Приказ Ростехнадзора от 01.06.2018 N 239 "Об утверждении руководства по безопасности при использовании атомной энергии "Мониторинг радиационной нагрузки и определение радиационного ресурса оборудования ВВЭР" (вместе с "РБ-145-18...")

Утвердить прилагаемое к настоящему приказу руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Мониторинг радиационной нагрузки и определение радиационного ресурса оборудования ВВЭР".

1. Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Мониторинг радиационной нагрузки и определение радиационного ресурса оборудования ВВЭР" (РБ-145-18) (далее - Руководство по безопасности) разработано в соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии" в целях содействия соблюдению требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Правила контроля основного металла, сварных соединений и наплавленных поверхностей при эксплуатации оборудования, трубопроводов и других элементов атомных станций" (НП-084-15), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 07 декабря 2015 г. N 502 (зарегистрирован Минюстом России 10 марта 2016 г., регистрационный N 41366) (далее - НП-084-15).

2. Настоящее Руководство по безопасности содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по проведению мониторинга радиационной нагрузки и определению радиационного ресурса оборудования водо-водяного энергетического реактора.

3. Действие настоящего Руководства по безопасности распространяется на оборудование водо-водяных энергетических реакторов, подверженное реакторному облучению, для которого необходимо проводить контроль текущего значения параметров нейтронного облучения в зонах контроля, полученного в результате мониторинга в соответствии с требованиями НП-084-15.

4. Настоящее Руководство по безопасности рекомендуется для применения юридическим лицам, осуществляющим проектирование, конструирование, изготовление, эксплуатацию и вывод из эксплуатации оборудования атомных станций.

5. Положения настоящего Руководства по безопасности рекомендуется учитывать при формировании требований эксплуатирующей организации к контролю радиационной нагрузки оборудования при эксплуатации атомных станций.

6. Настоящее Руководство по безопасности разработано с учетом отечественного и зарубежного опыта по мониторингу радиационной нагрузки и определению радиационного ресурса оборудования атомных станций.

7. Перечень сокращений, использованных в настоящем Руководстве по безопасности, приведен в приложении N 1. Термины и определения - в приложении N 2.

8. Мониторинг РН выполняется для оборудования реакторов типа ВВЭР, для которого в соответствии с требованиями НП-084-15 предусмотрен эксплуатационный контроль радиационного охрупчивания металла, а также для другого оборудования, свойства металла которого подвержены деградации вследствие нейтронного облучения. Мониторинг РН проводится с целью периодического или непрерывного учета и контроля параметров нейтронного облучения в зонах контроля.

9. Оценку состояния оборудования (запаса до достижения оборудованием предельного состояния) рекомендуется проводить с использованием параметра РН, применяемого для прогнозирования изменения свойств металла данного оборудования под действием облучения, и сравнением значения параметра РН с его предельным значением, полученным с учетом установленных критериев радиационной повреждаемости. При определении параметров и критериев рекомендуется использовать расчетно-экспериментальный метод. Оценку параметров и критериев рекомендуется проводить с приемлемой степенью консервативности.

10. Эксплуатирующей организации рекомендуется осуществлять организацию работ по мониторингу РН оборудования реакторов ВВЭР действующих энергоблоков АС с привлечением специализированных организаций, имеющих соответствующую лицензию, квалифицированных сотрудников с соответствующим опытом работы.

11. Мониторинг РН включает в себя:

расчетно-экспериментальную оценку функционалов поля нейтронов в местах проведения контроля;

подсчет и оценку текущих значений параметров РН;

прогноз параметров РН на момент окончания срока эксплуатации энергоблока;

оценку неопределенности параметра РН;

мониторинг параметров РН оборудования с использованием ОС;

определение консервативных предельных значений параметров РН;

сопоставление результатов оценок параметров РН с их предельными значениями;

оценку запаса до достижения предельного значения параметров РН;

оформление документов по результатам проведенного мониторинга.

12. Рекомендуется вести мониторинг РН в характерных точках оборудования ВВЭР (точках, которые характеризуются максимальным значением критериев радиационной повреждаемости) в течение всего периода эксплуатации, в том числе при продлении срока эксплуатации. В случае если ранее мониторинг РН для этих точек не был предусмотрен, рекомендуется проводить оценку функционалов поля нейтронов на оборудовании ВВЭР за все время эксплуатации для всего оборудования, для которого необходимо проводить контроль текущего значения параметров нейтронного облучения в зонах контроля, полученного в результате мониторинга. Выбор характерных точек оборудования рекомендуется проводить на основе анализа максимальных значений критериев радиационной повреждаемости, оцененных, в том числе по результатам разрушающего контроля металла оборудования, включая испытания ОС. Анализ максимальных значений критериев радиационной повреждаемости рекомендуется проводить эксплуатирующей организацией с привлечением организаций, выполнявших конструирование (проектирование) и изготовление оборудования.

13. Результаты мониторинга рекомендуется приводить в отчетах, разрабатываемых на АС, при обосновании эксплуатации в каждую кампанию работы реактора.

14. Значению параметра РН в характерных точках оборудования ставится в соответствие значение критерия радиационной повреждаемости, согласно прогнозной зависимости радиационного повреждения, установленной в проекте. При этом неопределенность (погрешность) текущего значения параметра РН определяет границы неопределенности оценки критерия радиационной повреждаемости согласно прогнозной зависимости.

15. Предельные значения параметров РН оборудования рекомендуется устанавливать конструкторской (проектной) организации на стадии проектирования по каждому из установленного для этого оборудования параметру на основе:

требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии;

требований норм и правил по прогнозной зависимости радиационного повреждения, установленной в проекте;

выбранных критериев радиационной повреждаемости оборудования из расчетов на прочность рассматриваемого оборудования;

требований конструкторской (проектной) документации.

16. В случаях когда предельные значения параметров РН оборудования отсутствуют, эксплуатирующей организации рекомендуется установить и согласовать критерии радиационной повреждаемости с привлечением организации, выполнявшей конструирование (проектирование) и изготовление указанного оборудования.

17. По мере приближения параметра, полученного по результатам мониторинга, к своему предельному значению эксплуатирующей организации рекомендуется принимать решение о возможности и условиях дальнейшей эксплуатации оборудования, включая разработку компенсирующих мероприятий по смягчению механизмов старения. Решение рекомендуется согласовывать с организацией, выполнявшей конструирование (проектирование) и изготовление оборудования.

18. Номенклатуру групп оборудования для проведения мониторинга рекомендуется обосновывать в проекте АС и приводить в ООБ АС. Рекомендации по объектам и объему мониторинга РН для включения в номенклатуру приведены в приложении N 3 к настоящему Руководству по безопасности. На основании рекомендаций приложения N 3 к настоящему Руководству по безопасности эксплуатирующей организации для каждого блока АС рекомендуется разрабатывать номенклатуры групп оборудования для проведения мониторинга.

19. По согласованию с разработчиками проектов РУ и АС эксплуатирующей организации рекомендуется дополнять указанную номенклатуру групп оборудования другим оборудованием, исходя из опыта эксплуатации, опыта мониторинга РН оборудования либо новых оценок критериев радиационной повреждаемости. При этом рекомендуется приводить в ООБ АС обоснование отнесения оборудования к указанной номенклатуре.

20. В проекте АС рекомендуется приводить перечень параметров РН и сроки службы для всего оборудования, выбранного для проведения мониторинга.

21. Примерный перечень параметров РН, рекомендуемых для учета и контроля при проведении мониторинга, приведен в приложении N 4 к настоящему Руководству по безопасности. Выбор параметров для мониторинга рекомендуется проводить на основе анализа максимальных значений критериев радиационной повреждаемости, оцененных, в том числе по результатам испытаний ОС.

22. Установленный конструкторской (проектной) организацией или эксплуатирующей организацией перечень параметров РН оборудования рекомендуется обосновывать с учетом:

опыта конструирования, изготовления, монтажа, ввода в эксплуатацию, эксплуатации оборудования;

результатов аналитических исследований и расчетов на прочность;

результатов испытаний ОС, в том числе результатов ускоренных испытаний на старение;

прогнозируемых механизмов старения и деградации оборудования.

23. Проводимый в процессе мониторинга контроль (учет) параметров РН на оборудовании реактора и на ОС во время эксплуатации реактора рекомендуется проводить по методикам, разработанным эксплуатирующей организацией, на основе расчетно-экспериментального метода.

24. При этом рекомендуется учитывать следующее:

методика учета параметров РН на оборудовании реактора при эксплуатации должна предусматривать возможность расчетного определения накопленного параметра РН (с обоснованной оценкой погрешности) в характерных точках оборудования по каждой кампании в отдельности;

допускается определять усредненные за кампанию и приведенные к номинальной мощности значения параметров, но с учетом всех изменений в работе реактора за кампанию;

рекомендуется дополнительно учитывать показания фактических реакторных данных по загрузкам активной зоны при оценках текущих значений параметров РН;

методику расчета параметров РН на оборудовании конкретного энергоблока рекомендуется обосновывать измерениями (например, нейтронно-активационными в соответствии с Руководством по безопасности "Методика нейтронного контроля на внешней поверхности корпусов водо-водяных энергетических реакторов АЭС" (РБ-018-01), утвержденному постановлением Госатомнадзора России от 17 декабря 2001 г. N 14 (далее - РБ-018-01)) на данном энергоблоке с периодичностью не реже 1 раза в 6 лет;

рекомендуется проведение дополнительной аттестации и валидации ПС, используемых в методике расчета, для характерных точек с учетом размещения оборудования ВВЭР, для которого предусмотрен мониторинг. При отсутствии результатов верификации и валидации ПС рекомендуется введение дополнительных коэффициентов запаса (например, в соответствии с Руководством по безопасности "Учет флюенса быстрых нейтронов на корпусах и образцах-свидетелях ВВЭР для последующего прогнозирования радиационного ресурса корпусов (РБ-007-99), утвержденному постановлением Госатомнадзора России от 21 апреля 1999 г. N 2 (далее - РБ-007-99)).

25. Кроме того, подтверждение полученных оценок всех функционалов поля нейтронов, используемых для определения параметров РН, дополнительные измерения рекомендуется проводить:

в первые три кампании (для подтверждения проектных значений параметров);

в случае когда при прогнозном расчете получено отклонение функционалов поля нейронов в максимуме распределения на оборудовании более 10% в сравнении с аналогичным значением функционалов поля нейронов в завершенные кампании, подтвержденные измерениями;

при переходе на эксплуатацию на повышенном уровне мощности РУ, увеличении межремонтных интервалов, внедрении новых видов топлива, любых конструкционных изменениях оборудования, влияющих на изменение параметров РН.

26. Рекомендуется проводить прогнозирование параметров РН в характерных точках оборудования реактора на проектный срок службы оборудования реактора после завершения каждой кампании с использованием текущих значений параметров РН. Полученное значение сравнивается с предельным значением параметров РН в характерных точках оборудования реактора.

27. При этом с целью обеспечения консервативности рекомендуется прогноз параметров РН представлять с учетом его погрешности, то есть в виде: