Гражданский кодекс часть 1

В соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии" (Собрание законодательства Российской Федерации, 1995, N 48, ст. 4552; 1997, N 7, ст. 808; 2001, N 29, ст. 2949; 2002, N 1, ст. 2; N 13, ст. 1180; 2003, N 46, ст. 4436; 2004, N 35, ст. 3607; 2006, N 52, ст. 5498; 2007, N 7, ст. 834; N 49, ст. 6079; 2008, N 29, ст. 3418; N 30, ст. 3616; 2009, N 1, ст. 17; N 52, ст. 6450; 2011, N 29, ст. 4281; N 30, ст. 4590, ст. 4596; N 45, ст. 6333; N 48, ст. 6732; N 49, ст. 7025; 2012, N 26, ст. 3446; 2013, N 27, ст. 3451; 2016, N 14, ст. 1904; N 15, ст. 2066; N 27, ст. 4289), подпунктом 5.2.2.1 пункта 5 Положения о Федеральной службе по экологическому, технологическому и атомному надзору, утвержденного постановлением Правительства Российской Федерации от 30 июля 2004 г. N 401 (Собрание законодательства Российской Федерации, 2004, N 32, ст. 3348; 2006, N 5, ст. 544; N 23, ст. 2527; N 52, ст. 5587; 2008, N 22, ст. 2581; N 46, ст. 5337; 2009, N 6, ст. 738; N 33, ст. 4081; N 49, ст. 5976; 2010, N 9, ст. 960; N 26, ст. 3350; N 38, ст. 4835; 2011, N 6, ст. 888; N 14, ст. 1935; N 41, ст. 5750; N 50, ст. 7385; 2012, N 29, ст. 4123; N 42, ст. 5726; 2013, N 12, ст. 1343; N 45, ст. 5822; 2014, N 2, ст. 108; N 35, ст. 4773; 2015, N 2, ст. 491; N 4, ст. 661; N 28, ст. 4741; N 48, ст. 6789; 2017, N 12, ст. 1729; N 26, ст. 3847), приказываю:

1. Утвердить прилагаемые федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии "Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов" (НП-009-17).

2. Признать утратившим силу постановление Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 31 декабря 2004 г. N 11 "Об утверждении и введении в действие федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов" (зарегистрировано Министерством юстиции Российской Федерации 8 февраля 2005 г., регистрационный N 6314; Бюллетень нормативных актов федеральных органов исполнительной власти, 2005, N 7).

Руководитель

А.В.АЛЕШИН

Утверждены

приказом Федеральной службы

по экологическому, технологическому

и атомному надзору

от 4 августа 2017 г. N 295

ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА

В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

"ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ"

(НП-009-17)

I. Назначение и область применения

1. Настоящие федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии "Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов" (НП-009-17) (далее - Правила) разработаны в соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии", постановлением Правительства Российской Федерации от 1 декабря 1997 г. N 1511 "Об утверждении Положения о разработке и утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии" (Собрание законодательства Российской Федерации, 1997, N 49, ст. 5600; 1999, N 27, ст. 3380; 2000, N 28, ст. 2981; 2002, N 4, ст. 325; N 44, ст. 4392; 2003, N 40, ст. 3899; 2005, N 23, ст. 2278; 2006, N 50, ст. 5346; 2007, N 14, ст. 1692; N 46, ст. 5583; 2008, N 15, ст. 1549; 2012, N 51, ст. 7203).

2. Настоящие Правила распространяются на проектируемые, сооружаемые и находящиеся в эксплуатации исследовательские ядерные реакторы (далее - исследовательские реакторы), за исключением импульсных исследовательских ядерных реакторов.

3. Настоящие Правила устанавливают требования к конструкции, характеристикам и условиям эксплуатации систем и элементов исследовательских реакторов, а также организационные требования, направленные на обеспечение ядерной безопасности исследовательских реакторов.

4. Настоящие Правила разработаны в соответствии с принципами и требованиями обеспечения безопасности, установленными в федеральных нормах и правилах в области использования атомной энергии "Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок" (НП-033-11), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 30 июня 2011 г. N 348 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 29 августа 2011 г.; регистрационный N 21700; Российская газета, 2011, N 195).

5. Используемые в настоящих Правилах сокращения и обозначения приведены в приложении N 1, термины и определения - в приложении N 2 к настоящим Правилам.

II. Общие положения

6. Цель обеспечения ядерной безопасности ИР - предотвращение появления условий возникновения ядерной аварии, исключение несанкционированного выхода ИР в критическое состояние и увеличения мощности ИР сверх пределов безопасной эксплуатации, установленных в проектно-конструкторской документации (далее - проект) ИР, исключение СЦР при обращении с ядерными материалами и исключение повреждения элементов, содержащих ядерные материалы.

7. Ядерная безопасность ИР обеспечивается системой технических решений и организационных мер, в том числе:

соответствием используемых в проекте ИР инженерно-технических решений требованиям федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, современному уровню развития науки, техники и производства;

использованием свойств внутренней самозащищенности ИР;

соблюдением требований проекта ИР при сооружении и эксплуатации ИР;

использованием на ИР пассивных элементов и систем безопасности, построенных на основе принципов независимости, разнообразия, резервирования и единичного отказа;

применением проверенных практикой технических решений и обоснованных методик, использованием расчетных и экспериментальных исследований нейтронно-физических и теплофизических характеристик ИР;

реализацией систем обеспечения качества, исполнительской дисциплиной, квалификацией персонала, формированием и внедрением культуры безопасности на всех этапах жизненного цикла ИР.

III. Требования к проекту исследовательского реактора,

направленные на обеспечение ядерной безопасности

Общие требования

8. Системы и элементы ИР, важные для безопасности, должны проектироваться с учетом механических, тепловых, химических, радиационных и прочих внутренних воздействий, возможных при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, а также с учетом внешних воздействий природного и техногенного происхождения, возможных на площадке размещения ИР.

9. При проектировании систем (элементов) ИР, важных для безопасности, должно отдаваться предпочтение системам (элементам), устройство которых основано на пассивном принципе действия и свойствах внутренней самозащищенности, а также на реализации принципов безопасного отказа и единичного отказа.

10. В проекте и эксплуатационной документации ИР должны быть приведены:

нейтронно-физические, теплогидравлические и другие характеристики, оказывающие влияние на ядерную безопасность;

условия и периодичность проверок нейтронно-физических характеристик ИЯУ на соответствие ее проекту;

показатели надежности систем нормальной эксплуатации ИР, важных для обеспечения ядерной безопасности ИЯУ и их элементов, отнесенных к классам безопасности 1, 2 и 3, а также систем безопасности и их элементов;

условия, объем и периодичность технического обслуживания (работ организационного и технического характера по поддержанию конструкций, систем и элементов в состоянии, соответствующем требованиям проекта, федеральных норм и правил в области использования атомной энергии) и проверок систем, важных для безопасности;

информация об аттестации или верификации программных средств, используемых для обоснования ядерной безопасности ИР;

программы и методики контроля и испытаний в процессе монтажа и наладки, эксплуатации и вывода из эксплуатации систем (элементов), важных для безопасности;

технические и организационные меры по обеспечению ядерной безопасности ИР при испытаниях, замене и выводе в ремонт исполнительных механизмов РО СУЗ и других средств воздействия на реактивность;

методики определения запаса реактивности, эффективности РО СУЗ и подкритичности реактора;

методика определения тепловой мощности реактора;

методика градуировки каналов контроля плотности потока нейтронов по тепловой мощности реактора;

технические и организационные меры по обеспечению ядерной безопасности при обращении со свежим и отработавшим ядерным топливом;

перечни контролируемых и регулируемых параметров;

перечни и значения параметров, по которым должно быть обеспечено формирование сигналов на срабатывание защитных систем безопасности;

перечни блокировок и защит оборудования ИР и требования к условиям их срабатывания;

эксплуатационные пределы и условия, а также пределы и условия безопасной эксплуатации с учетом всех контролируемых нейтронно-физических, теплогидравлических и других характеристик, влияющих на ядерную безопасность, при определении которых принимались во внимание погрешности измерений, неопределенности расчетов и инерционность управляющих систем;

уровни интенсивности внешних воздействий, при достижении которых необходимо срабатывание защитных систем безопасности;

результаты анализа реакций систем, важных для безопасности, на внутренние и внешние воздействия природного и техногенного происхождения с учетом их возможного сочетания и сопровождения другими взаимозависимыми процессами;

запас реактивности ИР с оценкой погрешности используемых расчетных методов и с учетом возможных отклонений параметров элементов активной зоны от номинальных значений при их изготовлении;

суммарная эффективность РО СУЗ, эффективность отдельных РО СУЗ и их групп, эффективность экспериментальных устройств и ядерного топлива при проведении работ по перегрузке активной зоны;

эффекты и коэффициенты реактивности, включая температурный и мощностной эффекты реактивности, а при необходимости - барометрический и плотностной эффекты реактивности и эффекты реактивности, обусловленные выгоранием топлива и отравлением реактора;

перечень ядерно опасных работ при эксплуатации ИР и меры по обеспечению ядерной безопасности при их проведении, включая работы по перегрузке ядерного топлива;

перечень исходных событий проектных аварий и перечень запроектных аварий (в том числе обусловленных полным обесточиванием ИР, потерей конечного поглотителя тепла, падением самолета), а также результаты анализа проектных и запроектных аварий и их последствий;

перечень параметров, методики и критерии, по которым проводится оценка остаточного ресурса и замена элементов, важных для безопасности;

проектный (назначенный) срок службы элементов, важных для безопасности, и проектный (назначенный) срок эксплуатации ИР.

11. В составе технических средств, обеспечивающих ядерную безопасность ИР, проектом ИР должны быть предусмотрены:

органы воздействия на реактивность, используемые для управления мощностью реактора, включая РО КР, РО РР и, в случае автоматического регулирования мощности, - РО АР;

управляющая система нормальной эксплуатации, обеспечивающая изменение уровня мощности реактора до заданного, поддержание мощности на заданном уровне и плановый останов ИР;

защитные системы безопасности, включая комплекс систем безопасности, выполняющих функцию аварийной защиты исследовательского реактора, (далее - аварийная защита) и систему аварийного охлаждения активной зоны;

управляющая система безопасности, обеспечивающая управление системами безопасности;

устройства выдачи сигналов аварийного оповещения (сирена, имеющая отличительный звуковой тон) - в случаях, предусмотренных проектом ИР;

устройства выдачи аварийных сигналов (световых и звуковых) - при достижении параметрами уставок и условий срабатывания АЗ;

устройства выдачи предупредительных сигналов (световых и звуковых) - при нарушении нормальной эксплуатации систем и элементов ИР;

устройства выдачи указательных сигналов о наличии напряжения в цепях электропитания, состоянии оборудования и приборов;

резервные источники электроснабжения систем и элементов, используемые при плановом останове и последующем расхолаживании ИР в случае выхода из строя основных (рабочих) источников электроснабжения;

аварийные источники электроснабжения, обеспечивающие работу не менее двух каналов контроля уровня мощности и указателей положения РО СУЗ, контроль температурного режима активной зоны реактора и хранилища ОЯТ, аварийное охлаждение активной зоны, работу резервного пункта управления.

Возможность работы ИР без системы автоматического регулирования мощности должна быть обоснована в проекте ИР.

12. Используемые в проекте ИР технические решения должны обеспечивать:

подкритичность реактора после взвода РО АЗ - не менее 1% (Кэфф