2.1.3. Используемые в проекте технические решения должны обеспечивать:
- возможность перевода реактора в безопасное состояние и в состояние глубокой подкритичности;
- отрицательный мощностной (температурный) коэффициент реактивности ИИР АД, достаточный для перевода реактора в подкритическое состояние на мгновенных нейтронах после инициирования импульса мощности и последующий перевод в подкритическое состояние на запаздывающих нейтронах с помощью рабочих органов СУЗ;
- возможность проведения исследований одной из активных зон ИИР АД со связанными активными зонами при обеспечении безопасного состояния других связанных активных зон ИИР АД;
- безопасность ИИР при любой проектной аварии, вызванной любым из учитываемых в проекте исходных событий с наложением одного отказа любого активного элемента или пассивного элемента систем безопасности, имеющего механические движущиеся части, или одной ошибки персонала, влияющей на развитие ядерной аварии, или необнаруживаемых отказов не контролируемых при эксплуатации элементов, влияющих на развитие ядерной аварии;
- диагностику состояния реактора и систем, важных для безопасности;
- сохранность и работоспособность в условиях проектных и запроектных аварий технических средств, используемых для регистрации и хранения информации, необходимой для расследования аварии.
2.1.4. Проектом должны быть определены организационно-технические меры по исключению несанкционированного доступа к управляющим и другим системам, важным для безопасности.
2.1.5. Проектом должны быть предусмотрены средства для передачи информации во внешний и внутренний аварийные центры управления реактором в условиях запроектных аварий.
2.2. Системы нормальной эксплуатации
2.2.1. Активная зона и элементы ее конструкции
2.2.1.1. Конструкция реактора при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, в том числе проектных авариях, должна исключать непредусмотренные изменения состава активной зоны, перемещения и (или) деформации и формоизменения элементов активной зоны и отражателя, вызывающие увеличение реактивности и (или) ухудшение условий теплоотвода, приводящие к повреждению твэлов сверх соответствующих пределов или препятствующие нормальному функционированию рабочих органов СУЗ.
2.2.1.2. Конструкция ТВС и твэлов при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, должна обеспечивать непревышение соответствующих пределов повреждения твэлов с учетом:
- проектного количества и номинальных параметров импульсов мощности реактора;
- физико-химического взаимодействия материалов активной зоны и теплоносителя;
- ударных и вибрационных воздействий, термоциклического нагружения, усталости и старения материалов;
- влияния примесей в теплоносителе и продуктов деления на коррозию оболочек твэлов;
- воздействия радиационных и других факторов, ухудшающих механические характеристики материалов активной зоны и целостность оболочек твэлов.
2.2.1.3. Конструкция активной зоны должна исключать автокатализ цепной ядерной реакции деления.
2.2.1.4. Активная зона и исполнительные механизмы СУЗ должны быть спроектированы так, чтобы исключались заклинивание, выброс рабочих органов СУЗ и их самопроизвольное расцепление с приводами СУЗ.
2.2.1.5. В проекте должен быть приведен анализ теплотехнической надежности активной зоны с обоснованием достаточности предусмотренных в проекте запасов непревышения пределов безопасной эксплуатации твэлов.
2.2.1.6. Характеристики ядерного топлива, расположение твэлов, ТВС, рабочих органов СУЗ и других устройств активной зоны должны исключать возможность возникновения локальной критичности и цепной ядерной реакции деления при разрушении (расплавлении) активной зоны.
2.2.1.7. Конструкция активной зоны и рабочих органов СУЗ должна позволять варьировать запас реактивности и величину энерговыделения в импульсе, ограничивая их максимальными значениями, установленными в паспорте эксплуатирующей организации на ИИР.
2.2.1.8. Проектом ИИР с растворным ядерным топливом должен быть предусмотрен порционный дистанционный залив активной зоны растворным ядерным топливом и наличие контроля за уровнем растворного ядерного топлива в активной зоне.
2.2.1.9. В случае использования на ИИР с растворным ядерным топливом системы сжигания продуктов радиолиза топливного раствора прочность корпуса реактора должна определяться с учетом повышения давления в корпусе при сжигании продуктов радиолиза.
2.2.1.10. В проекте должны быть определены:
- запасы реактивности на начало кампании для всех состояний активной зоны, предусмотренных проектом ИИР, с оценкой погрешности используемых расчетных методов и с учетом возможных технологических отклонений комплектующих элементов активной зоны;
- эффективности рабочих органов СУЗ, ТВС и экспериментальных устройств с учетом их интерференции;
- подкритичность реактора при взведенных рабочих органах аварийной защиты;
- безопасная подкритичность и глубокая подкритичность реактора;
- эффекты и коэффициенты обратных связей по реактивности, обеспечивающие гашение импульса мощности ИИР АД;
- возможные источники и последствия флуктуации реактивности;
- удельная пороговая энергия разрушения твэлов и максимально допустимое энерговыделение за импульс мощности.
2.2.1.11. Для ИИР с подвижной активной зоной, перемещаемой в бокс-отстойник (отстойную зону) на период временного или длительного останова, в проекте должны быть также определены:
- условия, позволяющие начать операции по перемещению активной зоны в бокс-отстойник (подкритичность ИИР, температурный режим элементов активной зоны, радиационная обстановка и т.д.);
- перечень и технология проведения подготовительных операций по приведению технологических систем, систем управления, транспортно-технологического оборудования в состояние готовности к перемещению активной зоны;
- условия хранения активной зоны в боксе-отстойнике и объем контроля за состоянием активной зоны в боксе-отстойнике;
- состояние технологических систем, систем управления и оборудования в реакторном зале до начала работ по перемещению активной зоны из бокса-отстойника на рабочее место;
- объем контроля работоспособности и параметров технологических систем, систем управления реактора после возвращения активной зоны из бокса-отстойника на рабочее место в реакторном зале.
2.2.1.12. Запасы реактивности должны быть обоснованы и минимально достаточны для инициирования требуемого импульса мощности.
2.2.1.13. В проекте должно быть определено соответствие повреждения твэлов и активности теплоносителя первого контура по реперным радионуклидам с учетом эффективности систем очистки теплоносителя.
2.2.1.14. Для ИИР ПД должен быть выполнен анализ динамических процессов в активной зоне и определена граница устойчивости в координатах "средняя мощность - расход теплоносителя" и в координатах "возмущение реактивности - скорость возмущения реактивности". По результатам анализа устойчивости должна быть определена зона безопасной эксплуатации реактора.
2.2.1.15. Для ИИР с активной зоной без отражателя в проекте должны быть рассмотрены последствия уменьшения утечки нейтронов из активной зоны при приближении к ней персонала, экспериментальных устройств и других предметов, а также из-за разрушения строительных конструкций реакторного зала и (или) заполнения реакторного зала и активной зоны водой.
2.2.1.16. В проекте должны быть установлены показатели качества химического и радионуклидного составов теплоносителя, предусмотрены технические средства и организационные мероприятия по их поддержанию и контролю.
2.2.1.17. Проектом должны быть предусмотрены технические средства и методы контроля герметичности оболочек твэлов (ТВС) на остановленном и работающем реакторе, которые должны обеспечивать надежное и своевременное обнаружение негерметичных оболочек твэлов (ТВС).
2.2.1.18. Твэлы различного обогащения, выгорающие поглотители нейтронов, твэлы с выгорающим поглотителем нейтронов и твэлы, отличающиеся нуклидным составом, должны иметь четкую маркировку (отличительные знаки).
2.2.1.19. В проекте должна быть технически обоснована и обеспечена возможность выгрузки активной зоны и ее элементов после проектной аварии.
2.2.2. Управляющие системы нормальной эксплуатации
2.2.2.1. УСНЭ должны обеспечивать контроль состояния реактора и автоматическое и (или) дистанционное управление системами реактора с целью достижения и поддержания в заданном диапазоне нейтронно-физических и других характеристик и параметров реактора.
2.2.2.2. В проекте должны быть обоснованы и приведены перечни контролируемых параметров (характеристик) и сигналов о состоянии реактора и регулируемых параметров и управляющих сигналов.