплив у разі ПА.

7. Радіаційний вплив за РПУ з важким пошкодженням ЯП (РПУ категорії Б) обмежується за величиною та часом для забезпечення можливості своєчасної реалізації термінових контрзаходів, а також запобігання радіоактивному забрудненню території за межами майданчику АС, що вимагає реалізації довгострокових контрзаходів.

8. Для енергоблоків АС, щодо яких ліцензію на право здійснення діяльності на етапі життєвого циклу "експлуатація ядерної установки" видано до набрання чинності наказом Державної інспекції ядерного регулювання України від 04 березня 2024 року № 195, вимоги щодо обмеження радіаційного впливу за РПУ категорії Б застосовуються як цілі для своєчасної розробки та впровадження практично досяжних заходів з підвищення безпеки, зокрема, в межах періодичних переоцінок безпеки енергоблоків АС.

1. Принципи безпеки АС поділяються на фундаментальні та загальні організаційно-технічні принципи безпеки АС.

2. До фундаментальних принципів безпеки АС належать:

культура безпеки;

відповідальність ЕО;

стратегія глибокоешелонованого захисту;

державне регулювання безпеки.

3. До загальних організаційно-технічних принципів безпеки АС належать:

апробована інженерно-технічна практика;

лідерство та управління діяльністю;

самооцінка безпеки АС;

аналіз безпеки АС;

відомчий нагляд;

партнерські перевірки;

урахування людського фактора;

забезпечення радіаційної безпеки;

урахування досвіду експлуатації;

науково-технічна підтримка.

4. Деталізація та конкретизація зазначених вище принципів і вимог, що випливають з них, здійснюється в нормах та правилах з ЯРБ.

1. Юридичні та фізичні особи, що здійснюють діяльність у сфері використання ядерної енергії та радіаційної безпеки, а також орган державного регулювання ЯРБ, у своїй діяльності дотримуються культури безпеки.

2. Дотримання культури безпеки здійснюється за допомогою:

встановлення пріоритету безпеки над економічними та виробничими цілями;

підбору, навчання і підвищення кваліфікації керівників і персоналу ЕО, АС, органу державного регулювання ЯРБ, а також виробників обладнання і постачальників послуг;

дотримання дисципліни за чіткого розподілу повноважень і особистої відповідальності керівників і безпосередніх виконавців;

дотримання вимог виробничих інструкцій і технологічних регламентів безпечної експлуатації, їх постійного вдосконалення на підставі досвіду, що накопичується, та результатів науково-технічних досліджень;

установлення керівниками всіх рівнів атмосфери довіри і таких підходів до колективної роботи, які сприяють зміцненню позитивного ставлення до безпеки;

розуміння кожним працівником впливу його діяльності на безпеку та наслідків, до яких може призвести недотримання або неякісне виконання вимог норм та правил з ЯРБ, виробничих і посадових інструкцій, технологічного регламенту безпечної експлуатації;

самоконтролю працівниками своєї діяльності, яка впливає на безпеку; розуміння кожним працівником недопустимості приховування помилок;

необхідності виявлення та усунення їх причин, постійного самовдосконалення, вивчення та впровадження передового досвіду, зокрема міжнародного;

установлення такої системи мотивації працівників за результатами виробничої діяльності, яка спонукає до відкритості їх дій і не сприяє приховуванню помилок у їх роботі.

3. ЕО та кожною АС розробляється і реалізується програма конкретних дій, спрямованих на становлення і розвиток культури безпеки. Така програма охоплює три рівні:

технічна політика керівництва у сфері безпеки;

відповідальність та обов'язки керівництва щодо забезпечення безпеки АС;

відповідальність та обов'язки кожного працівника щодо забезпечення безпеки АС.

1. ЕО несе всю повноту відповідальності за радіаційний і фізичний захист та безпеку АС незалежно від діяльності та відповідальності постачальників і органів державного регулювання відповідно до статті 32 Закону України "Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку".

2. ЕО здійснює єдину технічну політику, спрямовану на постійний контроль і аналіз стану безпеки АС, розроблення і реалізацію заходів щодо її підвищення, а також накопичення та узагальнення досвіду експлуатації.

3. ЕО проводить моніторинг і здійснює постійний аналіз безпеки діючих енергоблоків. У разі потреби ЕО розробляє та реалізовує проєкти їх модифікацій з метою підвищення безпеки.

4. ЕО повинна мати достатні фінансові і матеріальні ресурси для виконання покладених на неї функцій.

5. ЕО забезпечує набір і підготовку достатньої та необхідної кількості керівників і фахівців, кваліфікація яких забезпечує виконання функцій, покладених на ЕО.

6. ЕО призначає в установленому порядку адміністрацію АС та її керівників, визначає їх кваліфікацію, повноваження та обов'язки.

7. ЕО здійснює заходи для підтвердження достатності кількості та кваліфікації персоналу постачальників, діяльність яких може вплинути на безпеку АС, для виконання покладених на них зобов'язань.

1. Безпека АС забезпечується за допомогою послідовної реалізації стратегії глибокоешелонованого захисту, яка базується на застосуванні:

системи фізичних бар'єрів на шляху поширення іонізуючого випромінювання і радіоактивних речовин у навколишнє природне середовище;

системи технічних та організаційних заходів щодо захисту фізичних бар'єрів і збереження їх ефективності з метою захисту персоналу, населення та навколишнього природного середовища.

2. Система послідовних фізичних бар'єрів охоплює:

паливну матрицю;

оболонку твела;

межу контуру теплоносія РУ;

герметичне огородження РУ;

біологічний захист.

3. За нормальної експлуатації всі зазначені бар'єри та необхідні технічні засоби їх контролю і захисту є працездатними і перебувають у стані, в якому вони здатні виконувати покладені на них функції. В разі порушення цієї умови енергоблок переводиться в безпечний стан відповідно до вимог експлуатаційної документації та реалізуються заходи з відновлення його подальшої експлуатації.

4. Основними цілями реалізації стратегії глибокоешелонованого захисту є своєчасне виявлення і усунення факторів, які призводять до порушень нормальної експлуатації, виникнення аварійних ситуацій, а також запобігання їх переростанню в аварії, обмеження і ліквідація наслідків аварій.

5. Система технічних та організаційних заходів щодо захисту фізичних бар'єрів і збереження їх ефективності реалізується на п'яти рівнях.

Рівень 1. Запобігання порушенням нормальної експлуатації.

Основними засобами досягнення зазначеної мети є:

вибір майданчика для розміщення АС відповідно до вимог норм та правил з ЯРБ;

розроблення проєкту АС на основі консервативного підходу з максимальним використанням властивостей внутрішньої самозахищеності РУ та запобіганням виникнення порогового ефекту;

забезпечення необхідної якості систем, елементів і конструкцій АС, робіт з її будівництва, експлуатації та модифікації;

наявність автоматичних технічних засобів, які запобігають порушенню меж і умов нормальної експлуатації;

експлуатація АС відповідно до вимог норм та правил з ЯРБ, технологічних регламентів безпечної експлуатації та інструкцій з експлуатації;

підтримка в робочому стані систем, елементів і конструкцій, важливих для безпеки, за допомогою своєчасного виявлення дефектів і вжиття профілактичних заходів проти їх виникнення, заміни систем, елементів, конструкцій, які відпрацювали свій ресурс, організації ефективно діючої системи контролю систем, елементів і конструкцій, їх технічного обслуговування, ремонту і модифікації, документування даних та результатів зазначених робіт;

підбір, підготовка персоналу та забезпечення необхідного рівня його кваліфікації;