содержание .. 6 7 8 9 ..
ПЯТЫЙ НАЦИОНАЛЬНЫЙ ДОКЛАД РФ О ВЫПОЛНЕНИИ ОБЯЗАТЕЛЬСТВ, ВЫТЕКАЮЩИХ ИЗ КОНВЕНЦИИ О ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (2010 год) - часть 8
Статья 16
-
информирование
руководства
Ростехнадзора
и
руководителей подразделений центрального аппарата Ростехнадзора о
развитии ситуации на АС;
-
обеспечение оперативной связи между центральным
аппаратом Ростехнадзора, СКЦ Госкорпорации "Росатом" и КЦ ОАО
"Концерн Росэнергоатом", его региональными подразделениями,
поднадзорными АС и заинтересованными организациями, а также
информационно-техническая поддержка рабочих групп по анализу
аварийной ситуации;
-
проведение анализа аварийной ситуации на АС, разработка
прогноза ее возможного развития и выработка соответствующих
рекомендаций для руководства Ростехнадзора;
-
оценка деятельности Эксплуатирующей организации по
приведению аварийной АС в безопасное состояние, в том числе по
восстановлению критических функций безопасности, по ликвидации
последствий аварии, а также по своевременному вводу и реализации
плана защиты персонала.
Приказом
Руководителя
Федеральной
службы по
экологическому, технологическому и атомному надзору обновлен
состав рабочих групп ИАЦ, привлекаемых к работе при
возникновении радиационно-опасных ситуаций на атомных станциях.
Для поддержания готовности ИАЦ и рабочих групп проводятся
регулярные учения и тренировки.
Федеральная служба по экологическому, технологическому и
атомному надзору, выступая в качестве независимого органа, при
необходимости информирует центральные и местные органы
государственной власти Российской Федерации о случившемся на АС, о
принятых и принимаемых мерах, а также организует работу со средствами
массовой информации.
В Министерстве природных ресурсов и экологии Российской
Федерации действует Ситуационный центр Минприроды России.
Таким образом, в России вопросам аварийной
готовности
придается
должное
значение.
В
Государственной корпорации по атомной энергии
"Росатом" создана отраслевая система предупреждения и
ликвидации чрезвычайных ситуаций на АС. Важная роль в
противоаварийной работе возложена на Ситуационно-
кризисный центр Государственной корпорации по атомной
энергии "Росатом" и Кризисный центр ОАО "Концерн
Росэнергоатом". В Федеральной службе по экологическому,
112
Статья 16
технологическому и атомному надзору действует
Информационно-аналитический центр. В Министерстве
природных ресурсов и экологии Российской Федерации
действует Ситуационный центр Минприроды России.
Для подготовки персонала АС к действиям в аварийных
условиях систематически проводятся противоаварийные
тренировки, а также региональные и станционные учения.
113
Статья 17
Статья 17. Выбор площадки АС
Выбор пункта размещения площадки для атомной станции и
признание площадки пригодной для сооружения и безопасной
эксплуатации атомной станции регулируется федеральными законами,
федеральными нормами и правилами в области использования
атомной энергии, а также и другими документами, перечень и
сущность которых отражены в предыдущих национальных Докладах
Российской Федерации о выполнении обязательств, вытекающих из
Конвенции о ядерной безопасности.
Ниже приводятся действующие в настоящее время требования к
площадкам размещения новых атомных станций, проекты которых
разрабатываются.
Изучение природных и техногенных условий района
размещения площадки АС выполняется в соответствии со
следующими федеральными нормами и правилами:
• "Размещение атомных станций. Основные критерии и требования
по обеспечению безопасности" (НП-032-01);
• "Нормы проектирования сейсмостойких атомных станций"
(НП-031-01);
• "Учет внешних воздействий природного и техногенного
происхождения на объекты использования атомной энергии"
(НП-064-05).
В соответствии с федеральными нормами и правилами
НП-032-01 площадка считается пригодной для размещения АС, если
имеется возможность обеспечения безопасной эксплуатации АС с
учетом процессов, явлений и факторов природного и техногенного
происхождения, а также обеспечивается безопасность населения и
защита окружающей среды от радиационных воздействий при
нормальной эксплуатации и проектных авариях, ограничение этих
воздействий при запроектных авариях. Установлено, что при
обосновании пригодности площадки АС должны быть учтены:
− влияние на безопасность АС процессов, явлений и факторов
природного и техногенного происхождения;
− радиационное влияние АС на население и окружающую
среду;
− специфические характеристики района размещения и
площадки АС, которые могут способствовать миграции и накоплению
радиоактивных веществ
(в части топографии, гидрогеологии,
стратификации воздушных масс, рек, других водоемов и пр.);
− выполнение
необходимых
инженерно-технических
мероприятий по гражданской обороне;
114
Статья 17
− размеры санитарно-защитной зоны, зоны планирования
защитных мероприятий и зоны планирования мероприятий по
обязательной эвакуации населения.
В соответствии с требованиями статьи 31 Федерального закона
№ 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии" в целях защиты
населения в районе размещения АС устанавливаются особые
территории
- санитарно-защитная зона и зона наблюдения. В
санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения должен осуществляться
контроль радиационной обстановки. Размеры и границы санитарно-
защитной зоны определяются в проекте санитарно-защитной зоны в
соответствии с нормами и правилами в области использования
атомной энергии, который согласовывается с органами
государственного санитарно-эпидемиологического надзора и
утверждается органами местного самоуправления муниципальных
районов или городских округов. В санитарно-защитной зоне
запрещается размещение жилых и общественных зданий, детских
учреждений, а также не относящихся к функционированию АС
лечебно-оздоровительных учреждений, объектов общественного
питания, промышленных объектов, подсобных и других сооружений и
объектов, не предусмотренных утвержденным проектом санитарно-
защитной зоны. В зоне наблюдения органами государственного
санитарно-эпидемиологического
надзора
могут
вводиться
ограничения на хозяйственную деятельность в соответствии с
законодательством Российской Федерации.
Пункт
3.3
федеральных норм и правил НП-032-01
устанавливает, что границы санитарно-защитной зоны, зоны
планирования защитных мероприятий и зоны планирования
мероприятий по обязательной эвакуации населения должны быть
обоснованы в проекте с учетом выполнения перечисленных ниже
условий.
Граница санитарно-защитной зоны АС должна устанавливаться
в соответствии с санитарными нормами и правилами для АС так,
чтобы:
− при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной
эксплуатации
(исключая аварии) и выводе из эксплуатации АС
облучение населения (критической группы) за пределами санитарно-
защитной зоны АС не превышало квоты (доли) основного предела
дозы;
− при проектных авариях прогнозируемые дозы облучения
населения на границе санитарно-защитной зоны и за ее пределами не
115
Статья 17
должны превышать значений1, требующих принятия решений о мерах
защиты населения в случае радиационной аварии с радиоактивным
загрязнением территории.
Граница зоны планирования защитных мероприятий должна
быть такой, чтобы при запроектных авариях с предельно допустимым
аварийным выбросом2 радиоактивных веществ в окружающую среду
прогнозируемые дозы облучения населения на границе зоны
планирования защитных мероприятий и за ее пределами не
превышали установленных действующими нормами радиационной
безопасности (НРБ-99/2009) значений, требующих принятия решений
о мерах защиты населения в случае радиационной аварии с
радиоактивным загрязнением территории.
Граница зоны планирования мероприятий по обязательной
эвакуации населения должна быть такой, что при запроектных
авариях с предельно допустимым аварийным выбросом
радиоактивных веществ в окружающую среду в ее пределах может
быть достигнут или превышен верхний уровень дозового критерия
обязательной эвакуации критической группы населения в начальном
периоде радиационной аварии, установленный действующими
нормами радиационной безопасности.
Номенклатура факторов природного и техногенного
происхождения, подлежащих исследованию при выборе площадки
АС, была описана в четвертом национальном Докладе.
Федеральные нормы и правила НП-064-05 устанавливают, что
при низких уровнях максимально возможных параметров
интенсивности внешних воздействий
(III степень опасности,
являющаяся самой низкой), принятых в проектных основах,
необходимо для каждой вновь проектируемой АС обеспечивать:
− сейсмостойкость при ускорениях на отметке свободной
поверхности грунта не менее
0,1 g
(от величины ускорения
свободного падения);
− устойчивость к нагрузкам воздушно-ударной волны (ВУВ) с
давлением во фронте не менее 10 кПа, время фазы сжатия до 1 с;
− огнестойкость зданий и сооружений, важных для
безопасности, от пожаров по внешним причинам не менее 1,5 ч
стандартного пожара;
1
Указанные значения установлены в "Нормах радиационной
безопасности" (НРБ-99/2009).
2 В соответствии с целевым критерием, установленным п.1.2.17 "Общих
положений обеспечения безопасности атомных станций" (ОПБ-88/97), следует
стремиться к тому, чтобы оцененное значение вероятности установленного этими
требованиями предельного аварийного выброса не превышало 10-7 на реактор в
год.
116
Статья 17
− стойкость защитных конструкций локализующих систем к
локальным ударным нагрузкам от падения летательных аппаратов и
других летящих предметов, равной в зоне контакта ударной нагрузке,
не менее возникающей при падении легкого самолета (5 т);
− пространственное
физическое
разделение
систем
безопасности и их каналов.
При обосновании защиты от внешних воздействий,
интенсивность которых в соответствии с НП-064-05 имеет I или
II степень опасности, отказ от проведения мероприятий по
исключению повреждений при внешних воздействиях зданий и
сооружений, важных для безопасности, эксплуатируемых АС, должен
быть обоснован доказательством того, что:
− исключаются недопустимые отказы и повреждения систем и
элементов, важных для безопасности;
− значения частот проектных аварий и тяжести их
последствий, рассчитанные в результате выполнения вероятностных
анализов безопасности АС от внешних воздействий, существенно не
изменяются, по сравнению с результатами вероятностных анализов
безопасности АС от исходных событий внутреннего происхождения,
приводящих к проектным авариям, и они приемлемы;
− частота запроектных аварий, обусловленных внешними
воздействиями природного и техногенного происхождения,
достаточно мала
(меньше
10-6
1/год) или значение частоты
предельного аварийного выброса (сброса) в окружающую среду при
запроектных авариях, обусловленных внешними воздействиями
природного и техногенного происхождения, меньше 10-7 1/год.
Из вышеизложенного видно, что в Российской
Федерации при проектировании энергоблоков новых АС
рассматривается пригодность площадки для размещения АС
с точки зрения возможности обеспечения безопасности с
учетом процессов, явлений и факторов природного и
техногенного происхождения.
117
Статья 18
Статья 18. Проект и сооружение АС
Подробное изложение базовых принципов, принятых при
проектировании и сооружении АС, содержащихся в федеральных
нормах и правилах, и результаты развития представлены в
предыдущих национальных Докладах Российской Федерации.
18.1. Нормативная база для проектирования и сооружения
АС
Основные принципы, которыми надлежит руководствоваться
при проектировании и сооружении АС, изложены в федеральных
нормах и правилах, таких как:
• "Общие положения обеспечения безопасности атомных
станций" (ОПБ-88/97);
• "Правила ядерной безопасности реакторных установок
атомных станций" (НП-082-07);
• "Нормы проектирования сейсмостойких атомных станций" (НП-
031-01);
• "Размещение атомных станций. Основные критерии и
требования по обеспечению безопасности" (НП-032-01);
• "Учет внешних воздействий природного и техногенного
происхождения на объекты использования атомной энергии"
(НП-064-05);
• "Правила пожарной безопасности в Российской Федерации"
(ППБ 01-03);
• "Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных
станций" (СП АС-03);
• и другие.
18.2. Основные проектные положения и показатели
проектов новых АС
Проектирование новых АС осуществляется в полном
соответствии с требованиями федеральных норм и правил в области
использования атомной энергии, а также с учетом требований и
критериев МАГАТЭ, МКРЗ, МЭК и EUR.
Приоритетом при проектировании является безусловное
обеспечение безопасности с выполнением интегральных критериев:
вероятность повреждения активной зоны не выше 10-6 и вероятность
аварийного выброса радиоактивных продуктов не выше 10-7.
В Таблице 18.1 приведены основные технико-экономические
показатели энергоблока нового проекта для Нововоронежской АЭС-2.
118
Статья 18
Таблица
18.1
- Основные проектные технико-экономические
показатели энергоблока Нововоронежской АЭС-2 с РУ В-392М
Наименование показателя
Значение
1
Установленная тепловая мощность реактора, МВт(т)
3200
2
Электрическая мощность энергоблока, МВт(э)
1200
3
Состав основного оборудования:
- реактор В-392М, шт.
1
- турбина К-1200-6,8/50, шт.
1
- генератор ТЗВ-1200-2УЗ, шт.
1
4
Среднее обогащение стационарной перегрузки ядерного
4,79
топлива, % урана-235
5
Средняя глубина выгорания (стационарный цикл),
55800
МВт·сут/т урана
6
Срок службы энергоблока, лет
50
7
Коэффициент использования установленной мощности
90
энергоблока (КИУМ) за срок службы, %
8
Годовое число часов использования установленной
7884
мощности энергоблока, ч/год
9
Расход электроэнергии на собственные нужды станции,
7,0
% от выработки
Ниже приводятся технологические решения, применяемые для
повышения безопасности в разрабатываемых проектах АС:
• применение структуры систем безопасности, основанной на
сочетании активных и пассивных систем безопасности, каждая из
которых способна выполнить основные функции безопасности;
• широкое применение пассивных систем безопасности с целью
создания достаточного запаса времени
(72 часа и более) для
выполнения ремонтно-восстановительных работ на активных
системах безопасности и других средствах управления запроектными
авариями;
• полная реализация принципа разнообразия, особенно в
управляющих системах безопасности;
• применение
охлаждаемой
специальной
ловушки
расплавленного топлива при запроектных авариях;
• применение
пассивной
системы
фильтрации
из
межоболочечного пространства двойной оболочки радиоактивных
протечек из гермозоны;
• расширенное применение эффективных автоматизированных
средств контроля и диагностики состояния металла и оборудования в
целом;
• применение реалистических (не консервативных) моделей для
оценки показателей надежности оборудования с целью исключения
искажения профиля риска;
119
Статья 18
• повышение
уровня автоматизации технологических
процессов для режимов с остановленным энергоблоком для снижения
влияния ошибок оперативного персонала.
Выполнение проекта АЭС-2006 на Ленинградской и
Нововоронежской площадках находится в стадии реализации.
Сооружение двух головных энергоблоков планируется
завершить: Нововоронежской АЭС-2 (энергоблок № 1) - в 2013 г.,
Ленинградской АЭС-2 (энергоблок № 1) - в 2014 г.
До 2020 г. планируется ввести энергоблок № 4 Калининской
АС, энергоблок
№
4 Белоярской АС, энергоблок
№
2
Нововоронежской АЭС-2, энергоблоки
№ 2, 3, 4 Ленинградской
АЭС-2, энергоблоки № 3 и № 4 Ростовской АС, энергоблоки № 1 и
№ 2 Балтийской АС, энергоблоки № 1 и № 2 Вилючинской ПАТЭС,
энергоблоки № 1 и № 2 Певекской ПАТЭС.
18.3. Состояние дел и перспективы строительства плавучих
атомных теплоэлектростанций
В настоящее время ОАО "Концерн Росэнергоатом" ведет
строительство
первой
(головной)
плавучей
атомной
теплоэлектростанции (ПАТЭС) электрической мощностью 70 МВт с
двумя реакторными установками КЛТ-40С по 35 МВт.
Строительство первой ПАТЭС началось в 2007 г. на ФГУП ПО
"Севмаш", г. Северодвинск. В
2008 г. на уровне Правительства
Российской Федерации принято решение о передаче постройки
плавучего энергоблока (ПЭБ) головной станции на ОАО "Балтийский
завод", г. Санкт-Петербург.
Сооружение ПЭБ на стапеле Балтийского завода началось
18 мая 2009 г. Начало испытаний энергоблока запланировано на конец
2011 г., опытно-промышленная эксплуатация в составе ПАТЭС - в
конце 2012 г.
К настоящему моменту изготовлена основная часть
энергетического оборудования станции: обе реакторные установки
энергоблока поставлены на Балтийский завод, проведены приемочные
испытания первой паротурбинной установки.
Площадкой размещения первой ПАТЭС выбран г. Вилючинск
Камчатского края.
ПАТЭС обеспечит надежное энергоснабжение удаленного
региона и объектов инфраструктуры и населения г. Вилючинска и
будет способствовать снижению зависимости региона от привозного
топлива.
В настоящее время проектная документация ПАТЭС в
г. Вилючинске находится на рассмотрении в Главгосэкспертизе.
120
Статья 18
Срок получения лицензии на размещение ПАТЭС запланирован
на 2010 г.
Подготовка к эксплуатации ПАТЭС, разработка системы
обучения персонала ведется в соответствии с графиком.
Данный проект является пилотным и должен открыть
перспективы для модернизации инфраструктуры удаленных регионов
России на базе атомной энергетики; повышения энергетической
безопасности районов Арктики; снижения объемов северного завоза и
обеспечения разработки месторождений полезных ископаемых в
районах Севера и на шельфе арктических морей.
Госкорпорация "Росатом"
рассматривает
возможность
строительства серии плавучих атомных теплоэлектростанций. В
настоящее время завершаются предпроектные работы по площадке
размещения второй ПАТЭС в г. Певеке Чукотского автономного
округа. Рассматриваются варианты размещения ПАТЭС на
территории Республики Саха (Якутия) и других регионов России.
18.4. Процесс лицензирования, связанный с
проектированием и сооружением АС
Решения о сооружении ядерных установок принимаются
Правительством Российской Федерации.
На этапе лицензирования сооружения атомных станций
выполняется основная оценка безопасности принятых проектных
решений и мер, принятых для обеспечения безопасности сооружаемой
атомной станции.
Для получения лицензии на сооружение энергоблока АС
Эксплуатирующая организация должна представить в Ростехнадзор
заявление о выдаче лицензии с комплектом документов,
обосновывающих безопасность АС.
В соответствии с требованиями "Административного
регламента исполнения Федеральной службой по экологическому,
технологическому и атомному надзору государственной функции по
лицензированию деятельности в области использования атомной
энергии" 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);
• ВАБ первого уровня;
• по запросу Ростехнадзора, при необходимости − проектные
документы (включая проекты РУ, АСУ ТП, систем, важных для
121
Статья 18
безопасности, а также описание физической защиты), отчеты по
испытаниям и опытно-конструкторским работам, на которые имеются
ссылки в предварительном отчете по обоснованию безопасности.
Программы обеспечения качества разрабатываются в
соответствии с требованиями, 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
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 представленном
комплекте документов, обосновывающих безопасность АС,
Регулирующий орган оценивает их достаточность и соответствие
требованиям нормативных документов, в частности, требованиям
федеральных норм и правил.
Концепция безопасности, представленная в ПООБ АС, должна
удовлетворять требованиям действующих нормативных документов.
В 2007-2010 гг. Ростехнадзором были рассмотрены заявки на
размещение и сооружение новых энергоблоков АС (перечислены
выше в настоящем Докладе в разделе, посвященном выполнению
обязательств, вытекающих из Статьи 6), в том числе энергоблоков АС
новых проектов. При экспертизе представленных заявителем
обоснований безопасности был рассмотрен широкий набор вопросов,
связанных с каждым из аспектов безопасности
(концепция
безопасности, пригодность площадки АС, подходы к проектированию
систем, элементов и конструкций, важных для безопасности, реактор,
первый контур, паротурбинная установка, системы контроля и
управления, системы электроснабжения, радиационная защита,
системы безопасности, детерминистический и вероятностный анализы
безопасности, вопросы эксплуатации, ввода в эксплуатацию и вывода
из эксплуатации). Для экспертизы обоснования безопасности
энергоблока
№ 1 Нововоронежской АЭС-2 было привлечено
56 экспертов из нескольких организаций, которыми было
подготовлено 210 экспертных заключений. Экспертиза продолжалась
11 месяцев, в ходе нее были проведены пять совещаний экспертов и
представителей заявителя по обсуждению предварительных
результатов экспертизы, а также проведено заседание Научно-
122
Статья 18
технического совета Ростехнадзора с привлечением представителей
Эксплуатирующей организации и проектных институтов.
Решение о выдаче или об отказе в выдаче лицензии
принимается уполномоченными на то лицами Ростехнадзора 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 следует, что в Российской
Федерации создана и действует нормативная база для
проектирования и сооружения новых АС, которая
соответствует
международным
стандартам
и
требованиям по безопасности.
Проектирование и сооружение АС выполняются
только при наличии лицензий
(разрешений), выдаваемых
Ростехнадзором.
123
Статья 19
Статья 19. Эксплуатация АС
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 после четвертого Совещания Договаривающихся
сторон.
Решение о выдаче лицензии на эксплуатацию энергоблока
принимается Ростехнадзором 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 "Административном
регламенте исполнения Федеральной службой по экологическому,
технологическому и атомному надзору государственной функции по
лицензированию деятельности в области использования атомной
энергии".
При вводе энергоблока в эксплуатацию в Ростехнадзор
представляются акты по результатам физического и энергетического
пусков, опытно-промышленной эксплуатации энергоблока АС
(каждый акт представляется после выполнения этапа работ перед
следующим этапом). Кроме того, по завершении испытаний все
изменения и отклонения учитываются при окончательной
корректировке технического обоснования безопасности и
эксплуатационной документации.
Физический
и
энергетический
пуски
энергоблока
осуществляются после проведения Ростехнадзором на АС
инспекционной проверки фактической готовности энергоблока к
пуску.
В соответствии с этим порядком в 2009-2010 гг. проводилась
подготовка к эксплуатации энергоблока
№ 2 Ростовской АС, на
котором с
20 февраля
2010 г. началась реализация программы
энергетического пуска и освоения проектной мощности.
19.2. Принятая система корректировки пределов и условий
безопасной эксплуатации
Технологический регламент безопасной эксплуатации
энергоблока АС в соответствии с требованиями "Общих положений
обеспечения безопасности атомных станций" (ОПБ-88/97) является
124
Статья 19
основным документом, по которому осуществляется эксплуатация
энергоблока АС. 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 безопасной эксплуатации
энергоблока АС определены правила и основные приемы
безопасной эксплуатации станции, общий порядок выполнения
операций, связанных с безопасностью АС.
Порядок внесения
изменений
в
проектную и
эксплуатационную документацию, в том числе касающихся
изменений пределов и условий безопасной эксплуатации АС,
определен
"Административным регламентом
исполнения
Федеральной службой по экологическому, технологическому и
атомному надзору государственной функции по лицензированию
деятельности в области использования атомной энергии". В
установленном порядке соответствующие изменения вносятся в
проектную и эксплуатационную документацию, производится
корректировка Технологического регламента, т.е. изменяются
лицензионные основы эксплуатации.
Разрешение на запрашиваемое заявителем изменение условий
действия лицензии дается Ростехнадзором после проведения
экспертизы обосновывающих документов.
Пересмотр и корректировка пределов и условий безопасной
эксплуатации может обосновываться результатами анализов
безопасности (в том числе вероятностного анализа безопасности)
или углубленной оценки безопасности.
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 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 стандартом Эксплуатирующей организации "Основные
правила обеспечения эксплуатации атомных станций"
(СТО
1.1.1.01.0678-2007). На основании действующих документов СТОиР
администрация каждой АС разрабатывает конкретную программу
125
Статья 19
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 АС.
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
Ростехнадзора.
Плановый ремонт на АС 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 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 контроля их
состояния.
Технический регламент проверок и испытаний, утвержденный в
установленном порядке, регламентирует работы по проведению
проверок и испытаний систем, важных для безопасности.
Система инспектирования атомных станций надзорным органом
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.
126
Статья 19
19.4. Порядок учета нарушений в работе АС, значимых с
точки зрения безопасности
В настоящее время работа по анализу и учету нарушений в
работе АС, включая значимые с точки зрения безопасности,
регламентируется следующими нормативными документами:
• "Положение о порядке расследования и учета нарушений в
работе атомных станций" (НП-004-08);
• "Положение о порядке передачи оперативной информации в
концерн "Росэнергоатом", Росатом, Ростехнадзор, ОАО "СО-
ЦДУ ЕЭС" о работе атомных станций" (РД ЭО 0331-2006);
• "Положение об организации расследования нарушений в
работе атомных станций в ФГУП концерн "Росэнергоатом"
(РД ЭО 0163-2005);
• "Методические указания по анализу причин нарушений в
работе атомных станций, пожаров, несчастных случаев и
повреждений зданий и сооружений" (РД ЭО 0095-2004);
• внутренние документы АС, регламентирующие порядок
расследования и учета нарушений в работе АС.
В процессе развития нормативной основы этой деятельности в
полной мере были реализованы рекомендации МАГАТЭ, изложенные
в соответствующих Руководствах по безопасности и технических
документах, многолетний опыт участия России в международной
Информационной системе по инцидентам на АЭС
(ИСИ)
МАГАТЭ/АЯЭ, а также в программе ВАО АЭС "Опыт эксплуатации"
("Обмен информацией о событиях на АЭС").
Положение НП-004-08, входящее в состав федеральных норм и
правил, устанавливает:
-
категории нарушений в работе АС, подлежащих отчетности
Регулирующему органу;
- порядок учета и сообщения о нарушениях;
- порядок расследования нарушений.
Категории нарушений подразделяются на:
- "аварии" - по степени радиационного воздействия в пределах
площадки АС и за ее пределами;
- "происшествия"
-
по степени ухудшения глубоко
эшелонированной защиты и по радиационному воздействию
на площадке АС.
К нарушениям в работе АС относятся события на АС,
приведшие к отклонениям от нормальной эксплуатации,
установленных пределов и/или условий безопасной эксплуатации АС.
Обо всех событиях на АС, подпадающих под признаки и
последствия
нарушений,
руководство
АС информирует
127
содержание .. 6 7 8 9 ..