Приказ Ростехнадзора от 19.01.2018 N 24 "Об утверждении руководства по безопасности при использовании атомной энергии "Состав и содержание паспорта реакторной установки блока атомной станции" (вместе с "РБ-137-17...")

1. Утвердить прилагаемое к настоящему приказу руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Состав и содержание паспорта реакторной установки блока атомной станции".

2. Признать утратившим силу приказ Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 25 ноября 2005 г. N 875 "Об утверждении и введении в действие положения о паспорте реакторной установки блока атомной станции".

1. Настоящее руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Состав и содержание паспорта реакторной установки блока атомной станции" (РБ-137-17) (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 пункта 4.3 федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций" (НП-082-07), утвержденных постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 10 декабря 2007 г. N 4.

2. Настоящее Руководство по безопасности содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по структуре и содержанию паспорта реакторной установки блока атомной станции (далее - паспорт РУ), а также по порядку подготовки, выдачи, внесения изменений и хранения паспорта РУ.

3. Действие настоящего Руководства по безопасности распространяется на эксплуатируемые (вводимые в эксплуатацию после сооружения) блоки атомных станций.

4. Настоящее Руководство по безопасности предназначено для эксплуатирующих организаций и атомных станций, а также для подразделений уполномоченного органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии, связанных с регулированием безопасности атомных станций.

5. Паспорт РУ выдается ответственным подразделением уполномоченного органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии один раз на весь срок эксплуатации блока атомной станции по результатам экспертизы комплекта документов, обосновывающих обеспечение ядерной и радиационной безопасности при оформлении лицензии на эксплуатацию блока атомной станции.

6. Паспорт РУ содержит сведения о составе реакторной установки, ее оборудовании, системах и компонентах, проектных, расчетных и фактических значениях параметров, влияющих на безопасность реакторной установки.

7. Перечень сокращений, используемых в настоящем Руководстве по безопасности, приведен в приложении N 1 к настоящему Руководству по безопасности.

8. Эксплуатирующая организация обеспечивает разработку паспорта РУ, оформление по рекомендуемой форме (приложения N 2, 3, 4, 5 настоящего Руководства по безопасности), поддержание паспорта РУ в актуальном состоянии.

9. При разработке паспорта РУ используются проектные, а также расчетные и полученные (подтвержденные) в результате измерений величины (диапазоны значений) нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик активной зоны, а также технологических параметров реактора для актуального состояния энергоблока.

10. Любые изменения характеристик РУ, содержащихся в паспорте РУ, оформляются в виде соответствующих изменений, вносимых в паспорт РУ.

11. При выдаче лицензии на эксплуатацию блока АС руководитель ответственного подразделения уполномоченного органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии подписывает два экземпляра паспорта РУ, подготовленных эксплуатирующей организацией, и паспорту присваивается регистрационный номер, имеющий следующую структуру:

H-XXX-ZZZZ,

где:

H - номер блока АС,

XXX - сокращенное наименование АС,

ZZZZ - год выдачи паспорта.

(Например: 4-БАЛ-1995, 1-РОС-2000).

При подписании экземпляров паспорта РУ указываются: наименование должности лица, правомочного подписывать паспорт РУ, и расшифровка подписи (инициалы и фамилию).

Например

Руководитель ответственного подразделения
уполномоченного органа государственного
регулирования безопасности при использовании
атомной энергии                                _____________  _____________
                                                 (подпись)       Ф.И.О.

12. Первый экземпляр паспорта РУ хранится в эксплуатирующей организации, второй - в ответственном подразделении уполномоченного органа государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии.

13. Изменения в паспорт РУ вносятся путем замены листов, содержащих прежние сведения о параметрах или характеристиках блока АС, на листы, содержащие новые сведения об указанных параметрах или характеристиках, либо введением новых дополнительных листов. Изменения оформляются Извещением о вводимых изменениях. Замененные или дополнительные листы хранятся вместе с паспортом РУ.

При внесении изменений методом замены листов или введением новых дополнительных листов в нижнем колонтитуле новых листов указываются номер изменения и статус листа ("заменен" или "новый"), выделяется замененная (дополненная) часть текста сплошной вертикальной линией на левом свободном поле листа.

При внесении изменений в имеющийся в паспорте РУ блока АС раздел "Паспорт составлен на основании", находящийся на листе, заверенном печатями, соответствующий лист не изымается, а необходимые изменения указываются в новом листе, при этом новый лист нумеруется буквенным индексом (например, 9а), а нумерация последующих листов не изменяется.

14. Изменение параметров или характеристик, приводимых в паспорте РУ, осуществляется на основании обосновывающих документов (результаты нейтронно-физических расчетов в обоснование безопасности текущей загрузки активной зоны, ООБ АС, ОУОБ АС, ПОБ АС, акты результатов измерений нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик активной зоны при пуске и другие), оформленных в установленном эксплуатирующей организацией порядке.

15. Обосновывающие документы, явившиеся основанием для изменения в паспорте РУ соответствующих параметров и характеристик, хранятся до вывода блока АС из эксплуатации.

16. О внесенных изменениях в паспорт РУ вводится соответствующая запись в пункте "Перечень изменений паспортных данных" паспорта РУ блока АС. Лист, содержащий пункт "Перечень изменений паспортных данных", прикладывается к Извещению о вводимых изменениях.

1. Наименование АС, номер блока.

2. Площадка размещения АС.

3. Эксплуатирующая организация.

4. Организация-разработчик проекта РУ.

5. Тип реакторной установки.

6. Условное обозначение проекта реакторной установки.

7. Дата первого вывода реактора в критическое состояние.

8. Дата ввода блока АС в промышленную эксплуатацию.

9. Основные проектные характеристики РУ:

9.1. Номинальная тепловая мощность РУ, МВт.

9.2. Эксплуатационный предел номинальной тепловой мощности РУ, МВт.

9.3. Разрешенная тепловая мощность РУ, МВт.

9.4. Эксплуатационный предел разрешенной тепловой мощности РУ, МВт.

9.5. Количество петель циркуляции теплоносителя I контура, шт.

9.6. Тип циркуляции теплоносителя I контура, естественная/принудительная.

9.7. Расход теплоносителя через РУ на разрешенной мощности, кг/с.

9.8. Величина протечек теплоносителя мимо активной зоны, %.

9.9. Минимальная температура теплоносителя 1 контура, при которой допускается вывод реактора на МКУ мощности, °C.

9.10. Температура теплоносителя первого контура на разрешенной мощности:

на входе в реактор, °C;

на выходе из реактора, °C.

9.11. Давление теплоносителя в первом контуре, МПа.

9.12. Давление в парогенераторе, МПа

9.13. Проектный срок эксплуатации РУ, лет.

9.14. Продленный срок эксплуатации РУ, лет.

9.15. Проектное землетрясение на площадке размещения АС по шкале "MSK-64", баллов.

9.16. Максимальное расчетное землетрясение по шкале "MSK-64", баллов.

9.17. Наличие герметичного ограждения РУ, (есть/нет).

9.18. Наличие системы АИУ - аварийного измерения уровня в реакторе для своевременного обнаружения в реакторе газового объема, да/нет.

9.19. Наличие достаточного и доступного запаса пресной воды, пригодной для использования при управлении запроектными, включая тяжелые, авариями и пожарами:

способ подачи воды на аварийную реакторную установку при полном обесточивании АС при запроектных, включая тяжелые, авариях;

техническая возможность приема воды при запроектных, включая тяжелые, авариях, направление подачи воды (1 и/или 2 контур, шахта реактора, УЛР и так далее);

располагаемый для использования запас воды, м3;

минимально необходимый (определенный в ООБ) запас воды для использования при управлении запроектными, включая тяжелые, авариями и пожарами, м3.

10. Основные проектные характеристики активной зоны реактора:

10.1. Диаметр, м.

10.2. Высота, м.

10.3. Количество ТВС в активной зоне, шт.

10.4. Размер ТВС ("под ключ"), мм.

10.5. Шаг размещения ТВС в активной зоне, мм.

10.6. Количество тепловыделяющих элементов в ТВС, шт.

10.7. Диаметр твэлов (твэгов), мм.

10.8. Шаг размещения твэлов в ТВС, мм.

10.9. Количество РО СУЗ в активной зоне, шт.

10.10. Количество поглощающих стержней в РО СУЗ, шт.

10.11. Тип(ы) поглотителя в стержнях РО СУЗ.

10.12. Вид выгорающего поглотителя (гетерогенный/гомогенный).

10.13. Количество независимых систем останова реактора, шт.

10.14. Способ и тип аппаратуры внутриреакторного контроля:

способ ВРК (по интегральным/локальным параметрам);

тип аппаратуры ВРК.

10.15. Периодичность внутриреакторного контроля энерговыделения.

10.16. Состав топливной загрузки

--------------------------------

<1> Для гомогенного поглотителя: вид поглотителя, начальное содержание в топливе.

10.17. Тип замедлителя.

10.18. Тип теплоносителя.

10.19. Паспортные данные и результаты контроля техническими средствами содержания 10B в борной кислоте.

10.20. Минимальное значение стояночной концентрации борной кислоты в теплоносителе для холодного останова в начале кампании, г/кг.

11. Нейтронно-физические характеристики РУ