ДЕРЖАВНИЙ КОМІТЕТ ЯДЕРНОГО РЕГУЛЮВАННЯ УКРАЇНИ
Н А К А З
| 19.11.2007 N 162 |
Зареєстровано в Міністерстві
юстиції України
25 січня 2008 р.
за N 56/14747
Про затвердження Загальних положень безпеки атомних станцій
( Із змінами, внесеними згідно з Наказом Державної інспекції ядерного регулювання N 133 від 20.09.2011 )
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 N 63 "Про затвердження Загальних положень забезпечення безпеки атомних станцій", зареєстрований в Міністерстві юстиції України 06.03.2000 за N 132/4353.
7. Контроль за виконанням наказу залишаю за собою.
ЗАТВЕРДЖЕНО
Наказ Державного комітету
ядерного регулювання України
19.11.2007 N 162
Зареєстровано в Міністерстві
юстиції України
25 січня 2008 р.
за N 56/14747
ЗАГАЛЬНІ ПОЛОЖЕННЯ
безпеки атомних станцій
I. Загальні положення
1.1. Ці Загальні положення встановлюють потреби і критерії забезпечення безпеки атомних станцій, а також основні технічні та організаційні заходи, спрямовані на їх реалізацію, захист персоналу атомних станцій, населення і навколишнього природного середовища від можливого радіаційного впливу. Обсяг і повнота реалізації цих заходів повинні визначатися нормами, правилами і стандартами з ядерної та радіаційної безпеки, чинними в Україні.
1.2. Загальні положення безпеки атомних станцій (далі - Загальні положення) базуються на вимогах законодавства України, ураховують рекомендації Міжнародного агентства з атомної енергії і міжнародної групи радників з безпеки ядерних установок при Міжнародному агентстві з атомної енергії, а також вітчизняний і зарубіжний досвід безпечної експлуатації атомних станцій.
1.3. Загальні положення обов'язкові для всіх юридичних і фізичних осіб, що здійснюють або планують здійснювати діяльність, пов'язану з розміщенням, проектуванням, будівництвом, уведенням в експлуатацію, експлуатацією, зняттям з експлуатації атомних станцій, а також з конструюванням, виготовленням і постачанням елементів для них.
1.4. 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 атомної станції, а також на об'єкти, які перебувають на території майданчика атомної станції і не входять у її проект.
1.5. Набрання чинності Загальними положеннями не тягне за собою припинення дії або зміни термінів дії ліцензій і дозволів, раніше виданих Держатомрегулюванням.
1.6. Обсяги та терміни реалізації вимог Загальних положень стосовно діючих енергоблоків атомних станцій та енергоблоків атомних станцій, що будуються, обґрунтовуються експлуатуючою організацією і погоджуються Держатомрегулюванням. Для енергоблоків атомних станцій, проекти яких на момент уведення в дію Загальних положень не затверджені в установленому порядку, вимоги Загальних положень мають виконуватись у повному обсязі
1.7. У разі відступу від вимог норм, правил і стандартів з ядерної та радіаційної безпеки, які затверджені Держатомрегулюванням України, експлуатуюча організація здійснює їх узгодження з Держатомрегулюванням.
II. Основні терміни, визначення та скорочення
У Загальних положеннях ужиті такі скорочення:
АС - атомна станція;
АСКРС - автоматизована система контролю за радіаційним станом;
БВ - басейн витримки відпрацьованого ядерного палива;
БЩУ - блоковий щит управління;
ВАО АЕС - всесвітня асоціація операторів атомних електростанцій;
ДІВ - джерело іонізуючого випромінювання;
ЕО - експлуатуюча організація;
ЗАБ - звіт з аналізу безпеки;
ЗППБ - звіт про періодичну переоцінку безпеки;
ІЛА - інструкція з ліквідації аварії;
МАГАТЕ - Міжнародне агентство з атомної енергії;
МГРЯБ - Міжнародна група радників при МАГАТЕ з безпеки ядерних установок;
НТЦ - навчально-тренувальний центр;
ПЗ - програмне забезпечення;
ПКС - програма управління старінням;
РАВ - радіоактивні відходи;
РУ - реакторна установка;
РЩУ - резервний щит управління.
У цих Загальних положеннях терміни та визначення вживаються в таких значеннях:
2.1. Аварійна ситуація - стан АС, що характеризується порушенням меж і/або умов безпечної експлуатації, що не перейшов в аварію.
2.2. Аварія - порушення експлуатації АС, за якого стався вихід радіоактивних речовин і/або іонізуючих випромінювань у кількості, що перевищує визначені проектом межі безпечної експлуатації. Аварія характеризується початковою подією, шляхами протікання і наслідками.
2.3. Адміністрація АС - керівники й інші посадові особи АС, які наділені в установленому порядку правами та на яких покладені обов'язки та відповідальність за забезпечення безпеки під час будівництва, уведення в експлуатацію, експлуатації і зняття з експлуатації АС.
2.4. Активна зона - частина РУ, у якій розміщені ядерне паливо, уповільнювач, поглинач, теплоносій, засоби впливу на реактивність і елементи конструкцій, призначені для здійснення керованої ланцюгової реакції поділу і передачі енергії теплоносію.
2.5. Активна система (елемент) - система (елемент), функціонування якої залежить від іншої системи (елементу).
2.6. Атомна станція - виробничо-технологічний комплекс, спроектований для виробництва енергії з використанням ядерної установки (установок), розташований в межах визначеної проектом території та вкомплектований необхідним персоналом.
2.7. Безпека АС - властивість не перевищувати встановлені межі радіаційного впливу на персонал, населення і навколишнє природне середовище при нормальній експлуатації АС, порушеннях нормальної експлуатації і проектних аваріях, а також обмежувати радіаційний вплив при запроектних аваріях.
2.8 Біологічний захист - фізичний бар'єр, призначений для зниження впливу від іонізуючих випромінювань.
2.9. Блоковий щит управління - частина енергоблока АС, що розташовується у спеціально передбачених проектом приміщеннях і призначена для централізованого управління технологічними процесами.
2.10. Будівництво - повний комплекс діяльності щодо спорудження АС.
2.11. Важка аварія - запроектна аварія, при якій відбувається важке пошкодження активної зони.
2.12. Важке пошкодження активної зони - пошкодження, при якому перевищена максимальна проектна межа пошкодження тепловиділяючих елементів.
2.13. Валідація - процес, спрямований на підтвердження об'єктивними доказами того, що кінцевий продукт (виріб або послуга) відповідає встановленим вимогам.
2.14. Введення в експлуатацію - процес, під час якого системи й елементи енергоблока АС починають функціонувати і який включає передпускові налагоджувальні роботи, фізичний та енергетичний пуски, дослідно-промислову експлуатацію. Завершується процес прийманням АС у промислову експлуатацію.
2.15. Верифікація - процес, спрямований на підтвердження відповідності якості послуг або експлуатаційних параметрів виробу необхідним характеристикам.
2.16. Вихідна (початкова) подія - порушення роботи (відмова) системи (елемента) АС або помилка персоналу, а також зовнішні чи внутрішні впливи, які призводять до порушення нормальної експлуатації, або меж і/або умов безпечної експлуатації. Початкова подія включає всі залежні відмови, які є її наслідком.
2.17. Відмова, яка не виявляється - відмова системи (елемента), яка не проявляється в момент свого виникнення за нормальної експлуатації і не виявляється передбаченими засобами контролю відповідно до регламенту техобслуговування, випробувань та іспитів.
2.18. Відмови через загальні причини - відмови конструкцій, систем і елементів, що виникають унаслідок однієї і тієї самої причини, яка включає помилки персоналу, внутрішні та зовнішні впливи.
2.19. Внутрішня самозахищеність реакторної установки - властивість забезпечувати безпеку на основі природних зворотних зв'язків і процесів.
2.20. Внутрішні впливи - впливи, що виникають на об'єкті (енергоблоці) унаслідок пожеж, затоплень, високоенергетичних впливів (ударні хвилі, літаючі предмети, хлестання трубопроводів, впливів потоків тощо) і змін параметрів середовища (тиску, температури, хімічної активності тощо).
2.21. Герметичне огородження реакторної установки - сукупність елементів будівельних та інших конструкцій, які захищають простір навколо реакторної установки і систем, що працюють під тиском першого контуру і перешкоджають поширенню радіоактивних речовин у навколишнє природне середовище в кількості, що перевищує встановлені межі.
2.22. 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.
2.23. Граничний аварійний викид - аварійний викид радіоактивних речовин у випадку аварії, при якому на кордоні санітарно-захисної зони АС створюються умови, що вимагають евакуації населення.
2.24. Детерміністичний аналіз безпеки - аналіз безпеки енергоблока, при визначених експлуатаційних станах, вихідних подіях, аварійних умовах і шляхах перебігу аварії, і співставлення його результатів з проектними межами.
2.25. Діагностика - технічне спостереження за системами (елементами) з метою визначення і/або прогнозування можливості виконання передбачених функцій.
2.26. Досягнутий рівень науки й техніки - комплекс знань, отриманий в результаті наукових досліджень, технологічних, проектних і конструкторських розробок, який підтверджений практичним досвідом застосування.
( Пункт 2.26 із змінами, внесеними згідно з Наказом Державної інспекції ядерного регулювання N 133 від 20.09.2011 )
2.27. Експлуатаційні межі - значення параметрів і характеристик стану систем (елементів) і АС у цілому, установлені проектом для нормальної експлуатації.
2.28. Експлуатаційний персонал АС - персонал, що здійснює експлуатацію АС.
2.29. Експлуатація - діяльність, що спрямована на досягнення безпечним способом мети, для якої була побудована АС, уключаючи роботу на потужності, пуски, зупинки, випробування, технічне обслуговування, ремонти, перевантаження ядерного палива, інспектування під час експлуатації та іншу пов'язану з цим діяльність.
2.30. Експлуатуюча організація - юридична особа, яка здійснює діяльність, пов'язану з вибором площадки, проектуванням, будівництвом, уведенням в експлуатацію, експлуатацією і зняттям з експлуатації АС. Експлуатуюча організація несе відповідальність за безпеку АС і здійснює свою діяльність на підставі відповідної ліцензії.
2.31. Елементи і конструкції - обладнання, прилади, трубопроводи, кабелі, будівельні конструкції та інші вироби, що забезпечують виконання заданих функцій самостійно або в складі систем.
2.32. Енергетичний пуск - етап уведення енергоблока АС в експлуатацію, під час якого починається виробництво енергії та здійснюється перевірка роботи енергоблока на визначених у проекті рівнях потужності.
2.33. Енергоблок АС - частина АС, що виконує функцію АС у визначеному проектом об'ємі.
2.34. Забезпечувальні системи (елементи) безпеки - технологічні системи (елементи), призначені для постачання систем безпеки енергією, робочим середовищем та створення умов для їх функціонування.
2.35. Запроектна аварія - аварія, викликана початковими подіями, що не враховуються для проектних аварій, або така, що супроводжується додатковими в порівнянні з проектними аваріями відмовами систем безпеки або помилками персоналу.
2.36. Захисні системи (елементи) безпеки - системи (елементи) АС, призначені для запобігання або обмеження пошкоджень ядерного палива, обладнання і трубопроводів, які містять радіоактивні речовини.
2.37. Зовнішні впливи - характерні для майданчика АС впливи природного або технічного походження.
2.38. Зона спостереження - територія, на якій можливий вплив радіоактивних скидів і викидів АС і на якій здійснюється радіаційний моніторинг вимірювання потужності поглинутої дози, визначення вмісту радіонуклідів у об'єктах навколишнього природного середовища, продуктах харчування тощо.
2.39. Зняття з експлуатації енергоблока АС - етап життєвого циклу ядерної установки, який починається після завершення вироблення енергії та обумовлений закінченням призначеного строку експлуатації або рішенням про дострокове припинення експлуатації енергоблока.
2.40 Імовірнісний аналіз безпеки - метод кількісної і якісної оцінки, що використовується для аналізу імовірності виникнення та шляхів розвитку аварій, а також для визначення частоти пошкодження активної зони реактора, граничного аварійного викиду та оцінки радіаційного впливу на населення.
2.41. Канал системи - частина системи, що виконує в заданому проектом обсязі функції системи.
2.42. Кваліфікація персоналу - рівень професійної підготовки персоналу АС.
2.43. Кваліфікація обладнання - підтвердження того, що конструкція, система (елемент) у межах усього терміну експлуатації будуть виконувати покладені функції як при нормальній експлуатації, так і проектних аваріях з урахуванням характеристик середовища, у якому функціонують конструкція, система (елемент).
2.44. Керівні системи (елементи) безпеки - системи (елементи), призначені для ініціювання спрацьовування систем безпеки, здійснення контролю та управління ними в процесі виконання заданих функцій.
2.45. Кінцевий поглинач тепла - зовнішнє середовище, якому передається тепло залишкових енерговиділень.
2.46. Комплексне інженерне і радіаційне обстеження - комплекс організаційно-технічних заходів з обстеження конструкцій, систем і елементів з метою отримання інформації про технічний і радіаційний стан енергоблока АС.
2.47. Консервативний підхід - підхід, відповідно до якого для параметрів і характеристик конструкцій, систем і елементів АС приймаються значення і межі, які явно призводять до більш несприятливих результатів.
2.48. Контур теплоносія РУ (перший контур) - контур разом із системою компенсації тиску, призначений для забезпечення циркуляції теплоносія через активну зону в установлених проектом режимах і умовах експлуатації.
2.49. Критерії безпеки - установлені нормами, правилами і стандартами з ядерної та радіаційної безпеки критерії, відповідно до яких обґрунтовується безпека АС.
2.50. Культура безпеки - набір правил і особливостей діяльності організацій та окремих осіб, який встановлює, що проблемам безпеки АС як таким, що мають вищий пріоритет, приділяється увага, визначена їх значущістю.
2.51. Локалізуючі системи (елементи) безпеки - системи (елементи), призначені для запобігання або обмеження і розповсюдження іонізуючого випромінювання і радіоактивних речовин, за передбачені проектом кордони.
2.52. Межі безпечної експлуатації АС - установлені в проекті значення параметрів, що характеризують стан систем (елементів) і енергоблока в цілому, порушення яких призводять до аварійних ситуацій та можуть призвести до аварії.
2.53. Модернізація (реконструкція) - удосконалення характеристик діючого устаткування, спрямованого на підвищення безпеки, надійності, техніко-економічних показників, експлуатації АС.
2.54. Надійність - властивість конструкції, системи (елемента) зберігати в часі та в установлених межах значення усіх параметрів, що характеризують здатність виконувати необхідні функції в заданих режимах та умовах застосування.
2.55. Наслідки аварії - радіаційна обстановка, яка виникла внаслідок аварії і завдає шкоди внаслідок перевищення встановлених меж радіаційного впливу на персонал, населення і навколишнє природне середовище.
2.56. Незалежні системи (елементи) - системи (елементи) АС, для яких відмова однієї системи (елемента) не призводить до відмови іншої системи (елемента).
2.57. Нормальна експлуатація - експлуатація АС у визначених проектом експлуатаційних межах і умовах.
2.58. Одинична відмова - незалежна відмова, що призводить до втрати конструкцією, системою або елементом здатності виконувати встановлені функції безпеки, а також усі залежні відмови, що виникають унаслідок неї.
2.59. Пасивна система (елемент) - система (елемент), функціонування якої пов'язане тільки з подією, що спричинила її роботу, і не залежить від роботи іншої активної системи (елемента). За конструктивними ознаками пасивні системи (елементи) поділяються на пасивні системи (елементи) з механічними рухомими частинами (наприклад, зворотні клапани) і пасивні системи (елементи) без механічних рухомих частин (наприклад, трубопроводи, ємності).
2.60. Передпускові налагоджувальні роботи - етап уведення енергоблока АС в експлуатацію, під час якого закінчені будівництвом і монтажем конструкції, системи і елементи приводяться до стану експлуатаційної готовності з перевіркою їх на відповідність параметрам і характеристикам, установленим у проекті.
2.61. Перевірки - контрольні процедури, призначені для підтвердження відповідності системи (елементів) проектним характеристикам при введенні її (його) в експлуатацію, після ремонту та періодично на протязі строку служби.
2.62. Періодична переоцінка безпеки - оцінка безпеки енергоблока АС, що виконується через установлені інтервали часу для врахування впливу старіння, проведених модернізацій, досвіду експлуатації, зміни вимог нормативно-правових актів і характеристик розташування майданчика АС, з метою підтвердження можливості продовження безпечної експлуатації енергоблока.
2.63. Помилка персоналу - одинична неправильна дія під час управління обладнанням, одиничний пропуск правильної дії або одинична неправильна дія під час технічного обслуговування й ремонту конструкцій, систем або елементів.
2.64. Порушення нормальної експлуатації АС - порушення в роботі АС, за якого сталося відхилення від установлених експлуатаційних меж і умов, яке не призвело до аварійної ситуації.
2.65. 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.
2.66. Принцип резервування - застосування додаткових конструкцій, систем (елементів) для того, щоб будь-які з них могли виконати задану функцію незалежно від стану іншої аналогічної конструкції, системи і елемента.
2.67. Принцип різноманітності - застосування двох або більше систем (елементів), що виконують одну функцію і мають різні принципи дії, з метою зниження імовірності відмови з загальної причини.
2.68. Принцип фізичного розділення - застосування для систем (елементів) просторового розділення, уключаючи розділення за допомогою фізичних бар'єрів.
2.69. Проектна аварія - аварія, для якої проектом визначені вихідні події і кінцеві стани та передбачені системи безпеки, що забезпечують з урахуванням принципу одиничного відмовлення системи (каналу системи) безпеки або однієї додаткової помилки персоналу, обмеження її наслідків установленими межами.
2.70. Проектні межі - значення параметрів і характеристик стану систем (елементів) і АС у цілому, що встановлені в проекті для нормальної експлуатації, порушень нормальної експлуатації та проектних аварій.
2.71. Радіаційна безпека - дотримання допустимих меж радіаційного впливу на персонал, населення та навколишнє природне середовище, установлених нормами, правилами та стандартами з безпеки.
2.72. Реакторна установка - комплекс конструкцій, систем (елементів), призначений для перетворення ядерної енергії в теплову, що включає, як правило, реактор з усіма елементами першого контуру, аварійного захисту і відповідні керівні системи, а також системи перевантаження ядерного палива. Границі реакторної установки, а також систем аварійного охолодження встановлюються в проекті для кожного енергоблока.
2.73. Резервний щит управління - передбачене проектом спеціально обладнане приміщення, призначене на випадок відмови БЩУ для надійного переведення РУ в підкритичний розхолоджений стан, підтримки його в цьому стані, приведення в дію систем безпеки та отримання надійної інформації про стан РУ.
2.74. Ремонт - комплекс операцій з підтримання працездатного стану об'єкта та/або відновлення його ресурсу.
2.75. Рівень аварійної готовності - визначений у встановленому порядку ступінь готовності персоналу, адміністрації АС і посадових осіб ЕО, центральних і місцевих органів виконавчої влади, органів місцевого самоврядування, інших органів, що залучаються, а також необхідних технічних засобів для забезпечення дій щодо захисту персоналу і населення у разі аварії на АС.
2.76. Санітарно-захисна зона - територія навколо АС, де рівень опромінення людей може перевищувати квоту ліміту дози для категорії В. У санітарно-захисній зоні забороняється проживання населення, установлюються обмеження на виробничу діяльність, яка не стосується до АС, а також здійснюється радіаційний контроль.
2.77. Система - сукупність взаємопов'язаних елементів, призначених для виконання заданих функцій.
2.78. Системи (елементи) безпеки - системи (елементи), призначені для виконання функцій безпеки. Системи (елементи) безпеки за характером виконуваних ними функцій поділяються на захисні, локалізуючі, забезпечуючі та керівні.
2.79. Системи (елементи), важливі для безпеки, - системи (елементи) безпеки, а також системи (елементи) 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.
2.80. Системи (елементи) контролю і управління - системи (елементи), призначені для контролю і управління системами нормальної експлуатації.
2.81. Системи (елементи) нормальної експлуатації - системи (елементи), призначені для здійснення нормальної експлуатації.
2.82. Старіння - процес погіршення з часом характеристик конструкцій, систем (елементів).
2.83. Строк експлуатації - час, установлений в проекті, протягом якого енергоблок АС використовується для потреб, передбачених проектом.
2.84. Технічне обслуговування - комплекс операцій з контролю і підтримки працездатного стану конструкцій, систем (елементів).
2.85. Теча перед руйнуванням - метод, що дозволяє за допомогою технічних засобів і організаційних заходів забезпечити своєчасне виявлення в трубопроводі критичної тріщини і перевести РУ в безпечний стан до його руйнування.
2.86. Умови безпечної експлуатації - установлені в проектній і експлуатаційній документації умови щодо кількості, характеристик, стану працездатності, правил технічного обслуговування та ремонту систем (елементів), важливих для безпеки, за яких забезпечується дотримання меж безпечної експлуатації енергоблока АС.
2.87. Управління аварією - дії, спрямовані на запобігання розвитку проектних аварій в запроектні та на обмеження наслідків запроектних аварій. З цією метою використовуються будь-які наявні в робочому стані технічні засоби, призначені для нормальної експлуатації і забезпечення безпеки в разі проектних аварій, а також засоби, спеціально призначені для обмеження наслідків запроектних аварій.
2.88. Управління старінням - система технічних і організаційних заходів, що здійснюються з метою запобігання деградації конструкцій, систем (елементів), унаслідок їхнього старіння і зносу, нижче припустимих меж.
2.89. Управління якістю - комплекс заходів, що плануються і реалізуються з метою досягнення впевненості в тому, що дії, які здійснюються, відповідають вимогам нормативних документів.
2.90. Фізичний бар'єр - фізична перешкода, яка запобігає поширенню радіоактивних речовин та/або забезпечує захист від іонізуючого випромінювання.
2.91. Фізичний захист АС - сукупність технічних і організаційних заходів, спрямованих на виявлення і припинення спроб несанкціонованого проникнення на територію АС, у її життєво важливі зони, а також несанкціонованого вилучення, переміщення, передачі, використання ядерних матеріалів й інших радіоактивних речовин, що є на АС.
2.92. Фізичний пуск - етап уведення АС в експлуатацію, що включає завантаження реактора ядерним паливом, досягнення критичного стану і виконання необхідних фізичних експериментів на рівні потужності, відповідно до якої тепловідведення від активної зони здійснюється за рахунок природних процесів.
2.93. Функція безпеки - конкретна мета, яка повинна бути досягнута для забезпечення безпеки.
2.94. Ядерна аварія - аварія, пов'язана з пошкодженням тепловиділяючих елементів (далі - твели), 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 твелів;
порушення тепловідведення від твелів.
( Пункт 2.94 в редакції Наказу Державної інспекції ядерного регулювання N 133 від 20.09.2011 )
III. Мета і політика в області безпеки
3.1. Мета безпеки
3.1.1. Базовою метою безпеки АС є захист персоналу, населення і навколишнього природного середовища від неприпустимого радіаційного впливу при введені в експлуатацію, експлуатації і знятті з експлуатації АС.
3.1.2. Базова мета безпеки АС досягається шляхом реалізації радіологічної і технічної мети безпеки.
Радіологічна мета - це неперевищення встановлених санітарними нормами меж радіаційного впливу на персонал, населення і навколишнє природне середовище при нормальній експлуатації, порушеннях нормальної експлуатації і проектних аваріях. При цьому забезпечуються умови, щоб указаний радіаційний вплив перебував на мінімально можливому рівні з урахуванням економічних і соціальних факторів.
Технічна мета - це реалізація технічних і організаційних заходів, спрямованих на запобігання аваріям на АС і обмеження їх наслідків, а радіаційні наслідки аварії, що враховуються в проекті, не повинні перевищувати встановлених нормативними документами меж. Необхідно прагнути до того, щоб імовірність важких аварій була найменшою і відповідала критеріям, зазначеним у підпункті 4.1.1 Загальних положень.
3.2. Політика в області безпеки
3.2.1. Відповідно до рекомендацій МАГАТЕ, викладених у документі Основні принципи безпеки атомних електростанцій. INSAG-12, ЕО здійснює політику в області безпеки АС.
3.2.2. ЕО зобов'язана опублікувати в друкованих засобах масової інформації письмову заяву, у якій повинна бути продемонстрована прихильність безпеці АС і її пріоритет над виробничою і економічною метою.
3.2.3. ЕО зобов'язана провадити політику, спрямовану на постійний контроль і аналіз стану безпеки АС. Про результати діяльності ЕО звітує перед Держатомрегулюванням у встановленому порядку.
3.2.4. В основу технічної політики ЕО покладає принцип постійного підвищення безпеки АС з урахуванням вітчизняного і закордонного досвіду, рекомендацій спеціалізованих міжнародних організацій, результатів науково-технічних досліджень і розробок.
3.2.5. АС здійснює лише ті види діяльності, на які видана ліцензія Держатомрегулювання.
3.2.6. ЕО забезпечує зв'язок з громадськістю, у тому числі регулярно інформує її про стан безпеки АС і про діяльність, що спрямована на підвищення безпеки АС.
IV. Критерії і принципи забезпечення безпеки
4.1. Критерії безпеки
4.1.1. АС відповідає вимогам безпеки, якщо в результаті прийнятих у проекті технічних і організаційних заходів досягнута базова мета безпеки. Критеріями безпеки для діючих енергоблоків АС є:
неперевищення оцінного значення частоти важкого пошкодження
-4
активної зони, що дорівнює 10 на реактор за рік. Необхідно
прагнути того, щоб оцінне значення частоти такого пошкодження не
-5
перевищувало 10 на реактор за рік;
неперевищення значення частоти граничного аварійного викиду
радіоактивних речовин у навколишнє природне середовище для діючих
-5
АС установлюється на рівні не більше ніж 10 на реактор за рік.
Необхідно прагнути того, щоб значення такого показника не
-6
перевищувало 10 на реактор за рік.
Для енергоблоків АС, що проектуються, значення частоти
-5
важкого пошкодження активної зони не повинне перевищувати 10 на
реактор за рік. Необхідно прагнути того, щоб значення такого
-6
показника не перевищувало 5*10 на реактор за рік. Значення
частоти граничного аварійного викиду радіоактивних речовин у
-6
навколишнє природне середовище не повинне перевищувати 10 на
реактор за рік. Необхідно прагнути того, щоб значення такого
-7
показника не перевищувало 10 на реактор за рік
4.1.2. Допустимі рівні опромінення персоналу і населення, рівні викидів і скидів радіоактивних речовин і їх уміст у навколишньому природному середовищі при нормальній експлуатації, порушеннях нормальної експлуатації у випадках аварій встановлюються у відповідності до Норм радіаційної безпеки України (НРБУ-97), затверджених наказом МОЗ України від 14.07.97 N 208 і введених у дію постановою Головного державного санітарного лікаря України - першого заступника міністра охорони здоров'я України від 01.12.97 N 62.
4.2. Принципи безпеки
4.2.1. Принципи забезпечення безпеки АС поділяються на фундаментальні і загальні організаційно-технічні принципи.
4.2.2. До фундаментальних принципів належать:
забезпечення культури безпеки;
відповідальність ЕО;
державне регулювання безпеки;
реалізація стратегії глибокоешелонованого захисту.
4.2.3. До загальних організаційно-технічних принципів належать:
застосування апробованої інженерно-технічної практики;
управління якістю;
самооцінка безпеки АС;
аналіз безпеки;
відомчий нагляд;
незалежні перевірки;
урахування людського фактору;
забезпечення радіаційної безпеки;
урахування досвіду експлуатації;
науково-технічна підтримка.
4.2.4. Деталізація і конкретизація вищезазначених принципів і вимог, що випливають з них, здійснюється в нормах, правилах і стандартах з ядерної та радіаційної безпеки.
V. Фундаментальні принципи безпеки
5.1. Культура безпеки
5.1.1. Юридичні особи, що здійснюють проектування, виготовлення і постачання продукції і послуг, будівництво, експлуатацію і зняття з експлуатації АС, а також оцінку і регулювання безпеки, повинні у своїй діяльності дотримуватись принципів культури безпеки.
Дотримання принципів культури безпеки досягається шляхом:
установлення пріоритету безпеки над економічними і виробничими цілями;
підбору, навчання і підвищення кваліфікації керівників і персоналу ЕО, АС, регулюючих органів, а також виробників обладнання і постачальників послуг;
суворого дотримання дисципліни при чіткому розподілі повноважень і особистій відповідальності керівників і безпосередніх виконавців;
дотримання вимог виробничих інструкцій і технологічних регламентів безпечної експлуатації, їх постійного вдосконалення на основі досвіду, що накопичується і 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 і наслідків, до яких може призвести недотримання або неякісне виконання вимог нормативних документів, виробничих і посадових інструкцій, технологічного регламенту безпечної експлуатації;
самоконтролю працівниками своєї діяльності, яка впливає на безпеку;
розуміння кожним працівником недопустимості приховування помилок, необхідності виявлення і усунення їх причин, постійного самовдосконалення, вивчення та впровадження передового досвіду, у тому числі й зарубіжного;
установлення такої системи заохочень та стягнень за результатами виробничої діяльності, яка стимулює відкритість дій працівників і не сприяє приховуванню помилок у їх роботі.
5.1.2. ЕО, кожною АС розробляється і реалізується програма конкретних дій, спрямованих на становлення і розвиток культури безпеки. Така програма включає три рівні:
технічна політика керівництва в області безпеки;
відповідальність та обов'язки керівництва щодо забезпечення безпеки АС;
відповідальність та обов'язки кожного працівника щодо забезпечення безпеки АС.
5.2. Відповідальність та функції експлуатуючої організації щодо забезпечення безпеки АС
5.2.1. Відповідальність ЕО визначається законодавством України. ЕО (ліцензіат) несе всю повноту відповідальності за радіаційний захист та безпеку ЯУ незалежно від діяльності та відповідальності постачальників і органів державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки відповідно до статті 32 Закону України "Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку".
5.2.2. ЕО відповідає за накопичення та узагальнення досвіду експлуатації, розробку та реалізацію єдиної технічної політики на АС.
5.2.3. ЕО повинна проводити моніторинг і здійснювати постійний аналіз безпеки діючих енергоблоків. У разі потреби ЕО розробляє та реалізовує проекти їх модернізації з метою підвищення безпеки.
5.2.4. ЕО повинна мати достатні фінансові і матеріальні ресурси для виконання покладених на неї функцій.
5.2.5. ЕО повинна забезпечити набір і підготовку достатньої і необхідної кількості керівників і фахівців, кваліфікація яких забезпечує виконання функцій, покладених на ЕО.
5.2.6. ЕО призначає адміністрацію АС, призначає в установленому порядку її керівників, визначає їх кваліфікацію, повноваження та обов'язки.
5.3. Стратегія глибокоешелонованого захисту
5.3.1. Безпека АС забезпечується за рахунок 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 і навколишнього природного середовища.
5.3.2. Система послідовних фізичних бар'єрів уключає:
паливну матрицю;
оболонку твела;
межу контуру теплоносія РУ;
герметичне огородження РУ;
біологічний захист.
За нормальної експлуатації всі зазначені бар'єри і необхідні технічні засоби їх контролю і захисту повинні бути працездатні і повинні перебувати у стані, у якому вони здатні виконувати покладені на них функції. При порушенні цієї умови енергоблок повинен бути переведений в безпечний стан відповідно до вимог експлуатаційної документації.
5.3.3. 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.
5.3.4. Стратегія глибокоешелонованого захисту 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 нормативних документів;
розробка проекта на основі консервативного підходу з максимальним використанням властивостей внутрішньої самозахищеності РУ;
забезпечення необхідної якості систем і елементів АС, робіт з її будівництва, експлуатації і модернізації;
наявність автоматичних технічних засобів, які запобігають порушенню вимог нормальної експлуатації;
експлуатація енергоблока відповідно до вимог нормативних документів, технологічних регламентів безпечної експлуатації та інструкцій з експлуатації;
підтримка в робочому стані конструкцій, систем та елементів, важливих для безпеки, шляхом своєчасного виявлення дефектів і вжиття профілактичних заходів проти їх виникнення, заміни обладнання, яке відпрацювало свій ресурс, організації ефективно діючої системи контролю конструкцій, систем та елементів, їх технічного обслуговування, ремонту і модернізації, документування результатів зазначених робіт;
підбір, підготовка персоналу і забезпечення необхідного рівня його кваліфікації;
формування і розвиток культури безпеки.
Рівень 2. Забезпечення безпеки при порушеннях нормальної експлуатації і запобігання аварійним ситуаціям
Основними засобами досягнення зазначеної мети є:
своєчасне виявлення і усунення відхилень від нормальної експлуатації;
наявність автоматично діючих захистів і блокувань, які запобігають переростанню порушень нормальної експлуатації в аварійні ситуації;
дії персоналу відповідно до вимог інструкцій і технологічних регламентів безпечної експлуатації, їх постійне удосконалення з урахуванням досвіду, що накопичується і нових науково-технічних даних;
тренування персоналу щодо дій у випадку порушень нормальної експлуатації.
Рівень 3. Запобігання і ліквідація аварій
Основними засобами досягнення зазначеної мети є:
наявність систем безпеки (захисних, локалізуючих, забезпечуючих, керівних), призначених для подолання аварійних ситуацій і проектних аварій, ліквідації їх наслідків і запобігання переростанню в запроектні аварії;
використання систем нормальної експлуатації для запобігання аварійним ситуаціям і проектним аваріям, а також для обмеження їх наслідків;
наявність і застосування інструкцій з ліквідації аварій і дії персоналу відповідно до їх вимог;
тренування персоналу на повномасштабних тренажерах щодо дій у випадку аварій.
Рівень 4. Управління запроектними аваріями
Основними засобами досягнення зазначеної мети є:
використання систем нормальної експлуатації і систем безпеки для запобігання і розвитку запроектних аварій, обмеження їх наслідків, а також повернення РУ у контрольований стан;
наявність і застосування інструкцій щодо управління запроектними аваріями, спрямованих на припинення ланцюгової реакції ділення, ефективне охолодження ядерного палива і утримання радіоактивних речовин у встановлених межах, а також обмеження наслідків важких аварій, уключаючи захист герметичного огородження від руйнування;
наявність і застосування інструкцій з управління важкими аваріями, спрямованих на запобігання виходу розплаву активної зони з корпуса реактора і порушення цілісності герметичного огородження, обмеження радіаційного впливу на персонал, населення та навколишнє природне середовище, та на створення умов для своєчасної реалізації планів щодо захисту персоналу і населення;
дії персоналу відповідно до вимог інструкцій з управління запроектними аваріями;
тренування персоналу з управління запроектними аваріями.
Рівень 5. Аварійна готовність і реагування
На цьому рівні забезпечуються:
установлення навколо АС санітарно-захисної зони і зони спостереження;
наявність аварійних планів, планів аварійного реагування, їх ефективність і готовність до реалізації періодично перевіряються під час протиаварійних тренувань і навчань;
будівництво протирадіаційних сховищ і кризових центрів.
5.3.5. Технічні та організаційні заходи щодо забезпечення безпеки енергоблока на кожному із зазначених п'яти рівнів взаємопов'язані та доповнюються один одним. Їх достатність і ефективність обґрунтовуються в ЗАБ енергоблоків АС.
5.3.6. Стратегія глибокоешелонованого захисту здійснюється на всіх етапах життєвого циклу АС. Пріоритетною при цьому є стратегія запобігання початковим подіям, особливо для рівнів 1 і 2.
5.4. Регулювання безпеки АС
5.4.1. Державне регулювання безпеки АС здійснює Державний комітет ядерного регулювання України відповідно до Закону України "Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку".
5.4.2 Держатомрегулювання визначає критерії та вимоги щодо безпеки АС, видає ліцензії та дозволи на виконання робіт на відповідних етапах життєвого циклу АС, здійснює державний нагляд за дотриманням нормативних вимог та умов наданих дозволів, включаючи примусові заходи, відповідно до законодавства.
VI. Технічні та організаційні принципи безпеки
6.1. Апробована інженерно-технічна практика
6.1.1. Технічні рішення, технології, конструкції, системи і елементи, матеріали, які закладені в проекті і використання яких передбачається при будівництві енергоблока АС, повинні бути апробовані досвідом експлуатації або їх застосовність доводиться результатами досліджень та випробувань. Вони вдосконалюються з урахуванням нових науково-технічних досліджень.
6.1.2. Застосовувані технічні і організаційні рішення повинні задовольняти вимоги нормативних документів з безпеки та враховувати досягнутий рівень науки і техніки. Такий підхід має забезпечуватись при проектуванні енергоблоків АС, розробці і виготовленні конструкцій, важливих для безпеки систем та елементів, будівництві, введені в експлуатацію, експлуатації, знятті з експлуатації енергоблоків, ремонті та модернізації їх конструкцій, систем та елементів.
( Пункт 6.1.2 із змінами, внесеними згідно з Наказом Державної інспекції ядерного регулювання N 133 від 20.09.2011 )
6.1.3. Проектування конструкцій, систем та елементів здійснюється на основі консервативних підходів.
6.2. Управління якістю
6.2.1. Усі види діяльності, які впливають на безпеку АС на етапах її життєвого циклу, повинні бути об'єктами системи управління якістю.
6.2.2. ЕО повинна розробити і впровадити систему управління якістю відповідно до установлених до них нормативно-технічних вимог.
6.2.3. Конструкторські, проектні, будівельні, ремонтні, монтажні, налагоджувальні організації, організації науково-технічної підтримки, заводи-виробники обладнання і організації, що надають послуги для АС, розробляють і реалізують системи управління якістю зі своїх видів діяльності. Персонал вказаних організацій повинен усвідомлювати ті наслідки, до яких може призвести недотримання або неналежне виконання інструкцій, норм і правил з ядерної та радіаційної безпеки.
6.2.4. Вимоги до змісту і конкретні цілі систем управління якістю на всіх етапах життєвого циклу АС і для різних видів діяльності установлюються окремими нормативними документами.
6.3. Самооцінка безпеки атомної станції
6.3.1. ЕО проводить роботу щодо самооцінки безпеки АС. Метою цієї діяльності є постійний аналіз поточного рівня безпеки кожного енергоблока, виявлення і усунення недоліків його проекту, реалізація заходів з підвищення безпеки експлуатації енергоблока.
6.3.2. Методики проведення самооцінки розробляються ЕО.
6.3.3. Результати самооцінки і заходи відображаються в щорічних (квартальних) звітах.
6.4. Аналіз безпеки
6.4.1. ЕО здійснює комплексні обґрунтування безпеки енергоблоків і оформляє їх результати у вигляді звітів з аналізу безпеки та звітів про періодичну переоцінку безпеки.
6.4.2. Особлива увага приділяється аналізу функціональної достатності і надійності систем та елементів, впливу зовнішніх і внутрішніх подій, відмов обладнання та помилок персоналу на безпеку, достатності і ефективності технічних та організаційних заходів, що спрямовані на запобігання і ліквідацію проектних і обмеження наслідків запроектних аварій.
6.4.3. Методологія зазначених аналізів базується як на детерміністичних, так і на імовірнісних підходах. Програмні засоби, які використовуються при проведенні таких аналізів, повинні бути верифіковані і валідовані. Методологія аналізів безпеки удосконалюється на основі новітніх науково-технічних даних.
6.4.4. При проектуванні енергоблока АС розробляється попередній ЗАБ, який є одним з документів, необхідних для отримання ліцензії на будівництво ядерної установки. За результатами будівельно-монтажних робіт, пусконалагоджувальних випробувань і дослідно-промислової експлуатації розробляється остаточний ЗАБ, який є документом, необхідним для отримання ліцензії на експлуатацію енергоблоку АС.
6.4.5. ЕО періодично (кожні 10 років після початку експлуатації), або на вимогу Держатомрегулювання, здійснює переоцінку безпеки енергоблока. Обсяг і повнота переоцінки, а також фактори безпеки, що оцінюються, визначаються у відповідному документі. За результатами переоцінки розробляється ЗППБ.
6.4.6. У разі виявлення під час проведення аналізів невідповідностей вимогам безпеки ЕО здійснює необхідні коригуючі дії і обґрунтовує можливість подальшої безпечної експлуатації енергоблока.
6.4.7. Імовірнісний аналіз безпеки після проведення незалежної експертизи може бути використаний з метою застосування ризик-орієнтованих підходів як у діяльності ЕО, так і Держатомрегулюванням.
6.5. Відомчий нагляд
6.5.1. ЕО створює систему відомчого нагляду.
6.5.2. Структурні підрозділи відомчого нагляду повинні бути передбачені в структурі ЕО. Вони здійснюють контроль за експлуатацією АС, розробляють та реалізують програми і методологію відповідних перевірок, виявляють недоліки і негативні тенденції та контролюють виконання заходів з їх усунення.
