авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ БИБЛИОТЕКА РОССИИ

КОНФЕРЕНЦИИ, КНИГИ, ПОСОБИЯ, НАУЧНЫЕ ИЗДАНИЯ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ


Pages:     | 1 | 2 || 4 |

«Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности Настоящий третий национальный Доклад ...»

-- [ Страница 3 ] --

Анализ, приведенный в работе МАГАТЭ "Сравнение концепции безопасности российских АЭС, изложенной в ОПБ-88, а также норм/правил следующего более низкого уровня с требованиями ПРНБ", МАГАТЭ, VVER-RD-69, 1994, подтвердил, что российские базовые принципы, нормы и требования по безопасности по своей сути аналогичны международным стандартам, разработанным в рамках Программы МАГАТЭ по разработке норм безопасности (ПРНБ). В частности, в ОПБ-88/97 установлено требование, чтобы безопасность АС обеспечивалась путем последовательной реализации в проекте концепции глубоко эшелонированной защиты. Другим фундаментальным принципом обеспечения безопасности, установленным в ОПБ-88/97, является необходимость апробации прежним опытом или испытаниями, исследованиями, опытом эксплуатации технических и организационных решений, которые принимаются для обеспечения безопасности АС. Эти решения должны соответствовать требованиям нормативных документов.

Надзор за соблюдением основных критериев и принципов обеспечения безопасности при проектировании и сооружении энергоблоков АС, установленных в нормативных документах, осуществляется Регулирующим органом России в процессе лицензирования.

18.2. Совершенствование уровней глубоко эшелонированной защиты энергоблоков АС В предыдущих Докладах отмечалось, что в проектах всех энергоблоков России реализуется система физических барьеров, последовательно расположенных на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду.

Технические и организационные меры, направленные на защиту и сохранение эффективности физических барьеров, и формирующие уровни глубоко эшелонированной защиты, внедрены на всех действующих энергоблоках и постоянно совершенствуются. С учетом Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Статья накопленного опыта эксплуатации и современного уровня развития науки и техники эти мероприятия внедряются на АС, сооружение которых завершается, а также в проектах новых АС. При выборе площадок размещения АС выполняются следующие требования:

Выбор площадок для вновь проектируемых АС и • переоценка площадок действующих АС производится на основании требований нового документа НП-032-01 "Размещение атомных станций.

Основные критерии и требования по обеспечению безопасности" (см.

Статью 17 настоящего Доклада). Причем при разработке обоснования проекта строительства АС, требования и критерии этого документа должны быть выполнены в полном объеме. Для действующих АС имеющиеся отступления компенсируются техническими и организационными мероприятиями.

• Граница санитарно-защитной зоны каждой вновь проектируемой и сооружаемой АС устанавливается в соответствии с санитарными нормами и правилами для АС.

Для действующих АС, при возобновлении действия лицензии, производится оценка того, чтобы при запроектных авариях с предельно допустимым аварийным выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду прогнозируемые дозы облучения населения на границе зоны планирования защитных мероприятий и за ее пределами не превышали значений, установленных действующими нормами радиационной безопасности.

• Во вновь разрабатываемых проектах реакторных установок с ВВЭР-1000, ВВЭР-1500 сохраняется традиционный для российских энергоблоков консервативный поход, обеспечивающий запасы по надежности оборудования систем, важных для безопасности, и инерционности переходных процессов.

Свое подтверждение преимущества реализации этого подхода в проектах действующих АС нашло при оценке их безопасности с точки зрения современных анализов такого типа событий, как, например, ожидаемый переходный процесс без срабатывания аварийной защиты.

Углубленная оценка безопасности РУ с легководными реакторами показала, что заложенные в проект запасы обеспечивают персоналу достаточное время для управления авариями даже такого типа.

Осуществляемое внедрение на энергоблоках РБМК-1000 уран эрбиевого топлива улучшает нейтронно-физические характеристики активной зоны. Повышается безопасность активных зон этих реакторов также путем внедрения кластерных регулирующих органов.

• В соответствии с требованиями РД-04-27-2000 программы обеспечения качества должны представляться для получения лицензии на проектирование, конструирование и изготовление оборудования для ядерных установок.

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Статья 18.3. Использование в проектах и при сооружении АС накопленного опыта и апробированных технологий При разработке проектов новых АС и разработке проектов реконструкции действующих энергоблоков фундаментальным принципом внедрения новых технических и организационных решений является их проверка на соответствие проектным показателям путем прямых испытаний или испытаний представительных образцов. При этом учитывается накопленный опыт эксплуатации аналогичных систем, оборудования или организационных процедур.

В России имеются крупные внереакторные экспериментальные базы атомной энергетики. Созданы и введены в действие уникальные экспериментальные установки и стенды различного масштаба, моделирующие элементы оборудования и сооружений АС. На стендах проводятся экспериментальные исследования, направленные как на повышение эффективности систем и элементов энергоблоков с реакторами ВВЭР и РБМК, так и на обоснование безопасности этих энергоблоков.

Примером такого подхода может служить обоснование работоспособности гидроемкостей второй ступени САОЗ низкого давления для проекта реакторной установки В-392, которые отсутствуют в базовом проекте АС с ВВЭР-1000 и которые должны пассивно обеспечивать отвод тепла от активной зоны при снижении давления в первом контуре ниже 1,5 МПа в течение ~24 часов. При разработке проекта этой системы был использован опыт модернизации энергоблоков первого поколения с РБМК-1000, где были проведены испытания и эксплуатация штатной гидробаллонной подсистемы САОР, основанной на пассивном принципе подачи воды в КМПЦ от гидробаллонов.

18.4. Реализация в проектах АС требований по надежной эксплуатации с учетом взаимодействия человека и техники Правилами устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-008-89) установлено, что конструкция и компоновка оборудования и трубопроводов должны обеспечивать возможность проведения их осмотра, ремонта. Это требование реализовано в проектах всех действующих АС.

В соответствии с требованиями ОПБ-88/97 в проектах АС предусматриваются средства, с помощью которых исключаются Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Статья единичные ошибки персонала или ослабляются их последствия, в том числе при техническом обслуживании.

В развитие общих требований ОПБ-88/97 к управлению технологическими процессами в 2001 г. был введен в действие нормативный документ НП-026-01 "Требования к управляющим системам, важным для безопасности атомных станций".

В целях совершенствования системы поддержки персонала блочного пульта управления при оценке им состояния станции на ряде энергоблоков АС внедряется информационно-вычислительная система с функцией системы представления параметров безопасности (СППБ).

Основными результатами этой работы должны явиться:

– повышение объема информации о состоянии энергоблока в результате более достоверного распознавания произошедшего события, улучшенной регистрации параметров, их поиска и восстановления, а также получения большего числа данных о возникшем переходном режиме или аварийном сценарии;

– снижение ошибок оператора путем организации на более современном уровне взаимодействия "человек-машина", используя возросшие возможности системы;

– повышение безопасности в предаварийных ситуациях и в условиях аварии;

– обеспечение пользователей данными об энергоблоке с помощью локальной вычислительной сети АС.

Внедрение СППБ способствует оптимальному решению вопроса взаимодействия системы "человек-машина".

18.5. Процесс лицензирования, связанный с проектированием и сооружением АС В соответствии с Федеральным законом "Об использовании атомной энергии" должны выдаваться следующие лицензии на деятельность по проектированию и сооружению АС в области использования атомной энергии:

– лицензия эксплуатирующей организации на сооружение каждого энергоблока АС;

– лицензии организациям, выполняющим работы и предоставляющим услуги для эксплуатирующей организации. Последние выдаются всем субподрядным организациям, в том числе – осуществляющим проектирование АС.

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Статья Для получения лицензии на проектирование также необходимо представить в Регулирующий орган России заявление с комплектом обосновывающих документов.

Согласно РД-04-27-2000 необходимо представить документы, показывающие способность проектной организации выполнить проект АС с высоким качеством, обеспечивающим ядерную и радиационную безопасность в соответствии с требованиями российского законодательства и действующих нормативных документов. Для этого проектная организация должна обладать необходимыми материально-техническими ресурсами, службами, программой обеспечения качества, квалифицированными специалистами и быть способной обеспечить авторское сопровождение проектно-конструкторских разработок при сооружении (включая изготовление оборудования и монтаж), вводе в эксплуатацию, эксплуатации (включая ремонт) и снятии с эксплуатации.

Для получения лицензии на сооружение энергоблока атомной станции эксплуатирующая организация должна представить в Регулирующий орган России заявление о выдаче лицензии с комплектом документов, подтверждающих пригодность заявителя осуществлять собственными силами или с привлечением других организаций деятельность по сооружению.

В соответствии с требованиями РД-04-27-2000 в составе комплекта документов, обосновывающих обеспечение ядерной и радиационной безопасности для получения лицензии на сооружение должны быть представлены:

• предварительный отчет по обоснованию безопасности атомной станции;

• общая программа обеспечения качества ПОКАС(О);

• частные программы обеспечения качества по видам деятельности;

• проектные документы (включая проекты РУ, АСУ ТП, систем, важных для безопасности, а также описание физической защиты), отчеты по испытаниям и опытно конструкторским работам, на которые имеются ссылки в предварительном отчете по обоснованию безопасности;

• ВАБ первого уровня.

Программы обеспечения качества разрабатываются в соответствии с требованиями Регулирующего органа России, изложенными в документе "Требования к программе обеспечения качества для атомных станций" (НП-011-99).

Информация, представляемая в предварительном отчете по обоснованию безопасности атомной станции (ПООБ), базируется на Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Статья материалах проекта АС, технических проектов РУ и систем, важных для безопасности. Этой информации должно быть достаточно, чтобы обеспечивать адекватное понимание проекта АС, концепции безопасности, на которой этот проект базируется, программы обеспечения качества и основных принципов эксплуатации, планируемых эксплуатирующей организацией.

На основании информации, содержащейся в ПООБ АС, Регулирующий орган России оценивает достаточность обоснований безопасности сооружения, ввода в эксплуатацию, эксплуатации и снятия с эксплуатации АС на конкретной площадке для того, чтобы избежать превышения установленных доз облучения персонала и населения и нормативов по выбросам и содержанию радиоактивных веществ в окружающей природной среде при нормальной эксплуатации и при проектных авариях, а также возможность ограничения этого воздействия при запроектных авариях.

Концепция безопасности, представленная в ПООБ АС, должна удовлетворять требованиям действующих нормативных документов.

В ПООБ должны найти свое отражение вопросы вывода энергоблока АС из эксплуатации. Основные принципы и требования обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации содержатся в нормативном документе НП-012-99 "Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции".

Вопросы надзора за проектированием (конструированием) рассмотрены в "Инструкциях по осуществлению надзора за проектированием (конструированием) объектов использования атомной энергии" (РД-03-51-99). К ним относятся:

• соблюдение организациями, осуществляющими проектирование (конструирование) объектов использования атомной энергии (далее – поднадзорные организации), законодательства Российской Федерации в части обеспечения ядерной и радиационной безопасности в области использования атомной энергии;

• соблюдение поднадзорными организациями при разработке проектной (конструкторской) документации требований норм и правил;

• выполнение поднадзорными организациями условий действия лицензий на проектирование;

• обеспечение поднадзорными организациями необходимого уровня квалификации специалистов, ведущих работы по проектированию (конструированию) объектов использования атомной энергии.

Результаты проведенных инспекций оформляются в порядке, установленном "Положением об организации государственного Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Статья надзора за безопасностью при использовании атомной энергии" (РД-03-43-98).

Решение о выдаче или об отказе в выдаче лицензии принимается уполномоченными на то лицами Регулирующего органа России на основании результатов проверок достоверности сведений, содержащихся в документах, представленных для получения лицензии, результатов экспертизы документов, обосновывающих обеспечение ядерной и радиационной безопасности объекта, результатов инспекций, и оформляется соответствующим документом.

Из вышеизложенного видно, что в Российской Федерации создана нормативная база для проектирования и сооружения АС, которая соответствует международным стандартам и требованиям по безопасности.

Проектирование и сооружение АС выполняются только при наличии лицензий (разрешений), выдаваемых Регулирующим органом России.

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Статья Статья 19. Эксплуатация 19.1. Обоснование безопасности и получение разрешений на эксплуатацию энергоблоков АС после сооружения Порядок получения лицензий на эксплуатацию энергоблоков АС, установленный "Положением о лицензировании деятельности в области использования атомной энергии", не претерпел изменений за время, прошедшее с подготовки предыдущего национального Доклада.

В соответствии с этим порядком был введен в эксплуатацию первый энергоблок Волгодонской АС – последний из энергоблоков, введенных в эксплуатацию в России. Все основные работы по вводу АС в эксплуатацию проводились в рамках лицензии на строительство.

Решение о выдаче лицензии на эксплуатацию энергоблока принималось Регулирующим органом России после экспертизы документов, обосновывающих заявление эксплуатирующей организации.

Состав документов, которые должны обосновывать обеспечение ядерной и радиационной безопасности энергоблока, вводимого в эксплуатацию после сооружения, определен в РД-04-27-2000. Для получения лицензии на эксплуатацию эксплуатирующей организацией были представлены эксплуатационная документация и другие документы, относящиеся к вопросам обеспечения безопасности эксплуатации энергоблока АС, включая "Программу ввода энергоблока в эксплуатацию", программу физического пуска с методикой проведения экспериментов, а также программу энергетического пуска.

При вводе энергоблока в эксплуатацию, в Регулирующий орган России представлялись отчеты по результатам физического и энергетического пусков, опытно-промышленной эксплуатации энергоблока АС (каждый отчет представляется после выполнения этапа работ перед следующим этапом). Кроме того, по завершении испытаний все изменения и отклонения были учтены при окончательной корректировке технического обоснования безопасности и эксплуатационной документации.

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Статья Физический и энергетический пуски энергоблока осуществлялись после проведения Регулирующим органом России на АС проверки фактической готовности энергоблока к пуску.

Представленная практика выдачи лицензии на эксплуатацию энергоблоков АС после сооружения обеспечивает соответствие сооруженной установки требованиям проекта и безопасности.

В настоящее время ведется работа по лицензированию эксплуатации энергоблока № 3 Калининской АС.

19.2. Принятая система корректировки пределов и условий безопасной эксплуатации Технологический регламент безопасной эксплуатации является основным документом, по которому осуществляется эксплуатация каждого энергоблока. В нем установлены пределы и условия безопасной эксплуатации, которые обосновываются на стадии разработки проекта и уточняются по результатам проведения предпусковых наладочных работ, физического и энергетического пуска. Кроме того, в технологическом регламенте определены правила и основные приёмы безопасной эксплуатации станции, общий порядок выполнения операций, связанных с безопасностью АС.

Порядок внесения изменений в проектную и эксплуатационную документацию, в том числе касающийся изменений пределов и условий безопасной эксплуатации АС, определен в руководящем документе Регулирующего органа России РД-03-19-94 - "Основные положения подготовки, рассмотрения и принятия решений по изменению проектной, конструкторской, технологической и эксплуатационной документации, влияющих на обеспечение ядерной и эксплуатационной безопасности". При этом, в результате вносимых изменений, могут пересматриваться пределы и условия безопасной эксплуатации. Все модификации, приводящие к изменению или корректировке пределов и условий безопасной эксплуатации, эксплуатационных пределов, выполняются на основании детального рассмотрения обоснований безопасности, содержащихся в соответствующих документах, научно-технических отчетах, расчетах и других материалах. При этом в установленном порядке соответствующие изменения вносятся в проектную и эксплуатационную документацию, производится корректировка технологического регламента, т.е.

изменяются лицензионные основы эксплуатации.

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Статья Разрешение на запрашиваемое Заявителем изменение условий действия лицензии дается Регулирующим органом России после проведения экспертизы обосновывающих документов.

Пересмотр и корректировка пределов и условий безопасной эксплуатации может производиться по результатам анализов безопасности или углубленной оценки безопасности, выполняемых при возобновлении лицензии, как это указано в Статье настоящего Доклада.

19.3. Принятая система регламентации технического обслуживания и ремонта, а также инспектирования и испытаний ядерных установок В России действует единая система технического обслуживания и ремонта (СТОиР) при эксплуатации, охватывающая АС разных типов и учитывающая особенности конструкции реакторов и основного оборудования.

Полный перечень документов, наличие которых обязательно на энергоблоке АС при эксплуатации, в том числе и документов по техническому обслуживанию, ремонту, проверкам и испытаниям, определен "Основными правилами обеспечения эксплуатации атомных станций" РД ЭО 0348-02.

На основании действующих документов СТОиР администрация каждой АС разрабатывает конкретную программу технического обслуживания и ремонта, для реализации которой разрабатываются и утверждаются графики проведения ТОиР по всем видам оборудования и систем АС. Работы выполняются в соответствии с имеющимися на каждом энергоблоке АС регламентом технического обслуживания и ремонта систем, важных для безопасности, и графиком, утвержденным руководством станции.

Техническое обслуживание оборудования и систем АС в основном проводится персоналом станции и охватывает операции по наблюдению за изменением параметров работающего оборудования с целью раннего устранения отклонений, по выполнению профилактических мероприятий и регламентированных тестовых проверок оборудования, приборов, систем.

Все ремонтные работы выполняются ремонтным персоналом АС и подрядными организациями, имеющими лицензию Регулирующего органа России.

Планово-предупредительный ремонт производится независимо от фактического технического состояния оборудования на момент начала ремонта, с периодичностью и в объеме, установленными регламентами технического обслуживания и ремонта.

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Статья Периодичность и объем планового технического обслуживания и ремонта оборудования и систем АС определяются необходимостью поддержания надежности систем и оборудования в соответствии с условиями безопасной эксплуатации и эксплуатационными пределами, установленными в проекте АС. Необходимость выполнения непланового технического обслуживания и ремонта оборудования и систем определяется по результатам надзора за их состоянием.

Технический регламент проверок и испытаний, утвержденный в установленном порядке, регламентирует работы по проведению проверок и испытаний систем, важных для безопасности.

Система инспектирования атомных станций Регулирующим органом России и эксплуатирующей организацией реализуется на основе ежегодных графиков плановых инспекций. В настоящем Докладе при рассмотрении Статьи 14 подробно освещены вопросы инспектирования АС.

Результаты инспекций и проверок, проводимых эксплуатирующей организацией, оформляются соответствующими актами, содержащими выявленные недостатки и замечания, а также меры по их устранению.

19.4. Порядок учета нарушений в работе АС, значимых с точки зрения безопасности Порядок учета и расследования нарушений в работе АС устанавливается "Положением о порядке расследования и учета нарушений в работе атомных станций" НП-004-97 (ПНАЭ Г-12-005 97), разработанное с учетом рекомендаций МАГАТЭ (руководство по безопасности № 93 "Система отчетности о необычных событиях на атомных электростанциях" и документ МАГАТЭ IAEA-TECDOC- "Руководство АССЕТ", издание 1991 г.).

Указанный нормативный документ определяет:

- категории нарушений в работе АС;

- порядок сообщения о нарушениях;

- порядок расследования нарушений.

Категории подразделяются на:

- "аварии" - по степени радиационного воздействия в пределах площадки АС и за ее пределами;

- "происшествия" - по степени ухудшения глубоко эшелонированной защиты и по радиоактивному воздействию на площадке.

К нарушениям в работе АС относятся события на АС, приведшие к отклонениям от нормальной эксплуатации, установленных пределов и/или условий безопасной эксплуатации АС.

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Статья Обо всех событиях на АС, подпадающих под признаки и последствия нарушений, руководство АС информирует эксплуатирующую организацию и Регулирующий орган России в форме оперативного сообщения в течение одного часа с момента возникновения нарушения и далее в расширенной форме предварительного сообщения в течение 24 часов с момента возникновения сообщения.

В течение последующих 15 суток проводится расследование нарушения комиссией, и затем атомная станция направляет в Регулирующий орган России и в эксплуатирующую организацию полный отчет о расследовании имевшего место нарушения с предлагаемыми корректирующими мерами по предотвращению аналогичных нарушений в будущем. Каждое нарушение оценивается по Международной шкале ядерных событий (ИНЕС).

В эксплуатирующей организации функционирует и поддерживается ВНИИАЭС компьютерная база данных учета и анализа нарушений в работе АС.

Анализ нарушений в работе АС России, произошедших в 2003 г., показывает, что из 51 имевших место событий, 19 нарушений не попадают под критерии ИНЕС, т.е. они "вне шкалы", а нарушений относятся к уровню "0". Из общего числа нарушений в работе АС только 2 нарушения относятся к важным для безопасности событиям или к категории "инцидентов" уровня "1" по ИНЕС.

Распределение нарушений в работе АС по ИНЕС за 2001–2003 гг. приведено в приложении 11, а динамика нарушений в работе АС за 2001–2003 гг. – в приложении 12.

Из приведенных данных видно, что число нарушений в работе на АС России ежегодно снижается, а их "тяжесть" по шкале ИНЕС достаточно низкая.

Ежеквартально выпускается обзор всех нарушений в работе АС с указанием непосредственных, коренных причин и корректирующих мер, принятых для исключения подобных нарушений. С обзором знакомится руководящий, оперативный и ремонтный персонал заинтересованных подразделений станции.

Ежеквартально выпускается сравнительный отчет о нарушениях, значимых с точки зрения безопасности АС, который доводится до сведения всего персонала, влияющего на безопасность.

На атомных станциях России анализируются все информационные сообщения и отчеты о нарушениях (инцидентах) на атомных станциях, поступающих по линии ВНИИАЭС, ВАО АЭС, МАГАТЭ и с других АС. Из них отбираются те, которые представляют интерес для подготовки оперативного персонала соответствующей АС. Они анализируются инструкторами учебных Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Статья пунктов и в дальнейшем используются в процессе подготовки и поддержания квалификации персонала АС в качестве учебных материалов.

В информационных сообщениях и отчетах о нарушениях анализируются нарушения в работе зарубежных и российских АС, значимых с точки зрения надежности и безопасности работы, связанных с недостатками подготовки персонала (ошибки персонала), а также приводятся разработанные рекомендации оперативному персоналу по предупреждению подобных нарушений. Указанные документы рассылаются на АС для проработки с оперативным персоналом и в организации, осуществляющие научно-техническую поддержку эксплуатации АС.

19.5. Действия персонала при авариях и аварийных ситуациях При ликвидации аварий и аварийных ситуаций на энергоблоках АС эксплуатационный персонал руководствуется инструкциями по ликвидации аварийных ситуаций и аварий.

Инструкция по ликвидации аварийных ситуаций и аварий определяет действия оперативного персонала по восстановлению нормального состояния энергоблока АС. В этой инструкции рассмотрены исходные события и аварийные ситуации на системах и оборудовании, а также отклонения от регламентных параметров, которые приводят или могут привести к аварии. Для каждого исходного события аварии, из числа возможных, рассматриваются также условия его возникновения и пути развития аварии, которые приводят к наиболее тяжелым последствиям (консервативный подход).

Предотвращение перерастания исходных событий в проектные аварии, а проектных аварий – в запроектные аварии обеспечивается применением систем безопасности. На действующих энергоблоках системы безопасности постоянно модернизируются. За период времени, прошедший с момента представления предыдущего Доклада, работа по модернизации СБ осуществлялась также по проектам оказания помощи на площадках АС в Российской Федерации, финансируемым в рамках программы ТАСИС. По этой программе, в частности, производилась замена старых предохранительных клапанов, не отвечающих требованиям действующих норм и правил, на современные, замена аккумуляторных батарей, а также внедрение новых достаточно эффективных фильтрующих устройств, защищающих насосы САОЗ низкого давления от попадания теплоизоляции при авариях с разрывом трубопроводов первого контура.

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Статья В проектах АС следующего поколения внедряются новые системы безопасности, основанные на пассивном принципе действия, что повышает надежность выполнения требуемых функций безопасности.

Основным нормативным требованием, без которого не разрешается эксплуатация АС, является наличие руководства по управлению запроектными авариями, в котором предусмотрены мероприятия по предотвращению развития запроектных аварий и ослаблению их последствий.

Особое внимание уделяется защите герметичного ограждения от разрушения при запроектных авариях и поддержанию его работоспособности. Основным направлением работ по защите герметичного ограждения при запроектных авариях являлось оснащение таких систем российских АС пассивными автокаталитическими рекомбинаторами (ПАР), обеспечивающими окисление (рекомбинацию) водорода за пределами условий возгорания, что предотвращает возникновение нагрузок от пожара и взрыва на герметичные помещения энергоблока в условиях протекания тяжелой запроектной аварии.

В проектах новых российских АС предусматриваются такие средства, предотвращающие разрушение защитной оболочки, как, например, ловушка для удержания расплавленного топлива в шахте реактора.

Выполняя требования п.5.1.4 ОПБ-88/97, в соответствии с которыми действия персонала должны основываться на признаках происходящих событий и состояний РУ и прогноза условий в процессе развития аварий, эксплуатирующая организация для всех энергоблоков с ВВЭР и РБМК разработала симптомно ориентированные аварийные инструкции (СОАИ). Эти новые противоаварийные процедуры полностью соответствуют концепции выполнения действий персонала по управлению аварией исходя из состояния РУ и физических защитных барьеров. Основанные на прогнозе, СОАИ конкретизируют и направляют действия оперативного персонала энергоблока АС на прекращение аварийной ситуации и возвращение энергоблока в контролируемое состояние, при котором обеспечивается прекращение цепной реакции деления, охлаждение ядерного топлива в реакторе и локализация радиоактивных веществ в установленных границах. При этом допускается использование систем нормальной эксплуатации.

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Статья 19.6. Обеспечение инженерно-технической и научной поддержки АС В течение всего жизненного цикла атомных станций российская эксплуатирующая организация своими силами и с привлечением сторонних организаций обеспечивает необходимую инженерно техническую и научную поддержку АС.

На разных этапах сооружения, пуска и эксплуатации АС виды и формы инженерно-технической поддержки меняются в зависимости от задач, стоящих перед эксплуатирующей организацией и конкретной атомной станцией.

Как правило, эксплуатирующая организация, а также атомные станции на договорной основе привлекают к выполнению необходимых работ и услуг специализированные научно исследовательские, проектно-конструкторские, ремонтные, наладочные и другие организации, предприятия-изготовители оборудования для АС.

В системе Федерального агентства по атомной энергии функционируют крупные проектные и научно-исследовательские институты, конструкторско-технологические организации, ремонтные, наладочные, строительно-монтажные и другие организации, имеющие значительный опыт работы в атомной энергетике и лицензии Регулирующего органа России на соответствующие виды деятельности. В число таких организаций, осуществляющих необходимую и эффективную поддержку АС, входят:

• Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники (НИКИЭТ);

• ОКБ "Гидропресс";

• Опытно-конструкторское бюро машиностроения (ОКБМ), г. Нижний Новгород;

• Проектный институт "Атомэнергопроект";

• Санкт-Петербургский институт "Атомэнергопроект";

• Нижегородский институт "Атомэнергопроект";

• Всероссийский научно-исследовательский и проектный институт энерготехнологии (ВНИПИЭТ);

• Фирма "Атомтехэнерго";

• Научно-исследовательский и конструкторский институт монтажной технологии (НИКИМТ);

• ГНЦ "Физико-энергетический институт" (ФЭИ).

Обеспечение постоянной научно-технической поддержки эксплуатирующей организации по проблемам эксплуатации АС Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Статья осуществляет Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций (ВНИИАЭС).

Научную поддержку эксплуатирующей организации и атомных станций по широкому кругу проблем безопасности осуществляет Российский научный центр "Курчатовский институт".

19.7. Программы сбора и анализа информации об опыте эксплуатации АС. Система использования опыта эксплуатации российских и зарубежных АС В России действует единая информационная система по опыту эксплуатации атомных станций.

Эта информационная система охватывает все действующие и строящиеся атомные станции, эксплуатирующую организацию, а также проектные, конструкторские, научно-исследовательские и другие организации, обеспечивающие поддержку эксплуатации АС.

Головной организацией в отрасли по обеспечению функционирования информационной системы по опыту эксплуатации АС является ВНИИАЭС.

Целями обмена информацией по обобщению информации об опыте эксплуатации атомных станций являются:

• информационная поддержка атомных станций России в части учета положительной практики, имевшей место на российских и зарубежных АС, и внедрение нововведений в области повышения показателей АС России, включая использование новых организационных, технических, технологических и информационных решений;

• информационная поддержка на национальном уровне всех организаций, оказывающих услуги по обобщению информации об опыте эксплуатации атомных станций, а также осуществляющих научно-исследовательские, проектные, конструкторские и технологические разработки для эксплуатирующей организации или АС;

• информационная поддержка на национальном уровне Регулирующего органа России.

На основе сведений, поступающих с атомных станций, во ВНИИАЭС ведутся базы данных.

ВНИИАЭС, обеспечивая участие России в информационных программах МАГАТЭ (ИСИ, ПРИС, ИНЕС), а также, являясь членом Московского центра ВАО АЭС, получает и распространяет в отрасли нижеследующую информацию по зарубежному опыту:

• события на АС;

• показатели работы АС;

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Статья опыт эксплуатации АС;

• опыт партнерских проверок АС;

• положительный опыт.

• Использование российского и зарубежного опыта эксплуатации АС позволяет предупреждать нарушения в работе АС и повышать их безопасность.

Информация о нарушениях в работе и отказах оборудования, получаемая с АС, используется также для решения следующих задач:

• получение статистических данных для вероятностных оценок безопасности АС;

• расчет основных показателей, характеризующих надежность оборудования;

• выявление тенденций и сравнительной оценки эксплуатационной деятельности;

• выявление повторяющихся нарушений, причин повторяемости нарушений в работе АС;

• сравнение протекания реальных аварийных режимов с алгоритмами, заложенными в проектах;

• анализ режимов работы систем безопасности;

• разработка рекомендаций по предупреждению нарушений.

На основе анализа нарушений в работе атомных станций ВНИИАЭС выпускает и рассылает на АС, в эксплуатирующую организацию, в Регулирующий орган России, разработчикам проектов РУ и АС, а также во все заинтересованные организации следующие информационные материалы:

• ежеквартальные обзоры нарушений в работе АС;

• информационные сообщения о нарушениях в работе АС, влияющих на безопасность;

• формуляры оценки событий по ИНЕС;

• годовые аналитические отчеты о нарушениях в работе АС, содержащие описания нарушений, их причины и их влияние этих нарушений на безопасность АС, оценку действий персонала, а также намеченные корректирующие меры по исключению подобных нарушений на других АС;

• рекомендации по совершенствованию оборудования.

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Статья 19.8. Обращение с радиоактивными отходами и с отработавшим топливом на площадках АС и меры, принимаемые для сокращения их объемов 19.8.1. Радиоактивные отходы АС и меры по сокращению их объемов Радиоактивные отходы (РАО), образующиеся при эксплуатации российских атомных станций, хранятся в специальных хранилищах на площадках АС.

На всех АС введены в действие руководящие документы по учету и контролю радиоактивных отходов, которые устанавливают требования к порядку организации и ведения учета и контроля РВ и РАО при их хранении и использовании на АС. В соответствии с указанными документами на всех АС ведется строгий контроль за накоплением РАО в хранилищах жидких отходов (ХЖО) и хранилищах твердых отходов (ХТО).

Кроме того, с целью обеспечения снижения объемов поступления радиоактивных отходов в хранилища АС приказом концерна "Росэнергоатом" с 01.01.2000 были введены опытные нормативы годового поступления жидких радиоактивных отходов (ЖРО) и твердых радиоактивных отходов (ТРО).

В соответствии с этими нормативами на всех АС были разработаны планы-графики организационно-технических мероприятий по сокращению поступления РАО. За счет выполнения этих мероприятий объемы поступления ЖРО и ТРО снизились более чем вдвое к концу 2002 г. по сравнению с 1999 г.

С учетом достигнутого снижения поступления РАО с 01.01. введены новые более жесткие нормативы для всех типов реакторов.

Суммарные данные по объему имеющихся РАО на конкретных атомных станциях по состоянию на 01.01.2004 приведены в приложении 14.

Стратегическая политика отрасли по обращению с РАО в соответствии с принятой в 2000 г. "Концепцией обращения с радиоактивными отходами", включает:

• применение новых эффективных технологий переработки отходов и создание на их основе оптимальной системы унифицированных комплексов и установок для переработки и кондиционирования РАО;

• создание на АС системы длительного хранения кондиционированных отходов с использованием металло бетонных контейнеров;

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Статья совершенствование эксплуатационных режимов с целью • минимизации поступающих отходов.

За последние годы указанные направления нашли свою реализацию на большинстве атомных станций.

На всех действующих атомных станциях имеются штатные установки по очистке и переработке РАО, которые позволяют снижать активность радиоактивных отходов и уменьшать их объемы.

Установки глубокого упаривания работают на Балаковской и Нововоронежской АС, готовится к сдаче в эксплуатацию оборудование по расфасовке солевого плава в металло-бетонные контейнеры.

Установки битумирования работают на Калининской и Ленинградской АС.

Технология ионоселективной сорбции для очистки ЖРО внедрена на Белоярской АС и готовится к внедрению на остальных АС.

Введен в строй Центр по обработке отходов (ЦОО) на Балаковской АС, в состав которого входят установки сортировки, сжигания, прессования и цементирования. Кроме того, планируется ввод в эксплуатацию установки глубокой дезактивации отработавших ионообменных смол.

Установки прессования работают на Белоярской, Кольской, Курской, Смоленской и Нововоронежской АС.

Установка плазменного сжигания будет введена в эксплуатацию на Нововоронежской АС в 2006 г.

Эксплуатирующая организация осуществляет систематический контроль за состоянием хранения РАО на АС.

19.8.2. Хранение отработавшего топлива на АС Хранение отработавшего ядерного топлива на АС России осуществляется в соответствии со стратегией обращения с отработавшим топливом атомных станций, изложенной в Федеральной целевой программе "Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998-2005 гг. и на период до 2010 года".

В настоящее время в зависимости от завершающей стадии топливного цикла хранение ОЯТ на АС реализуется в двух основных направлениях:

• для ОЯТ АС с ВВЭР-440 и БН-600, где реализован замкнутый топливный цикл, осуществляется промежуточное хранение в приреакторных бассейнах выдержки, а затем вывоз с территории АС на предприятие по переработке;

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Статья • ОЯТ АС с ВВЭР-1000, РБМК-1000, ЭГП-6 и АМБ, которое не подвергается переработке, находится на хранении в специальных пристанционных хранилищах или в централизованном хранилище горно-химического комбината (ГХК).

На площадках АС ОЯТ размещается в приреакторных бассейнах выдержки топлива (БВ), а также в бассейнах выдержки специальных отдельно стоящих хранилищ (ОСХОТ и ХОЯТ). Негерметичные ОТВС содержатся в БВ в отдельных пеналах.

В приложении 15 приведены сведения по заполненности хранилищ ОЯТ на площадках АС по состоянию на конец 2003 г.

В настоящее время на АС с энергоблоками ВВЭР-440 находится в хранилищах ~1800 ОТВС, что не превышает 20-25% от емкостей БВ.

После выдержки в БВ в течение 3-5 лет ОЯТ вывозится на переработку на завод РТ-1 в соответствии с темпами образования ОЯТ.

На АС с энергоблоками ВВЭР-1000 находится на промежуточном хранении ~1880 ОТВС, которые после выдержки не менее 3-х лет вывозятся с АС в централизованное хранилище на Красноярском ГХК. В настоящее время темпы накопления и вывоза соответствуют друг другу.

На АС с энергоблоками РБМК-1000 основным вариантом является организация временного хранения в приреакторных БВ, где каждая ОТВС помещается в отдельный пенал с водой и хранится не менее 3-х лет, после чего ОТВС транспортируются в ХОЯТ для временного промежуточного хранения на площадке АС.

В настоящее время на АС с РБМК-1000 в приреакторных бассейнах выдержки хранится ~16900 ОТВС, в ХОЯТ ~64000 ОТВС.

Согласно "Концепции по обращению с отработавшим ядерным топливом Министерства Российской Федерации по атомной энергии", утвержденной в 2003 г., предусматривается организация на площадке АС длительного хранения ОЯТ с использованием металло-бетонных контейнеров (МБК) двойного назначения.

На Билибинской АС технология обращения с ОЯТ ограничивается хранением в приреакторных БВ. Два бассейна заполнены полностью, хранение осуществляется в "сухом" виде с естественным воздушным охлаждением. ОТВС, выгруженные из реакторов, помещаются на хранение в "мокром виде" в третий БВ. В настоящее время в третьем БВ находится 913 ОТВС.

"Планом-графиком выполнения работ по обеспечению безопасного обращения с облученным ядерным топливом Билибинской АС и подготовке энергоблоков к выводу из эксплуатации в период с 2002-2006 гг." предусмотрен комплекс Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Статья мероприятий по обеспечению длительного безопасного хранения ОЯТ в станционных хранилищах в условиях отсутствия вывоза ОЯТ с территории АС. Основным вариантом обращения с ОЯТ остается длительное сухое хранение на площадке АС в существующих хранилищах.

На Белоярской АС из реакторов энергоблоков АМБ (остановлены в 1981 и 1989 годах) для вывода из эксплуатации было выгружено 7198 ОТВС, из которых 2202 ОТВС вывезены с территории станции, а остальные 4996 ОТВС помещены в специальные сухие кассеты и хранятся в станционных бассейнах выдержки. В целях обеспечения безопасности при обращении с ОЯТ реакторов АМБ утверждена "Программа по обеспечению хранения и вывоза ОЯТ АМБ с Белоярской АЭС".

Суммарные данные по количеству отработавших топливных сборок, хранящихся на площадках АС, приведены в приложении 15.

Таким образом, существующая в России система регламентации эксплуатации, технического обслуживания и ремонта, инспектирования и испытаний ядерных установок, а также учета и рассмотрения нарушений в работе АС позволяет обеспечивать безопасную эксплуатацию атомных станций.

Этому способствует также обеспечение постоянной научно-технической поддержки эксплуатирующей организации и атомных станций рядом научно исследовательских, конструкторских и проектных институтов, использование единой информационной системы по опыту эксплуатации атомных станций, использование опыта эксплуатации зарубежных АС.

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Основные выводы.

Основные выводы 1. Подписание Российской Федерацией Конвенции о ядерной безопасности и практическая реализация ее требований способствовали более интенсивному решению целого ряда задач, связанных с обеспечением безопасности при работе ядерных установок.

2. К настоящему времени в России создана законодательная основа для регулирования отношений, и определены полномочия государственных органов, обеспечивающих безопасность и регулирование безопасности в атомной энергетике.

Создана новая структура федеральных органов исполнительной власти, а именно: Федеральное агентство по атомной энергии и Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору.

3. Продление срока эксплуатации энергоблоков действующих АС после окончания проектного срока службы явилось одной из важнейших тенденций современного этапа развития атомной энергетики России.

4. Создана современная система федеральных норм и правил, в которой с учетом мировой практики сформулированы требования к проектированию, изготовлению оборудования, сооружению, эксплуатации и вывода из эксплуатации атомных станций.

5. Законодательно закреплена и реализуется на практике приоритетность вопросов обеспечения безопасности ядерных установок. Принята система корректировки пределов и условий безопасной эксплуатации.

6. Сформулированы и закреплены в нормативной документации требования к программам обеспечения качества на АС.

7. Систематически в течение жизненного цикла атомных станций выполняются проверки и оценки уровня безопасности всех энергоблоков АС. Результаты этих оценок и обоснований безопасности учитываются Регулирующим органом России при выдаче лицензий на дальнейшую эксплуатацию ядерных установок.

8. Создана законодательная и нормативная база, позволяющая обеспечивать радиационную защиту жизни людей и окружающей природной среды.

9. Анализ опыта эксплуатации энергоблоков АС за последние годы показывает устойчивые тенденции в сокращении количества Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Основные выводы.

нарушений в работе российских атомных станций, в снижении выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду и дозовых нагрузок на персонал, что подтверждает эффективность мер по повышению безопасности эксплуатации энергоблоков АС, принимаемых эксплуатирующей организацией.

10. В государственном масштабе реализованы необходимые мероприятия по обеспечению аварийной готовности атомных станций и меры по обеспечению безопасности персонала, населения и окружающей среды в районах расположения АС.

11. Проведенные инспекции Регулирующего органа России и миссии международных организаций подтвердили позитивные тенденции в эксплуатационной деятельности и стремление персонала к дальнейшему повышению уровня безопасности АС.

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Заключение Заключение Из постатейного рассмотрения хода выполнения Конвенции о ядерной безопасности видно, что Российская Федерация выполняет все свои обязательства, вытекающие из Конвенции о ядерной безопасности.

Руководитель Временно исполняющий Федерального агентства обязанности руководителя по атомной энергии Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору А.Ю.Румянцев А.Б.Малышев Национальный доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Приложения ПРИЛОЖЕНИЯ Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Приложение Приложение 1.

Перечень АС Российской Федерации Энергоблоки, находящиеся в эксплуатации Лицензия на эксплуатацию энергоблока, выданная Регулирующим органом России Мощность, Окончание Тип МВт(э) назначен Название АС, Окончание реак номер блока ного срока срока действия тора службы № лицензии лицензии Нет- Брут то то Балаковская-1 ВВЭР 950 1000 2015 ГН-03-101-0991 25.12. Балаковская-2 ВВЭР 950 1000 2017 ГН-03-101-0990 31.03. Балаковская-3 ВВЭР 950 1000 2018 ГН-03-101-1245 15.03. Балаковская-4 ВВЭР 950 1000 2023 ГН-03-101-0989 30.06. Белоярская-3 БН 560 600 2010 ГН-03-101-1078 08.04. Билибинская-1 ЭГП-6 11 12 2004 ГН-03-101-0957 01.02. Билибинская-2 ЭГП-6 11 12 2005 ГН-03-101-0973 01.03. Билибинская-3 ЭГП-6 11 12 2006 ГН-03-101-0974 01.04. Билибинская-4 ЭГП-6 11 12 2006 ГН-03-101-0975 01.05. Калининская-1 ВВЭР 950 1000 2014 ГН-03-101-1132 01.


07. Kалининская-2 ВВЭР 950 1000 2016 ГН-03-101-1010 30.09. Кольская-1 ВВЭР 411 440 2003 ГН-03-101-1130 06.07. Kольская-2 ВВЭР 411 440 2004 ГН-03-101-1314 30.07. Kольская-3 ВВЭР 411 440 2011 ГН-03-101-1081 03.04. Kольская-4 ВВЭР 411 440 2014 ГН-03-101-1230 07.10. Kурская-1 РБМК 925 1000 2007 ГН-03-101-1168 19.12. Kурская-2 РБМК 925 1000 2009 ГН-03-101-1248 28.01. Курская-3 РБМК 925 1000 2013 ГН-03-101-1180 15.11. Курская-4 РБМК 925 1000 2015 ГН-03-101-1181 30.11. Ленинградская-1 РБМК 925 1000 2003 ГН-03-101-1204 21.12. Ленинградская-2 РБМК 925 1000 2005 ГН-03-101-1153 12.07. Ленинградская-3 РБМК 925 1000 2010 ГН-03-101-1079 25.02. Ленинградская-4 РБМК 925 1000 2011 ГН-03-101-1035 22.01. Нововоронежская-3 ВВЭР 385 417 2001 ГН-03-101-1029 31.12. Нововоронежская-4 ВВЭР 385 417 2002 ГН-03-101-1215 31.12. Нововоронежская-5 ВВЭР 950 1000 2010 ГН-03-101-1217 31.12. Ростовская-1 ВВЭР 950 1000 2031 ГН-03-101-0979 01.01. Смоленская-1 РБМК 925 1000 2012 ГН-03-101-1200 30.12. Смоленская-2 РБМК 925 1000 2015 ГН-03-101-1227 30.01. Смоленская-3 РБМК 925 1000 2020 ГН-03-101-0938 15.04. Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Приложение Продолжение приложения Энергоблоки, планируемые к вводу в эксплуатацию до 2010 года Мощность, Тип Экспл.

Начало Ввод в Название АС, МВт(э) реакто- орга строительства эксплуатацию номер блока Брут- низация ра Нетто то Калининская-3 ВВЭР 950 1000 РЭА 01-Окт-85 Курская-5 РБМК 925 1000 РЭА 01-Дек-85 Ростовская-2 ВВЭР 950 1000 РЭА 01-Май-83 Балаковская-5 ВВЭР 950 1000 РЭА 01-Апр-84 Примечание: РЭА – концерн "Росэнергоатом".

Энергоблоки, находящиеся в стадии снятия с эксплуатации Тип Мощность, Экспл. Начало Ввод в Вывод из Название АС, реак- МВт(э) орга- строи- коммер- работы номер блока тора Нет- Брут- низа- тельстваческую ция экспл.

то то Белоярская-1 АМБ 102 108 РЭА 01-Июн-58 26-Апр-64 01-Янв- Белоярская-2 АМБ 146 160 РЭА 01-Янв-62 01-Дек-69 01-Янв- Нововоронежская-1 ВВЭР 197 210 РЭА 01-Июл-57 31-Дек-64 16-Фев- Нововоронежская-2 ВВЭР 336 365 РЭА 01-Июл-64 14-Апр-70 29-Авг- Примечание: РЭА – концерн "Росэнергоатом".

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Приложение Приложение 2.

Основные технико-экономические показатели работы АС России в 2001-2003 гг.

АС с реакторами ВВЭР- Hововоро- Все АС с АС Кольская нежская ВВЭР Показатель Блок 1 2 3 4 3 1. Коэффициент 2001 81,26 75,05 80,56 81,61 40,29 81,88 73, использования рабочего времени 2002 65,10 63,50 90,30 83,12 73,24 66,86 73, Кв, % 2003 73,56 62,31 83,74 79,25 71,32 79,34 74, 2. Коэффициент 2001 63,27 49,07 70,64 67,99 38,38 79,45 61, использования установленной 2002 51,76 48,99 76,10 72,08 72,36 64,42 64, мощности 2003 60,75 52,11 75,79 68,69 69,45 77,13 67, КИУМ, % 3. Коэффициент 2001 81,96 84,74 85,28 87,07 38,69 80,95 76, готовности к работе 2002 69,02 83,53 91,38 80,27 72,97 65,81 77, Кгот, % 2003 75,85 66,48 83,87 90,88 70,18 79,18 77, 4. Количество 2001 2,95 0 0 0 0 0 0, автоматических срабатываний 2002 0 1,26 0 0 1,09 0 0, аварийной защиты на 7000 часов 2003 1,09 1,28 0 0 1,12 0 0, работы Примечание: Основные технико-экономические показатели российских АС за 1990-2000 гг. приведены в предыдущих национальных Докладах о выполнении Конвенции о ядерной безопасности.

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Приложение Продолжение приложения АС с реакторами ВВЭР- Вол- Ново Все го- Калинин- воро АС Балаковская АС с Показатель дон- ская нежс ВВЭР ская кая - Блок 1 2 3 4 1 1 2 1. Коэффициент 2001 91,80 84,68 79,08 83,94 80,15 80,71 85,75 83, использования рабочего 2002 85,63 84,56 85,36 76,74 86,12 86,40 86,25 84,82 79, времени Кв, % 2003 85,23 73,83 85,29 86,12 81,70 84,57 86,09 85,70 83, 2. Коэффициент 2001 88,82 80,22 72,64 78,84 79,48 80,54 72,53 79, использования установленной 2002 81,70 81,24 82,87 74,13 85,77 86,91 84,00 81,20 82, мощности КИУМ, % 2003 84,20 74,02 83,89 86,31 83,32 85,64 87,55 83,47 83, 3. Коэффициент 2001 90,70 82,75 77,73 82,69 79,67 80,76 73,12 81, готовности к работе 2002 87,74 85,27 86,23 78,60 87,22 88,35 87,10 83,65 85, Кгот, % 2003 85,80 75,31 85,75 87,52 84,55 86,29 88,10 84,92 84, 4. Количество 2001 1,74 0 0 0,95 - 0 0 0,93 0, автоматических срабатываний 2002 0 0,94 0 0 0,93 0 0 0,94 0, аварийной защиты на 7000 2003 0,94 0 0 0 0 0 0 0 0, часов работы Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Приложение Продолжение приложения АС с реакторами РБМК- Все АС с АС Курская Ленинградская Смоленская Показатель РБМК - Блок 1 2 3 4 1 2 3 4 1 2 1. Коэффициент использования 2001 23,31 87,53 45,06 83,11 90,45 90,23 79,99 50,30 67,81 86,04 89,30 72, рабочего 2002 39,27 61,88 88,90 69,59 81,10 90,89 38,05 100,0 86,71 44,40 89,39 71, времени 2003 83,65 66,60 62,43 77,65 96,97 94,73 92,47 27,39 86,17 88,51 87,87 78, Кв, % 2. Коэффициент 2001 16,39 60,09 43,90 82,44 87,74 87,13 77,04 44,81 63,78 79,59 86,42 66, использования установленной 2002 30,89 38,07 85,45 68,51 70,66 86,91 31,89 94,15 84,55 42,24 89,19 65, мощности 2003 79,63 46,36 62,95 76,93 92,46 88,53 84,54 24,75 83,49 79,48 87,43 73, КИУМ, % 3. Коэффициент 2001 16,62 61,11 45,05 83,13 89,47 88,99 79,38 45,78 67,98 81,65 88,33 67, готовности к работе 2002 32,58 38,25 88,61 69,22 71,92 89,04 33,61 97,78 85,96 44,16 90,23 67, Кгот, % 2003 80,91 47,10 63,33 78,34 95,22 91,49 86,65 26,10 84,97 81,77 88,26 74, 4. Количество 2001 0 0 0 0 1,77 0 0 3,18 2,36 0,93 0 0, автоматических срабатываний 2002 0 0 0 1,15 2,96 0 0 0 0,92 3,60 0 0, аварийной защиты на 2003 2,87 1,2 0 0 0 0 0 0 0 1,80 0 0, часов работы Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Приложение Окончание приложения АС с реакторами БН-600 и ЭГП- Бело АС Билибинская АС с ярская Показатель ЭГП- Блок 3 1 2 3 1. Коэффициент 2001 82,35 72,42 84,92 84,85 67,71 77, использования рабочего времени 2002 80,92 84,19 65,57 71,35 73,28 73, Кв, % 2003 78,04 54,89 81,76 81,02 66,78 71, 2. Коэффициент использования 2001 79,89 53,61 64,57 61,89 41,68 55, установленной 2002 77,35 58,51 36,23 37,70 44,55 44, мощности КИУМ, % 2003 75,74 32,15 42,22 44,58 31,71 37, 3. Коэффициент готовности к работе 2001 80,71 72,43 84,91 84,85 67,70 77, Кгот, % 2002 79,39 84,19 65,57 71,34 73,28 73, 2003 76,81 54,89 81,75 81,02 66,77 71, 4. Количество 2001 0 0 0 0 0 автоматических срабатываний 2002 0 0 1,22 0 0 0, аварийной защиты на 7000 часов 2003 0 0 0 0 0 работы Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Приложение Приложение 3.

Нормативные документы, регулирующие продление сроков эксплуатации энергоблоков АС К документам, регламентирующим продление сроков эксплуатации энергоблоков АС, относятся:

• Федеральный закон "Об использовании атомной энергии".

Статья 9 предоставляет Правительству РФ полномочия в области использования атомной энергии на принятие решения о проектировании, сооружении, эксплуатации, выводе из эксплуатации ядерных установок, находящихся в федеральной собственности.

• Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии:

– "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" (ОПБ-88/97), НП-001-97 (ПНАЭ Г-1-011-97);

– "Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок", ПНАЭ Г-7-008-89 допускают принципиаль ную возможность продления срока эксплуатации оборудования и энергоблока АС в целом;

– Государственный стандарт "Надежность АС и их оборудования" (ГОСТ 26291-84) определяет назначенный срок службы АС как календарное время эксплуатации АС, установленное проектом, по истечении которого дальнейшая эксплуатация АС может быть продолжена после решения, принимаемого на основе исследований ее безопасности и экономической эффективности.

В целях развития существующей нормативной и методической базы по вопросам продления срока эксплуатации энергоблоков АС в России в течение 1999-2001 гг. были разработаны и введены в действие документы, определяющие технические требования к выполнению работ по подготовке энергоблоков АС к продлению срока эксплуатации и критерии успешности завершения работ, а именно:

– Федеральные нормы "Основные требования к продлению срока эксплуатации блока атомной станции", НП-017-2000;

– Руководящий документ Регулирующего органа России "Требования к составу комплекта и содержанию документов, обосновывающих безопасность в период дополнительного срока эксплуатации блока АС", РД-04-31-2001.

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Приложение Эксплуатирующей организацией - концерном "Росэнергоатом" в развитие федеральных норм и правил были разработаны и введены в действие в установленном порядке руководящие и методические документы, в том числе:

– "Положение о порядке организации и проведения модернизации оборудования и систем атомной станции";

– "Типовая программа комплексного обследования блока АС для продления срока эксплуатации", РД ЭО 0283-01;

– "Положение по управлению ресурсными характеристи ками элементов блока АС", РД ЭО 0281-01;

– "Программа обеспечения качества выполнения работ по продлению срока эксплуатации блоков АС первого поколения", РД ЭО 0291-01;

– "Основные положения по продлению срока эксплуатации блоков АС второго поколения ", РД ЭО 0327-01;

– Методики обоснования остаточного ресурса оборудования.

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Приложение Приложение 4.

Мероприятия по повышению безопасности и модернизации АС 4.1. Основные мероприятия по повышению безопасности, реализованные на энергоблоке № 1 Кольской АС в 2002-2004 гг.


№№ Наименование мероприятия п/п 1. Модернизация системы надежного электроснабжения потребителей 2-й группы 2. Модернизация системы технической воды ответственных потребителей 3. Модернизация системы аварийного ввода бора и спринклерной системы 4. Модернизация управляющих систем безопасности 5. Модернизация мультифункционального тренажера учебно тренировочного пункта (УТП) 6. Внедрение ограничителей течи из коллекторов 1-го контура 1ПГ-2,4, 2ПГ-3,4, 7. Модернизация арматуры и трубопроводов продувки и возврата продувки петель главного циркуляционного контура 8. Модернизация сетчатых ограждений водосборников системы аварийного впрыска бора (САВБ) (бак Б-8) 9. Установка обратных клапанов на трубопроводах питательной воды к парогенератору 10. Модернизация напорных трубопроводов от аварийного питательного электронасоса 11. Замена систем управления и контроля дизель-генераторов 12. Модернизация устройства релейной защиты и автоматики (УРЗА) трансформаторов 6/0,4 кВ 51,52Т 13. Модернизация УРЗА вводов секций распределительного устройства собственных нужд (РУСН) 6 кВ (окончание работ в части цепей оперативной блокировки разъединителей) 14. Замена системы технологического (температурного) контроля ТГ-1,2,3, 15. Усовершенствование схемы подключения импульсных линий датчиков регуляторов уровня в подогревателях высокого Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Приложение №№ Наименование мероприятия п/п давления для исключения влияния пульсаций уровня на качество регулирования.

16. Модернизация системы автоматического химического контроля 17. Модернизация системы продувки парогенераторов 18. Установка независимых модульных систем пожаротушения в кабельных помещениях 4.2. Основные мероприятия по повышению безопасности, реализованные на энергоблоке № 1 Ленинградской АС в 2002-2004 гг.

№№ Наименование мероприятия п/п 1. Модернизация системы аварийного охлаждения реактора (САОР), внедрение новой трехканальной быстродействующей подсистемы САОР (с гидробаллонной) и двухканальной системы САОР длительного расхолаживания 2. Внедрение системы питания остановленного реактора (СПОР), состоящей из трех каналов аварийного электроснабжения 3. Модернизация системы надежного технического водоснабжения, предназначенной для обеспечения работоспособности систем безопасности, участвующих в аварийном расхолаживании активной зоны 4. Внедрение комплексной системы управления аварийным расхолаживанием 5. Модернизация контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), связанная с вводом в эксплуатацию модифицированной системы САОР 6. Ввод в эксплуатацию аварийного щита управления 7. Внедрение второй системы аварийного останова реактора 8. Перевод реактора на уран-эрбиевое топливо 9. Внедрение третьей системы обнаружения течи теплоносителя в помещениях контура многократной принудительной циркуляции по состоянию металла КМПЦ Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Приложение 4.3. Основные мероприятия по модернизации энергоблоков № 2 и № Смоленской АС, реализованные в 2001-2004 гг.

Объект №№ модернизации, Наименование работ п/п энергоблок 1. №2 Модернизация системы управления и защиты реактора (СУЗ). Организация независимого канала измерения и регистрации нейтронной мощности реактора на резервном пульте управления (РПУ) 2. №3 Модернизация СУЗ. Доработка логической схемы автоматических регуляторов СУЗ 3. №3 Модернизация СУЗ. Исключение блокировок на ввод СУЗ по сигналу "снижение расхода воды" (СРВ) в каналах СУЗ 4. №3 Модернизация системы управления и защиты реактора (СУЗ). Доработка усилителя защиты в пусковом диапазоне (УЗСП) 5. №2 Внедрение модернизированного оборудования и№3 системы физического контроля распределения энерговыделения (СФКРЭ), соответствующего требованиям НТД 6. №2 Внедрение модернизированного теплообмен и№3 ного оборудования промконтура реакторного отделения с целью улучшения ВХР. Замена теплообменников на теплообменник пластин чатого и кожухотрубного типа 7. №2 Модернизация КИП турбогенераторов № 3, 4.

Ввод до 200 сигналов в систему КВИНТ (А-701). "Пилотный" проект.

Метрологическая аттестация системы КВИНТ (методика калибровки) 8. №2 Замена выработавших ресурс аккумуляторных батарей системы аварийного охлаждения реактора САОР-6 на сейсмостойкие батареи типа VARTA (Vв-2312) Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Приложение Объект №№ модерни Наименование работ п/п зации, энергоблок 9. №2 Модернизация КИП реакторного отделения.

Увеличение объёмов контроля. Вывод информации о давлении в помещениях нижних водяных коммуникаций (НВК) и прочно плотных боксах (ППБ) на щит СУЗ с выводом сигнализации на щит установки подавления активности (УПАК) 10. №2 Модернизация КИП реакторного отделения.

Увеличение объёмов контроля. Вывод информации о давлении в помещениях НВК, ППБ, реакторном пространстве (РП) на БЩУ-О, РПУ 11. №3 Разделение измерительных токовых цепей системы "СКАЛА" с измерительными токовыми цепями, имеющими в трактах логические управляющие устройства 12. №2и Модернизация выхлопных устройств дизель №3 генераторов резервных дизельных электро станций (РДЭС). Установка искрогасителей 13. №2 Модернизация центральной части автомати зированной системы контроля радиационной безопасности (АКРБ-06) первой очереди 14. СВО, Модернизация КИП спецводоочистки (СВО) и ХЖТО хранилища жидких и твёрдых отходов (ХЖТО).

Установка акустических уровнемеров на баки приготовления реагентов 15. СВО, Модернизация КИП СВО и ХЖТО. Установка ХЖТО автоматических концентратомеров на баки приготовления реагентов и баки реагентов 16. ЖРО Модернизация хранилища жидких радио активных отходов. Внедрение пробоотборного устройства для емкостей жидких радиоактивных отходов (ЖРО) Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Приложение Приложение 5.

Перечень основных федеральных норм и правил, регулирующих вопросы безопасности атомных станций I. В части, относящейся ко всем видам объектов использования атомной энергии:

• Требования к устройству и безопасной эксплуатации грузоподъемных кранов для объектов использования атомной энергии (НП-043-03*);

• Правила устройства и безопасной эксплуатации сосудов, работающих под давлением, для объектов использования атомной энергии (НП-044-03);

• Правила устройства и безопасной эксплуатации трубопроводов пара и горячей воды для объектов использования атомной энергии (НП-045-03);

• Правила устройства и безопасной эксплуатации паровых и водогрейных котлов для объектов использования атомной энергии (НП-046-03).

II. В части, относящейся к атомным станциям:

• Типовое содержание Плана мероприятий по защите персонала в случае аварии на атомной станции (НП-015-2000);

• Основные требования к продлению срока эксплуатации блока атомной станции (НП-017-2000);

• Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомной станции с реакторами на быстрых нейтронах (НП-018-2000);

• Требования к управляющим системам, важным для безопасности атомных станций (НП-026-01);

• Нормы проектирования сейсмостойких атомных станций (НП-031-01);

• Размещение атомных станций. Основные критерии и требования по обеспечению безопасности (НП-032-01);

• Правила устройства и эксплуатации систем вентиляции, важных для безопасности атомных станций (НП-036-02);

• Правила обеспечения водородной взрывозащиты на атомной станции (НП-040-02).

* Здесь и далее в скобках указаны буквенно-цифровые обозначения документов согласно принятой в Регулирующем органе России кодификации.

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Приложение III. В части, относящейся к радиоактивным отходам и отработавшему ядерному топливу:

• Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких радиоактивных отходов. Требования безопасности (НП-019-2000);

• Сбор, переработка, хранение и кондиционирование твердых радиоактивных отходов. Требования безопасности (НП-020-2000);

• Обращение с газообразными радиоактивными отходами.

Требования безопасности (НП-021-2000);

• Пункты сухого хранения отработавшего ядерного топлива.

Требования безопасности (НП-035-02).

IV. В части, относящейся к учету и контролю ядерных материалов:

• Основные правила учета и контроля ядерных материалов (НП-030-01).

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Приложение Приложение 6.

Финансирование Регулирующего органа России за счет средств федерального бюджета Российской Федерации в 2003 г.

Фактически Установлено %% от Наименование разделов и подразделов функциональной профинансировано Недофинансировано, на 2003 г., установленного классификации расходов федерального бюджета в 2003 г., тыс. руб.

тыс. руб. на 2003 г.

тыс. руб.

ИТОГО РАСХОДОВ 224447,5 224447,5 100% 0, из них:

Государственное управление и местное самоуправление Функционирование исполнительных органов государственной власти 196309,3 196309,3 100% 0, в том числе:

центральный аппарат Регулирующего органа России 32749,0 32749,0 100% 0, территориальные органы Регулирующего органа России 163560,3 163560,3 100% 0, Международная деятельность Международные культурные, научные и информационные связи 3395,6 3395,6 100% 0, Фундаментальные исследования и содействие научно техническому прогрессу Разработка перспективных технологий и приоритетных направлений научно-технического прогресса 18382,6 18382,6 100% 0, Промышленность, энергетика и строительство 5000,0 5000,0 100% 0, Строительство, архитектура Образование Переподготовка и повышение квалификации 1360,0 1360,0 100 % 0, Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Приложение Приложение 7.

Финансирование системы Регулирующего органа России за счет средств федерального бюджета Российской Федерации в 2004 г.

Наименование разделов и подразделов функциональной Лимиты классификации расходов федерального бюджета на 2004 г., тыс. руб.

251134, ИТОГО РАСХОДОВ из них:

Государственное управление и местное самоуправление Функционирование исполнительных органов государственной власти 212635, в том числе:

центральный аппарат Регулирующего органа 34895, России территориальные органы Регулирующего органа 177740, России Международная деятельность Международные культурные, научные и информационные связи 3591, Фундаментальные исследования и содействие научно-техническому прогрессу Разработка перспективных технологий и приоритетных направлений научно-технического 21547, прогресса Промышленность, энергетика и строительство 12000, Строительство, архитектура Образование 1360, Переподготовка и повышение квалификации Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Приложение Приложение 8.

Данные о фактической численности работников территориальных органов Регулирующего органа России и затратах на проведение инспекций в 2002 г.

Показатели Всего ЦМТО СЕМТО УМТО ДВМТО СМТО ВМТО ДМТО Численность работников округов, чел. 1008 198 153 133 49 134 192 Численность работников инспекций, чел. 739 172 118 94 23 70 178 Число поднадзорных предприятий и организаций, ед. 3526 1053 497 526 148 414 521 Количество проведенных в 2002 г.

инспекций, ед. 14542 3051 2098 5021 248 1507 993 Фактические расходы по округу, тыс.руб.

всего: 121583,7 21215,0 23780,0 16485,6 10055,4 16764,0 18370,6 14913, в том числе:

текущие расходы: 119547,9 20615,0 23334,2 15985,6 9905,4 16764,0 18370,6 14573, из них на содержание инспекций 83168,9 19123,6 17996,3 9297,3 3767,4 8757,3 17242,0 6985, Текущие расходы на содержание одного работника инспекции, тыс.руб. 112,54* 111,18 152,51 98,91 163,80 125,10 96,87 83, Стоимость проведения одной инспекции, тыс.руб. 5,72* 6,27 8,58 1,85 15,19 5,81 17,36 4, Условные обозначения: ЦМТО - Центральный межрегиональный территориальный округ СЕМТО – Северо-Европейский межрегиональный территориальный округ УМТО – Уральский межрегиональный территориальный округ ДВМТО – Дальневосточный межрегиональный территориальный округ СМТО – Сибирский межрегиональный территориальный округ ВМТО – Волжский межрегиональный территориальный округ ДМТО – Донской межрегиональный территориальный округ Знаком * отмечены средние значения показателей Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Приложение Приложение 9.

Данные о фактической численности работников территориальных органов Регулирующего органа России и затратах на проведение инспекций в 2003 г.

Показатели Всего ЦМТО СЕМТО УМТО ДВМТО СМТО ВМТО ДМТО Численность работников округов, чел. 1009 198 149 130 52 132 196 Численность работников инспекций, чел. 744 170 117 95 23 70 182 Число поднадзорных предприятий и организаций, ед. 3754 1099 540 563 150 450 577 Количество проведенных в 2003 г.

инспекций, ед. 12884 2740 1905 3787 207 1521 974 Фактические расходы по округу, тыс.руб.

всего: 153382,5 27702,0 27587,0 20615,8 12601,9 22978,0 23126,8 18771, в том числе:

текущие расходы: 151255,6 27604,8 27475,7 18915,2 12571,9 22908,0 23079,0 18701, из них на содержание инспекций 106028,1 25278,3 21574,9 12038,2 5029,7 11966,9 21563,7 8576, Текущие расходы на содержание одного работника инспекции, тыс.руб. 142,51* 148,70 184,40 126,72 218,68 170,96 118,48 98, Стоимость проведения одной инспекции, тыс.руб. 8,23* 9,23 11,33 3,18 24,30 7,87 22,14 4, Условные обозначения: ЦМТО - Центральный межрегиональный территориальный округ СЕМТО – Северо-Европейский межрегиональный территориальный округ УМТО – Уральский межрегиональный территориальный округ ДВМТО – Дальневосточный межрегиональный территориальный округ СМТО – Сибирский межрегиональный территориальный округ ВМТО – Волжский межрегиональный территориальный округ ДМТО – Донской межрегиональный территориальный округ Знаком * отмечены средние значения показателей Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Приложение Приложение 10.

Категории и признаки нарушений в работе АС Условное обозначение Признаки и последствия нарушений категории Аварии Выброс в окружающую среду радиоактивных веществ А при тяжелой запроектной аварии, в результате которого возможны острые лучевые поражения лиц из персонала АС (работников) и лиц из населения, нанесение ущерба их здоровью, загрязнение радиоактивными веществами большой территории. Возможен трансграничный перенос радиоактивных веществ. Длительное радиационное воздействие на окружающую среду.

Выброс в окружающую среду радиоактивных А веществ, в результате которого за границей санитарно защитной зоны АС достигнут или превышен уровень "Б" критериев для принятия неотложных решений в начальный период аварии: прогнозируемая доза облучения за первые 10 суток 500 мГр на все тело или 5000 мГр на щитовидную железу, легкие, кожу.

Выброс в окружающую среду радиоактивных А веществ, в результате которого за границей санитарно защитной зоны АС превышен уровень "А" критериев для принятия неотложных решений в начальный период аварии: прогнозируемая доза облучения за первые суток 50 мГр на все тело или 500 мГр на щитовидную железу, легкие, кожу.

Примечания.

1. Аварии категорий А01, А02, А03 характеризуются превышением максимального проектного предела повреждения твэлов.

2. Уровни "А" и "Б" критериев для принятия неотложных решений в начальный период аварии соответствуют НРБ-99.

Выброс в окружающую среду радиоактивных А веществ, в результате которого в пределах санитарно защитной зоны превышен основной дозовый предел облучения лиц из населения 5 мЗв в год. Однократное внешнее и/или внутреннее облучение отдельных лиц из персонала, доза которого превышает потенциально опасную (200 мЗв).

Повреждение твэлов, при котором предел безопасной эксплуатации по количеству и величине дефектов твэлов превышен, а максимальный проектный предел не превышен.

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Приложение Продолжение приложения Условное обозначение Признаки и последствия нарушений категории Происшествия Поступление в помещение (помещения) постоянного П пребывания персонала, на площадку АС или в окружающую среду радиоактивных веществ, произошедшее из-за отказов систем (элементов), недостатков эксплуатационных процедур, неправильных действий персонала, в результате которого:

• загрязнение помещения (помещений) постоянного пребывания персонала достигло бета-активными нуклидами 10000 част/(мин·см2) и/или альфа активными нуклидами 200 част/(мин·см2);

• загрязнение санитарно-защитной зоны привело к созданию дозы облучения, которая не превышает 5 мЗв в год.

Однократное внешнее и/или внутреннее облучение отдельных лиц из персонала, доза которого превышает основной дозовый предел, но не более потенциально опасной (200 мЗв).

Нарушение пределов безопасной эксплуатации (кроме П радиационных).

Нарушение условий безопасной эксплуатации.

П Неработоспособность одного или нескольких каналов П систем безопасности, выявленная при регламентном опробовании или осмотре при эксплуатации блока АС.

Срабатывание системы безопасности, связанное с П необходимостью выполнения функции безопасности при эксплуатации блока АС и сопровождающееся дополнительными по сравнению с учитываемыми при проектных авариях отказами элементов систем безопасности сверх единичного отказа и/или неправильными действиями персонала.

Срабатывание системы безопасности, связанное с П необходимостью выполнения функции безопасности при эксплуатации блока АС и не сопровождающееся дополнительными по сравнению с учитываемыми при проектных авариях отказами элементов систем безопасности сверх единичного отказа и/или неправильными действиями персонала.

Срабатывание системы безопасности или канала П системы безопасности, не связанное с выполнением функции безопасности, в том числе той части системы пожаротушения, которая обеспечивает условия для функционирования систем безопасности.

Национальный Доклад Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из Конвенции о ядерной безопасности.

Приложение Продолжение приложения Условное обозначение Признаки и последствия нарушений категории Происшествия Останов реакторной установки или отключение блока П от сети без срабатывания аварийной защиты при эксплуатации блока АС, вызванный отказом систем (элементов), и/или неправильными действиями персонала, или внешним воздействием.

Снижение нагрузки блока АС на 25% и более от П уровня мощности, непосредственно ей предшествовавшего, вызванное отказом систем (элементов) и/или неправильными действиями персонала, или вешним воздействием (за исключением событий, приведенных в п.2.2 "Положения о порядке расследования и учета нарушений в работе атомных станций " (ПНАЭ Г-12-005-97).

Падение и/или повреждение ТВС, твэлов при П операциях со свежим или отработавшим ядерным топливом, вызванные отказом систем, элементов (в том числе грузоподъемного оборудования АС, используемого при обращении с ядерным топливом) и/или неправильными действиями персонала.

Повреждения или дефекты элементов АС 1 и П классов безопасности, произошедшие или выявленные при эксплуатации блока АС, но не приведшие к исходному событию.



Pages:     | 1 | 2 || 4 |
 





 
© 2013 www.libed.ru - «Бесплатная библиотека научно-практических конференций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.