Главная Учебники - Разные СЕДЬМОЙ НАЦИОНАЛЬНЫЙ ДОКЛАД РФ О ВЫПОЛНЕНИИ ОБЯЗАТЕЛЬСТВ, ВЫТЕКАЮЩИХ ИЗ КОНВЕНЦИИ О ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (2016 год)
поиск по сайту правообладателям
|
|
|
содержание .. 8 9 10 11 ..
Статья 18 "Проектирование и сооружение АЭС"
процедур эксплуатации, технического обслуживания и ремонта
систем и оборудования АЭС.
Меры по сохранению целостности защитной оболочки при
воздействиях природного и техногенного характера с
интенсивностью выше проектной
Системы и элементы безопасности, в соответствии с
требованиями федеральных норм и правил, проектируются стойкими
к следующим воздействиям природного и техногенного
происхождения:
максимальное расчетное землетрясение
(МРЗ) с расчетной
повторяемостью один раз в 10000 лет и проектное землетрясение
(ПЗ) с расчетной повторяемостью один раз в 1000 лет;
экстремальные ветровые и снеговые нагрузки повторяемостью
один раз в 10000 лет;
экстремальная температура с расчетной повторяемостью один раз
в 10000 лет;
смерчи с расчетной повторяемостью один раз в 10000 лет;
затопление и подтопление площадки с расчетной повторяемостью
один раз в 10000 лет;
иные внешние воздействия природного происхождения,
характерные для площадки размещения АЭС с расчетной
повторяемостью один раз в 10000 лет;
падение самолета
(массой
5 т, если вероятность падения
воздушного судна большей массы равна или более 10-6 в год, то в
проектных основах АЭС подлежит учету падение такого
воздушного судна);
внешняя воздушная ударная волна;
иные внешние воздействия техногенного происхождения с
вероятностью реализации 10-6 в год и более.
В проекте энергоблоков Нововоронежской АЭС-2 (проект АЭС-
2006) учтена возможность падения легких самолетов типа LearJеt (вес
- 57 кН) и Cessna (вес - 15 кН).
Также учтены внешние природные воздействия со следующими
характеристиками:
ветер
- скорость
(на уровне
10 м над поверхностью земли),
соответствующая
10-минутному интервалу осреднения и
превышаемая в среднем один раз в 5 лет, равна 30 м/с, а также
экстремальная скорость, превышаемая в среднем один раз в 10000
лет, равная 56 м/с;
смерч
- класс интенсивности смерча при вероятности
145
Статья 18 "Проектирование и сооружение АЭС"
прохождения по территории площадки АЭС один раз в 10000 лет -
3,60 по Е-шкале Фуджиты.
Максимальная поступательная скорость движения смерча
24 м/с, перепад давления между периферией и центром воронки
смерча 110 гПа.
Во избежание затопления и подтопления площадки,
планировочная отметка зданий АЭС выбрана выше абсолютной
отметки максимального уровня волны прорыва. Проектными
решениями обеспечена незатопляемость сооружений I категории
безопасности при внешних воздействиях с вероятностью реализации
один раз в 10000 лет.
Для АЭС проекта ВВЭР-ТОИ в качестве проектного события
рассмотрено падение самолета массой 20 т, летящего со скоростью
215 м/с. Опционально может рассматриваться, в качестве
запроектного, падение самолета массой 400 т, летящего со скоростью
150 м/с.
Проектные расчеты ВВЭР-ТОИ показали, что конструкционные
и компоновочные решения обеспечивают сейсмостойкость АЭС к
повышенным сейсмическим нагрузкам (ПЗ - до 8 баллов, МРЗ - до 9
баллов (0,25 g и 0,41 g, соответственно).
В соответствии с требованиями федеральных норм и правил в
области использования атомной энергии для проектируемых
энергоблоков
АЭС выполняются вероятностные анализы
безопасности, учитывающие, в том числе, внешние воздействия с
интенсивностью, превышающей проектную.
Усовершенствование конструкции АЭС по результатам
детерминистических и вероятностных оценок безопасности в
период после представления предыдущего Национального доклада
Для эксплуатируемых АЭС по результатам новых оценок
безопасности
(в том числе по результатам детерминистических и
вероятностных анализов безопасности) выполнены следующие
мероприятия:
поставка на АЭС дополнительного противоаварийного
оборудования (мотопомпы, передвижные дизель-генераторные и
насосные установки), обеспечена готовность его применения;
разработка комплектов проектной и рабочей документации по
предотвращению тяжелых аварий;
ввод в опытно-промышленную эксплуатацию системы
сейсмической защиты реакторов на действующих энергоблоках
Кольской, Курской, Ленинградской, Нововоронежской и
Смоленской АЭС;
146
Статья 18 "Проектирование и сооружение АЭС"
размещение и подключение мобильной противоаварийной техники
и систем контроля и водородной взрывобезопасности в
герметичном ограждении РУ для энергоблоков № 1÷4 Балаковской
АЭС, энергоблока № 3 Белоярской АЭС, энергоблоков № 1÷4
Билибинской АЭС, энергоблока
№ 1 Калининской АЭС,
энергоблоков
№ 2÷4 Кольской АЭС, энергоблоков
№ 1,
3
Ленинградской АЭС, энергоблока № 5 Нововоронежской АЭС;
продолжение работ по внедрению средств аварийного и
поставарийного
мониторинга
("аварийных"
контрольно-
измерительных приборов, рассчитанных на работу в условиях
запроектных аварий) для АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК;
реализация мероприятий по повышению противоаварийной
готовности на всех АЭС и в Кризисном центре АО "Концерн
Росэнергоатом".
По результатам анализа аварии на АЭС "Фукусима-Дайичи" в
проекты строящихся энергоблоков Нововоронежской АЭС-2 (проект
АЭС-2006) и Курской АЭС-2
(проект ВВЭР-ТОИ) включена
дополнительная система отвода тепла к конечному поглотителю от
реакторной установки и бассейна выдержки отработавшего топлива
альтернативный промконтур с воздушной вентиляторной градирней,
питающейся от автономного дизель-генератора.
По результатам анализа защищенности Ленинградской АЭС-2
(проект АЭС-2006), в проект включены дополнительные мероприятия,
реализуемые при сооружении, например:
добавлен насос подпитки баков аварийного отвода тепла и
топливного бассейна с соответствующей обвязкой (трубопроводы,
арматура и т.п.);
для каждого энергоблока предусмотрен передвижной дизель-
генератор.
18.2. Использование апробированных решений
В соответствии с требованиями п.1.2.7 федеральных норм и
правил в области использования атомной энергии "Общие положения
обеспечения безопасности атомных станций"
(НП-001-15),
технические и организационные решения, принимаемые для
обеспечения безопасности АЭС, должны быть апробированы
прежним опытом, испытаниями, исследованиями, опытом
эксплуатации прототипов.
В проектах новых российских АЭС (в частности, в проектах
АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ) реализован стратегический подход
максимальное заимствование проверенных, отработанных систем,
оборудования, технических решений при одновременной интеграции
147
Статья 18 "Проектирование и сооружение АЭС"
технических достижений и эволюционного совершенствования,
имеющих место в других современных проектах ВВЭР и вытекающих
из опыта эксплуатации действующих энергоблоков.
Использованные в проектах АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ
технические и схемные решения базируются на имеющемся опыте
проектирования, эксплуатации АЭС, а также на выполненных
расчетно-экспериментальных обоснованиях.
К проверенным практикой решениям следует отнести
конструкцию реакторной установки, включающей реактор типа
ВВЭР, паровую систему компенсации давления, четырехпетлевой
главный циркуляционный контур, горизонтальные парогенераторы.
Имеющиеся проектные решения и опыт эксплуатации АЭС с
реакторами типа ВВЭР учтены при разработке проекта активной зоны
реактора.
Областью особого внимания являлись проектные решения,
референтность по которым недостаточна
(пассивные системы
безопасности, устройство локализации расплава и другие). Для
апробации
выполнялись
всеобъемлющие
расчетно-
экспериментальные обоснования, в том числе с использованием
имевшихся и вновь построенных стендов
(так, для изучения
совместной работы пассивных систем АЭС проекта АЭС-2006
-
системы пассивного отвода тепла и системы пассивного залива
активной зоны в условиях течей первого контура, сопровождающихся
отказом активных систем безопасности, на базе ГНЦ РФ - ФЭИ был
создан натурный стенд. На этом стенде изучалось влияние
неконденсируемых газов, способных в условиях течи первого контура
скапливаться в парогенераторах, на работоспособность указанных
пассивных систем безопасности).
С особой осторожностью применяются в системах контроля и
управления проектные решения, основанные на программируемых
цифровых устройствах. Для гарантированного выполнения основных
функций безопасности в случае гипотетического отказа
программируемых устройств по общей причине из-за отказов
программного обеспечения, в проект АЭС была введена диверсная
система защит, не использующая программируемые цифровые
устройства.
При проектировании
АЭС широко используется
международный опыт и современные требования к обеспечению
безопасности АЭС. Так, при обосновании безопасности АЭС в
условиях нарушений нормальной эксплуатации вплоть до проектных
аварий категоризация исходных событий и назначение каждой
категории исходных событий соответствующих проектных пределов
148
Статья 18 "Проектирование и сооружение АЭС"
выполнены с использованием подхода, аналогичного используемому в
EUR.
18.3. Процесс лицензирования, связанный с проектированием и
сооружением АЭС
Процесс лицензирования в области использования атомной
энергии определен "Административным регламентом предоставления
Федеральной службой по экологическому, технологическому и
атомному надзору государственной услуги по лицензированию
деятельности в области использования атомной энергии" и был
описан в предыдущих Национальных докладах.
Для получения лицензии на сооружение энергоблока АЭС
Эксплуатирующая организация представляет в Ростехнадзор
заявление и комплект документов, обосновывающих безопасность
АЭС. В соответствии с установленными требованиями в составе
комплекта документов должны быть представлены:
предварительный отчет по обоснованию безопасности атомной
станции;
общая программа обеспечения качества ПОКАС(О);
программа обеспечения качества при сооружении АЭС
ПОКАС(С);
ВАБ первого и второго уровня;
по запросу Ростехнадзора, при необходимости, 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 АЭС.
Проектные организации (в том числе разработчики проектов
АЭС и РУ) должны иметь, в соответствии с требованиями
Федерального закона "Об использовании атомной энергии", лицензии
Ростехнадзора на проектирование и конструирование.
В 2013-2015 гг. Ростехнадзором были рассмотрены заявления о
получении лицензий на размещение и сооружение новых
энергоблоков АЭС. Ведется сооружение:
энергоблока № 4 Ростовской АЭС (с РУ ВВЭР-1000/В-320);
энергоблока № 2 Нововоронежской АЭС-2 (АЭС-2006 с РУ ВВЭР-
1200/В-392М);
энергоблоков
№ 1, 2 Ленинградской АЭС-2 (АЭС-2006 с РУ
ВВЭР-1200/В-491).
149
Статья 18 "Проектирование и сооружение АЭС"
Ростехнадзором выдана лицензия на размещение энергоблока
№ 2 Курской АЭС-2 и лицензия на сооружение энергоблока № 1
Курской АЭС-2 (проект ВВЭР-ТОИ с РУ ВВЭР-1200/В-510К).
Дополнительная информация о выполнении принципов
Венского заявления о ядерной безопасности представлена в
Приложении 3.
В соответствии с современными международными
требованиями безопасность проектируемых и сооружаемых
в Российской Федерации АЭС обеспечивается за счет
реализации
многоуровневой
глубокоэшелонированной
защиты и использования апробированных технических и
организационных решений, обоснованность которых
подтверждается в процессе лицензирования, что
соответствует требованиям Конвенции о ядерной
безопасности и принципам Венского заявления о ядерной
безопасности.
150
Статья 19 "Эксплуатация АЭС"
Статья 19. Эксплуатация АЭС
19.1. Получение разрешений на эксплуатацию энергоблоков АЭС
после сооружения
Порядок получения лицензий на эксплуатацию энергоблоков
АЭС, установленный "Положением о лицензировании деятельности в
области использования атомной энергии" не претерпел изменений за
время, прошедшее после представления шестого Национального
доклада.
Состав документов, которые должны обосновывать обеспечение
ядерной и радиационной безопасности энергоблока, вводимого в
эксплуатацию после сооружения, определен в "Административном
регламенте предоставления Федеральной службой по экологическому,
технологическому и атомному надзору государственной услуги по
лицензированию деятельности в области использования атомной
энергии".
Кроме них, при вводе энергоблока в эксплуатацию
Эксплуатирующая организация представляет в Ростехнадзор отчеты и
акты по результатам выполнения работ на каждом из этапов
(предпусковые наладочные работы, физический пуск, энергетический
пуск, опытно-промышленная эксплуатация) ввода энергоблока АЭС в
эксплуатацию. Кроме того, по завершении испытаний все изменения и
отклонения фактического состояния энергоблока от проектных
характеристик учитываются при окончательной корректировке отчета
по обоснованию безопасности и эксплуатационной документации.
Физический и энергетический пуски энергоблока АЭС
осуществляются после проведения Ростехнадзором на АЭС проверки
фактической готовности энергоблока к каждому из этих этапов.
В соответствии с описанным порядком в
2014-2016 гг.
проводились работы по вводу в эксплуатацию энергоблока
№ 3
Ростовской АЭС, энергоблока № 4 Белоярской АЭС и энергоблока
№ 1 Нововоронежской АЭС-2.
Решение о выдаче лицензии на эксплуатацию энергоблока АЭС
принимается Ростехнадзором после экспертизы документов,
обосновывающих безопасность эксплуатации, а также проведения
необходимых инспекций.
19.2. Принятая система корректировки пределов и условий
безопасной эксплуатации
Технологический регламент эксплуатации энергоблока АЭС в
соответствии с требованиями "Общих положений обеспечения
151
Статья 19 "Эксплуатация АЭС"
безопасности атомных станций"
(НП-001-15) является основным
документом, определяющим безопасную эксплуатацию энергоблока
АЭС. В Технологическом регламенте представляются пределы и
условия безопасной эксплуатации, которые обосновываются при
проектировании АЭС, приводятся в отчете по обоснованию
безопасности и уточняются по результатам проведения предпусковых
наладочных работ, физического и энергетического пуска энергоблока
АЭС. Кроме того, в Технологическом регламенте эксплуатации
энергоблока АЭС определены правила и основные приемы безопасной
эксплуатации станции, общий порядок выполнения операций,
связанных с безопасностью АЭС.
При необходимости внесения изменения в пределы и (или)
условия безопасной эксплуатации соответствующие изменения
обосновываются в проекте АЭС, в установленном порядке
представляются в отчете по обоснованию безопасности энергоблока
АЭС и отражаются в Технологическом регламенте эксплуатации
энергоблока АЭС. Внесение изменений в отчет по обоснованию
безопасности энергоблока АЭС, а также в технологический регламент
эксплуатации энергоблока АЭС производится после внесения
Ростехнадзором в установленном порядке (в том числе с учетом
результатов экспертизы предлагаемых изменений ООБ АЭС и
Технологического регламента) изменений в условия действия
лицензии на эксплуатацию энергоблока АЭС.
19.3. Принятая
система
регламентации
технического
обслуживания и ремонта, а также инспектирования и испытаний
ядерных установок
В атомной энергетике России действует единая система
технического обслуживания и ремонта (СТОиР) при эксплуатации,
охватывающая АЭС разных типов и учитывающая особенности
конструкции реакторов и основного оборудования. Полный перечень
документов, наличие которых обязательно на энергоблоке АЭС при
эксплуатации, в том числе и документов по техническому
обслуживанию, ремонту, проверкам и испытаниям, определен
стандартом Эксплуатирующей организации "Основные правила
обеспечения эксплуатации атомных станций"
(СТО 1.1.1.01.0678-
2015). На основании действующих документов СТОиР администрация
каждой АЭС разрабатывает комплект документации на техническое
обслуживание и ремонт, включающий перспективный и годовой
планы подготовки к ремонту энергоблоков АЭС, акты о проверке
готовности к ремонту, перспективный и годовой планы ремонта
энергоблоков АЭС, годовой график ремонта оборудования, ведомости
152
Статья 19 "Эксплуатация АЭС"
объема ремонта, планы затрат на обеспечение ремонтной кампании,
календарно-сетевые графики ремонта и другую документацию.
Документы утверждаются руководством АЭС.
Техническое обслуживание оборудования и систем АЭС в
основном проводится персоналом станции и охватывает операции по
наблюдению за изменением параметров работающего оборудования с
целью раннего выявления и устранения отклонений, по выполнению
профилактических мероприятий и регламентированных тестовых
проверок оборудования, приборов, систем.
Все ремонтные работы выполняются ремонтным персоналом
АЭС и подрядными организациями, имеющими лицензию
Ростехнадзора.
В основу управления техническим состоянием оборудования
АЭС положена стратегия планового регламентированного ремонта,
который производится независимо от фактического технического
состояния оборудования на момент начала ремонта с периодичностью
и в объеме, установленными регламентами технического
обслуживания и ремонта.
Периодичность и объем планового технического обслуживания
и ремонта оборудования и систем АЭС определяются
необходимостью поддержания надежности систем и оборудования в
соответствии
с
условиями безопасной эксплуатации и
эксплуатационными пределами, установленными в проекте АЭС.
Необходимость выполнения непланового ремонта оборудования и
систем определяется по результатам контроля их состояния или при
обнаружении отказа.
В 2015 г. в АО "Концерн Росэнергоатом" скорректированы
подходы к перспективному планированию ремонтов энергоблоков на
основании мирового опыта. Увеличен период перспективного
планирования с четырех до десяти лет.
Многолетний опыт свидетельствует, что применяемая стратегия
ремонта обеспечивает безопасную эксплуатацию АЭС, в том числе
минимальное количество автоматических остановов реакторов из
критического состояния, а также достаточно высокий уровень
надежности оборудования в межремонтный период. Данный подход
удобен с точки зрения планирования и подготовки ремонта, включая
обеспечение материально-техническими и финансовыми ресурсами,
выбор и заблаговременную проверку готовности АЭС и подрядных
организаций к проведению планового ремонта и т.д.
В АО "Концерн Росэнергоатом" разработан значительный
массив
ремонтных
документов
(ТУ
на
ремонт,
Программы/Регламенты ТОиР, комплекты технологической
документации), обеспечивающий информационную поддержку
153
Статья 19 "Эксплуатация АЭС"
исполнителей при планировании, подготовке и проведении ремонта
АЭС. Ремонтная документация разрабатывается как силами персонала
АЭС, так и специализированными организациями, имеющими
соответствующую лицензию Ростехнадзора. В Эксплуатирующей
организации проводятся периодические инвентаризации ремонтной
документации, формируются программы разработки и пересмотра
ремонтной документации, включающие в себя разработку ремонтной
документации на оборудование вновь сооружаемых энергоблоков.
Нормативные требования по проведению испытаний и проверок
систем и элементов АЭС, важных для безопасности, определены в
федеральных нормах и правилах в области использования атомной
энергии "Общие положения обеспечения безопасности атомных
станций" (НП-001-15) и "Правила ядерной безопасности реакторных
установок атомных станций" (НП-082-07).
Испытания и проверки систем (элементов АЭС), важных для
безопасности, проводятся для выявления и предотвращения отказов
систем
(элементов АЭС), подтверждения их работоспособности и
соответствия проектным характеристикам. Системы (элементы) АЭС,
важные для безопасности, проходят испытания и проверки при вводе
в эксплуатацию, после ремонта и периодически в течение всего срока
службы АЭС. Испытания и проверки систем
(элементов АЭС)
проводятся по соответствующим инструкциям, программам и
графикам, разработанным администрацией АЭС на основе
технологического регламента по безопасной эксплуатации
энергоблока АЭС и проекта РУ (АЭС).
Порядок проведения инспекций Ростехнадзором описан в
подразделе 14.6 настоящего Доклада.
С целью подтверждения исправного состояния и возможности
дальнейшей эксплуатации при установленных проектом параметрах
оборудования и элементов систем безопасности и систем, важных для
безопасности,
Эксплуатирующей
организацией
проводится
техническое освидетельствование, включающее гидравлические
(пневматические) испытания оборудования и трубопроводов.
Техническое освидетельствование проводится в соответствии с
установленной периодичностью и разработанными процедурами,
результаты его оформляются в установленном порядке.
Участие персонала АЭС в разработке регламентов
эксплуатации, технического обслуживания, ремонта, проверок и
испытаний
1. Разработка технологических регламентов эксплуатации
энергоблоков АЭС.
154
Статья 19 "Эксплуатация АЭС"
В соответствии с требованиями п.4.1.2 федеральных норм и
правил в области использования атомной энергии "Общие положения
обеспечения безопасности атомных станций" (НП-001-15) разработку
технологических
регламентов
эксплуатации
энергоблоков
обеспечивает эксплуатирующая организация АЭС с участием
разработчиков проектов РУ и АЭС в соответствии с проектом АЭС и
отчетом по обоснованию безопасности.
2. Разработка регламентов технического обслуживания,
ремонта, проверок и испытаний систем, важных для безопасности.
В соответствии с п.4.1.6 "Общих положений обеспечения
безопасности атомных станций"
(НП-001-15) техническое
обслуживание, ремонт, испытания и проверки систем, важных для
безопасности, проводятся по соответствующим инструкциям,
программам и графикам, разработанным администрацией АЭС.
Техническое обслуживание, ремонт, проверки и испытания систем,
важных для безопасности, проводятся на основании технологического
регламента эксплуатации и регламентов технического обслуживания,
ремонта, проверок и испытаний.
Регламенты технического обслуживания, ремонта, проверок и
испытаний систем, важных для безопасности, разрабатывается в
установленном на АЭС порядке на основании стандартов
Эксплуатирующей организации СТО
1.1.1.01.0069-2013 "Правила
организации технического обслуживания и ремонта систем и
оборудования атомных станций", СТО
1.1.1.01.003.0779-2014
"Эксплуатационная документация. Порядок разработки и обращения.
Документы по ведению технологических процессов (инструкции по
эксплуатации, схемы, альбомы схем)".
К разработке всей вышеперечисленной документации (в том
числе технологического регламента эксплуатации) привлекается
персонал служб инженерно-технической поддержки АЭС, а также
оперативный персонал.
19.4. Действия персонала при авариях и аварийных ситуациях
Порядок подготовки персонала АЭС к действиям в аварийных
условиях подробно описан в подразделе 16.4 настоящего Доклада.
В соответствии с требованиями федеральных норм и правил в
области использования атомной энергии в случае возникновения
аварийных ситуаций, а также проектных и запроектных аварий
действия персонала АЭС регламентируются следующими
документами:
План мероприятий по защите персонала в случае аварии на
атомной электрической станции;
155
Статья 19 "Эксплуатация АЭС"
Инструкция по ликвидации проектных аварий;
Руководство по управлению запроектными авариями.
В случае обнаружения признаков возникновения предаварийной
ситуации или аварии на атомной станции начальник смены АЭС
немедленно докладывает об этом директору или главному инженеру
АЭС и оповещает необходимые организации и должностных лиц.
Инструкция по ликвидации проектных аварий определяет
действия оперативного персонала АЭС по ликвидации нарушений
нормальной эксплуатации вплоть до проектных аварий. Для каждого
исходного события нарушения нормальной эксплуатации (аварии) в
указанной инструкции рассматриваются также условия его
возникновения и пути развития аварии.
В руководствах по управлению запроектными авариями
рассматриваются действия по управлению запроектными авариями и
ослаблению их последствий. В составе руководств по управлению
запроектными авариями рассматриваются как аварии, не перешедшие
в тяжелую стадию, так и тяжелые аварии.
В соответствии с требованиями федеральных норм и правил в
области использования атомной энергии "Общие положения
обеспечения безопасности атомных станций" (НП-001-15) действия
персонала в соответствии с инструкцией по ликвидации проектных
аварий и руководством по управлению запроектными авариями
основываются на признаках происходящих событий и состояний РУ и
АЭС в целом, а также прогнозе ожидаемого развития аварий.
19.5. Обеспечение инженерно-технической и научной поддержки
АЭС
В целях повышения безопасности и надежности энергоблоков
АЭС Эксплуатирующая организация своими силами и с привлечением
сторонних организаций обеспечивает необходимую инженерно-
техническую и научную поддержку АЭС на всех этапах жизненного
цикла АЭС. На этапах проектирования, сооружения, пуска,
эксплуатации, вывода из эксплуатации АЭС виды и формы
инженерно-технической поддержки меняются в зависимости от задач,
стоящих перед Эксплуатирующей организацией и конкретной АЭС.
Как правило, Эксплуатирующая организация, а также АЭС на
договорной основе привлекают к выполнению необходимых работ и
услуг специализированные научно-исследовательские, проектно-
конструкторские, ремонтные, наладочные и другие организации,
предприятия-изготовители оборудования для АЭС.
В России функционируют крупные проектные и научно-
исследовательские институты, конструкторско-технологические
организации, ремонтные, наладочные, строительно-монтажные и
156
Статья 19 "Эксплуатация АЭС"
другие предприятия и организации, имеющие значительный опыт
работы в атомной энергетике и лицензии Ростехнадзора на
соответствующие виды деятельности. Из числа этих организаций
решением органа управления использованием атомной энергии
-
Госкорпорацией "Росатом" - в установленном порядке выбираются
головные научные организации, головные конструкторские
организации и головные проектные организации. В число
организаций, осуществляющих необходимую и эффективную
поддержку АЭС, входят:
АО "Опытное конструкторское бюро "Гидропресс"
(ОКБ
"Гидропресс");
АО "Научно-исследовательский и конструкторский институт
энерготехники" (НИКИЭТ);
АО "Опытное конструкторское бюро машиностроения имени
И.И. Африкантова" (ОКБМ Африкантов), г. Нижний Новгород;
АО "Атомэнергопроект" (АЭП), г. Москва;
АО "Научно-исследовательский и проектно-конструкторский
институт энергетических технологий" (АТОМПРОЕКТ), г. Санкт-
Петербург;
АО
"Нижегородская
инжиниринговая
компания
"Атомэнергопроект" (НИАЭП), г. Нижний Новгород;
АО "Государственный научный центр Российской Федерации
"Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" (ГНЦ
РФ - ФЭИ), г. Обнинск;
АО "Научно-исследовательский и конструкторский институт
монтажной технологии" (НИКИМТ-Атомстрой);
АО "Атомтехэнерго" (АТЭ);
АО "Атомэнергоремонт" (АЭР).
Обеспечение постоянной научно-технической поддержки АО
"Концерн Росэнергоатом" по проблемам эксплуатации АЭС
осуществляет АО "Всероссийский научно-исследовательский
институт по эксплуатации атомных электростанций" (ВНИИАЭС).
Научную поддержку АО "Концерн Росэнергоатом" и АЭС по
широкому кругу проблем безопасности осуществляет также Научно-
исследовательский центр (НИЦ) "Курчатовский институт".
19.6. Порядок учета событий на АЭС, значимых с точки зрения
безопасности
Деятельность по учету и анализу событий, значимых с точки
зрения безопасности, регламентируется следующими нормативными
документами:
157
Статья 19 "Эксплуатация АЭС"
федеральные нормы и правила "Общие положения обеспечения
безопасности атомных станций" (НП-001-15);
федеральные нормы и правила "Положение о порядке
расследования и учета нарушений в работе атомных станций"
(НП-004-08);
"Положение о порядке передачи оперативной информации о
работе атомных станций в ОАО "Концерн Росэнергоатом" и
заинтересованные организации" (РД ЭО 1.1.2.01.0331-2010);
"Положение об организации расследования значимых для
безопасности и надежности событий на атомных станциях ОАО
"Концерн "Росэнергоатом" (РД ЭО 1.1.2.01.0163-2013);
"Методические указания по анализу причин событий, значимых
для безопасности и надежности, пожаров, несчастных случаев,
повреждений зданий и сооружений на атомных станциях" (РД ЭО
1.1.2.09.0095-2010);
"Положение о разработке, реализации и оценке результативности
мероприятий при анализе и использовании опыта эксплуатации"
(РД ЭО 1.1.2.01.0798-2009);
внутренние документы АЭС, регламентирующие порядок
расследования и учета событий на АЭС.
В процессе развития нормативной основы этой деятельности в
полной мере были реализованы рекомендации МАГАТЭ, изложенные
в соответствующих нормах МАГАТЭ по безопасности и иных
публикациях, многолетний опыт участия России в Международной
системе отчетности по опыту эксплуатации (ИСИ) МАГАТЭ/АЯЭ, а
также в программе ВАО АЭС "Опыт эксплуатации".
Федеральные нормы и правила в области использования
атомной энергии "Положение о порядке расследования и учета
нарушений в работе атомных станций" (НП-004-08) устанавливают:
категории нарушений в работе АЭС, подлежащих учету и
расследованию;
порядок учета и сообщения о нарушениях;
порядок расследования нарушений.
Категории нарушений в работе АЭС в соответствии с
требованиями данного документа подразделяются на:
"аварии" - по степени радиационного воздействия в пределах
площадки АЭС и за ее пределами;
"происшествия" - по степени ухудшения глубокоэшелонированной
защиты и по радиационному воздействию на площадке АЭС.
158
Статья 19 "Эксплуатация АЭС"
К нарушениям в работе АЭС относятся, в том числе, нарушения
установленных пределов и (или) условий безопасной эксплуатации
АЭС.
Обо всех событиях на АЭС, подпадающих под признаки
нарушений, руководство АЭС информирует Эксплуатирующую
организацию и Ростехнадзор в форме оперативного сообщения о
нарушении в течение одного часа с момента возникновения или
выявления нарушения и далее
-
в расширенной форме
предварительного сообщения о нарушении - в течение 24 часов с
момента возникновения или выявления нарушения.
В течение последующих
15 рабочих дней проводится
расследование нарушения комиссией, завершающееся выпуском
отчета
о
расследовании
нарушения с предлагаемыми
корректирующими и предупреждающими мерами по устранению
последствий нарушения и предотвращению аналогичных нарушений в
будущем, направляемого в Ростехнадзор и Эксплуатирующую
организацию. Каждое нарушение оценивается по Международной
шкале ядерных и радиологических событий (ИНЕС).
Во введенных в действие в 2016 г. федеральных нормах и
правилах в области использования атомной энергии "Общие
положения обеспечения безопасности атомных станций" (НП-001-15)
включено понятие "предвестник тяжелой аварии", под которым
понимается выявленное в ходе эксплуатации отклонение АЭС от
проектных характеристик, либо реализовавшееся при эксплуатации
событие, которое не привело к тяжелой аварии, но свидетельствует о
наличии серьезного недостатка в конструкции оборудования, проекте
АЭС или при эксплуатации АЭС либо является значимой частью
аварийной последовательности, которая могла привести к тяжелой
аварии. Пунктом 4.1.16 указанных норм и правил установлено, что в
случае выявления Эксплуатирующей организацией отклонения
(события), являющегося предвестником тяжелой аварии, для которого
условная вероятность перехода в тяжелую аварию составляет 10-3 или
более, Эксплуатирующая организация должна разработать план
реализации мероприятий по предотвращению аналогичных
отклонений (событий), а также разработать обоснование возможности
эксплуатации энергоблока АЭС на мощности на период до реализации
мероприятий, предусмотренных данным планом. Указанные план и
обоснование направляются Эксплуатирующей организацией в
Ростехнадзор на рассмотрение.
"Положение" РД ЭО 1.1.2.01.0331-2010 (руководящий документ
Эксплуатирующей организации) разработано в целях приведения
требований корпоративных документов в соответствие отраслевым и
159
Статья 19 "Эксплуатация АЭС"
федеральным документам, регламентирующим порядок оперативного
информирования соответствующих органов и организаций о текущем
состоянии энергоблоков и нештатных ситуациях1 на атомных
станциях.
"Положение об организации расследования значимых для
безопасности и надежности событий на атомных станциях ОАО
"Концерн "Росэнергоатом" РД ЭО 1.1.2.01.0163-2013 устанавливает
требования к организации и проведению расследования различных
типов событий на АЭС АО "Концерн Росэнергоатом", включая
категории нарушений в работе АЭС, а также событий, не подлежащих
отчетности Регулирующему органу (отклонений на АЭС). Положение
разработано с целью обеспечения в АО "Концерн Росэнергоатом"
системного подхода к расследованию событий, выявлению на ранних
стадиях отклонений от нормальной эксплуатации, потенциально
способных привести к более тяжелым последствиям.
"Методические указания по анализу причин событий, значимых
для безопасности и надежности, пожаров, несчастных случаев,
повреждений зданий и сооружений на атомных станциях" (РД ЭО
1.1.2.09.0095-2010) устанавливают процедуры для определения
непосредственных, коренных причин и способствующих факторов
аномальных событий на АЭС, приведших к последствиям,
классифицируемым как нарушение в работе АЭС, отклонение на
АЭС, пожар, несчастный случай, повреждение зданий и сооружений и
т.д., в целях разработки соответствующих корректирующих и
предупреждающих мер по предотвращению их повторения.
"Методические указания" разработаны с учетом методологии
АССЕТ МАГАТЭ (IAEA-TECDOC-632) и методологии Института по
эксплуатации атомных электростанций (ИНПО) США (INPO 90-004),
которые доказали свою эффективность при использовании во многих
странах, эксплуатирующих атомные станции.
Использование "Методических указаний" предполагает
применение, наряду с рассматриваемыми в них методами анализа
причин аномальных событий на АЭС, специальных методов анализа
непосредственных причин отказов элементов систем
(например,
методы контроля металла, методы контроля водно-химического
режима, радиохимические методы восстановления полученной дозы,
методы оценки прочности строительных конструкций и т.д.), где это
необходимо.
1 Нештатная ситуация
- нарушение нормальной производственно-
промышленной, радиационной, противопожарной, химической, общественно-
социальной обстановки на атомной станции.
160
содержание .. 8 9 10 11 ..
|
|