РУКОВОДСТВО ПО БЕЗОПАСНОСТИ

при использовании атомной энергии

КОММЕНТАРИИ К ФЕДЕРАЛЬНЫМ НОРМАМ И ПРАВИЛАМ «ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ» (НП-001-15) М

РБ-152-18

ФБУ «НТЦ ЯРБ»

ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ

УТВЕРЖДЕНО приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от «03» октября 2018 г. № 486

РУКОВОДСТВО ПО БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

«КОММЕНТАРИИ К ФЕДЕРАЛЬНЫМ НОРМАМ И ПРАВИЛАМ «ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ» (НП-001-15)»

(РБ-152-18)

Введено в действие с 03 октября 2018 г.

Москва 2018

8.    АТТЕСТАЦИЯ ПРОГРАММНОГО СРЕДСТВА - регламентированная процедура, состоящая в признании возможности использования ПС в заявленной области применения, а также получения с использованием ПС значений расчетных параметров с определенной погрешностью.

Комментарий

Требование к аттестации ПС, применяемых для обоснования безопасности и используемых в системах, важных для безопасности, имелось и ранее в ФНП «Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций». Теперь в Общие положения обеспечения безопасности атомных станций внесено определение данного термина, отсутствовавшее ранее в ФНП.

В статью 26 Федерального закона «Об использовании атомной энергии» внесены изменения, из которых следует, что с целью построения расчетных моделей процессов, влияющих на безопасность ОИАЭ, должны использоваться ПС для электронно-вычислительных машин, прошедшие экспертизу в организации научно-технической поддержки уполномоченного органа государственного регулирования безопасности. Порядок проведения экспертизы ПС для электронно-вычислительных машин устанавливается уполномоченным органом государственного регулирования безопасности.

9.    БЕЗОПАСНОСТЬ АС (ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ АС) - свойство АС обеспечивать надежную защиту персонала, населения и окружающей среды от недопустимого в соответствии с федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии радиационного воздействия.

Комментарий

Проблема обеспечения безопасности всегда связана с наличием некоторой угрозы или опасности. Для АС - это угроза радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду. В Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций под безопасностью АС понимается ее ядерная и радиационная безопасность.

Основным технологическим процессом на АС является получение тепла за счет деления ЯТ, и основной специфической опасностью АС является ИИ, возникающее в процессе деления и в последующих ядерных процессах. Основным источником ИИ всех видов (альфа-, бета-, гамма-излучение, нейтронное) является ЯТ и радиоактивные продукты его деления. Сопутствующим источником радиационной опасности на АС являются раз-

личные виды излучения и РВ, образующиеся в результате облучения технологических сред и материалов нейтронным потоком реактора. Содержанием понятия «безопасность АС» является надежная защита от радиационного воздействия, связанного со всеми указанными явлениями.

Специфической особенностью процесса деления ядер в реакторе является также потенциальная возможность большого выделения энергии в случае возникновения неконтролируемой цепной реакции деления.

В документах МАГАТЭ все перечисленное охватывает термин «ядер-ная безопасность» (его определение приводится, в частности, в глоссарии МАГАТЭ по вопросам безопасности¹, такое же понимание этого термина используется и в Конвенции о ядерной безопасности), исходя из того, что источником всех специфических опасностей ЯУ являются ядерные процессы².

В российской терминологии, связанной с ядерной технологией, сформировавшейся самостоятельно, исторически под термином «ядерная безопасность» понималось предотвращение самопроизвольной неконтролируемой цепной реакции деления. Это было закреплено также в названиях ведомственных и государственных контролирующих и надзорных органов, названных органами по ядерной безопасности.

Вопросами контроля излучения и защиты человека от радиации занимались другие структуры - санитарные органы системы здравоохранения, формировавшие целенаправленную систему норм и правил защиты от радиации, а также санитарные правила - правила радиационной безопасности.

При формировании в стране единой системы норм и правил в гражданской ядерной энергетике не сочли возможным разрушить сложившийся набор понятий, и для характеристик безопасности ЯУ стало использоваться сочетание двух терминов «ядерная и радиационная безопасность».

Безопасность является свойством, когда речь идет об объекте, создающем угрозу, и состоянием защищенности, когда речь идет об объектах (субъектах), на которые угроза направлена.

Пределы, которыми должно ограничиваться радиационное воздействие АС на персонал, население и окружающую среду, установлены в Фе-

деральном законе «О радиационной безопасности населения» и в нормативных правовых актах соответствующих органов государственного регулирования безопасности, например, Роспотребнадзора.

Пути достижения безопасности АС определены в пункте 1.2.2, три условия, которые должны выполняться для того, чтобы АС удовлетворяла требованиям безопасности, указаны в пункте 1.2.1.

Определение термина «безопасность АС» изменено по сравнению с ранее действовавшими Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97) вследствие того, что в соответствии с международным консенсусом относительно содержания данного понятия, отраженного в частности, в нормах безопасности МАГАТЭ, оно не сводится к непревышению допустимых уровней радиационного воздействия при нормальной эксплуатации и нарушениях, вплоть до проектных аварий, а также к ограничению радиационного воздействия при ЗПА (см. комментарий к пункту 1.2.1).

10.    БИОЛОГИЧЕСКАЯ ЗАЩИТА - барьеры, в том числе строительные конструкции, предназначенные для защиты от ионизирующего излучения.

Комментарий

Комплекс конструкций, образующих экраны из защитных материалов, поглощающих нейтронное и гамма-излучения, которые устанавливаются между зоной, где находятся (или могут находиться) люди, и источниками ИИ с целью снижения интенсивности излучения до биологически допустимого уровня. Для ослабления нейтронного излучения применяют воду, бетон, графит и другие материалы, содержащие легкие атомы. Для ослабления гамма-излучения применяют сталь, свинец и другие материалы. Поскольку при поглощении нейтронов возникает вторичное (захватное) гамма-излучение, материалы биологической защиты располагают в определенном порядке - первыми от источника излучения располагают материалы с легкими атомами, далее - с более тяжелыми.

11.    БЛОК АС — часть АС с РУ, выполняющая функцию АС в определенном проектом АС объеме.

Комментарий

Блоком АС называют часть АС, включающую РУ, которая может выполнить в определенном проектом АС объеме ту функцию, для выполнения которой сооружена АС (например, блок АС способен выполнить функцию по выработке электроэнергии). Существенным признаком блока АС является наличие в его составе РУ (а следовательно, ядерного реактора).

12

Все сооружения, системы и элементы АС могут быть разделены на блочные (относящиеся к определенному блоку АС) и общестанционные (то есть не входящие в состав блоков АС - это может быть как тепломеханическое, электротехническое, так и другое оборудование, здания и сооружения). Разделение на блочные и общестанционные сооружения, системы и элементы устанавливается в проекте АС.

12.    БЛОЧНЫЙ ПУНКТ УПРАВЛЕНИЯ - часть блока АС, размещаемая в специально предусмотренных проектом АС помещениях и предназначенная для централизованного автоматизированного управления технологическими процессами, реализуемого оперативным персоналом и средствами автоматизации.

Комментарий

БПУ включает специально оборудованные помещения и установленные в них средства автоматизации. На нем постоянно работает смена оперативного персонала АС, осуществляющая управление технологическим процессом на блоке АС.

С БПУ осуществляется управление системами и элементами блока АС. Также с БПУ может осуществляться управление отдельными общестанционными системами и элементами. Каждый блок АС имеет, как правило, свой БПУ, хотя в ранних проектах АС иногда предусматривалось управление несколькими блоками АС из общего помещения пункта управления (такие АС эксплуатируются и сегодня в ряде стран, например, в США). Ранее вместо термина «блочный пункт управления» использовался термин «блочный щит управления», оба термина являются эквивалентными, но первый выражает понятие более корректно.

13.    БОЛЬШОЙ АВАРИЙНЫЙ ВЫБРОС — выброс радиоактивных веществ в окружающую среду при аварии на АС, при котором необходимо выполнение мер защиты населения на границе зоны планирования защитных мероприятий на начальном периоде аварии, установленной в соответствии с требованиями норм и правил по размещению АС, и за ее пределами.

Комментарий

Цель введения данного термина - сблизить терминологию, используемую в Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций, с международной практикой (в частности, с нормами безопасности МА-ГАТЭ), широко использующей термин «большой аварийный выброс», либо «большой ранний аварийный выброс». В тексте ранее действовавших Общих положений обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97) с

той же целью использовался термин «предельный аварийный выброс» (такой термин являлся не вполне удачным, поскольку мог быть неправильно воспринят как свидетельствующий о достижении какого-то предела).

Величина большого аварийного выброса определяется на основании критериев для принятия неотложных решений в начальном периоде радиационной аварии о мерах защиты населения в случае крупной радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территории, установленных в нормах по радиационной безопасности³.

14. ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ БЛОКА АС - процесс, во время которого системы и оборудование АС (блока АС) начинают функционировать, а также проверяется их соответствие проекту АС и готовность к эксплуатации, завершающийся получением в установленном градостроительным законодательством порядке разрешения на ввод объекта в эксплуатацию. Ввод в эксплуатацию блока АС разделяется на этапы: предпусковые наладочные работы, физический пуск, энергетический пуск, опытно-промышленная эксплуатация.

Комментарий

После завершения монтажа систем и оборудования АС на блоке АС начинаются предпусковые наладочные работы, что является первым этапом ввода блока АС в эксплуатацию. Последним этапом ввода блока АС в эксплуатацию является его опытно-промышленная эксплуатация, завершающаяся получением в установленном порядке разрешения эксплуатировать блок АС.

В соответствии с Федеральным законом «Об использовании атомной энергии» приемка к эксплуатации ЯУ, радиационных источников и пунктов хранения должна осуществляться в комплексе со всеми предусмотренными в проекте указанных ОИАЭ объектами производственного и бытового назначения.

Данный термин - новый и введен в Общие положения обеспечения безопасности атомных станций для устранения противоречия с градостроительным законодательством. В ранее действовавших Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97) применялся термин «ввод в эксплуатацию», который означал то же самое, что и рассмат-

риваемый термин. Однако при этом возникало противоречие с градостроительным законодательством, заключавшееся в том, что в градостроительном законодательстве «ввод объекта в эксплуатацию» означает всего лишь завершающую процедуру, когда после всех предшествующих этапов выдается официальное разрешение на постоянную эксплуатацию объекта строительства.

15. ВЕРОЯТНОСТНЫЙ АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ - качественный и количественный анализ безопасности АС, выполняемый для определения вероятностей реализации путей протекания и конечных состояний аварий, в том числе вероятностей тяжелых аварий и большого аварийного выброса.

Комментарий

Требования о выполнении ВАБ были включены в ранее действовавшие «Общие положения обеспечения безопасности АС» (ОПБ-88) после чернобыльской аварии. Сейчас этот важный метод анализа укрепился и получил существенное развитие во всех сферах деятельности, начиная от проектирования до эксплуатации, регулирования и надзора. Качественный анализ безопасности позволяет обоснованно выбрать важные последовательности аварийных событий, а количественный анализ позволяет определить их характеристики в показателях вероятности.

ВАБ является важным дополнением к детерминистическому анализу безопасности, позволяя оценить общий уровень безопасности АС в терминах вероятности наступления нежелательных событий (таких, например, как вероятность тяжелой аварии и вероятность большого аварийного выброса) и выявить «узкие места» в безопасности (ИС, системы, элементы, действия персонала, индивидуально или в комбинации вносящие значимый вклад в вероятность тяжелой аварии или большого аварийного выброса), не ограничивая анализ допущениями (такими, как «в системах безопасности рассматривается только один отказ одновременно»), принимаемыми, например, при детерминистическом анализе безопасности проектных аварий.

Одной из задач ВАБ является оценка соответствия АС установленным в пункте 1.2.17 целевым ориентирам, для чего требуется определить вероятность возникновения тяжелых аварий, а также вероятность большого аварийного выброса. В настоящее время помимо требований Общих положений обеспечения безопасности атомных станций (см. комментарий к пункту 1.2.9) требования к ВАБ изложены также в ФНП «Основные требования к вероятностному анализу безопасности блока атомной станции», где они детализируются.

16.    ВНЕШНИЕ ВОЗДЕЙСТВИЯ (СОБЫТИЯ) - воздействия характерных для площадки АС природных явлений и деятельности человека, например, землетрясения, высокий и низкий уровень наземных и подземных вод, ураганы, аварии на воздушном, водном и наземном транспорте, пожары, взрывы на прилегающих к АС объектах и другие.

Комментарий

К внешним событиям (воздействиям) относят воздействия природного происхождения, а также техногенного происхождения, для которых источник воздействия находится вне АС. Кроме того, к внешним воздействиям относят воздействия, вызванные источниками, хотя и находящимися в пределах площадки АС, но являющимися внешними по отношению к анализируемому блоку АС (например, взрывы сосудов под давлением, находящихся на соседнем блоке АС или относящихся к общестанционному оборудованию, пожары на площадке АС вне блока АС, радиационные аварии на соседних блоках АС, выбросы токсичных веществ из стационарных резервуаров, находящихся на площадке АС, или при их перевозке в пределах площадки АС и другие).

Номенклатура процессов, явлений и факторов природного и техногенного происхождения, способных оказать внешнее воздействие на АС, установлена в ФНП «Учет внешних воздействий природного и техногенного происхождения на объекты использования атомной энергии».

17.    ВНУТРЕННИЕ ВОЗДЕЙСТВИЯ (СОБЫТИЯ) - воздействия, воз-никающие при нарушениях нормальной эксплуатации, вызванных отказами элементов АС, либо ошибками персонала, включая ударные волны, струи, летящие предметы, изменение параметров среды (например, давления, температуры, химической активности), пожары и затопления.

Комментарий

К внутренним событиям (воздействиям) относят нарушения нормальной эксплуатации, вызванные источниками, относящимися к самому блоку АС, то есть события, связанные с отказами элементов АС (в том числе отказами типа самопроизвольного срабатывания), либо ошибками (ошибочными решениями) персонала. Внутреннее событие (воздействие) может вызывать вторичные эффекты, в том числе способные негативно повлиять на безопасность АС (такие как пожары, затопления, возникновение летящих предметов, «хлыстовое» биение трубопроводов, работающих под давлением при разрыве, высокоэнергетичные струи, ударные волны, высокие

влажность, температура, давление, пульсация давления, радиационное воздействие и другие)⁴.

18. ВНУТРЕННЯЯ САМОЗАЩИЩЕННОСТЬ РУ - свойство обеспечивать безопасность на основе естественных обратных связей, процессов и характеристик.

Комментарий

По сути - это есть свойство устойчивости РУ по отношению к опасным воздействиям. Оно может обеспечиваться, в частности, следующими способами:

за счет естественных отрицательных обратных связей, когда реакция РУ уменьшает влияние потенциально опасного воздействия (например, отрицательное значение коэффициента реактивности по температуре топлива и температуре теплоносителя обеспечивает снижение мощности реактора при возмущениях, связанных с вводом положительной реактивности или с ухудшением теплоотвода оттвэлов; наличие паровой подушки в компенсаторе объема смягчает возмущения по давлению в первом контуре за счет конденсации пара при росте давления и за счет испарения при снижении давления в первом контуре);

за счет инерционности процессов (например, большой запас воды в ПГ РУ типа ВВЭР обеспечивает в течение определенного времени приемлемые условия охлаждения активной зоны при потере электроснабжения собственных нужд АС и дает временной запас на принятие мер по введению в действие систем, обеспечивающих длительный теплоотвод от активной зоны);

за счет использования естественных физических свойств — таких, как вес, теплопроводность (например, теплоотвод от активной зоны посредством естественной циркуляции теплоносителя первого контура основан на том, что столб воды с меньшей температурой весит больше, чем равный по высоте столб воды с большей температурой, то есть явление естественной циркуляции основано на использовании силы тяжести);

за счет невосприимчивости к опасным воздействиям (например, использование такого свойства как негорючесть);

за счет использования проектных решений, исключающих опасные воздействия (например, разгруженность от давления).

19.    ВОДОРОДНАЯ ВЗРЫВОЗАЩИТА - технические и организационные меры, обеспечивающие при нормальной эксплуатации АС, а также при нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, предотвращение детонации водородсодержащих смесей в оборудовании РУ и в пространстве, ограниченном герметичным ограждением РУ, а также ослабление воздействия горения водородсодержащих смесей на герметичное ограждение РУ и другие системы и элементы АС, важные для безопасности.

Комментарий

Цель обеспечения водородной взрывозащиты - предотвратить, либо ограничить вредное воздействие взрывов (детонации) и горения водородсодержащих смесей на оборудование РУ, а также на последний физический барьер на пути распространения РВ в окружающую среду - ГО РУ.

Требования к водородной взрывозащите помимо Общих положений обеспечения безопасности атомных станций излагаются также в ФНП по ЛСБ, а также в ФНП по водородной взрывозащите. В отличие от ранее действовавших ФНП, в которых требование обеспечения водородной взрывозащиты распространялось только на пространство, ограниченное ГО РУ, в действующих ФНП по ЛСБ установлено, что требование обеспечения водородной взрывозащиты распространяется также на оборудование РУ (это явилось следствием учета уроков, имевших место нарушений в работе АС).

Для обеспечения водородной взрывозащиты могут использоваться различные технические и организационные решения как направленные на исключение (снижение вероятности) образования водородсодержащих смесей, подверженных горению, в том числе детонационному (например за счет выбора соответствующих материалов, инертизации атмосферы внутри ГО, подбора соответствующего химического режима теплоносителя первого контура), так и на контроль концентрации газов, составляющих водородсодержащие смеси, и их термодинамических параметров и удержания их в безопасных границах (каталитические рекомбинаторы, системы дожигания водорода и другие).

20.    ВЫВОД БЛОКА АС ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ - деятельность, осуществляемая после удаления ядерного топлива и других ядерных материалов с блока АС, направленная на достижение заданного конечного состояния блока АС, исключающая использование блока АС в качестве источника энергии и обеспечивающая безопасность персонала, населения и окружающей среды.

Комментарий

Вывод блока АС из эксплуатации осуществляется по окончании проектного (либо дополнительного) срока службы. Также вывод блока АС из эксплуатации может быть осуществлен внепланово и ранее (см. комментарий к пункту 5.9). Главная цель, которая должна быть при этом достигнута, заключается в обеспечении радиационной безопасности выводимого из эксплуатации блока АС путем реализации соответствующих мероприятий по удалению радиоактивных компонентов и организации необходимой защиты.

21. ГЕРМЕТИЧНОЕ ОГРАЖДЕНИЕ - совокупность элементов блока АС, включая строительные конструкции, которые ограждая пространство вокруг РУ или другого объекта, содержащего радиоактивные вещества, образуют предусмотренную проектом АС границу и препятствуют распространению радиоактивных веществ и ионизирующего излучения в окружающую среду в количествах, превышающих установленные пределы.

Комментарий

ГО РУ - один из физических барьеров, наличие которого для АС требуют Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. Помимо ГО РУ в проекте АС ФНП «Правила устройства и эксплуатации локализующих систем безопасности атомных станций» допускают, при наличии соответствующего обоснования, применение ГО и для других объектов, содержащих РВ. В любом случае ГО является элементом ЛСБ. Специальные требования к ГО помимо Общих положений обеспечения безопасности атомных станций установлены в ФНП «Правила устройства и эксплуатации локализующих систем безопасности атомных станций», «Правила обеспечения водородной взрывозащиты на атомной станции», а также в Санитарных правилах проектирования и эксплуатации атомных станций.

В соответствии с положениями ФНП проектом АС должен быть установлен перечень элементов АС, входящих в состав ГО, включая:

стальные или железобетонные строительные конструкции, в том числе с системой предварительного напряжения, с герметизирующей облицовкой;

изделия, устанавливаемые в строительные конструкции ГО (проходки, люки, двери, шлюзы, перепускные и предохранительные устройства, а также закладные детали этих элементов);

УДК 621.039 ББК 31.49 К 68

Руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Комментарии к федеральным нормам и правилам «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» (НП-001-15)» (РБ-152-18)

Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, Москва, 2018

Руководство по безопасности РБ-152-18¹ «Комментарии к федеральным нормам и правилам «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» (НП 001 15)» разработано в целях содействия соблюдению требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии НП-001-15 «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» и содержит разъяснения Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по содержанию требований Общих положений обеспечения безопасности атомных станций.

РБ-152-18 разработано с учетом отечественного и международного опыта регулирования безопасности атомных станций. При разработке руководства по безопасности учитывались рекомендации документов МАГАТЭ безопасности «Основополагающие принципы безопасности. Основы безопасности» (SF-1), «Безопасность атомных электростанций: проектирование» (SSR-2/1. Rev.l), «Безопасность атомных электростанций: ввод в эксплуатацию и эксплуатация» (SSR-2/2. Rev.l).

Руководство по безопасности предназначено для работников атомных станций, эксплуатирующих организаций, работников иных организаций, осуществляющих деятельность в области использования атомной энергии, а также для должностных лиц органов государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии.

Выпускается впервые.

ISBN 978-5-907011-18-2    О    Оформление.    ФБУ    «НТЦ    ЯРБ»,

2018

’Разработано коллективом авторов в составе: Мирошниченко М.И. (Ростехнадзор), Сидоренко В.А. (НИЦ «Курчатовский институт»), Ланкин М.Ю. (АО «ВО «Безопасность»), Букрин-ский А.М., Захаров О.О., Хренников Н.Н., Шарафутдинов Р.Б. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

2

участки трубопроводных коммуникаций, пересекающих ГО или подсоединяемых к ГО, в пределах изолирующих устройств и изолирующие устройства;

оборудование и трубопроводные коммуникации, выходящие за пределы строительных конструкций ГО и участвующие в формировании зоны локализации аварии.

22. ДЕТЕРМИНИСТИЧЕСКИЙ АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ - анализ безопасности АС при заданных эксплуатационных состояниях АС, постулируемых исходных событиях и заданном состоянии систем и элементов, влияющих на пути протекания аварии, выполняемый с целью подтверждения соответствия АС установленным критериям безопасности и (или) проектным пределам.

Комментарий

Детерминистический анализ безопасности является исторически первым и основным методом обоснования безопасности АС.

Суть детерминистического метода обоснования безопасности состоит в том, что для выбранных по определенным правилам НС (либо аварийных сценариев) обосновывается соблюдение установленных проектных пределов, либо критериев безопасности. При этом анализ выполняется с рядом также установленных по определенным правилам допущений. Могут использоваться следующие допущения: единичный отказ в СБ (при анализе проектных аварий), выбор исходного состояния и допущений о работоспособности систем нормальной эксплуатации, исходя из требования обеспечения консервативного подхода (для анализа проектных аварий), и другие. Результаты анализа сравниваются с определенным числом (числами) или условием (условиями) - например, при детерминистическом анализе проектных аварий этим числами могут являться значения проектных пределов, а при анализе ЗПА такими условиями могут являться выполнение критериев безопасности, установленных для ЗПА, а также подтверждение обоснованности принятой в анализе стратегии управления ЗПА (достижение целей управления ЗПА).

Следует отметить, что при выполнении детерминистического анализа могут использоваться и определенные вероятностные соображения - так при отборе ИС для анализа проектных аварий и назначении для них проектных пределов учитывается оцененная вероятность возникновения ИС в соответствии с требованиями ФНП.

I. Общие положения

1.    Настоящее руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Комментарии к федеральным нормам и правилам «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» (НП-001-15)» (РБ-152-18) (далее - Руководство по безопасности) разработано в соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. № 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии» (далее - Федеральный закон «Об использовании атомной энергии») в целях содействия соблюдению требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» (НП-001-15), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 17 декабря

2015    г. №522 (приказ зарегистрирован Минюстом России 2 февраля

2016    г., №40939) (далее - Общие положения обеспечения безопасности атомных станций).

2.    Настоящее Руководство по безопасности содержит разъяснения Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по содержанию требований Общих положений обеспечения безопасности атомных станций.

3.    Настоящее Руководство по безопасности предназначено для работников атомных станций, эксплуатирующих организаций, работников иных организаций, осуществляющих деятельность в области использования атомной энергии, а также для должностных лиц органов государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии.

И. Структура комментариев

4.    Перечень сокращений приведен в приложении № 1 к настоящему Руководству по безопасности.

5.    Комментарии к конкретным пунктам Общих положений обеспечения безопасности атомных станций представлены в приложении № 2 к настоящему Руководству по безопасности. Для удобства чтения комментируемый текст выделен полужирным шрифтом. Комментарии приводятся к каждому из пунктов Общих положений обеспечения безопасности атомных станций. При этом сначала даются комментарии к терминам и определениям, так как правильное восприятие принятой терминологии является необходимым условием адекватного понимания требований Общих положений обеспечения безопасности атомных станций.

6.    Ссылки на пункты Общих положений обеспечения безопасности атомных станций даются в тексте приложения № 2 настоящего Руководства по безопасности посредством указания номера соответствующего пункта без упоминания его названия.

з

ПРИЛОЖЕНИЕ №1 к руководству по безопасности при использовании атомной энергии «Комментарии к федеральным нормам и правилам «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» (НП-001-15)», утвержденному приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от «03» октября 2018 г. № 486

Перечень сокращений

АЗ - аварийная защита АС — атомная станция АЭС — атомная электростанция БВ — бассейн выдержки БН реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БПУ - блочный пункт управления ВАБ - вероятностный анализ безопасности ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор ГО — герметичное ограждение ГЦН — главный циркуляционный насос ГЭЗ - глубокоэшелонированная защита ДГ — дизель-генератор дс - допустимый сброс ЗПА — запроектная авария ЗПУПД защищенный пункт управления противоаварийными действиями ЗПУПДАС защищенный пункт управления противоаварийными действиями на атомной станции ЗПУПДГ защищенный пункт управления противоаварийными действиями в городе ЗПУПД РЭ защищенный пункт управления противоаварийными действиями в районе эвакуации атомной станции ИИ — ионизирующее излучение ИПУ — импульсное предохранительное устройство ИС — исходное событие КИРО - комплексное инженерно-радиационное обследование КЧСПБО ■ комиссия по чрезвычайным ситуациям и пожарной безопасности объекта ЛСБ - локализующие системы безопасности

МАГАТЭ	-	международное агентство по атомной энергии
MP3	—	максимальное расчетное землетрясение
ОИАЭ	—	объект использования атомной энергии
ООБ АС	-	отчет по обоснованию безопасности блока АС
ОУОБ	-	отчет по углубленной оценке безопасности
ОПБ	-	общие положения обеспечения безопасности
ОР	—	орган регулирования
ОЯТ	—	отработавшее ядерное топливо
ПГ	—	парогенератор
пдв	—	предельно-допустимый выброс
пз	—	проектное землетрясение
по	-	программное обеспечение
ПС	—	программное средство
РАО	—	радиоактивные отходы
РБМК	—	реактор большой мощности канальный
РВ	-	радиоактивные вещества
РПУ	-	резервный пункт управления
РУ	“	реакторная установка
РСЧС		единая государственная система предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций
САОЗ	—	система аварийного охлаждения зоны
САЭ	-	система аварийного электроснабжения
СБ	-	система безопасности
СПОТ	-	система пассивного отвода тепла
СУЗ	-	система управления и защиты
СЦР	—	самопроизвольная цепная реакция деления
твс	-	тепловыделяющая сборка
ТВЭЛ	—	тепловыделяющий элемент
ТОиР	-	техническое обслуживание и ремонт
УСБ	-	управляющая система безопасности
УСВБ	—	управляющая система, важная для безопасности
УСНЭ	-	управляющая система нормальной эксплуатации
ФБ	-	функция безопасности
ФНП	■	федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии
ХОЯТ	-	хранилище отработавшего ядерного топлива
ЭГП	—	энергетический гетерогенный петлевой реактор
ЯМ	—	ядерные материалы
ят	—	ядерное топливо

ПРИЛОЖЕНИЕ № 2 к руководству по безопасности при использовании атомной энергии «Комментарии к федеральным нормам и правилам «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» (НП-001-15)», утвержденному приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от «03» октября 2018 г. № 486

Комментарии к конкретным пунктам Общих положений обеспечения безопасности атомных станций

ОСНОВНЫЕ ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

1. АВАРИЯ НА АС (АВАРИЯ) - нарушение нормальной эксплуатации АС, при котором произошел выход радиоактивных веществ и (или) ионизирующего излучения за границы, предусмотренные проектной документацией АС для нормальной эксплуатации в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации; авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями.

Комментарий

Такое определение аварии для АС принято вследствие того, что РВ и ИИ, образующиеся в процессе работы АС, являются специфической особенностью АС, представляют собой основной вид опасности для персонала, населения и окружающей среды и требуют специальных мер защиты в силу характера распространения и возможных масштабов этой опасности. Другие виды опасности, обычные для большинства промышленных предприятий, например, возможность разрывов сосудов, работающих под давлением, трубопроводов пара и горячей воды, пожаров тоже существуют на АС. Однако они рассматриваются не как самостоятельная опасность, а лишь в качестве событий, способных потенциально привести к радиационной аварии при разработке мер по защите от основного вида опасности.

Аварией является нарушение не любого предела безопасной эксплуатации, а предела безопасной эксплуатации по параметру, связанному с выходом РВ (ИИ) за установленные проектом АС границы (например, выход РВ из-под оболочки твэла в теплоноситель, выход РВ в помещения АС, радиоактивные выбросы в атмосферу, сбросы в водные объекты) - см. также комментарий к определению термина 55.

6

Примерами аварий являются:

течь трубопровода первого контура, которая привела к разгерметизации оболочки твэлов сверх предела безопасной эксплуатации, либо к выходу РВ в помещения АС (или в окружающую среду) сверх установленных пределов безопасной эксплуатации;

падение ТВС при перегрузке, повлекшее повреждение твэлов сверх установленного в проекте АС предела безопасной эксплуатации;

нарушение целостности оболочек твэлов, повлекшее за собой увеличение концентрации в теплоносителе РВ сверх установленного предела безопасной эксплуатации;

технологические нарушения в системах очистки радиоактивных сред, вызывающие увеличение выброса РВ в окружающую среду сверх установленных пределов безопасной эксплуатации;

выход нейтронного ИИ вследствие возникновения самопроизвольной цепной реакции деления за установленные границы, если при этом характеристики указанного излучения превышают установленные пределы безопасной эксплуатации.

Термин «авария», имевшийся в ранее действовавших ФНП «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» (ОПБ-88/97), заменен в настоящих Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций на термин «авария на АС» (как синоним термина «авария на АС» в тексте комментируемого документа используется также термин «авария»), сделано это для того, чтобы отличать данный термин от термина «авария», используемого в других нормативных правовых актах, в частности, в Федеральном законе «О промышленной безопасности опасных производственных объектов».

В соответствии с комментируемым определением авария характеризуется тремя обязательными составляющими - ИС, путями протекания и последствиями (содержание этих понятий пояснено в комментариях к терминам 27, 52 и 57, а также в комментарии к термину 30).

2. АДМИНИСТРАЦИЯ АС (АДМИНИСТРАТИВНОЕ РУКОВОДСТВО АС) - руководители и другие работники АС, которые наделены эксплуатирующей организацией правами, обязанностями и ответственностью за безопасность АС на этапах сооружения, эксплуатации и вывода из эксплуатации АС.

Комментарий

Для непосредственной реализации производственных задач соответствующих этапов жизненного цикла АС и обеспечения ее безопасности эксплуатирующая организация АС (см. комментарий к определению термина

7

96) создает на площадке АС необходимые структурные подразделения, возглавляемые административным руководством АС.

На практике объем прав и обязанностей администрации АС может устанавливаться в должностных инструкциях руководителей АС, в положениях об АС (филиалах), принимаемых эксплуатирующей организацией, и других документах.

По сравнению с ранее действовавшими Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97), в текст определения внесены незначительные, в основном редакционные, корректировки.

3.    АКТИВНАЯ СИСТЕМА (ЭЛЕМЕНТ) - система (элемент), функционирование которой зависит от нормальной работы другой системы (элемента), например, управляющей системы, системы электроснабжения или другой системы.

Комментарий

В отличие от пассивных систем и элементов (см. комментарий к определению термина 49), активные системы и элементы для выполнения своих предусмотренных проектом АС функций нуждаются в получении от другой системы или элемента энергии (электрической или иной), либо управляющего воздействия. Примерами активных систем (элементов) являются системы электроснабжения, ДГ, насосы, электроприводная арматура, пневмо-приводная арматура.

4.    АТОМНАЯ СТАНЦИЯ - сооружения и комплексы с ядерными реакторами, необходимыми системами, устройствами и оборудованием для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающиеся в пределах определенной проектом АС территории с необходимыми работниками (персоналом) и документацией; в состав АС могут также входить хранилища ядерного топлива и РАО.

Комментарий

Режимы и условия применения АС задаются в проекте АС и отражаются в соответствии с проектом в эксплуатационной документации.

Необходимый для эксплуатации АС персонал, его задачи и функции также устанавливаются проектом АС. Персонал является важнейшей составной частью АС, без которого она не может быть использована по назначению и для нее не могут быть обеспечены и постоянно поддерживаться в течение всего срока эксплуатации заданные проектом свойства и характеристики.

По сравнению с определением рассматриваемого термина, имевшегося в ранее действующих Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97), текст определения в комментируемых Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций приближен к тому, как определяется ЯУ в Федеральном законе «Об использовании атомной энергии». Внесено уточнение, что в состав АС входит документация. Также уточнено, что в состав АС могут входить хранилища ЯТ и РАО.

5.    АТОМНАЯ СТАНЦИЯ ТЕПЛОСНАБЖЕНИЯ - АС, предназначенная для производства тепловой энергии для целей отопления и горячего водоснабжения.

Комментарий

Атомная станция теплоснабжения - один из видов АС (см. комментарий к определению термина 4).

Если кроме производства тепловой энергии АС предназначена также и для выработки электрической энергии, то такая АС называется атомной теплоэлектроцентралью.

6.    АТОМНАЯ ЭЛЕКТРИЧЕСКАЯ СТАНЦИЯ - АС, предназначенная для производства электрической энергии.

Комментарий

АЭС - самый распространенный вид АС (см. комментарий к определению термина 4).

Если на АЭС кроме электроэнергии производится некоторое количество тепловой энергии для целей теплофикации, то несмотря на это ее не относят к атомным теплоэлектроцентралям, поскольку основным предназначением такой АС, то есть целью создания, является производство электрической энергии.

7.    АТОМНАЯ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ СТАНЦИЯ - АС, предназначенная для производства электроэнергии и энергии для технологических целей.

Комментарий

Атомная энерготехнологическая станция - один из видов АС (см. комментарий к определению термина 4).

Вместе с производственным предприятием, на котором расположена такая АС, они образуют энерготехнологический комплекс, на котором АС обеспечивает производственный процесс предприятия необходимым теплом и электроэнергией.

1

   IAEA Safety Glossary. Terminology used in Nuclear Safety and Radiation Protection. 2016 Revision. IAEA, 2016.

2

   Вместе с тем, когда речь идет не о свойствах ядерной установки, а о защите людей от облучения в результате воздействия ИИ, в документах МАГАТЭ используется термин «радиационная защита».

3

Используются установленные в Нормах радиационной безопасности критерии, относящиеся к уровню «Б», при достижении (при превышении) которых выполнение мер защиты необходимо, даже если эти меры связаны с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории.

14

4

При выполнении анализов безопасности традиционно в состав внутренних событий включают потерю внешнего электроснабжения АС (хотя формально данное событие подпадает под определение внешнего события).