Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11




НазваниеФедеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11
страница3/3
Дата10.12.2012
Размер0.52 Mb.
ТипДокументы
1   2   3

Перечень сокращений

ЗСБ

- защитная система безопасности

ИЯУ

- исследовательская ядерная установка

КС

- критический ядерный стенд

ЛСБ

- локализующая система безопасности

ООБ

- отчет по обоснованию безопасности

ОСБ

- обеспечивающие системы безопасности

ПКС

- подкритический ядерный стенд

ПЭЯУ

- подкритическая электроядерная установка

РАО

- радиоактивные отходы

РВ

- радиоактивные вещества

РУ

- реакторная установка

СБ

- система безопасности

СВБ

- системы, важные для безопасности

СУЗ

- система управления и защиты

УСБ

- управляющая система безопасности

ЭО

- эксплуатирующая организация


_________

Приложение № 2

к Общим положениям обеспечения безопасности
исследовательских ядерных установок,

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


Термины и определения

Авария  нарушение нормальной эксплуатации ИЯУ, при котором произошел выход РВ и (или) ионизирующего излучения за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации границы в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации. Авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями.

Авария запроектная  авария, вызванная не учитываемыми
для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами СБ сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений работников (персонала).

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Консервативный подход  подход, при котором в процессе анализа безопасности объекта используются значения параметров и характеристик, заведомо приводящие к прогнозу более неблагоприятных результатов.

Культура безопасности  квалификационная и психологическая подготовленность работников (персонала), при которой обеспечение безопасности является приоритетной целью и внутренней потребностью, приводящей к осознанию личной ответственности и самоконтролю в процессе выполнения всех работ, влияющих на безопасность.

Нарушение нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки  нарушение в работе ИЯУ, при котором произошло отклонение
от установленных эксплуатационных пределов и условий; при этом могут быть нарушены и другие установленные проектом ИЯУ пределы и условия, включая пределы безопасной эксплуатации.

Обеспечение качества  планируемая и систематически осуществляемая деятельность, направленная на то, чтобы любые работы на этапах выбора площадки, проектирования, конструирования и изготовления оборудования, сооружения, ввода в эксплуатацию, эксплуатации и вывода из эксплуатации ИЯУ выполнялись установленным образом, а их результаты удовлетворяли предъявляемым к ним требованиям.

Останов исследовательской ядерной установки  эксплуатация РУ
и КС в подкритическом состоянии и эксплуатация ПКС и ПЭЯУ после удаления (отключения) внешнего источника нейтронов.

Отказы по общей причине  отказы систем (элементов), возникающие вследствие одного отказа или одной ошибки работников (персонала)
или внешнего, или внутреннего воздействия.

П р и м е ч а н и е. Внутренние воздействия или причины  воздействия, возникающие при исходных событиях аварий, включая ударные волны, струи, летящие предметы, изменение параметров среды (например, давления, температуры, химической активности), пожары, конструктивные, технологические и прочие внутренние причины.

Внешние воздействия или причины  воздействия характерных для площадки ИЯУ природных явлений и деятельности человека, например землетрясения, высокий и низкий уровень наземных и подземных вод, ураганы, аварии на воздушном, водном и наземном транспорте, пожары, взрывы на прилегающих к площадке ИЯУ объектах, исчезновение внешнего электроснабжения.

Отчет по обоснованию безопасности исследовательской ядерной установки  документ, обосновывающий обеспечение безопасности ИЯУ
на всех этапах ее жизненного цикла.

Ошибка работников (персонала)  несвоевременное или неточное выполнение (невыполнение) требуемого единичного действия (единичный пропуск правильного действия) при монтаже, испытаниях или эксплуатации систем (элементов), важных для безопасности.

Пассивная система (элемент)  система (элемент), функционирование которой связано только с вызвавшим ее работу событием и не зависит
от работы другой активной системы (элемента).

П р и м е ч а н и е. По конструктивным признакам пассивные системы (элементы) делятся на пассивные системы (элементы) с механическими движущимися частями (например, обратные клапаны) и пассивные системы (элементы) без механических движущихся частей (например, трубопроводы, сосуды).

Первый контур исследовательского реактора  комплекс каналов (полостей) в активной зоне гетерогенного исследовательского реактора, трубопроводов и теплообменников, содержащих теплоноситель
для охлаждения активной зоны, или корпус гомогенного исследовательского реактора с раствором ядерного материала и трубопроводы, по которым циркулирует раствор ядерного материала.

Предаварийная ситуация  состояние ИЯУ, характеризующееся нарушением пределов и (или) условий безопасной эксплуатации,
не перешедшее в аварию.

Пределы безопасной эксплуатации  установленные проектом ИЯУ значения параметров технологического процесса, отклонения от которых могут привести к аварии.

Пределы проектные  значения параметров и характеристик состояния систем (элементов) и ИЯУ в целом, установленные в проекте ИЯУ
для нормальной эксплуатации и нарушений нормальной эксплуатации, включая предаварийные ситуации и аварии.

Пределы эксплуатационные  значения параметров и характеристик состояния систем (элементов) и ИЯУ в целом, заданные проектом ИЯУ
для нормальной эксплуатации.

Предельно допустимый аварийный выброс исследовательской ядерной установки – численные значения выброса радионуклидов
в окружающую среду при запроектных авариях на ИЯУ, при достижении которых с учетом наихудших погодных условий доза облучения населения
на границе зоны планирования защитных мероприятий и за ее пределами
не превышает значений, регламентированных в действующих нормах радиационной безопасности, требующих принятия решений о мерах защиты населения в случае аварии.

Предельные значения радиоактивных выбросов и сбросов – определенные проектом ИЯУ численные значения выбросов и сбросов радионуклидов в атмосферу и поверхностные воды, соответствующие установленной квоте облучения населения.

Принцип единичного отказа  принцип, в соответствии с которым система должна выполнять заданные функции при любом требующем
ее работы исходном событии и при независимом от исходного события отказе любого активного элемента или пассивных элементов, имеющих механические движущиеся части.

Принцип безопасного отказа  повышение надежности выполнения функции СБ путем применения технических решений, в соответствии
с которыми при отказе системы (элемента) обеспечивается перевод системы
в безопасное состояние без необходимости инициирования защитных действий через УСБ.

Пуск физический исследовательской ядерной установки  этап ввода ИЯУ в эксплуатацию, включающий загрузку ядерных материалов в активную зону и экспериментальное определение нейтронно-физических характеристик ИЯУ.

Пуск энергетический исследовательской ядерной установки  этап ввода ИЯУ в эксплуатацию, включающий экспериментальное исследование влияния температуры и мощности на нейтронно-физические характеристики ИЯУ, исследование радиационной обстановки при работе ИЯУ на мощности
и вывод ИЯУ на номинальные параметры, установленные проектом ИЯУ.

Рабочий орган системы управления и защиты  средство воздействия на реактивность, изменением положения или состояния которого в активной зоне или в отражателе ИЯУ обеспечивается изменение реактивности.

Разработчики проекта исследовательской ядерной установки  организации, разрабатывающие проект ИЯУ.

Реактор ядерный исследовательский  устройство
для экспериментальных исследований, состав и геометрия которого позволяют осуществлять управляемую ядерную реакцию деления, эксплуатируемое
на мощности, требующей принудительного охлаждения и (или) оказывающей влияние на его нейтронно-физические характеристики.

Реакторная установка  ИЯУ, в составе которой используется исследовательский реактор.

Режим временного останова  режим эксплуатации ИЯУ, включающий проведение на ИЯУ работ по техническому обслуживанию ИЯУ и подготовке экспериментальных исследований.

Режим длительного останова  режим эксплуатации ИЯУ, включающий проведение работ по консервации отдельных систем и оборудования
и поддержанию работоспособности ИЯУ в течение времени, когда проведение экспериментальных исследований на ней не планируется.

Режим окончательного останова  режим эксплуатации ИЯУ,
при котором производится подготовка к выводу из эксплуатации ИЯУ, включающий выгрузку ядерных материалов из активной зоны ИЯУ
и их удаление с площадки ИЯУ.

Режим пуска и работы на мощности  режим эксплуатации ИЯУ, заключающийся в выводе ИЯУ на мощность с помощью рабочих органов СУЗ и (или) внешнего источника нейтронов и в проведении экспериментальных исследований.

Самозащищенность внутренняя  свойство ИЯУ обеспечивать безопасность на основе естественных обратных связей, процессов
и характеристик.

Сборка критическая  устройство для экспериментального изучения характеристик и параметров размножающей нейтроны среды, состав
и геометрия которой позволяют осуществить управляемую ядерную реакцию деления, эксплуатируемое на мощности, не требующей принудительного охлаждения среды и не оказывающей влияние на ее нейтронно-физические характеристики.

Сборка подкритическая  устройство для экспериментального изучения характеристик и параметров размножающей нейтроны среды, состав
и геометрия которой обеспечивают затухание цепной реакции деления
в отсутствии внешних источников нейтронов.

Система  совокупность элементов, предназначенная для выполнения заданных функций.

Система останова  система, предназначенная для быстрого прекращения ядерной цепной реакции деления и удержания ИЯУ
в подкритическом состоянии с помощью средств воздействия на реактивность.

Системы (элементы) безопасности  системы (элементы), предназначенные для выполнения функций безопасности.

Системы (элементы), важные для безопасности  системы (элементы) безопасности, а также системы (элементы) нормальной эксплуатации, отказы которых нарушают нормальную эксплуатацию ИЯУ или препятствуют устранению отклонений от нормальной эксплуатации и могут привести
к проектным и запроектным авариям.

Системы (элементы) безопасности защитные  системы (элементы), предназначенные для предотвращения или ограничения повреждения ядерных материалов, оборудования и трубопроводов, содержащих РВ.

Системы (элементы) безопасности локализующие  системы (элементы), предназначенные для ограничения распространения РВ
и ионизирующего излучения за предусмотренные проектом ИЯУ границы
и предотвращения их выхода в окружающую среду.

Системы (элементы) безопасности обеспечивающие  системы (элементы), предназначенные для снабжения СБ энергией, рабочей средой
и создания требуемых условий для их функционирования.

Системы (элементы) безопасности управляющие  системы (элементы), предназначенные для инициирования действия СБ, осуществления контроля за ними и управления ими при выполнении заданных функций.

Системы (элементы) нормальной эксплуатации  системы (элементы), предназначенные для осуществления нормальной эксплуатации.

Системы (элементы) нормальной эксплуатации управляющие  системы (элементы), формирующие и реализующие по заданным технологическим целям, критериям и ограничениям управление технологическим оборудованием систем нормальной эксплуатации ИЯУ.

Система управления и защиты  система, предназначенная
для обеспечения безопасного поддержания и прекращения цепной реакции деления, совмещающая функции нормальной эксплуатации и функции СБ
и состоящая из элементов систем контроля и управления, защитных, управляющих и обеспечивающих систем безопасности.

Событие исходное  единичный отказ в системах (элементах) ИЯУ, внешнее воздействие или ошибка работников (персонала), которые приводят
к нарушению нормальной эксплуатации и могут привести к нарушению пределов и (или) условий безопасной эксплуатации; включает все зависимые отказы, являющиеся его следствием.

Стенд критический  ИЯУ, в составе которой используется критическая сборка.

Стенд подкритический  ИЯУ, в составе которой используется подкритическая сборка.

Технологический регламент реакторной установки  документ, содержащий правила, основные приемы безопасной эксплуатации, общий порядок выполнения операций, связанных с безопасностью, а также пределы
и условия безопасной эксплуатации РУ.

Управление аварией  действия, направленные на предотвращение развития проектной аварии в запроектную, а также на ослабление последствий аварий.

Управление автоматизированное  управление, осуществляемое работниками (персоналом) при помощи средств автоматизации.

Управление автоматическое  управление, осуществляемое средствами автоматизации без участия работников (персонала).

Условия безопасной эксплуатации  установленные проектом ИЯУ минимальные условия по количеству, характеристикам, состоянию работоспособности и условиям технического обслуживания систем (элементов), важных для безопасности, при которых обеспечивается соблюдение пределов безопасной эксплуатации.

Условия эксплуатационные – установленные проектом ИЯУ условия
по количеству, характеристикам, состоянию работоспособности
и техническому обслуживанию систем (элементов), необходимые
и достаточные для работы без нарушения эксплуатационных пределов.

Установка подкритическая электроядерная – исследовательская ядерная установка, состоящая из подкритической сборки с мишенью-конвертором, производящей первичные нейтроны при облучении заряженными частицами ускорителя.

Физическая защита исследовательской ядерной установки  совокупность организационных мероприятий, инженерно-технических средств и действий подразделений охраны с целью предотвращения диверсий или хищений ядерных материалов, РАО и РВ.

Функция безопасности  специфическая конкретная цель и действия, обеспечивающие ее достижение, направленные на предотвращение аварий
или ограничение их последствий.

Экспериментальная петля исследовательской ядерной установки  самостоятельный циркуляционный контур ИЯУ, предназначенный
для экспериментальных исследований и испытаний новых типов твэлов
и других элементов.

Экспериментальное устройство исследовательской ядерной установки  устройство, приспособление, предназначенные для проведения экспериментальных исследований на ИЯУ.

Эксплуатация исследовательской ядерной установки  деятельность, направленная на достижение безопасным образом цели, для которой сооружалась ИЯУ, включая набор критической массы, работу на заданной мощности, проведение экспериментов, остановы ИЯУ, обращение с ядерными материалами и источниками радиационного излучения, техническое обслуживание, ремонт и другую связанную с этим деятельность.

Эксплуатация нормальная  эксплуатация ИЯУ в определенных проектом ИЯУ эксплуатационных пределах и условиях.

Элементы  оборудование, приборы, трубопроводы, кабели, строительные конструкции и другие изделия, обеспечивающие выполнение заданных функций самостоятельно или в составе систем и рассматриваемые
в проекте ИЯУ в качестве структурных единиц при выполнении анализов надежности и безопасности.

Ядерно-опасные работы на исследовательской ядерной установке  работы, которые могут привести к неконтролируемому изменению реактивности, связанные, например, с изменением геометрии и состава активной зоны ИЯУ, заменой экспериментальных устройств.

_____________

Приложение № 3

к Общим положениям обеспечения безопасности
исследовательских ядерных установок,

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


Перечень эксплуатационных процедур,
подлежащих рассмотрению в технологическом регламенте
исследовательской ядерной установки



  1. Порядок загрузки активной зоны и выхода в критическое состояние.

  2. Порядок перегрузки активной зоны.

  3. Пуск ИЯУ, изменение мощности, работа на мощности.

  4. Калибровка РО СУЗ.

  5. Измерение и контроль запаса реактивности.

  6. Калибровка каналов контроля плотности нейтронного потока.

  7. Определение мощности ИЯУ и юстировка ионизационных камер СУЗ.

  8. Действия персонала при появлении предупредительных сигналов.

  9. Действия персонала при срабатывании аварийной защиты.

  10. Плановый останов и отключение оборудования ИЯУ.

  11. Обращение с ядерными материалами.

  12. Обращение с РВ и РАО.

  13. Другие процедуры, отражающие специфику ИЯУ при проведении ядерно- и радиационно опасных работ.

_________

1   2   3

Похожие:

Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11 iconФедеральный надзор россии по ядерной и радиационной безопасности
Утвердить и ввести в действие с 1 октября 2003 г прилагаемые федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии...
Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11 iconФедеральный надзор россии по ядерной и радиационной безопасности
Утвердить и ввести в действие с 1 октября 2003 г прилагаемые федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии...
Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11 iconФедеральный надзор россии по ядерной и радиационной безопасности
Утвердить и ввести в действие с 1 октября 2003 г прилагаемые федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии...
Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11 iconФедеральные нормы и правила в области использования атомной энергии
Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок сварные соединения и наплавки правила контроля
Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11 iconИ радиационной безопасности постановление
Утвердить и ввести в действие с 1 января 2001 г федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии нп-15-2000 "Типовое...
Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11 iconНазначение и область применения
Настоящие федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Типовое содержание плана мероприятий по защите персонала...
Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11 icon«Правила устройства и безопасной эксплуатации грузоподъемных кранов для объектов использования атомной энергии»
Настоящие федеральные нормы и правила «Правила устройства и безопасной эксплуатации грузоподъемных кранов для объектов использования...
Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11 iconФедеральные нормы и правила в области промышленной безопасности «Правила безопасности в угольных шахтах» I. Общие требования
Федеральные нормы и правила в области промышленной безопасности правила безопасности
Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11 iconФедеральные нормы и правила в области использования атомной энергии требования
В. Ш. При разработке проекта окончательной редакции нормативного документа были учтены предложения Е. С. Мирющенко, О. А. Янбулата,...
Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» нп-033-11 iconУтверждены Постановлением Госгортехнадзора России от 09. 06. 2003 n 79 правила безопасности аммиачных холодильных установок I. Общие положения
Настоящие Правила безопасности аммиачных холодильных установок (далее по тексту Правила) устанавливают требования, соблюдение которых...
Разместите кнопку на своём сайте:
Библиотека


База данных защищена авторским правом ©lib.znate.ru 2014
обратиться к администрации
Библиотека
Главная страница