2. Введены в действие с 28 мая 2004 года | ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

2.1.1. Системы и элементы ИИР, важные для безопасности, должны проектироваться с учетом возможных механических, тепловых, химических и прочих воздействий, возникающих как при нормальной эксплуатации, так и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, с учетом внешних воздействий природного и техногенного происхождения.

2.1.2. В проекте ИИР должны быть приведены и обоснованы:

- перечни методик и расчетных программ, используемых для расчетного прогнозирования нейтронно-физических характеристик и обоснования ядерной безопасности ИИР, область применения используемых программ и информация об их аттестации в установленном порядке;

- проектное количество генерируемых импульсов и их номинальное энерговыделение;

- эксплуатационные пределы и условия, пределы и условия безопасной эксплуатации и другие пределы для всех контролируемых нейтронно-физических, теплогидравлических и прочих характеристик, влияющих на ядерную безопасность;

- перечни систем и элементов, работоспособность и характеристики которых проверяются на работающем или остановленном реакторе, с указанием состояния реактора и систем, важных для безопасности;

- приспособления, устройства, методики и периодичность проверок систем, важных для безопасности, на работоспособность и соответствие проектным характеристикам;

- порядок загрузки ядерного топлива в активную зону реактора и порядок выведения реактора в критическое состояние;

- перечень ядерно опасных работ при эксплуатации ИИР и меры по обеспечению ядерной безопасности при их проведении;

- условия безопасного обращения с ядерными материалами;

- условия срабатывания систем безопасности и уровни внешних воздействий, превышение которых требует останова реактора;

- количественный анализ надежности, эффективности и быстродействия выполнения функций систем управления и защиты, в котором должно быть показано, что эти показатели удовлетворяют требованиям нормативных документов, регламентирующих такие показатели;

- анализ реакций управляющих и других систем, важных для безопасности, на внешние и внутренние воздействия, возможные отказы и неисправности и отказы основного оборудования реактора, доказывающие отсутствие опасных для реактора реакций, при этом должны быть выделены наиболее вероятные и опасные отказы, в том числе приводящие к самопроизвольному выходу реактора в критическое состояние и к ядерной аварии;

- оценка последствий проектных и запроектных аварий, при этом в числе запроектных аварий должна быть рассмотрена авария с расплавлением (разрушением) активной зоны;

- данные об объеме регистрации и хранении в устройстве типа "черный ящик" информации, позволяющей идентифицировать исходные события аварий, установить фактические алгоритмы работы систем, важных для безопасности, и действия оперативного персонала.

2.1.3. Используемые в проекте технические решения должны обеспечивать:

- возможность перевода реактора в безопасное состояние и в состояние глубокой подкритичности;

- отрицательный мощностной (температурный) коэффициент реактивности ИИР АД, достаточный для перевода реактора в подкритическое состояние на мгновенных нейтронах после инициирования импульса мощности и последующий перевод в подкритическое состояние на запаздывающих нейтронах с помощью рабочих органов СУЗ;

- возможность проведения исследований одной из активных зон ИИР АД со связанными активными зонами при обеспечении безопасного состояния других связанных активных зон ИИР АД;

- безопасность ИИР при любой проектной аварии, вызванной любым из учитываемых в проекте исходных событий с наложением одного отказа любого активного элемента или пассивного элемента систем безопасности, имеющего механические движущиеся части, или одной ошибки персонала, влияющей на развитие ядерной аварии, или необнаруживаемых отказов не контролируемых при эксплуатации элементов, влияющих на развитие ядерной аварии;

- диагностику состояния реактора и систем, важных для безопасности;

- сохранность и работоспособность в условиях проектных и запроектных аварий технических средств, используемых для регистрации и хранения информации, необходимой для расследования аварии.

2.1.4. Проектом должны быть определены организационно-технические меры по исключению несанкционированного доступа к управляющим и другим системам, важным для безопасности.

2.1.5. Проектом должны быть предусмотрены средства для передачи информации во внешний и внутренний аварийные центры управления реактором в условиях запроектных аварий.

2.2.1. Активная зона и элементы ее конструкции

2.2.1.1. Конструкция реактора при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, в том числе проектных авариях, должна исключать непредусмотренные изменения состава активной зоны, перемещения и (или) деформации и формоизменения элементов активной зоны и отражателя, вызывающие увеличение реактивности и (или) ухудшение условий теплоотвода, приводящие к повреждению твэлов сверх соответствующих пределов или препятствующие нормальному функционированию рабочих органов СУЗ.

2.2.1.2. Конструкция ТВС и твэлов при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, должна обеспечивать непревышение соответствующих пределов повреждения твэлов с учетом:

- проектного количества и номинальных параметров импульсов мощности реактора;

- физико-химического взаимодействия материалов активной зоны и теплоносителя;

- ударных и вибрационных воздействий, термоциклического нагружения, усталости и старения материалов;

- влияния примесей в теплоносителе и продуктов деления на коррозию оболочек твэлов;

- воздействия радиационных и других факторов, ухудшающих механические характеристики материалов активной зоны и целостность оболочек твэлов.

2.2.1.3. Конструкция активной зоны должна исключать автокатализ цепной ядерной реакции деления.

2.2.1.4. Активная зона и исполнительные механизмы СУЗ должны быть спроектированы так, чтобы исключались заклинивание, выброс рабочих органов СУЗ и их самопроизвольное расцепление с приводами СУЗ.

2.2.1.5. В проекте должен быть приведен анализ теплотехнической надежности активной зоны с обоснованием достаточности предусмотренных в проекте запасов непревышения пределов безопасной эксплуатации твэлов.

2.2.1.6. Характеристики ядерного топлива, расположение твэлов, ТВС, рабочих органов СУЗ и других устройств активной зоны должны исключать возможность возникновения локальной критичности и цепной ядерной реакции деления при разрушении (расплавлении) активной зоны.

2.2.1.7. Конструкция активной зоны и рабочих органов СУЗ должна позволять варьировать запас реактивности и величину энерговыделения в импульсе, ограничивая их максимальными значениями, установленными в паспорте эксплуатирующей организации на ИИР.

2.2.1.8. Проектом ИИР с растворным ядерным топливом должен быть предусмотрен порционный дистанционный залив активной зоны растворным ядерным топливом и наличие контроля за уровнем растворного ядерного топлива в активной зоне.

2.2.1.9. В случае использования на ИИР с растворным ядерным топливом системы сжигания продуктов радиолиза топливного раствора прочность корпуса реактора должна определяться с учетом повышения давления в корпусе при сжигании продуктов радиолиза.

2.2.1.10. В проекте должны быть определены:

- запасы реактивности на начало кампании для всех состояний активной зоны, предусмотренных проектом ИИР, с оценкой погрешности используемых расчетных методов и с учетом возможных технологических отклонений комплектующих элементов активной зоны;

- эффективности рабочих органов СУЗ, ТВС и экспериментальных устройств с учетом их интерференции;

- подкритичность реактора при взведенных рабочих органах аварийной защиты;

- безопасная подкритичность и глубокая подкритичность реактора;

- эффекты и коэффициенты обратных связей по реактивности, обеспечивающие гашение импульса мощности ИИР АД;

- возможные источники и последствия флуктуации реактивности;

- удельная пороговая энергия разрушения твэлов и максимально допустимое энерговыделение за импульс мощности.

2.2.1.11. Для ИИР с подвижной активной зоной, перемещаемой в бокс-отстойник (отстойную зону) на период временного или длительного останова, в проекте должны быть также определены:

- условия, позволяющие начать операции по перемещению активной зоны в бокс-отстойник (подкритичность ИИР, температурный режим элементов активной зоны, радиационная обстановка и т.д.);

- перечень и технология проведения подготовительных операций по приведению технологических систем, систем управления, транспортно-технологического оборудования в состояние готовности к перемещению активной зоны;

- условия хранения активной зоны в боксе-отстойнике и объем контроля за состоянием активной зоны в боксе-отстойнике;

- состояние технологических систем, систем управления и оборудования в реакторном зале до начала работ по перемещению активной зоны из бокса-отстойника на рабочее место;

- объем контроля работоспособности и параметров технологических систем, систем управления реактора после возвращения активной зоны из бокса-отстойника на рабочее место в реакторном зале.

2.2.1.12. Запасы реактивности должны быть обоснованы и минимально достаточны для инициирования требуемого импульса мощности.

2.2.1.13. В проекте должно быть определено соответствие повреждения твэлов и активности теплоносителя первого контура по реперным радионуклидам с учетом эффективности систем очистки теплоносителя.

2.2.1.14. Для ИИР ПД должен быть выполнен анализ динамических процессов в активной зоне и определена граница устойчивости в координатах "средняя мощность - расход теплоносителя" и в координатах "возмущение реактивности - скорость возмущения реактивности". По результатам анализа устойчивости должна быть определена зона безопасной эксплуатации реактора.

2.2.1.15. Для ИИР с активной зоной без отражателя в проекте должны быть рассмотрены последствия уменьшения утечки нейтронов из активной зоны при приближении к ней персонала, экспериментальных устройств и других предметов, а также из-за разрушения строительных конструкций реакторного зала и (или) заполнения реакторного зала и активной зоны водой.

2.2.1.16. В проекте должны быть установлены показатели качества химического и радионуклидного составов теплоносителя, предусмотрены технические средства и организационные мероприятия по их поддержанию и контролю.

2.2.1.17. Проектом должны быть предусмотрены технические средства и методы контроля герметичности оболочек твэлов (ТВС) на остановленном и работающем реакторе, которые должны обеспечивать надежное и своевременное обнаружение негерметичных оболочек твэлов (ТВС).

2.2.1.18. Твэлы различного обогащения, выгорающие поглотители нейтронов, твэлы с выгорающим поглотителем нейтронов и твэлы, отличающиеся нуклидным составом, должны иметь четкую маркировку (отличительные знаки).

2.2.1.19. В проекте должна быть технически обоснована и обеспечена возможность выгрузки активной зоны и ее элементов после проектной аварии.

2.2.2. Управляющие системы нормальной эксплуатации

2.2.2.1. УСНЭ должны обеспечивать контроль состояния реактора и автоматическое и (или) дистанционное управление системами реактора с целью достижения и поддержания в заданном диапазоне нейтронно-физических и других характеристик и параметров реактора.

2.2.2.2. В проекте должны быть обоснованы и приведены перечни контролируемых параметров (характеристик) и сигналов о состоянии реактора и регулируемых параметров и управляющих сигналов.

2.2.2.3. В составе УСНЭ проектом должна быть предусмотрена часть СУЗ, обеспечивающих управление реактивностью (мощностью) при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации реактора. Указанная часть СУЗ должна включать:

- автоматические и (или) ручные регуляторы СУЗ, используемые для вывода реактора на требуемый стационарный уровень мощности и его нормального останова;

- компенсаторы реактивности, используемые для компенсации избыточного запаса реактивности реактора и выбора оптимального положения других рабочих органов СУЗ при выводе реактора на мощность;

- дополнительные технические средства, используемые для увеличения подкритичности реактора в случае, если суммарной эффективности рабочих органов СУЗ, включая рабочие органы регуляторов реактивности, компенсаторов реактивности и аварийной защиты, недостаточно для обеспечения подкритичности, соответствующей безопасному состоянию или состоянию глубокой подкритичности реактора с учетом возможного высвобождения реактивности;

- систему контроля положения и управления исполнительными механизмами рабочих органов СУЗ;

- систему, обеспечивающую генерирование импульсов мощности с помощью пускового устройства или модулятора реактивности;

- минимум два независимых между собой канала контроля плотности потока нейтронов с показывающими приборами, обеспечивающими контроль мощности реактора. При этом, по меньшей мере, в составе одного канала должна быть предусмотрена возможность записи изменения средней мощности реактора во времени;

- минимум два независимых между собой канала контроля скорости (периода) изменения плотности потока нейтронов с показывающими приборами;

- канал управления и контроля положения внешнего (пускового) источника нейтронов;

- каналы контроля и регистрации параметров импульсов мощности (формы и амплитуды импульса мощности или энерговыделения за импульс мощности);

- каналы контроля параметров технологических систем, важных для безопасности.

2.2.2.4. В случае разбиения диапазона контроля плотности потока нейтронов на несколько поддиапазонов должно быть предусмотрено перекрытие поддиапазонов не менее чем в пределах одной декады в единицах измерения плотности потока нейтронов и автоматическое переключение поддиапазонов.

2.2.2.5. Если каналы контроля плотности потока нейтронов не обеспечивают контроль потока нейтронов при загрузке (перегрузке) активной зоны, то реактор должен быть оборудован дополнительной системой контроля. Эта система может быть съемной, устанавливаемой на период загрузки и перегрузки активной зоны реактора, и должна включать в себя не менее двух независимых каналов контроля плотности потока нейтронов с показывающими приборами и записывающими устройствами.

2.2.2.6. В проекте должны быть определены и обоснованы:

- количество, функциональное распределение и эффективность рабочих органов СУЗ, а также скорости перемещения рабочих органов СУЗ на период физического пуска реактора при их калибровке и реализации импульса мощности;

- методы и условия испытаний, замены и вывода в ремонт рабочих органов СУЗ, их приводов, а также других средств воздействия на реактивность;

- аппаратурно-методическое и метрологическое обеспечение измерений эффектов реактивности и подкритичности с указанием рекомендуемых алгоритмов и физических констант кинетического уравнения реактора, количества и координат детекторов потока нейтронов, способов учета пространственно-временных эффектов, методик метрологической аттестации измерителей реактивности, при этом для измерителей реактивности должны быть предусмотрены средства проверки работоспособности и предупредительной сигнализации о неисправности.

2.2.2.7. УСНЭ должны обеспечивать:

- контроль уровня плотности потока нейтронов во всем диапазоне изменения мощности ИИР, начиная с уровня плотности потока нейтронов, обусловленного внешним (пусковым) источником нейтронов при отсутствии ядерного топлива в активной зоне;

- контроль реактивности (подкритичности);

- возможность ограничения вносимого пусковым устройством (модулятором реактивности) возмущения реактивности и скорости изменения реактивности значением, достаточным для получения номинальных параметров импульса мощности.

2.2.2.8. УСНЭ ИИР АД должны также обеспечивать контроль перед реализацией импульса мощности стартовой реактивности, других параметров и характеристик реактора, определяющих параметры импульса мощности.

2.2.2.9. УСНЭ ИИР ПД должны также обеспечивать:

- стабильность скорости и глубины модуляции реактивности;

- контроль частоты импульсов мощности;

- контроль вибрации узлов модулятора реактивности;

- контроль положения рабочих органов модулятора реактивности;

- контроль амплитуды каждого импульса реактивности (мощности).

2.2.2.10. УСНЭ ИИР с растворным ядерным топливом должны обеспечивать величину энерговыделения за импульс мощности, не приводящую к нарушению условий термостойкости растворного ядерного топлива.

2.2.2.11. УСНЭ каждой из связанных активных зон многозонного ИИР АД должны иметь самостоятельную систему контроля плотности потока нейтронов, регистрирующую в основном нейтроны только данной активной зоны.

2.2.2.12. Если рабочие органы аварийной защиты не взведены, УСНЭ должны исключать возможность перемещения (изменения положения) других средств воздействия на реактивность.

2.2.2.13. Рабочие органы ручного и автоматического регулирования и компенсирующие органы должны иметь указатели промежуточных положений и указатели конечных положений.

2.2.2.14. УСНЭ должны обеспечивать автоматический контроль окончательной готовности ИИР АД к импульсу мощности по программе контроля готовности, нейтрализующей возможные ошибки персонала.

2.2.2.15. При отказе канала регистрации и наблюдения формы импульса мощности, или канала регистрации энерговыделения в импульсе, или любого другого канала контроля параметров реактора, определенного в проекте, должно обеспечиваться получение сигналов на останов программы контроля готовности и приведение реактора в безопасное состояние. При этом должен формироваться сигнал об отказе такого канала.

2.2.2.16. Проектом должно предусматриваться наличие в пункте управления реактором световой и (или) звуковой сигнализации, информирующей персонал о состоянии реактора, включая:

- сигнализацию о достижении параметрами реактора уставок срабатывания аварийной защиты (аварийная сигнализация);

- сигнализацию о приближении параметров реактора к уставкам срабатывания аварийной защиты и нарушении нормального функционирования оборудования (предупредительная сигнализация);

- сигнализацию о положении рабочих органов СУЗ и наличии напряжения в цепях электропитания систем (элементов) ИИР, важных для безопасности (указательная сигнализация).

2.2.3. Система охлаждения активной зоны (первый контур)

2.2.3.1. Система охлаждения активной зоны (первый контур) при нормальной эксплуатации реактора должна обеспечивать теплоотвод от активной зоны без нарушения установленных пределов по температуре и скорости изменения температуры элементов активной зоны, экспериментальных устройств и теплоносителя.

2.2.3.2. В проекте должны быть определены и обоснованы:

- границы первого контура;

- надежность эксплуатации элементов и систем первого контура в течение назначенного срока эксплуатации с учетом воздействий, возможных при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии;

- количество и характер воздействий и условия эксплуатации, учитываемые при определении проектного срока службы первого контура.

2.2.3.3. В проекте должно быть показано, что прочность корпуса и конструкций реактора обеспечивается как при нормальной эксплуатации, так и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, в течение всего назначенного срока эксплуатации первого контура.

2.2.3.4. Трубопроводы первого контура должны быть оборудованы устройствами контроля и предотвращения недопустимых перемещений и вибраций.

2.2.3.5. В случае использования теплообменного оборудования, служащего для передачи тепла от первого контура, проектом должен быть предусмотрен запас теплообменной поверхности, достаточный для компенсации ухудшения ее теплопередающих характеристик в процессе эксплуатации.

2.2.3.6. Циркуляционные насосы первого контура должны обладать инерцией, достаточной для обеспечения требуемого расхода теплоносителя при потере их энергопитания до момента, после которого естественная циркуляция теплоносителя или система аварийного расхолаживания обеспечат отвод остаточного тепловыделения без превышения эксплуатационных пределов повреждения твэлов.

2.2.3.7. Проектом должны быть предусмотрены:

- контроль параметров системы охлаждения активной зоны с обеспечением срабатывания предупредительной или аварийной сигнализации при достижении параметрами установленных пределов;

- автоматическая защита от недопустимого повышения или понижения давления в первом контуре при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии;

- компенсация изменений объема теплоносителя, вызванных изменением температурных режимов элементов активной зоны;

- обнаружение потерь теплоносителя при течах и компенсация потерь теплоносителя при течах (с указанием максимального расхода течи, компенсируемого этими средствами);

- защита первого контура от непредусмотренного дренирования теплоносителя;

- средства и способы обнаружения местонахождения и расхода течи теплоносителя первого контура;

- очистка теплоносителя от примесей, продуктов деления и коррозии.

2.2.3.8. Включение (выключение) циркуляционных насосов первого контура не должно выводить ИИР из подкритического состояния при любом исходном событии проектных аварий.

2.3.1. Аварийная защита

2.3.1.1. В составе СУЗ проектом должна быть предусмотрена защитная система безопасности, обеспечивающая аварийную защиту (аварийный останов) реактора.

2.3.1.2. Аварийная защита реактора должна иметь не менее двух независимых рабочих органов или групп рабочих органов (группу образуют рабочие органы, имеющие один общий, независимый от других привод).

2.3.1.3. Эффективность и быстродействие аварийной защиты без учета одного наиболее эффективного рабочего органа (группы рабочих органов) должны быть достаточными для перевода реактора в подкритическое состояние при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, и ограничения энерговыделения в активной зоне уровнем, не приводящим к повреждению твэлов сверх пределов, установленных для проектных аварий.

2.3.1.4. Время срабатывания аварийной защиты для ИИР ПД, включая постоянную времени регистрирующей аппаратуры, время срабатывания исполнительных механизмов и время перемещения рабочих органов аварийной защиты должно быть меньше периода генерации импульсов мощности.

2.3.1.5. Аварийная защита должна быть спроектирована таким образом, чтобы начавшееся защитное действие было выполнено полностью с учетом требований пункта 2.3.1.3 и обеспечивался контроль выполнения функции безопасности.

2.3.1.6. При появлении аварийного сигнала от любого канала аварийной защиты рабочие органы аварийной защиты должны приводиться в действие вне зависимости от их положения.

2.3.1.7. Рабочие органы аварийной защиты должны иметь указатели конечных положений и (или) состояний.

2.3.1.8. Аварийная защита должна выполнять свои функции (останов по сигналу аварийной защиты и при отказах в системе аварийной защиты) вне зависимости от состояния источников электроснабжения СУЗ.

2.3.1.9. При необходимости рабочие органы аварийной защиты могут использоваться для нормального (планового) останова реактора.

2.3.2. Система аварийного расхолаживания активной зоны

2.3.2.1. Для ИИР с принудительным охлаждением проектом должна быть предусмотрена защитная система безопасности, обеспечивающая аварийное расхолаживание активной зоны в случае отказа нормальной (штатной) системы охлаждения.

2.3.2.2. В проекте должны быть обоснованы перечень параметров и признаков состояния реактора, по которым вводится в действие система аварийного расхолаживания активной зоны, уставки и условия срабатывания системы для всех исходных событий проектных аварий.

2.3.2.3. Включение и выключение системы аварийного расхолаживания активной зоны не должны выводить реактор из подкритического состояния.

2.3.2.4. Проектом должна быть обеспечена возможность управления процессом аварийного расхолаживания активной зоны как из основного, так и из резервного пункта управления реактором.

2.3.3. Управляющие системы безопасности

2.3.3.1. УСБ должны осуществлять контроль состояния защитных систем безопасности и управление ими в процессе выполнения заданных функций.

2.3.3.2. Используемая в УСБ аппаратура аварийной защиты должна состоять, как минимум, из двух независимых комплектов.

2.3.3.3. Каждый комплект аппаратуры аварийной защиты должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения плотности потока нейтронов обеспечивалась защита не менее чем двумя независимыми каналами:

- по плотности потока нейтронов;

- по скорости изменения плотности потока нейтронов.

2.3.3.4. В случае необходимости разбиения диапазона измерения плотности потока нейтронов на несколько поддиапазонов в УСБ должно быть предусмотрено перекрытие поддиапазонов измерения не менее чем в пределах одной декады в единицах плотности потока нейтронов и автоматическое переключение поддиапазонов.

2.3.3.5. В УСБ должна быть предусмотрена возможность подключения записывающего устройства к каждому каналу контроля плотности потока нейтронов.

2.3.3.6. В проекте должен быть приведен и обоснован перечень параметров и признаков состояния реактора, при которых требуется срабатывание аварийной защиты. Аварийная защита должна срабатывать как минимум в следующих случаях:

- при превышении уставки аварийной защиты по уровню плотности потока нейтронов;

- при достижении уставки аварийной защиты по скорости нарастания плотности потока нейтронов (или реактивности) при работе реактора на стационарном уровне мощности или при проведении работ на остановленном реакторе;

- при нарушении электроснабжения СУЗ;

- при неисправности или нерабочем состоянии одного из каналов аварийной защиты по уровню или скорости нарастания плотности потока нейтронов;

- при появлении технологических сигналов, требующих останова ИИР;

- при нарушении установленных эксплуатационных характеристик модулятора реактивности ИИР ПД;

- при срабатывании ключей (кнопок), предназначенных для инициирования срабатывания аварийной защиты.

2.3.3.7. Для каждого канала и в целом для комплекта аппаратуры аварийной защиты должна быть предусмотрена возможность проверки формирования и времени прохождения сигналов аварийной защиты без срабатывания рабочих органов аварийной защиты.

2.3.3.8. В системе аварийной защиты должны быть предусмотрены автоматический контроль и диагностика комплектов аппаратуры аварийной защиты и каналов защиты с выводом информации об отказах в каналах в основной пункт управления реактором, а также формирование сигналов аварийной защиты об отказах каналов или комплектов аппаратуры аварийной защиты.

2.3.3.9. В проекте должны быть обоснованы допустимость и условия вывода из работы одного комплекта аппаратуры аварийной защиты или одного канала в комплекте аппаратуры аварийной защиты.

2.3.3.10. Каждый комплект аппаратуры аварийной защиты должен работать на основе мажоритарной логики, которая выбирается на основе анализа надежности, приводимого в проекте.

2.3.3.11. В проекте должен быть приведен и обоснован перечень параметров и исходных событий, при которых требуется автоматическое срабатывание системы аварийного расхолаживания активной зоны.

2.3.3.12. Проектом должна быть предусмотрена регистрация причин срабатывания систем безопасности.

2.3.3.13. Отказы в каналах УСБ элементов отображения и регистрации информации не должны влиять на выполнение этими каналами своих функций.

2.3.3.14. Должна быть предусмотрена возможность приведения систем безопасности в действие и осуществления контроля основных параметров реактора из резервного пункта управления реактором в случае отсутствия возможности их выполнения из основного пункта управления реактором.

2.3.4. Аварийные источники электроснабжения

2.3.4.1. Аварийные источники электроснабжения должны обеспечивать электроснабжение каналов контроля плотности потока нейтронов, указателей положения рабочих органов СУЗ и электроснабжение систем (элементов), используемых при аварийном расхолаживании активной зоны.

2.4.1. В проекте должны быть приведены оценки эффектов реактивности, обусловленных установкой (извлечением) экспериментальных устройств.

2.4.2. Проектом должно быть обеспечено отсутствие при установке экспериментальных устройств в реактор локальной критической массы и такой деформации полей энерговыделения, которая могла бы вызвать повреждение элементов активной зоны.

2.4.3. Экспериментальные устройства при необходимости должны быть оснащены детекторами контроля плотности потока нейтронов, теплофизических и других параметров, важных для безопасности.

2.4.4. Конструкция экспериментальных устройств должна исключать возможность их самопроизвольного перемещения или изменения их параметров при монтаже (демонтаже) и эксплуатации, а также обеспечивать локализацию (удержание) внутри себя испытываемых элементов в случае их разрушения.

2.4.5. Если установка (извлечение) экспериментальных устройств ведет к увеличению реактивности на 0,3 бетаэфф и более, проектом должно быть обеспечено шаговое увеличение реактивности со значением шага, не превышающим 0,3 бетаэфф.

2.4.6. Проектно-конструкторская документация на экспериментальные устройства, не предусмотренные проектом ИИР, должна быть согласована с разработчиками ИИР и эксплуатирующей организацией.

2.4.7. Использованию на ИИР новых экспериментальных устройств должно предшествовать экспериментальное исследование их влияния на нейтронно-физические характеристики реактора (запас реактивности, распределение энерговыделения и т.д.).

2.4.8. Проектом должны быть определены условия, объем и периодичность проверок экспериментальных устройств на соответствие проектным характеристикам.