Фрагмент документа "ОБ УТВЕРЖДЕНИИ И ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ ФЕДЕРАЛЬНЫХ НОРМ И ПРАВИЛ В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ "ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ"".
3. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОЕКТУ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА,
НАПРАВЛЕННЫЕ НА ОБЕСПЕЧЕНИЕ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
3.1. Общие требования
3.1.1. Системы и элементы ИР, важные для безопасности, должны
проектироваться с учетом механических, тепловых, химических и прочих
внутренних воздействий, возможных при нормальной эксплуатации и при
нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, а также
внешних воздействий природного и техногенного происхождения.
3.1.2. При проектировании ИР должно отдаваться предпочтение
системам (элементам), устройство которых основано на пассивном
принципе действия.
3.1.3. В проекте (эксплуатационной документации) ИР должны быть
приведены:
1) перечни расчетных программ, используемых для прогнозирования
нейтронно-физических характеристик и обоснования ядерной безопасности
ИР, и информация об их аттестации;
2) перечни расчетных программ, используемых для
теплогидравлических расчетов активной зоны в стационарных, переходных
и аварийных режимах работы ИР;
3) программы и методики контроля и испытаний в процессе
изготовления, монтажа, наладки и эксплуатации систем (элементов),
важных для безопасности;
4) условия безопасных испытаний, замены и вывода в ремонт РО СУЗ,
исполнительных механизмов РО СУЗ, других средств воздействия на
реактивность;
5) методики определения запаса реактивности ИР и эффективности РО
СУЗ;
6) методика определения тепловой мощности реактора;
7) методика и периодичность тарировки каналов контроля плотности
потока нейтронов по тепловой мощности реактора;
8) условия безопасного обращения со свежим и отработавшим ядерным
топливом;
9) перечни контролируемых параметров и сигналов о состоянии ИР;
10) перечни регулируемых параметров;
11) перечни параметров, по которым должно быть обеспечено
формирование сигналов на срабатывание защитных систем безопасности;
12) перечни блокировок и защит оборудования ИР, а также
технические требования к условиям их срабатывания;
13) условия срабатывания систем безопасности, уровни и
интенсивности внешних воздействий природного и техногенного
происхождения, при достижении которых необходим останов ИР;
14) анализ надежности СУЗ ИР, при этом должно быть показано, что
коэффициент неготовности СУЗ к выполнению функции аварийной защиты при
-5
наличии сигнала АЗ не превышает 10 ;
15) анализ реакций управляющих и других систем, важных для
безопасности, на внутренние и внешние воздействия природного и
техногенного происхождения, возможные отказы и неисправности,
подтверждающий отсутствие опасных для реактора реакций;
16) прогнозируемый запас реактивности ИР с оценкой погрешности
используемых расчетных методов и с учетом возможных технологических
отклонений параметров комплектующих элементов активной зоны от
номинальных значений, при этом необходимый запас реактивности ИР
должен быть обоснован;
17) эффективность РО СУЗ, экспериментальных и загрузочных
устройств;
18) эффекты и коэффициенты обратных связей по реактивности,
включая температурный и мощностной эффекты реактивности, а при
необходимости барометрический и плотностной эффекты реактивности и
эффекты реактивности, обусловленные выгоранием топлива и отравлением
реактора;
19) перечень ядерно опасных работ при эксплуатации ИР и меры по
обеспечению ядерной безопасности при их проведении, включая работы по
загрузке (перегрузке) ядерного топлива.
3.1.4. Проектом ИР должны быть предусмотрены:
1) аварийные источники электроснабжения, обеспечивающие работу не
менее двух каналов контроля уровня мощности и указателей положения РО
СУЗ, а также контроль температурного режима реактора при
расхолаживании;
2) технические меры по исключению несанкционированного доступа к
управляющим и другим системам, важным для безопасности.
3.1.5. Используемые в проекте ИР технические решения должны
обеспечивать:
1) порционную загрузку ядерного топлива в активную зону реактора
и при необходимости порционный залив жидкости в реактор при физическом
пуске ИР;
2) подкритичность реактора в режиме временного останова не менее
2% (К
эфф <= 0,98) при взведенных РО АЗ;
3) подкритичность реактора в режиме длительного останова не менее
5% (К
эфф <= 0,95);
4) безопасность ИР при любом исходном событии проектных аварий с
наложением одного независимого от исходного события отказа или одной
независимой от исходного события ошибки персонала;
5) диагностику состояния реактора и систем ИР, важных для
безопасности;
6) контроль состояния физических барьеров на пути распространения
продуктов деления ядерных материалов и радиоактивных веществ;
7) сохранность и работоспособность в условиях проектных аварий
технических средств, используемых для регистрации и хранения
информации, необходимой для идентификации исходных событий проектных
аварий и установления алгоритмов работы систем, важных для
безопасности, и действий персонала.
3.2. Активная зона и системы нормальной эксплуатации, важные для
безопасности
3.2.1. Активная зона и элементы ее конструкции
3.2.1.1. Конструкция реактора при нормальной эксплуатации и
нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, должна
исключать непредусмотренные перемещения, деформации или формоизменения
элементов активной зоны и отражателя, приводящие к увеличению
реактивности или ухудшению теплоотвода и последующему повреждению
тепловыделяющих элементов сверх соответствующих проектных пределов.
3.2.1.2. Конструкция тепловыделяющих сборок и тепловыделяющих
элементов, материалы сердечников и оболочек тепловыделяющих элементов
должны при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной
эксплуатации, включая проектные аварии, обеспечивать непревышение
установленных соответствующих проектных пределов повреждения
тепловыделяющих элементов с учетом:
1) физико-химического взаимодействия оболочек тепловыделяющих
элементов и сердечников, оболочек тепловыделяющих элементов и
теплоносителя;
2) ударных и вибрационных воздействий, термоциклического
нагружения, усталости и старения материалов;
3) влияния продуктов деления и примесей в теплоносителе на
коррозию оболочек тепловыделяющих элементов (тепловыделяющих сборок);
4) теплогидравлических и радиационных воздействий и других
факторов, ухудшающих механические характеристики материалов
тепловыделяющих элементов.
3.2.1.3. Характеристики ядерного топлива и конструкция реактора
должны исключать возможность образования вторичных критических масс
при разрушении активной зоны или расплавлении ядерного топлива.
3.2.1.4. При выборе конструкции активной зоны и ее состава должны
использоваться технические решения, исключающие положительный
мощностной и температурный коэффициенты реактивности при любых режимах
работы реактора.
3.2.1.5. Конструкция активной зоны или отражателя должна
обеспечивать возможность размещения в них внешнего (пускового)
источника нейтронов, используемого при физическом пуске, а в случае
необходимости и при последующей эксплуатации ИР.
3.2.1.6. В проекте ИР должен быть приведен анализ
теплотехнической надежности активной зоны, обосновывающий
достаточность предусмотренных запасов до пределов безопасной
эксплуатации тепловыделяющих элементов.
3.2.1.7. Активная зона и исполнительные механизмы РО СУЗ должны
быть спроектированы так, чтобы исключались заклинивание и выброс РО
СУЗ вверх или вниз и самопроизвольное расцепление РО СУЗ с их
исполнительными механизмами.
3.2.1.8. В проекте ИР должны быть предусмотрены технические
средства и методы контроля герметичности тепловыделяющих элементов
(тепловыделяющих сборок) на остановленном и работающем на мощности
реакторе, которые должны обеспечивать надежное и своевременное
обнаружение негерметичных тепловыделяющих элементов (тепловыделяющих
сборок).
3.2.1.9. В проекте ИР должно быть определено соответствие между
повреждениями тепловыделяющих элементов и активностью теплоносителя
первого контура по реперным радионуклидам (с учетом эффективности
системы очистки теплоносителя от продуктов деления).
3.2.1.10. Тепловыделяющие элементы (тепловыделяющие сборки) с
ядерным топливом различного обогащения, специальные выгорающие
поглотители нейтронов, тепловыделяющие элементы с выгорающим
поглотителем нейтронов, тепловыделяющие элементы со смешанным ядерным
топливом и т.п. должны иметь маркировку (отличительные знаки), которая
должна сохраняться на протяжении всего срока эксплуатации и
последующего хранения.
3.2.2. Экспериментальные устройства
3.2.2.1. Конструкция экспериментальных устройств должна исключать
возможность самопроизвольного перемещения сменных элементов
экспериментальных устройств и испытываемых образцов при их
эксплуатации в составе реактора, а также обеспечивать локализацию
(удержание) радиоактивных веществ испытываемых образцов в случае их
разрушения.
3.2.2.2. Должны быть выполнены расчетные, а в необходимых случаях
и экспериментальные оценки влияния экспериментальных устройств на
реактивность, распределение энерговыделения в активной зоне и на
эффективность РО СУЗ.
3.2.2.3. Установка (выгрузка) сменных элементов экспериментальных
устройств и испытываемых образцов должна проводиться, как правило, на
остановленном реакторе.
3.2.2.4. Скорость ввода положительной реактивности при
установке (выгрузке) сменных элементов экспериментальных устройств
и испытываемых образцов с эффективностью более 0,3 бета не
эфф
должна превышать 0,07 бета /с.
эфф
3.2.2.5. Если установка (выгрузка) сменных элементов
экспериментальных устройств и испытываемых образцов ведет к
увеличению реактивности на 0,7 бета и более, должно быть
эфф
обеспечено шаговое увеличение реактивности со значением шага, не
превышающим 0,3 бета .
эфф
Шаговое перемещение средств воздействия на реактивность должно
обеспечивать чередование увеличения реактивности и последующей паузы.
Каждый шаг должен инициироваться оператором.
3.2.2.6. В случае необходимости установки (выгрузки) испытываемых
образцов при работе реактора на мощности в проекте ИР должна быть
обоснована необходимость проведения работ в этих условиях и доказана
ядерная безопасность ИР при их проведении.
3.2.2.7. Проектно-конструкторская документация на новые сменные
элементы экспериментальных устройств и испытываемые образцы при
необходимости должна быть согласована с разработчиками ИР.
3.2.2.8. Экспериментальные устройства при необходимости должны
быть оснащены детекторами контроля плотности потока нейтронов,
датчиками теплофизических и других параметров.
3.2.2.9. Должны быть определены условия, объем и периодичность
проверок экспериментальных устройств на их соответствие проектным
характеристикам.
3.2.3. Система охлаждения активной зоны (первый контур)
3.2.3.1. Система охлаждения активной зоны (первый контур) при
нормальной эксплуатации должна обеспечивать теплоотвод от активной
зоны без нарушения установленных эксплуатационных пределов по
температуре и скорости изменения температуры элементов активной зоны и
экспериментальных устройств.
3.2.3.2. В проекте ИР должны быть приведены:
1) границы первого контура;
2) анализ надежности первого контура с учетом внутренних
воздействий, возможных при нормальной эксплуатации и нарушениях
нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, и внешних
воздействий природного и техногенного происхождения, при этом должно
быть показано, что прочность корпуса (бака) и внутрикорпусных
устройств обеспечивается при всех вышеуказанных воздействиях;
3) допустимые перемещения и вибрации трубопроводов и элементов
конструкции первого контура при нормальной эксплуатации ИР.
3.2.3.3. В случае использования на реакторе системы сжигания
продуктов радиолиза прочность корпуса реактора должна определяться с
учетом повышения давления в корпусе при сжигании продуктов радиолиза.
3.2.3.4. Используемые в проекте ИР технические решения должны
обеспечивать:
1) запас теплообменной поверхности первого контура, достаточный
для компенсации ухудшения ее теплопередающих характеристик в процессе
эксплуатации;
2) условия для развития естественной циркуляции теплоносителя при
нарушении принудительной циркуляции теплоносителя;
3) инерциальную массу подвижных элементов циркуляционных насосов
первого контура, достаточную для обеспечения требуемого расхода
теплоносителя при потере электроснабжения циркуляционных насосов до
момента, после которого естественная циркуляция теплоносителя или
система аварийного расхолаживания обеспечат отвод остаточного
тепловыделения активной зоны;
4) контроль параметров системы охлаждения активной зоны с
обеспечением формирования сигналов для срабатывания АЗ.
3.2.3.5. В проекте ИР должны быть предусмотрены:
1) автоматическая защита от недопустимого повышения или понижения
давления в первом контуре при нарушениях нормальной эксплуатации,
включая проектные аварии;
2) компенсация изменения объема теплоносителя при изменении
удельной плотности теплоносителя в соответствии с температурными
режимами первого контура;
3) средства для обнаружения потерь теплоносителя при течах;
4) средства компенсации потерь теплоносителя при течах и защиты
первого контура от непредусмотренного дренирования теплоносителя;
5) очистка теплоносителя от примесей, продуктов деления и
коррозии.
3.2.3.6. Используемые в проекте ИР технические решения должны
исключать:
1) вывод остановленного реактора из подкритического состояния при
включении (выключении) циркуляционных насосов первого контура;
2) превышение допустимых перемещений и вибраций трубопроводов и
элементов конструкций первого контура при нормальной эксплуатации ИР.
3.2.4. Управляющие системы нормальной эксплуатации
3.2.4.1. В составе управляющих систем нормальной эксплуатации
должна быть предусмотрена часть СУЗ, обеспечивающая контроль плотности
потока нейтронов (мощности) и управление мощностью реактора. Указанная
часть СУЗ должна включать:
1) РО АР и (или) РО РР, используемые для увеличения уровня
мощности реактора до заданного, поддержания мощности на заданном
уровне, а также для планового останова ИР;
2) РО КР, используемые для компенсации запаса реактивности
реактора и планового останова реактора;
3) систему контроля положения и управления исполнительными
механизмами РО РР, РО АР, РО КР;
4) систему контроля положения и управления исполнительными
механизмами загрузочных и экспериментальных устройств (при
необходимости);
5) не менее двух независимых между собой каналов контроля
плотности потока нейтронов с показывающими приборами, при этом по
меньшей мере в составе одного канала контроля плотности потока
нейтронов должна быть предусмотрена возможность записи изменения
плотности потока нейтронов реактора во времени;
6) не менее двух независимых между собой каналов контроля
скорости (периода) увеличения плотности потока нейтронов реактора с
показывающими приборами;
7) каналы контроля параметров технологических систем реактора,
важных для безопасности.
3.2.4.2. Диапазон контроля плотности потока нейтронов управляющей
системой нормальной эксплуатации должен перекрывать весь определенный
проектом ИР диапазон изменения мощности реактора.
В случае разбиения диапазона контроля плотности потока нейтронов
на несколько поддиапазонов должно быть предусмотрено перекрытие
поддиапазонов не менее чем в пределах одной декады. Переключение
поддиапазонов должно быть автоматическим.
3.2.4.3. Управление реактором и основными системами ИР должно
производиться с пункта управления ИР, имеющего двухстороннюю
громкоговорящую связь с реакторным помещением и при необходимости с
другими помещениями ИР. Пункт управления ИР должен быть оборудован
телефонной связью.
3.2.4.4. Если указанные в пункте 3.2.4.1 каналы контроля не
обеспечивают контроль плотности потока нейтронов при загрузке ядерного
топлива, то реактор должен быть оборудован дополнительной (пусковой)
системой контроля. Эта система может быть съемной, устанавливаемой на
период загрузки ядерного топлива, и должна включать в себя не менее
двух каналов контроля плотности потока нейтронов реактора с
показывающими приборами и записывающим устройством.
3.2.4.5. Эффективность РО РР, РО АР, РО КР должна быть
достаточной для обеспечения не менее 1% подкритичности (Кэфф <= 0,99)
реактора после взвода РО АЗ.
3.2.4.6. РО РР, РО АР, РО КР должны иметь указатели
промежуточного положения и указатели конечных положений.
3.2.4.7. Управляющие системы нормальной эксплуатации должны
исключать:
1) ввод положительной реактивности путем перемещения РО РР, РО
АР, РО КР или экспериментальных устройств, если РО АЗ не взведены;
2) ввод положительной реактивности со скоростью выше 0,07
бета /с;
эфф
3) ввод положительной реактивности средствами воздействия на
реактивность в случае появления предупредительных сигналов по
плотности потока нейтронов или скорости (периоду) увеличения плотности
потока нейтронов или по каналам контроля параметров технологических
систем, важных для безопасности ИР;
4) ввод положительной реактивности средствами воздействия на
реактивность в случае отсутствия электроснабжения в цепях указателей
промежуточного положения органа, используемого для увеличения
реактивности, или в цепях аварийной или предупредительной
сигнализации.
3.2.4.8. Управляющие системы нормальной эксплуатации должны
обеспечивать:
1) шаговый ввод положительной реактивности (шаговое
перемещение) с величиной шага не более 0,3 бета для любых
эфф
используемых в управляющих системах нормальной эксплуатации средств
воздействия на реактивность эффективностью более 0,7 бета , включая
эфф
РО КР, РО РР, РО АР;
2) введение РО КР, РО РР, РО АР и другими средствами воздействия
на реактивность отрицательной реактивности с максимально возможной
скоростью по сигналу АЗ;
3) возможность разрыва цепи питания двигателей исполнительных
механизмов РО РР, РО АР, РО КР эффективностью более 0,7 бета с
эфф
пункта управления ИР, при этом разрыв цепи питания двигателей не
должен влиять на возможность приведения реактора в подкритическое
состояние по сигналу АЗ;
4) по сигналу АЗ автоматическое прекращение ввода положительной
реактивности загрузочными и экспериментальными устройствами, а в
необходимых случаях - автоматическое уменьшение реактивности,
обусловленной загрузочными или экспериментальными устройствами;
5) проверку работоспособности всех видов световой и звуковой
сигнализации.
3.2.4.9. Управляющая система нормальной эксплуатации должна
формировать как минимум следующие сигналы на пункт управления:
1) предупредительные (световые и звуковые) - при приближении
параметров реактора к уставкам срабатывания АЗ и нарушении условий
нормальной эксплуатации;
2) указательные - информирующие о наличии напряжения в цепях
электроснабжения СУЗ и о состоянии систем, важных для безопасности ИР.
3.2.4.10. В проекте ИР должен быть установлен и обоснован
диапазон мощности реактора, в пределах которого регулирование
осуществляется автоматическим регулятором, приведены характеристики
системы автоматического регулирования мощности и оценка погрешности
поддержания требуемого уровня мощности и должно быть доказано
отсутствие автоколебаний мощности.
Возможность работы ИР без системы автоматического регулирования
мощности должна быть обоснована в проекте ИР.
3.2.4.11. При включении нескольких каналов контроля плотности
потока нейтронов на вход системы автоматического регулирования должно
быть исключено изменение мощности реактора системой автоматического
регулирования при отключении или отказе одного из каналов контроля
плотности потока нейтронов.
3.3. Защитные системы безопасности
3.3.1. Аварийная защита и другие системы останова
3.3.1.1. В составе СУЗ должна быть предусмотрена АЗ ИР.
3.3.1.2. АЗ должна иметь не менее двух независимых РО АЗ (групп
РО АЗ).
3.3.1.3. Эффективность РО АЗ без учета одного наиболее
эффективного РО АЗ (группы РО АЗ) и их быстродействие должны
обеспечивать:
1) скорость снижения мощности реактора, достаточную для
предотвращения повреждения тепловыделяющих элементов сверх
эксплуатационных пределов;
2) приведение реактора в подкритическое состояние и поддержание
его в этом состоянии в течение времени, достаточного для введения
(срабатывания) других более медленных РО СУЗ.
3.3.1.4. РО АЗ должны иметь указатели конечных положений.
3.3.1.5. АЗ должна быть спроектирована таким образом, чтобы
начавшееся защитное действие было выполнено полностью с учетом
требований пункта 3.3.1.3 и обеспечивался контроль выполнения функции
безопасности (останов по аварийному сигналу или по сигналу об отказе в
канале защиты).
3.3.1.6. При появлении аварийного сигнала РО АЗ должны
приводиться в действие из любых промежуточных положений и на любом
участке своего движения должны обеспечивать ввод отрицательной
реактивности, при этом отрицательная реактивность должна вводиться и
другими РО СУЗ.
3.3.1.7. АЗ должна выполнять функцию безопасности независимо от
состояния источников электроснабжения СУЗ.
3.3.1.8. Кроме аварийного останова ИР, РО АЗ при необходимости
могут использоваться для планового останова ИР.
3.3.1.9. Кроме АЗ, в составе защитных систем безопасности в
проекте ИР могут быть предусмотрены и другие системы останова,
приводимые в действие автоматически или дистанционно.
3.3.1.10. Системы останова должны обеспечивать поддержание
реактора в подкритическом состоянии с учетом возможного высвобождения
реактивности, в том числе за счет температурного и мощностного
эффектов реактивности.
3.3.2. Система аварийного расхолаживания активной зоны
3.3.2.1. Для реактора с принудительной системой охлаждения
активной зоны проектом ИР должна быть предусмотрена система
безопасности, обеспечивающая аварийное расхолаживание активной зоны в
случае отказа принудительной системы охлаждения, который может явиться
исходным событием проектной аварии.
3.3.2.2. В проекте ИР должны быть обоснованы перечень параметров
и признаки состояния реактора, по которым автоматически вводится в
действие система аварийного расхолаживания активной зоны, уставки и
условия включения системы в работу для всех исходных событий проектных
аварий.
3.3.2.3. Включение, выключение и работа системы аварийного
расхолаживания активной зоны не должны выводить реактор из
подкритического состояния.
3.3.2.4. Возможность управления процессом аварийного
расхолаживания активной зоны должна быть обеспечена как из основного,
так и из резервного пункта управления ИР.
3.4. Управляющие системы безопасности
3.4.1. В проекте ИР должны быть предусмотрены управляющие системы
безопасности, осуществляющие управление защитными системами
безопасности, включая системы останова, в процессе выполнения ими
заданных функций.
3.4.2. В составе управляющей системы безопасности должно быть не
менее четырех независимых между собой каналов защиты, контролирующих
плотность потока нейтронов, включая два канала защиты по плотности
потока нейтронов и два канала защиты по скорости (периоду) увеличения
плотности потока нейтронов.
3.4.3. При выборе чувствительности и расположения детекторов
потока нейтронов управляющей системы безопасности необходимо
обеспечить возможность срабатывания АЗ в процессе вывода реактора в
критическое состояние и при любом значении мощности в диапазоне,
определенном проектом ИР.
3.4.4. В случае разбиения диапазона контроля плотности потока
нейтронов каналами защиты на несколько поддиапазонов должно быть
предусмотрено перекрытие поддиапазонов не менее чем в пределах одной
декады. Переключение поддиапазонов должно быть автоматическим и не
препятствовать формированию сигнала АЗ.
3.4.5. В случае конструктивного, электрического или
функционального совмещения (объединения) измерительных частей каналов
защиты управляющей системы безопасности с измерительными частями
каналов контроля управляющей системы нормальной эксплуатации в проекте
ИР должно быть показано, что такое совмещение не влияет на способность
АЗ выполнять функции безопасности.
3.4.6. Скорость ввода положительной реактивности при взводе РО
АЗ не должна превышать 0,07 бета /с.
эфф
3.4.7. При взводе РО АЗ эффективностью более 0,7 бета должен
эфф
быть обеспечен шаговый ввод положительной реактивности (шаговое
перемещение) с величиной шага не более 0,3 бета .
эфф
3.4.8. Управляющая система безопасности должна исключать взвод РО
АЗ в случае, если:
1) РО АР, РО РР, РО КР не находятся на нижних концевиках;
2) имеются аварийные или предупредительные сигналы по параметрам
технологических систем, важным для безопасности ИР.
3.4.9. АЗ как минимум должна срабатывать в следующих случаях:
1) достижения уставки АЗ по любому из каналов защиты по плотности
потока нейтронов или скорости (периоду) увеличения плотности потока
нейтронов;
2) отказа любого из каналов защиты по плотности потока нейтронов
или скорости (периоду) увеличения плотности потока нейтронов;
3) достижения уставок АЗ по параметрам технологических систем,
важных для безопасности;
4) появления сигналов от экспериментальных устройств, требующих
останова ИР;
5) при инициировании персоналом срабатывания АЗ соответствующими
кнопками;
6) отказа электроснабжения СУЗ, в том числе блоков питания
детекторов потока нейтронов каналов контроля или защиты.
3.4.10. Если количество каналов АЗ по плотности потока нейтронов
или по скорости увеличения плотности потока нейтронов более двух, то
допускается срабатывание АЗ при условии одновременного наличия
сигналов от любых двух каналов защиты по плотности потока нейтронов
или двух каналов защиты по скорости (периоду) увеличения плотности
потока нейтронов.
3.4.11. Управляющая система безопасности должна формировать на
пункт управления ИР аварийные световые и звуковые сигналы,
информирующие оператора о неработоспособном состоянии каналов защиты и
о срабатывании АЗ.
3.4.12. Выбранные уставки и условия срабатывания АЗ должны
предотвращать нарушения пределов безопасной эксплуатации, при этом
аварийная уставка по скорости (периоду) увеличения плотности потока
нейтронов должна быть не менее 10 с, предупредительная - не менее 20
с.
3.4.13. Должна быть предусмотрена диагностика каналов защиты с
выводом информации об отказах на пункт управления ИР.
3.4.14. Защитная функция по каждому параметру технологических
систем, по которому необходимо осуществлять АЗ или переходить на
аварийное расхолаживание активной зоны, во всем диапазоне изменения
параметров реактора должна реализовываться как минимум по двум
независимым между собой каналам.
3.4.15. В проекте ИР должна быть предусмотрена возможность
останова ИР, приведения в действие защитных систем безопасности и
осуществления необходимого контроля параметров реактора из помещения
резервного пункта управления в случае невозможности осуществления
таких действий из помещения основного пункта управления ИР.
|
Фрагмент документа "ОБ УТВЕРЖДЕНИИ И ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ ФЕДЕРАЛЬНЫХ НОРМ И ПРАВИЛ В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ "ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ"".