Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности постановляет:
Утвердить и ввести в действие с 28 мая 2004 г. прилагаемые федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии "Правила ядерной безопасности импульсных исследовательских ядерных реакторов" (НП-048-03).
Начальник
Госатомнадзора России
А.Б.МАЛЫШЕВ
Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии "Правила ядерной безопасности импульсных исследовательских ядерных реакторов"
Утверждены
Постановлением
Госатомнадзора России
от 31 декабря 2003 г. N 9
Введены в действие
с 28 мая 2004 года
ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА
В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
ПРАВИЛА
ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ИМПУЛЬСНЫХ
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
НП-048-03
Нормативный документ устанавливает требования к обеспечению ядерной безопасности при проектировании, сооружении, вводе в эксплуатацию и эксплуатации импульсных исследовательских ядерных реакторов.
Документ разработан в соответствии с законодательством Российской Федерации, с учетом требований федеральных норм и правил, а также документа INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety Requirements of the Research Reactors. Draft Safety Requirements to supersede SS 35-S1 and 35-S2, Status: Review CSS, Vienna 2003.
Нормативный документ выпускается впервые.
Нормативный документ прошел правовую экспертизу Минюста России (письмо Минюста России от 21.01.2004 N 07/670-ЮД).
Перечень сокращений
ИИР - импульсный исследовательский ядерный реактор
ИИР АД - импульсный исследовательский ядерный реактор апериодического действия
ИИР ПД - импульсный исследовательский ядерный реактор периодического действия
СУЗ - системы управления и защиты
ТВС - тепловыделяющая сборка
УСБ - управляющие системы безопасности
УСНЭ - управляющие системы нормальной эксплуатации
Термины и определения
------------------------------------
<*> В Правилах, наряду с терминами, включенными в настоящий раздел, используются термины, приведенные в федеральных нормах и правилах в области использования атомной энергии.
В целях настоящего документа используются следующие термины и определения.
1. Аварийная защита ИИР:
- функция безопасности, состоящая в аварийном останове реактора;
- комплекс систем безопасности, выполняющий функцию аварийной защиты.
2. Автокатализ цепной ядерной реакции деления - увеличение энерговыделения в импульсе мощности ИИР из-за изменений в активной зоне реактора, вносимых самой цепной ядерной реакцией деления.
3. Безопасное состояние ИИР - установленные проектом <*> подкритичность и состояние систем и оборудования ИИР, обеспечивающие безопасность ИИР при его эксплуатации в режиме временного останова.
------------------------------------
<*> В Правилах под термином "Проект" понимается совокупность документации, разработанной при проектировании, конструировании и сооружении ИИР, а также техническая документация, разработанная эксплуатирующей организацией в процессе эксплуатации ИИР.
4. Взвод рабочих органов СУЗ - изменение положения (состояния) рабочих органов СУЗ, которое приводит к вводу положительной реактивности.
5. Глубокая подкритичность ИИР - подкритичность ИИР в режиме длительного останова, исключающая выход реактора в критическое состояние с учетом возможных отказов по общей причине.
6. Диагностика - функция контроля, целью которой является определение работоспособности диагностируемого объекта.
7. Импульсный исследовательский ядерный реактор - реактор, предназначенный для получения импульсов мощности при обеспечении надкритичности на мгновенных нейтронах.
8. Импульсный исследовательский ядерный реактор апериодического действия - реактор, в котором после инициирования импульса мощности надкритичность на мгновенных нейтронах гасится за счет обратной связи "мощность (температура) - реактивность".
9. Импульсный исследовательский ядерный реактор периодического действия - реактор, в котором импульс мощности с заданной периодичностью и амплитудой инициируется и гасится средствами воздействия на реактивность.
10. Канал контроля - совокупность датчика, линии передачи и средств обработки сигнала и (или) отображения информации, предназначенная для обеспечения контроля параметра в заданном проектом объеме.
11. Комплект аппаратуры аварийной защиты - аппаратура системы управления и защиты, выполняющая в заданном проектом объеме функции контроля состояния аварийной защиты и функции управления аварийной защитой реактора.