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

3.1.1. Готовность ИИР к проведению физического пуска должны проверять рабочая комиссия и комиссия по ядерной безопасности, которые должны быть назначены эксплуатирующей организацией.

3.1.2. Рабочая комиссия должна проверить:

- соответствие выполненных на площадке ИИР работ проекту;

- укомплектованность реактора персоналом;

- готовность к работе оборудования, используемого при физическом пуске, наличие протоколов испытаний оборудования и актов об окончании пусконаладочных работ;

- наличие эксплуатационной, программно-методической, организационно-распорядительной и оперативной документации в объеме перечня документации ИИР на период физического пуска реактора, утвержденного руководством эксплуатирующей организации;

- соответствие качества работ, выполненных при сооружении реактора и проведении пусконаладочных работ требованиям общей и частных программ обеспечения качества.

3.1.3. Результаты работы рабочей комиссии должны быть оформлены актом, утвержденным руководителем эксплуатирующей организации.

3.1.4. Комиссия по ядерной безопасности должна проверить:

- готовность реактора к физическому пуску с учетом актов об устранении недостатков, приведенных в акте рабочей комиссии;

- применение мер по обеспечению ядерной безопасности, предусмотренных в программе физического пуска ИИР и в инструкции по обеспечению ядерной безопасности при физическом пуске ИИР;

- готовность персонала к началу работ по программе физического пуска, в том числе наличие у руководства и персонала ИИР разрешений на право ведения работ в области использования атомной энергии.

3.1.5. Результаты работы комиссии по ядерной безопасности должны быть оформлены актом, утвержденным руководителем эксплуатирующей организации.

3.1.6. Положением, утвержденным руководителем эксплуатирующей организации, должны быть определены права и обязанности должностных лиц и структурных подразделений эксплуатирующей организации, руководства и персонала ИИР по обеспечению ядерной безопасности реактора.

3.1.7. Приказом по эксплуатирующей организации должны быть назначены руководитель физического пуска, начальники смен и контролирующие физики, при этом должны быть определены их права и обязанности.

3.1.8. Завоз ядерных материалов на реактор разрешается после выполнения соответствующих условий, установленных в лицензии на эксплуатацию ИИР.

3.1.9. Принятый в эксплуатирующей организации порядок обращения с ядерными материалами (ядерным топливом) должен соответствовать Правилам безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики.

3.1.10. Руководитель эксплуатирующей организации после утверждения актов об устранении недостатков, отмеченных рабочей комиссией и комиссией по ядерной безопасности, должен издать приказ о проведении физического пуска ИИР.

3.1.11. Физический пуск ИИР должен проводиться в соответствии с программой физического пуска ИИР, согласованной с организациями - разработчиками проекта ИИР и утвержденной руководством эксплуатирующей организации.

3.1.12. На этапе физического пуска все работы на площадке ИИР должны выполняться в последовательности и объеме, определенными программой физического пуска ИИР, и при проведении организационно-технических мероприятий, установленных инструкцией по обеспечению ядерной безопасности при физическом пуске ИИР.

3.1.13. В программе физического пуска ИИР должны быть определены порядок загрузки реактора ядерным топливом и порядок выхода в критическое состояние, должны быть приведены перечень, описание и последовательность проведения планируемых экспериментов.

3.1.14. В процессе набора критической массы должно проводиться построение "кривых обратного счета" по показаниям не менее чем двух измерительных каналов контроля мощности, при этом, как минимум, одна из "кривых обратного счета" должна иметь "безопасный ход".

3.1.15. Для ИИР АД со связанными активными зонами программой физического пуска ИИР должно быть предусмотрено два подэтапа работ, включая:

- исследование нейтронно-физических характеристик каждой из активных зон ИИР при удалении других активных зон на расстояние, при котором их влияние на исследуемую активную зону будет минимальным;

- одновременное исследование нейтронно-физических характеристик связанных активных зон ИИР.

3.1.16. Инструкция по обеспечению ядерной безопасности при физическом пуске ИИР должна предусматривать меры по обеспечению ядерной безопасности, содержать краткое описание СУЗ (включая внештатную пусковую аппаратуру, если она используется), а также характеристики каналов контроля уровня и скорости изменения плотности потока нейтронов, характеристики каналов аварийной защиты, расчетные значения критических загрузок и эффективностей рабочих органов СУЗ, оценку влияния на реактивность загружаемых экспериментальных устройств и теплоносителя, допустимые скорости ввода положительной реактивности при перемещении рабочих органов СУЗ.

Инструкция по обеспечению ядерной безопасности при физическом пуске ИИР должна быть утверждена руководством эксплуатирующей организации.

3.1.17. Все распоряжения руководителя физического пуска и операции, выполняемые персоналом, а также проводимые эксперименты и их результаты должны фиксироваться в журнале распоряжений, оперативном журнале смены и журнале измерений соответственно.

3.1.18. По результатам физического пуска должен быть оформлен отчет, где должны быть приведены результаты физического пуска и дан их краткий анализ.

3.2.1. К началу проведения энергетического пуска должны быть приняты в эксплуатацию все сооружения, устройства и системы, предусмотренные проектом ИИР, а также подготовлена документация в объеме перечня действующей на ИИР документации, утвержденного руководством эксплуатирующей организации.

3.2.2. Проверка готовности реактора к энергетическому пуску и последующей эксплуатации должна проводиться рабочей комиссией, назначаемой приказом руководителя эксплуатирующей организации, и Государственной приемочной комиссией, назначаемой по представлению федерального органа по управлению использованием атомной энергии, в порядке, установленном действующим законодательством.

3.2.3. Решение о проведении энергетического пуска принимается Государственной приемочной комиссией на основании утвержденного руководителем эксплуатирующей организации акта об устранении недостатков, выявленных рабочей комиссией.

Решение о проведении энергетического пуска должно быть оформлено приказом по эксплуатирующей организации.

3.2.4. Приказом по эксплуатирующей организации должен быть назначен руководитель энергетического пуска реактора, при этом должны быть определены его права и обязанности.

3.2.5. Энергетический пуск ИИР должен проводиться в соответствии с программой энергетического пуска, откорректированной при необходимости по результатам физического пуска, согласованной с организациями - разработчиками проекта и утвержденной руководством эксплуатирующей организации.

3.2.6. В программе энергетического пуска ИИР должны быть определены основные этапы работ, исходное состояние реактора и систем перед началом каждого этапа работ, их аппаратурно-методическое обеспечение, а также меры по обеспечению ядерной безопасности.

3.2.7. Результаты энергетического пуска должны быть оформлены отчетом, где должны быть даны рекомендации по эксплуатации ИИР, а также рекомендации по корректировке эксплуатационной документации и отчета по обоснованию безопасности ИИР.

3.3.1. Эксплуатация ИИР в режиме пуска и работы на мощности должна проводиться на основании программы экспериментальных исследований на ИИР, утвержденной руководством эксплуатирующей организации, при соблюдении требований, установленных в технологическом регламенте эксплуатации ИИР и в другой эксплуатационной документации, а также в соответствии с характеристиками (параметрами), указанными в паспорте ИИР.

3.3.2. Образец паспорта на импульсный исследовательский ядерный реактор приведен в Приложении.

3.3.3. В программе экспериментальных исследований на ИИР должны быть приведены циклограмма работы реактора на мощности, параметры планируемых импульсов мощности, исходное (стартовое) состояние реактора и технологических систем, а также меры по обеспечению ядерной безопасности, учитывающие специфику предстоящих экспериментальных исследований на реакторе.

3.3.4. Эксплуатация ИИР в режиме пуска и работы на мощности должна проводиться только при использовании экспериментальных устройств, указанных в паспорте на ИИР.

3.3.5. До вывода реактора на мощность после обеспечения и контрольной проверки необходимых характеристик (параметров) реактора и технологических систем должны быть выполнены организационно-технические мероприятия, исключающие до реализации импульсов мощности изменение выбранных уставок и параметров реактора и технологических систем.

3.3.6. Если при подготовке реактора к эксплуатации в режиме пуска и работы на мощности не будут выполнены в полном объеме требования, установленные технологическим регламентом эксплуатации ИИР или другой эксплуатационной документацией, или в процессе эксплуатации ИИР в режиме пуска и работы на мощности будут нарушены условия безопасной эксплуатации, то реактор должен быть переведен в режим временного останова. Последующая эксплуатация ИИР в режиме пуска и работы на мощности возможна только после устранения причин, вызвавших перевод реактора в режим временного останова, и по письменному разрешению (указанию) руководителя эксплуатирующей организации.

3.3.7. Эксплуатация ИИР в режиме пуска и работы на мощности в случае изменения технических характеристик (параметров), приведенных в паспорте на ИИР, разрешается только после переоформления паспорта на ИИР.

3.4.1. Для эксплуатации ИИР в режиме временного останова реактор предварительно должен быть приведен в безопасное состояние, при этом величина подкритичности реактора должна соответствовать значению, установленному в проекте, и быть не менее 2% (Кэфф <= 0,98) при взведенных рабочих органах аварийной защиты.

3.4.2. Все работы в реакторном зале после приведения реактора в безопасное состояние должны выполняться не менее чем двумя работниками с регистрацией факта посещения реакторного зала в соответствующем журнале.

3.4.3. Техническое обслуживание, планово-предупредительный ремонт, испытания и проверка работоспособности систем, важных для безопасности, должны проводиться в соответствии с действующими инструкциями, программами и графиками, утвержденными главным инженером ИИР.

3.4.4. После завершения работ по техническому обслуживанию, ремонту или замене элементов систем, важных для безопасности, должна проводиться проверка их работоспособности и соответствия проектным характеристикам с документальным оформлением результатов.

3.4.5. Ядерно опасные работы на ИИР должны проводиться по техническому решению (плану организации работ), утвержденному начальником (главным инженером) ИИР, где должны быть определены:

- цель проведения и перечень планируемых ядерно опасных работ, последовательность и технология их выполнения;

- технические и организационные меры по обеспечению ядерной безопасности при проведении ядерно опасных работ;

- расчетные и экспериментальные оценки влияния планируемых работ на реактивность реактора для каждой ядерно опасной операции отдельно.

3.4.6. Технология проведения ядерно опасных работ, постоянно повторяющихся на ИИР, когда экспериментально известно изменение реактивности от проводимых операций, может быть внесена в руководство по эксплуатации ИИР и в технологический регламент эксплуатации ИИР. В этом случае составление технического решения (см. пункт 3.4.5) не обязательно.

3.4.7. При проведении ядерно опасных работ на ИИР должен обеспечиваться контроль за плотностью потока нейтронов и скоростью его изменения, при этом должны быть выставлены минимальные уставки для предупредительной и аварийной световой и звуковой сигнализации по уровню и скорости изменения плотности потока нейтронов.

3.4.8. Ядерно опасные работы, как правило, должны проводиться при взведенных рабочих органах аварийной защиты.

Ситуации, когда ядерно опасные работы проводятся без взвода рабочих органов аварийной защиты, должны быть определены в руководстве по эксплуатации и в технологическом регламенте эксплуатации ИИР, при этом требования пунктов 3.4.5 и 3.4.7 должны соблюдаться в обязательном порядке.

3.5.1. При принятии решения о переводе ИИР в режим длительного останова эксплуатирующая организация должна разработать мероприятия, проведение которых обеспечивает безопасность реактора в режиме длительного останова и предотвращает преждевременную потерю работоспособности систем (элементов), важных для безопасности, в том числе коррозию оболочек твэлов и корпусов ТВС, находящихся в реакторе или в хранилищах.

Объем и периодичность контроля состояния ИИР, находящегося в режиме длительного останова, должны быть определены в руководстве по эксплуатации ИИР.

3.5.2. До начала работ по переводу реактора в режим длительного останова необходимо обеспечить глубокую подкритичность реактора, при этом величина подкритичности должна соответствовать значению, установленному в проекте, и быть не менее 5% (Кэфф <= 0,95).

3.5.3. С учетом ожидаемой продолжительности режима длительного останова и других факторов должен быть рассмотрен вопрос о целесообразности выгрузки ядерного топлива из активной зоны реактора.

3.5.4. Используемые методы консервации систем реактора и объем технического обслуживания реактора не должны приводить к сокращению назначенного срока эксплуатации систем (элементов), важных для безопасности, и соответствовать требованиям проекта.

3.5.5. Объем и периодичность контроля состояния реактора, находящегося в режиме длительного останова, должны быть определены в руководстве по эксплуатации реактора.

3.5.6. В случае необходимости перевода реактора из режима длительного останова в режим пуска и работы на мощности работы должны проводиться по программе, утвержденной начальником (главным инженером) ИИР.

3.6.1. Режим окончательного останова ИИР вводится по решению федерального органа по управлению использованием атомной энергии.

3.6.2. При эксплуатации реактора в режиме окончательного останова эксплуатирующая организация должна выполнить организационно-технические мероприятия по подготовке предстоящих работ по выводу из эксплуатации реактора, включая выгрузку из активной зоны ядерного топлива по технологии, определенной в проекте, и вывоз ядерных материалов с площадки реактора.

3.6.3. Акт по результатам выполнения работ по вывозу ядерных материалов с площадки реактора должен быть представлен в федеральный орган по управлению использованием атомной энергии и в Госатомнадзор России.