Наказ № 162 від 19.11.2007 Про затвердження Загальних положень безпеки атомних станцій
Нормативні акти Наказ Наказ № 162 від 19.11.2007 Про затвердження Загальних положень безпеки атомних станцій

Наказ № 162 від 19.11.2007 Про затвердження Загальних положень безпеки атомних станцій

Тип: Наказ
Номер: 162
Дата: 19.11.2007
Видавник: Державний комітет ядерного регулювання України
Редакція: 21.10.2011
Попередня
Пов'язані рішення 
                             
                             
          ДЕРЖАВНИЙ КОМІТЕТ ЯДЕРНОГО РЕГУЛЮВАННЯ УКРАЇНИ

                            Н А К А З

                        19.11.2007  N 162

                                      Зареєстровано в Міністерстві
                                 юстиції України
                                 25 січня 2008 р.
                                 за N 56/14747

               Про затвердження Загальних положень
                безпеки атомних станцій

        { Із змінами, внесеними згідно з Наказом Державної
                       інспекції ядерного регулювання
     N 133 ( z1132-11 ) від 20.09.2011 }
 

     Відповідно до  статті  22  Закону  України  "Про використання
ядерної енергії та радіаційну безпеку" ( 39/95-ВР  )  та  з  метою
вдосконалення  нормативно-правової  бази  України щодо регулювання
ядерної та радіаційної безпеки атомних станцій Н А К А З У Ю:

     1. Затвердити Загальні положення безпеки атомних станцій,  що
додаються.

     2. Цей наказ набирає чинності з 1 квітня 2008 року.

     3. Департаменту     оцінки    безпеки    ядерних    установок
(Демчук О.С.)  забезпечити  державну  реєстрацію  цього  наказу  в
Міністерстві юстиції України.

     4. Державному   науково-технічному   центру   з   ядерної  та
радіаційної безпеки (Васильченко В.М.)  у  місячний  термін  після
державної реєстрації забезпечити тиражування і доведення до відома
зацікавлених організацій інформації про  набрання  чинності  нової
редакції Загальних положень безпеки атомних станцій.

     5. Державним інспекціям з ядерної безпеки на атомних станціях
разом з   Департаментом   оцінки   безпеки    ядерних    установок
(Демчук О.С.) забезпечити контроль за розробленням,  погодженням з
Держатомрегулюванням      та       запровадженням       необхідних
організаційно-технічних  заходів  щодо реалізації вимог зазначених
Загальних положень діючими енергоблоками АС.

     6. Визнати  таким,  що  втратив  чинність,  наказ   Державної
адміністрації ядерного  регулювання  України  від  09.12.99  N  63
( z0132-00 ) "Про  затвердження  Загальних  положень  забезпечення
безпеки  атомних  станцій",  зареєстрований в Міністерстві юстиції
України 06.03.2000 за N 132/4353.

     7. Контроль за виконанням наказу залишаю за собою.

 Голова                                             О.А.Миколайчук

 ПОГОДЖЕНО:

 Міністр палива та енергетики
 України                                                  Ю.Продан

 Заступник Міністра охорони
 навколишнього природного
 середовища України                                        С.Лизун

 Міністр України з питань
 надзвичайних ситуацій та у справах
 захисту населення від наслідків
 Чорнобильської катастрофи                              В.М.Шандра

 Головний державний санітарний
 лікар України,
 Перший заступник Міністра
 охорони здоров'я України                             С.П.Бережнов
 

                                      ЗАТВЕРДЖЕНО
                                 Наказ Державного комітету
                                 ядерного регулювання України
                                 19.11.2007  N 162

                                      Зареєстровано в Міністерстві
                                 юстиції України
                                 25 січня 2008 р.
                                 за N 56/14747
 

                        ЗАГАЛЬНІ ПОЛОЖЕННЯ
                безпеки атомних станцій
 

                      I. Загальні положення

     1.1. Ці Загальні положення встановлюють  потреби  і  критерії
забезпечення безпеки атомних станцій,  а також основні технічні та
організаційні  заходи,  спрямовані  на   їх   реалізацію,   захист
персоналу  атомних  станцій,  населення і навколишнього природного
середовища від можливого  радіаційного  впливу.  Обсяг  і  повнота
реалізації  цих  заходів повинні визначатися нормами,  правилами і
стандартами з ядерної та радіаційної безпеки, чинними в Україні.

     1.2. Загальні  положення  безпеки  атомних  станцій  (далі  -
Загальні  положення)  базуються  на вимогах законодавства України,
ураховують рекомендації Міжнародного агентства з атомної енергії і
міжнародної   групи  радників  з  безпеки  ядерних  установок  при
Міжнародному агентстві з атомної енергії,  а також  вітчизняний  і
зарубіжний досвід безпечної експлуатації атомних станцій.

     1.3. Загальні  положення  обов'язкові  для  всіх  юридичних і
фізичних осіб,  що здійснюють або планують здійснювати діяльність,
пов'язану з розміщенням,  проектуванням, будівництвом, уведенням в
експлуатацію,  експлуатацією,  зняттям  з   експлуатації   атомних
станцій,  а  також  з конструюванням,  виготовленням і постачанням
елементів для них.

     1.4. Загальні положення не поширюються на системи  поводження
з  відпрацьованим ядерним паливом,  що розташовані поза реакторним
відділенням,  і системи поводження з радіоактивними відходами, які
не  входять безпосередньо в технологічний цикл атомної станції,  а
також на об'єкти,  які перебувають на території майданчика атомної
станції і не входять у її проект.

     1.5. Набрання  чинності  Загальними  положеннями  не тягне за
собою припинення дії або зміни термінів дії ліцензій  і  дозволів,
раніше виданих Держатомрегулюванням.

     1.6. Обсяги  та  терміни  реалізації вимог Загальних положень
стосовно  діючих  енергоблоків  атомних  станцій  та  енергоблоків
атомних   станцій,  що  будуються,  обґрунтовуються  експлуатуючою
організацією і погоджуються Держатомрегулюванням. Для енергоблоків
атомних  станцій,  проекти яких на момент уведення в дію Загальних
положень не затверджені в установленому порядку,  вимоги Загальних
положень мають виконуватись у повному обсязі

     1.7. У  разі  відступу від вимог норм,  правил і стандартів з
ядерної    та     радіаційної     безпеки,     які     затверджені
Держатомрегулюванням України, експлуатуюча організація здійснює їх
узгодження з Держатомрегулюванням.

          II. Основні терміни, визначення та скорочення

     У Загальних положеннях ужиті такі скорочення:     АС - атомна станція;     АСКРС -  автоматизована  система  контролю   за   радіаційним
станом;     БВ - басейн витримки відпрацьованого ядерного палива;     БЩУ - блоковий щит управління;     ВАО АЕС   -   всесвітня    асоціація    операторів    атомних
електростанцій;     ДІВ - джерело іонізуючого випромінювання;     ЕО - експлуатуюча організація;     ЗАБ - звіт з аналізу безпеки;     ЗППБ - звіт про періодичну переоцінку безпеки;     ІЛА - інструкція з ліквідації аварії;     МАГАТЕ - Міжнародне агентство з атомної енергії;     МГРЯБ -  Міжнародна  група  радників  при  МАГАТЕ  з  безпеки
ядерних установок;     НТЦ - навчально-тренувальний центр;     ПЗ - програмне забезпечення;     ПКС - програма управління старінням;     РАВ - радіоактивні відходи;     РУ - реакторна установка;     РЩУ - резервний щит управління.     У цих Загальних положеннях терміни та визначення вживаються в
таких значеннях:

     2.1. Аварійна   ситуація   -  стан  АС,  що  характеризується
порушенням меж і/або умов безпечної експлуатації, що не перейшов в
аварію.

     2.2. Аварія  -  порушення  експлуатації  АС,  за якого стався
вихід  радіоактивних  речовин  і/або  іонізуючих  випромінювань  у
кількості,   що   перевищує   визначені  проектом  межі  безпечної
експлуатації.  Аварія характеризується початковою подією,  шляхами
протікання і наслідками.

     2.3. Адміністрація  АС  - керівники й інші посадові особи АС,
які наділені в установленому порядку правами та на яких  покладені
обов'язки  та  відповідальність  за  забезпечення  безпеки під час
будівництва,  уведення в експлуатацію,  експлуатації  і  зняття  з
експлуатації АС.

     2.4. Активна  зона  -  частина  РУ,  у  якій розміщені ядерне
паливо,  уповільнювач,  поглинач,  теплоносій,  засоби  впливу  на
реактивність  і  елементи  конструкцій,  призначені для здійснення
керованої ланцюгової реакції поділу і передачі енергії теплоносію.

     2.5. Активна   система   (елемент)   -   система   (елемент),
функціонування якої залежить від іншої системи (елементу).

     2.6. Атомна   станція   -  виробничо-технологічний  комплекс,
спроектований для  виробництва  енергії  з  використанням  ядерної
установки  (установок),  розташований  в межах визначеної проектом
території та вкомплектований необхідним персоналом.

     2.7. Безпека АС -  властивість  не  перевищувати  встановлені
межі  радіаційного  впливу  на  персонал,  населення  і навколишнє
природне середовище при  нормальній  експлуатації  АС,  порушеннях
нормальної  експлуатації  і проектних аваріях,  а також обмежувати
радіаційний вплив при запроектних аваріях.

     2.8 Біологічний захист -  фізичний  бар'єр,  призначений  для
зниження впливу від іонізуючих випромінювань.

     2.9. Блоковий  щит  управління  - частина енергоблока АС,  що
розташовується у спеціально передбачених  проектом  приміщеннях  і
призначена    для   централізованого   управління   технологічними
процесами.

     2.10. Будівництво   -   повний   комплекс   діяльності   щодо
спорудження АС.

     2.11. Важка аварія - запроектна аварія, при якій відбувається
важке пошкодження активної зони.

     2.12. Важке пошкодження  активної  зони  -  пошкодження,  при
якому    перевищена    максимальна   проектна   межа   пошкодження
тепловиділяючих елементів.

     2.13. Валідація  -  процес,  спрямований   на   підтвердження
об'єктивними   доказами  того,  що  кінцевий  продукт  (виріб  або
послуга) відповідає встановленим вимогам.

     2.14. Введення в експлуатацію - процес, під час якого системи
й  елементи  енергоблока АС починають функціонувати і який включає
передпускові  налагоджувальні  роботи,  фізичний  та  енергетичний
пуски,   дослідно-промислову   експлуатацію.  Завершується  процес
прийманням АС у промислову експлуатацію.

     2.15. Верифікація  -  процес,  спрямований  на  підтвердження
відповідності  якості послуг або експлуатаційних параметрів виробу
необхідним характеристикам.

     2.16. Вихідна (початкова) подія - порушення роботи  (відмова)
системи  (елемента) АС або помилка персоналу,  а також зовнішні чи
внутрішні  впливи,  які   призводять   до   порушення   нормальної
експлуатації, або меж і/або умов безпечної експлуатації. Початкова
подія включає всі залежні відмови, які є її наслідком.

     2.17. Відмова,  яка  не   виявляється   -   відмова   системи
(елемента),  яка  не  проявляється  в  момент  свого виникнення за
нормальної експлуатації і не  виявляється  передбаченими  засобами
контролю  відповідно до регламенту техобслуговування,  випробувань
та іспитів.

     2.18. Відмови через загальні причини -  відмови  конструкцій,
систем  і  елементів,  що  виникають унаслідок однієї і тієї самої
причини,  яка включає помилки  персоналу,  внутрішні  та  зовнішні
впливи.

     2.19. Внутрішня   самозахищеність   реакторної   установки  -
властивість забезпечувати безпеку на  основі  природних  зворотних
зв'язків і процесів.

     2.20. Внутрішні  впливи  -  впливи,  що  виникають на об'єкті
(енергоблоці)  унаслідок  пожеж,   затоплень,   високоенергетичних
впливів (ударні хвилі,  літаючі предмети, хлестання трубопроводів,
впливів  потоків  тощо)  і  змін  параметрів  середовища   (тиску,
температури, хімічної активності тощо).

     2.21. Герметичне    огородження    реакторної   установки   -
сукупність  елементів  будівельних  та  інших   конструкцій,   які
захищають  простір  навколо  реакторної  установки  і  систем,  що
працюють під тиском  першого  контуру  і  перешкоджають  поширенню
радіоактивних   речовин   у   навколишнє   природне  середовище  в
кількості, що перевищує встановлені межі.

     2.22. Глибокоешелонований  захист  -  сукупність  послідовних
фізичних бар'єрів на шляху розповсюдження радіоактивних речовин та
іонізуючого випромінювання в сукупності з  технічними  засобами  і
організаційними заходами,  що спрямовані на недопущення відхилення
від нормальних умов експлуатації,  запобігання аваріям і обмеження
їх наслідків.

     2.23. Граничний    аварійний    викид   -   аварійний   викид
радіоактивних речовин у  випадку  аварії,  при  якому  на  кордоні
санітарно-захисної   зони   АС  створюються  умови,  що  вимагають
евакуації населення.

     2.24. Детерміністичний  аналіз  безпеки  -   аналіз   безпеки
енергоблока,   при  визначених  експлуатаційних  станах,  вихідних
подіях, аварійних умовах і шляхах перебігу аварії, і співставлення
його результатів з проектними межами.

     2.25. Діагностика   -  технічне  спостереження  за  системами
(елементами) з метою  визначення  і/або  прогнозування  можливості
виконання передбачених функцій.

     2.26. Досягнутий  рівень  науки  й  техніки - комплекс знань,
отриманий  в  результаті   наукових   досліджень,   технологічних,
проектних   і   конструкторських   розробок,   який  підтверджений
практичним досвідом застосування.{  Пункт  2.26  із  змінами,  внесеними згідно з Наказом Державної
інспекції ядерного регулювання N 133 ( z1132-11 ) від 20.09.2011 }

     2.27. Експлуатаційні    межі    -   значення   параметрів   і
характеристик стану систем (елементів) і АС у цілому,  установлені
проектом для нормальної експлуатації.

     2.28. Експлуатаційний  персонал  АС  - персонал,  що здійснює
експлуатацію АС.

     2.29. Експлуатація - діяльність,  що спрямована на досягнення
безпечним  способом мети,  для якої була побудована АС,  уключаючи
роботу  на  потужності,  пуски,  зупинки,  випробування,  технічне
обслуговування,    ремонти,    перевантаження   ядерного   палива,
інспектування  під  час  експлуатації  та  іншу  пов'язану  з  цим
діяльність.

     2.30. Експлуатуюча організація - юридична особа, яка здійснює
діяльність,   пов'язану   з   вибором   площадки,   проектуванням,
будівництвом,  уведенням в експлуатацію, експлуатацією і зняттям з
експлуатації АС. Експлуатуюча організація несе відповідальність за
безпеку  АС  і  здійснює  свою  діяльність на підставі відповідної
ліцензії.

     2.31. Елементи   і   конструкції   -   обладнання,   прилади,
трубопроводи,  кабелі,  будівельні конструкції та інші вироби,  що
забезпечують виконання заданих функцій  самостійно  або  в  складі
систем.

     2.32. Енергетичний  пуск  -  етап  уведення  енергоблока АС в
експлуатацію,  під час якого починається  виробництво  енергії  та
здійснюється  перевірка роботи енергоблока на визначених у проекті
рівнях потужності.

     2.33. Енергоблок АС - частина АС,  що виконує  функцію  АС  у
визначеному проектом об'ємі.

     2.34. Забезпечувальні    системи    (елементи)    безпеки   -
технологічні системи (елементи),  призначені для постачання систем
безпеки  енергією,  робочим  середовищем  та створення умов для їх
функціонування.

     2.35. Запроектна  аварія  -  аварія,  викликана   початковими
подіями,  що  не враховуються для проектних аварій,  або така,  що
супроводжується додатковими в  порівнянні  з  проектними  аваріями
відмовами систем безпеки або помилками персоналу.

     2.36. Захисні системи (елементи) безпеки - системи (елементи)
АС,  призначені для запобігання або обмеження пошкоджень  ядерного
палива,  обладнання  і  трубопроводів,  які  містять  радіоактивні
речовини.

     2.37. Зовнішні впливи - характерні для майданчика  АС  впливи
природного або технічного походження.

     2.38. Зона спостереження - територія,  на якій можливий вплив
радіоактивних  скидів  і  викидів  АС  і  на   якій   здійснюється
радіаційний  моніторинг  вимірювання  потужності  поглинутої дози,
визначення   вмісту   радіонуклідів   у   об'єктах   навколишнього
природного середовища, продуктах харчування тощо.

     2.39. Зняття  з  експлуатації енергоблока АС - етап життєвого
циклу  ядерної  установки,  який  починається   після   завершення
вироблення  енергії та обумовлений закінченням призначеного строку
експлуатації або рішенням про дострокове  припинення  експлуатації
енергоблока.

     2.40 Імовірнісний аналіз безпеки - метод кількісної і якісної
оцінки,  що використовується для аналізу імовірності виникнення та
шляхів розвитку аварій, а також для визначення частоти пошкодження
активної зони реактора,  граничного аварійного  викиду  та  оцінки
радіаційного впливу на населення.

     2.41. Канал системи - частина системи,  що виконує в заданому
проектом обсязі функції системи.

     2.42. Кваліфікація персоналу - рівень професійної  підготовки
персоналу АС.

     2.43. Кваліфікація   обладнання   -  підтвердження  того,  що
конструкція, система (елемент) у межах усього терміну експлуатації
будуть    виконувати   покладені   функції   як   при   нормальній
експлуатації,  так і проектних аваріях з урахуванням характеристик
середовища, у якому функціонують конструкція, система (елемент).

     2.44. Керівні    системи   (елементи)   безпеки   -   системи
(елементи),  призначені  для  ініціювання  спрацьовування   систем
безпеки,   здійснення   контролю  та  управління  ними  в  процесі
виконання заданих функцій.

     2.45. Кінцевий поглинач тепла -  зовнішнє  середовище,  якому
передається тепло залишкових енерговиділень.

     2.46. Комплексне інженерне і радіаційне обстеження - комплекс
організаційно-технічних заходів з обстеження конструкцій, систем і
елементів з метою отримання інформації про технічний і радіаційний
стан енергоблока АС.

     2.47. Консервативний підхід - підхід, відповідно до якого для
параметрів  і  характеристик  конструкцій,  систем  і елементів АС
приймаються  значення  і  межі,  які  явно  призводять  до   більш
несприятливих результатів.

     2.48. Контур  теплоносія РУ (перший контур) - контур разом із
системою   компенсації   тиску,   призначений   для   забезпечення
циркуляції  теплоносія  через активну зону в установлених проектом
режимах і умовах експлуатації.

     2.49. Критерії безпеки -  установлені  нормами,  правилами  і
стандартами з ядерної та радіаційної безпеки критерії,  відповідно
до яких обґрунтовується безпека АС.

     2.50. Культура  безпеки  -  набір   правил   і   особливостей
діяльності  організацій  та  окремих  осіб,  який  встановлює,  що
проблемам  безпеки  АС  як  таким,  що  мають   вищий   пріоритет,
приділяється увага, визначена їх значущістю.

     2.51. Локалізуючі   системи   (елементи)  безпеки  -  системи
(елементи),   призначені   для   запобігання   або   обмеження   і
розповсюдження іонізуючого випромінювання і радіоактивних речовин,
за передбачені проектом кордони.

     2.52. Межі безпечної експлуатації АС - установлені в  проекті
значення  параметрів,  що характеризують стан систем (елементів) і
енергоблока в  цілому,  порушення  яких  призводять  до  аварійних
ситуацій та можуть призвести до аварії.

     2.53. Модернізація     (реконструкція)     -    удосконалення
характеристик діючого  устаткування,  спрямованого  на  підвищення
безпеки,  надійності, техніко-економічних показників, експлуатації
АС.

     2.54. Надійність   -   властивість    конструкції,    системи
(елемента)  зберігати в часі та в установлених межах значення усіх
параметрів,  що  характеризують  здатність  виконувати   необхідні
функції в заданих режимах та умовах застосування.

     2.55. Наслідки  аварії  - радіаційна обстановка,  яка виникла
внаслідок аварії і завдає шкоди внаслідок перевищення встановлених
меж  радіаційного  впливу  на  персонал,  населення  і  навколишнє
природне середовище.

     2.56. Незалежні системи (елементи) - системи  (елементи)  АС,
для  яких  відмова  однієї  системи  (елемента)  не  призводить до
відмови іншої системи (елемента).

     2.57. Нормальна експлуатація - експлуатація АС  у  визначених
проектом експлуатаційних межах і умовах.

     2.58. Одинична відмова - незалежна відмова,  що призводить до
втрати конструкцією,  системою або елементом здатності  виконувати
встановлені  функції  безпеки,  а  також  усі залежні відмови,  що
виникають унаслідок неї.

     2.59. Пасивна  система   (елемент)   -   система   (елемент),
функціонування  якої  пов'язане тільки з подією,  що спричинила її
роботу,  і  не  залежить  від  роботи   іншої   активної   системи
(елемента). За конструктивними ознаками пасивні системи (елементи)
поділяються на пасивні системи (елементи) з  механічними  рухомими
частинами   (наприклад,   зворотні   клапани)  і  пасивні  системи
(елементи) без механічних рухомих частин (наприклад, трубопроводи,
ємності).

     2.60. Передпускові  налагоджувальні  роботи  -  етап уведення
енергоблока  АС  в   експлуатацію,   під   час   якого   закінчені
будівництвом   і   монтажем   конструкції,   системи   і  елементи
приводяться до стану експлуатаційної готовності з перевіркою їх на
відповідність   параметрам   і   характеристикам,  установленим  у
проекті.

     2.61. Перевірки  -  контрольні  процедури,   призначені   для
підтвердження    відповідності   системи   (елементів)   проектним
характеристикам при  введенні  її  (його)  в  експлуатацію,  після
ремонту та періодично на протязі строку служби.

     2.62. Періодична   переоцінка   безпеки   -   оцінка  безпеки
енергоблока АС,  що виконується через установлені  інтервали  часу
для врахування впливу старіння,  проведених модернізацій,  досвіду
експлуатації,   зміни   вимог    нормативно-правових    актів    і
характеристик  розташування  майданчика АС,  з метою підтвердження
можливості продовження безпечної експлуатації енергоблока.

     2.63. Помилка персоналу - одинична неправильна  дія  під  час
управління  обладнанням,  одиничний  пропуск  правильної  дії  або
одинична неправильна  дія  під  час  технічного  обслуговування  й
ремонту конструкцій, систем або елементів.

     2.64. Порушення  нормальної  експлуатації  АС  -  порушення в
роботі  АС,  за  якого   сталося   відхилення   від   установлених
експлуатаційних меж і умов, яке не призвело до аварійної ситуації.

     2.65. Принцип  одиничної  відмови  -  принцип,  відповідно до
якого система  повинна  виконувати  задані  функції  за  будь-якої
початкової  події,  яка  вимагає  роботи цієї системи,  а також за
відмови  одного  з  активних  або  пасивних  елементів,  що  мають
механічні рухомі частини.

     2.66. Принцип    резервування   -   застосування   додаткових
конструкцій, систем (елементів) для того, щоб будь-які з них могли
виконати  задану  функцію  незалежно від  стану іншої аналогічної
конструкції, системи і елемента.

     2.67. Принцип різноманітності - застосування двох або  більше
систем  (елементів),  що  виконують  одну  функцію  і  мають різні
принципи дії,  з метою зниження імовірності  відмови  з  загальної
причини.

     2.68. Принцип  фізичного розділення - застосування для систем
(елементів)  просторового  розділення,  уключаючи  розділення   за
допомогою фізичних бар'єрів.

     2.69. Проектна  аварія - аварія,  для якої проектом визначені
вихідні події і кінцеві стани та передбачені системи  безпеки,  що
забезпечують з урахуванням принципу одиничного відмовлення системи
(каналу системи) безпеки або однієї додаткової помилки  персоналу,
обмеження її наслідків установленими межами.

     2.70. Проектні  межі  -  значення  параметрів і характеристик
стану систем (елементів) і АС у цілому,  що встановлені в  проекті
для  нормальної експлуатації,  порушень нормальної експлуатації та
проектних аварій.

     2.71. Радіаційна  безпека   -   дотримання   допустимих   меж
радіаційного впливу на персонал,  населення та навколишнє природне
середовище,  установлених  нормами,  правилами  та  стандартами  з
безпеки.

     2.72. Реакторна  установка  -  комплекс  конструкцій,  систем
(елементів),  призначений  для  перетворення  ядерної  енергії   в
теплову,  що  включає,  як  правило,  реактор  з  усіма елементами
першого контуру,  аварійного захисту і відповідні керівні системи,
а також системи перевантаження ядерного палива. Границі реакторної
установки,  а також систем аварійного охолодження встановлюються в
проекті для кожного енергоблока.

     2.73. Резервний   щит   управління   -  передбачене  проектом
спеціально обладнане приміщення, призначене на випадок відмови БЩУ
для  надійного  переведення  РУ в підкритичний розхолоджений стан,
підтримки його в цьому стані,  приведення в дію систем безпеки  та
отримання надійної інформації про стан РУ.

     2.74. Ремонт  - комплекс операцій з підтримання працездатного
стану об'єкта та/або відновлення його ресурсу.

     2.75. Рівень   аварійної   готовності    -    визначений    у
встановленому порядку ступінь готовності персоналу,  адміністрації
АС і посадових осіб ЕО,  центральних і місцевих органів виконавчої
влади,   органів   місцевого  самоврядування,  інших  органів,  що
залучаються, а також необхідних технічних засобів для забезпечення
дій щодо захисту персоналу і населення у разі аварії на АС.

     2.76. Санітарно-захисна  зона  -  територія  навколо  АС,  де
рівень опромінення людей може перевищувати квоту ліміту  дози  для
категорії  В.  У  санітарно-захисній зоні забороняється проживання
населення,  установлюються обмеження на виробничу діяльність,  яка
не стосується до АС, а також здійснюється радіаційний контроль.

     2.77. Система   -   сукупність   взаємопов'язаних  елементів,
призначених для виконання заданих функцій.

     2.78. Системи  (елементи)  безпеки  -   системи   (елементи),
призначені  для  виконання  функцій  безпеки.  Системи  (елементи)
безпеки за характером  виконуваних  ними  функцій  поділяються  на
захисні, локалізуючі, забезпечуючі та керівні.

     2.79.  Системи  (елементи),  важливі  для  безпеки, - системи
(елементи)  безпеки,  а  також   системи   (елементи)   нормальної
експлуатації,  відмови  яких  з  урахуванням відмови активного або
пасивного  елемента  системи  безпеки,  що  має  механічні  рухомі
частини, чи однієї, незалежної від цієї відмови помилки персоналу,
можуть призвести до аварії.

     2.80. Системи (елементи)  контролю  і  управління  -  системи
(елементи),   призначені   для  контролю  і  управління  системами
нормальної експлуатації.

     2.81. Системи (елементи) нормальної  експлуатації  -  системи
(елементи), призначені для здійснення нормальної експлуатації.

     2.82. Старіння  -  процес  погіршення  з  часом характеристик
конструкцій, систем (елементів).

     2.83. Строк  експлуатації  -  час,  установлений  в  проекті,
протягом   якого   енергоблок   АС  використовується  для  потреб,
передбачених проектом.

     2.84. Технічне обслуговування - комплекс операцій з  контролю
і підтримки працездатного стану конструкцій, систем (елементів).

     2.85. Теча   перед   руйнуванням  -  метод,  що  дозволяє  за
допомогою технічних засобів і організаційних  заходів  забезпечити
своєчасне  виявлення  в трубопроводі критичної тріщини і перевести
РУ в безпечний стан до його руйнування.

     2.86. Умови безпечної експлуатації - установлені в  проектній
і    експлуатаційній    документації    умови    щодо   кількості,
характеристик,    стану    працездатності,    правил    технічного
обслуговування   та   ремонту  систем  (елементів),  важливих  для
безпеки,  за  яких   забезпечується   дотримання   меж   безпечної
експлуатації енергоблока АС.

     2.87. Управління  аварією  -  дії,  спрямовані на запобігання
розвитку проектних аварій в запроектні та на  обмеження  наслідків
запроектних аварій.  З цією метою використовуються будь-які наявні
в  робочому  стані  технічні  засоби,  призначені  для  нормальної
експлуатації  і  забезпечення  безпеки в разі проектних аварій,  а
також  засоби,  спеціально  призначені  для  обмеження   наслідків
запроектних аварій.

     2.88. Управління    старінням    -    система   технічних   і
організаційних  заходів,  що  здійснюються  з  метою   запобігання
деградації  конструкцій,  систем  (елементів),  унаслідок  їхнього
старіння і зносу, нижче припустимих меж.

     2.89. Управління якістю - комплекс заходів,  що плануються  і
реалізуються  з метою досягнення впевненості в тому,  що дії,  які
здійснюються, відповідають вимогам нормативних документів.

     2.90. Фізичний бар'єр  -  фізична  перешкода,  яка  запобігає
поширенню  радіоактивних  речовин  та/або  забезпечує  захист  від
іонізуючого випромінювання.

     2.91. Фізичний   захист   АС   -   сукупність   технічних   і
організаційних  заходів,  спрямованих  на  виявлення  і припинення
спроб несанкціонованого проникнення на територію АС,  у її життєво
важливі  зони,  а також несанкціонованого вилучення,  переміщення,
передачі,  використання ядерних матеріалів й  інших  радіоактивних
речовин, що є на АС.

     2.92. Фізичний  пуск  -  етап уведення АС в експлуатацію,  що
включає  завантаження   реактора   ядерним   паливом,   досягнення
критичного  стану і виконання необхідних фізичних експериментів на
рівні потужності,  відповідно до якої тепловідведення від активної
зони здійснюється за рахунок природних процесів.

     2.93. Функція  безпеки  -  конкретна  мета,  яка повинна бути
досягнута для забезпечення безпеки.

     2.94.  Ядерна  аварія  -  аварія,  пов'язана  з  пошкодженням
тепловиділяючих   елементів   (далі   -   твели),   яке  перевищує
встановлені    межі    безпечної   експлуатації,   яка   викликана
ядерно-фізичними процесами внаслідок:     порушення контролю  і управління ланцюговою реакцією поділу в
активній зоні;     утворення критичної     маси    під    час    перевантаження,
транспортування і зберігання твелів;     порушення тепловідведення від твелів.{  Пункт  2.94  в  редакції  Наказу  Державної  інспекції ядерного
регулювання N 133 ( z1132-11 ) від 20.09.2011 }

              III. Мета і політика в області безпеки

     3.1. Мета безпеки     3.1.1. Базовою метою безпеки АС є захист персоналу, населення
і   навколишнього   природного   середовища   від   неприпустимого
радіаційного  впливу  при  введені в експлуатацію,  експлуатації і
знятті з експлуатації АС.     3.1.2. Базова  мета  безпеки АС досягається шляхом реалізації
радіологічної і технічної мети безпеки.     Радіологічна мета - це неперевищення встановлених санітарними
нормами  меж  радіаційного  впливу  на   персонал,   населення   і
навколишнє   природне   середовище  при  нормальній  експлуатації,
порушеннях нормальної експлуатації і проектних аваріях.  При цьому
забезпечуються умови,  щоб указаний радіаційний вплив перебував на
мінімально можливому рівні з урахуванням економічних і  соціальних
факторів.     Технічна мета -  це  реалізація  технічних  і  організаційних
заходів,  спрямованих  на запобігання аваріям на АС і обмеження їх
наслідків,  а  радіаційні  наслідки  аварії,  що  враховуються   в
проекті,   не   повинні   перевищувати  встановлених  нормативними
документами меж.  Необхідно  прагнути  до  того,  щоб  імовірність
важких аварій була найменшою і відповідала критеріям, зазначеним у
підпункті 4.1.1 Загальних положень.

     3.2. Політика в області безпеки     3.2.1. Відповідно   до   рекомендацій  МАГАТЕ,  викладених  у
документі  Основні  принципи   безпеки   атомних   електростанцій.
INSAG-12, ЕО здійснює політику в області безпеки АС.     3.2.2. ЕО  зобов'язана  опублікувати  в  друкованих   засобах
масової   інформації   письмову   заяву,   у   якій  повинна  бути
продемонстрована  прихильність  безпеці  АС  і  її  пріоритет  над
виробничою і економічною метою.     3.2.3. ЕО  зобов'язана  провадити  політику,  спрямовану   на
постійний  контроль  і  аналіз  стану  безпеки АС.  Про результати
діяльності ЕО звітує перед  Держатомрегулюванням  у  встановленому
порядку.     3.2.4. В  основу  технічної  політики  ЕО  покладає   принцип
постійного  підвищення  безпеки  АС  з  урахуванням вітчизняного і
закордонного  досвіду,  рекомендацій  спеціалізованих  міжнародних
організацій, результатів науково-технічних досліджень і розробок.     3.2.5. АС здійснює лише ті види  діяльності,  на  які  видана
ліцензія Держатомрегулювання.     3.2.6. ЕО забезпечує зв'язок з громадськістю,  у  тому  числі
регулярно  інформує  її  про стан безпеки АС і про діяльність,  що
спрямована на підвищення безпеки АС.

           IV. Критерії і принципи забезпечення безпеки

     4.1. Критерії безпеки     4.1.1. АС  відповідає  вимогам  безпеки,  якщо  в  результаті
прийнятих у проекті технічних і організаційних  заходів  досягнута
базова мета безпеки. Критеріями безпеки для діючих енергоблоків АС
є:     неперевищення оцінного  значення  частоти важкого пошкодження
                         -4
активної зони,  що дорівнює 10    на  реактор  за  рік.  Необхідно
прагнути  того,  щоб оцінне значення частоти такого пошкодження не
          -5
перевищувало 10   на реактор за рік;
неперевищення значення  частоти  граничного аварійного викиду
радіоактивних речовин у навколишнє природне середовище для  діючих
                                        -5
АС  установлюється  на рівні не більше ніж 10   на реактор за рік.
Необхідно  прагнути  того,  щоб  значення  такого   показника   не
          -6
перевищувало 10   на реактор за рік.
Для енергоблоків   АС,   що  проектуються,  значення  частоти
                                                       -5
важкого пошкодження активної зони не повинне перевищувати 10    на
реактор  за  рік.  Необхідно  прагнути  того,  щоб значення такого
                          -6
показника не перевищувало  5*10    на  реактор  за  рік.  Значення
частоти  граничного  аварійного  викиду  радіоактивних  речовин  у
                                                       -6
навколишнє природне середовище не  повинне  перевищувати  10    на
реактор  за  рік.  Необхідно  прагнути  того,  щоб значення такого
                       -7
показника не перевищувало 10   на реактор за рік
4.1.2. Допустимі рівні  опромінення  персоналу  і  населення,
рівні  викидів  і  скидів  радіоактивних  речовин  і  їх  уміст  у
навколишньому природному середовищі при  нормальній  експлуатації,
порушеннях    нормальної    експлуатації    у    випадках   аварій
встановлюються у відповідності до Норм радіаційної безпеки України
(НРБУ-97)  (  v0062282-97  ), затверджених наказом МОЗ України від
14.07.97  N  208  (  v0208282-97  )  і  введених  у дію постановою
Головного   державного   санітарного   лікаря  України  -  першого
заступника  міністра  охорони  здоров'я  України від 01.12.97 N 62
( v0062282-97 ).

активної зони,  що дорівнює 10    на  реактор  за  рік.  Необхідно
прагнути  того,  щоб оцінне значення частоти такого пошкодження не
          -5
перевищувало 10   на реактор за рік;
неперевищення значення  частоти  граничного аварійного викиду
радіоактивних речовин у навколишнє природне середовище для  діючих
                                        -5
АС  установлюється  на рівні не більше ніж 10   на реактор за рік.
Необхідно  прагнути  того,  щоб  значення  такого   показника   не
          -6
перевищувало 10   на реактор за рік.
Для енергоблоків   АС,   що  проектуються,  значення  частоти
                                                       -5
важкого пошкодження активної зони не повинне перевищувати 10    на
реактор  за  рік.  Необхідно  прагнути  того,  щоб значення такого
                          -6
показника не перевищувало  5*10    на  реактор  за  рік.  Значення
частоти  граничного  аварійного  викиду  радіоактивних  речовин  у
                                                       -6
навколишнє природне середовище не  повинне  перевищувати  10    на
реактор  за  рік.  Необхідно  прагнути  того,  щоб значення такого
                       -7
показника не перевищувало 10   на реактор за рік
4.1.2. Допустимі рівні  опромінення  персоналу  і  населення,
рівні  викидів  і  скидів  радіоактивних  речовин  і  їх  уміст  у
навколишньому природному середовищі при  нормальній  експлуатації,
порушеннях    нормальної    експлуатації    у    випадках   аварій
встановлюються у відповідності до Норм радіаційної безпеки України
(НРБУ-97)  (  v0062282-97  ), затверджених наказом МОЗ України від
14.07.97  N  208  (  v0208282-97  )  і  введених  у дію постановою
Головного   державного   санітарного   лікаря  України  -  першого
заступника  міністра  охорони  здоров'я  України від 01.12.97 N 62
( v0062282-97 ).

     4.2. Принципи безпеки     4.2.1. Принципи   забезпечення   безпеки  АС  поділяються  на
фундаментальні і загальні організаційно-технічні принципи.     4.2.2. До фундаментальних принципів належать:     забезпечення культури безпеки;     відповідальність ЕО;     державне регулювання безпеки;     реалізація стратегії глибокоешелонованого захисту.     4.2.3. До   загальних    організаційно-технічних    принципів
належать:     застосування апробованої інженерно-технічної практики;     управління якістю;     самооцінка безпеки АС;     аналіз безпеки;     відомчий нагляд;     незалежні перевірки;     урахування людського фактору;     забезпечення радіаційної безпеки;     урахування досвіду експлуатації;     науково-технічна підтримка.     4.2.4. Деталізація і конкретизація вищезазначених принципів і
вимог,  що  випливають  з них,  здійснюється в нормах,  правилах і
стандартах з ядерної та радіаційної безпеки.

                V. Фундаментальні принципи безпеки

     5.1. Культура безпеки     5.1.1. Юридичні    особи,    що    здійснюють   проектування,
виготовлення  і  постачання  продукції  і   послуг,   будівництво,
експлуатацію  і  зняття  з  експлуатації  АС,  а  також  оцінку  і
регулювання безпеки,  повинні  у  своїй  діяльності  дотримуватись
принципів культури безпеки.     Дотримання принципів культури безпеки досягається шляхом:     установлення пріоритету    безпеки    над    економічними   і
виробничими цілями;     підбору, навчання  і  підвищення  кваліфікації  керівників  і
персоналу  ЕО,  АС,  регулюючих  органів,   а   також   виробників
обладнання і постачальників послуг;     суворого дотримання   дисципліни   при   чіткому    розподілі
повноважень    і    особистій    відповідальності   керівників   і
безпосередніх виконавців;     дотримання вимог   виробничих   інструкцій   і  технологічних
регламентів безпечної експлуатації, їх постійного вдосконалення на
основі  досвіду,  що накопичується і результатів науково-технічних
досліджень;     установлення керівниками всіх рівнів атмосфери довіри і таких
підходів до колективної роботи, які сприяють зміцненню позитивного
ставлення до безпеки;     розуміння кожним  працівником  впливу  його   діяльності   на
безпеку  і  наслідків,  до  яких  може  призвести недотримання або
неякісне виконання  вимог  нормативних  документів,  виробничих  і
посадових    інструкцій,   технологічного   регламенту   безпечної
експлуатації;     самоконтролю працівниками  своєї  діяльності,  яка впливає на
безпеку;     розуміння кожним   працівником   недопустимості  приховування
помилок,  необхідності виявлення і усунення їх причин,  постійного
самовдосконалення,  вивчення та впровадження передового досвіду, у
тому числі й зарубіжного;     установлення такої   системи   заохочень   та   стягнень   за
результатами виробничої діяльності,  яка стимулює відкритість  дій
працівників і не сприяє приховуванню помилок у їх роботі.     5.1.2. ЕО,  кожною АС розробляється і  реалізується  програма
конкретних  дій,  спрямованих  на  становлення і розвиток культури
безпеки. Така програма включає три рівні:     технічна політика керівництва в області безпеки;     відповідальність та обов'язки керівництва  щодо  забезпечення
безпеки АС;     відповідальність та   обов'язки   кожного   працівника   щодо
забезпечення безпеки АС.

     5.2. Відповідальність  та  функції  експлуатуючої організації
щодо забезпечення безпеки АС     5.2.1. Відповідальність    ЕО   визначається   законодавством
України.  ЕО (ліцензіат)  несе  всю  повноту  відповідальності  за
радіаційний  захист  та  безпеку  ЯУ  незалежно  від діяльності та
відповідальності постачальників і органів  державного  регулювання
ядерної  та  радіаційної  безпеки  відповідно  до статті 32 Закону
України "Про використання ядерної енергії та  радіаційну  безпеку"
( 39/95-ВР ).     5.2.2. ЕО відповідає за накопичення та  узагальнення  досвіду
експлуатації,  розробку та реалізацію єдиної технічної політики на
АС.     5.2.3. ЕО   повинна   проводити   моніторинг   і  здійснювати
постійний аналіз безпеки діючих енергоблоків.  У разі  потреби  ЕО
розробляє та реалізовує проекти їх модернізації з метою підвищення
безпеки.     5.2.4. ЕО  повинна  мати  достатні  фінансові  і  матеріальні
ресурси для виконання покладених на неї функцій.     5.2.5. ЕО повинна забезпечити набір і підготовку достатньої і
необхідної кількості  керівників  і  фахівців,  кваліфікація  яких
забезпечує виконання функцій, покладених на ЕО.     5.2.6. ЕО   призначає   адміністрацію   АС,    призначає    в
установленому  порядку  її  керівників,  визначає їх кваліфікацію,
повноваження та обов'язки.

     5.3. Стратегія глибокоешелонованого захисту     5.3.1. Безпека   АС  забезпечується  за  рахунок  послідовної
реалізації стратегії глибокоешелонованого захисту,  яка  базується
на застосуванні:     системи фізичних  бар'єрів  на  шляху  поширення  іонізуючого
випромінювання  і  радіоактивних  речовин  у  навколишнє  природне
середовище;     системи технічних  та  організаційних  заходів  щодо  захисту
фізичних бар'єрів і збереження їх ефективності,  з  метою  захисту
персоналу, населення і навколишнього природного середовища.     5.3.2. Система послідовних фізичних бар'єрів уключає:     паливну матрицю;     оболонку твела;     межу контуру теплоносія РУ;     герметичне огородження РУ;     біологічний захист.     За нормальної експлуатації всі зазначені бар'єри і  необхідні
технічні  засоби  їх контролю і захисту повинні бути працездатні і
повинні  перебувати  у  стані,  у  якому  вони  здатні  виконувати
покладені  на  них  функції.  При  порушенні цієї умови енергоблок
повинен бути переведений в  безпечний  стан  відповідно  до  вимог
експлуатаційної документації.     5.3.3. Основними      цілями       реалізації       стратегії
глибокоешелонованого  захисту  є  своєчасне  виявлення  і усунення
факторів,  які призводять  до  порушень  нормальної  експлуатації,
виникнення аварійних ситуацій, а також запобігання їх переростанню
в аварії, обмеження і ліквідація наслідків аварій.     5.3.4. Стратегія глибокоешелонованого захисту реалізується на
п'яти рівнях:     Рівень 1. Запобігання порушенням нормальної експлуатації     Основними засобами досягнення зазначеної мети є:     вибір майданчика   для  розміщення  АС  відповідно  до  вимог
нормативних документів;     розробка проекта   на   основі   консервативного   підходу  з
максимальним      використанням      властивостей      внутрішньої
самозахищеності РУ;     забезпечення необхідної якості систем і елементів АС, робіт з
її будівництва, експлуатації і модернізації;     наявність автоматичних  технічних  засобів,  які  запобігають
порушенню вимог нормальної експлуатації;     експлуатація енергоблока  відповідно  до  вимог   нормативних
документів,  технологічних  регламентів  безпечної експлуатації та
інструкцій з експлуатації;     підтримка в робочому стані конструкцій,  систем та елементів,
важливих для безпеки,  шляхом  своєчасного  виявлення  дефектів  і
вжиття   профілактичних   заходів   проти  їх  виникнення,  заміни
обладнання,  яке відпрацювало свій ресурс,  організації  ефективно
діючої  системи  контролю  конструкцій,  систем  та елементів,  їх
технічного обслуговування,  ремонту і модернізації, документування
результатів зазначених робіт;     підбір, підготовка персоналу і забезпечення необхідного рівня
його кваліфікації;     формування і розвиток культури безпеки.     Рівень 2.  Забезпечення  безпеки  при  порушеннях  нормальної
експлуатації і запобігання аварійним ситуаціям     Основними засобами досягнення зазначеної мети є:     своєчасне виявлення  і  усунення  відхилень  від   нормальної
експлуатації;     наявність автоматично  діючих  захистів  і   блокувань,   які
запобігають   переростанню   порушень  нормальної  експлуатації  в
аварійні ситуації;     дії персоналу  відповідно до вимог інструкцій і технологічних
регламентів безпечної експлуатації,  їх постійне  удосконалення  з
урахуванням  досвіду,  що  накопичується і нових науково-технічних
даних;     тренування персоналу  щодо  дій у випадку порушень нормальної
експлуатації.     Рівень 3. Запобігання і ліквідація аварій     Основними засобами досягнення зазначеної мети є:     наявність систем     безпеки     (захисних,     локалізуючих,
забезпечуючих,  керівних),  призначених  для  подолання  аварійних
ситуацій і проектних аварій, ліквідації їх наслідків і запобігання
переростанню в запроектні аварії;     використання систем  нормальної  експлуатації для запобігання
аварійним ситуаціям і проектним аваріям,  а також для обмеження їх
наслідків;     наявність і застосування інструкцій з ліквідації аварій і дії
персоналу відповідно до їх вимог;     тренування персоналу на повномасштабних тренажерах щодо дій у
випадку аварій.     Рівень 4. Управління запроектними аваріями     Основними засобами досягнення зазначеної мети є:     використання систем нормальної експлуатації і систем  безпеки
для  запобігання  і  розвитку  запроектних  аварій,  обмеження  їх
наслідків, а також повернення РУ у контрольований стан;     наявність і    застосування    інструкцій   щодо   управління
запроектними  аваріями,  спрямованих  на   припинення   ланцюгової
реакції ділення, ефективне охолодження ядерного палива і утримання
радіоактивних речовин у  встановлених  межах,  а  також  обмеження
наслідків важких аварій, уключаючи захист герметичного огородження
від руйнування;     наявність і  застосування  інструкцій  з  управління  важкими
аваріями, спрямованих на запобігання виходу розплаву активної зони
з   корпуса   реактора   і   порушення   цілісності   герметичного
огородження,  обмеження радіаційного впливу на персонал, населення
та  навколишнє  природне  середовище,  та  на  створення  умов для
своєчасної реалізації планів щодо захисту персоналу і населення;     дії персоналу  відповідно  до  вимог  інструкцій з управління
запроектними аваріями;     тренування персоналу з управління запроектними аваріями.     Рівень 5. Аварійна готовність і реагування     На цьому рівні забезпечуються:     установлення навколо  АС  санітарно-захисної  зони   і   зони
спостереження;     наявність аварійних планів,  планів аварійного реагування, їх
ефективність  і  готовність до реалізації періодично перевіряються
під час протиаварійних тренувань і навчань;     будівництво протирадіаційних сховищ і кризових центрів.     5.3.5. Технічні та  організаційні  заходи  щодо  забезпечення
безпеки   енергоблока   на  кожному  із  зазначених  п'яти  рівнів
взаємопов'язані та  доповнюються  один  одним.  Їх  достатність  і
ефективність обґрунтовуються в ЗАБ енергоблоків АС.     5.3.6. Стратегія глибокоешелонованого захисту здійснюється на
всіх етапах життєвого циклу АС. Пріоритетною при цьому є стратегія
запобігання початковим подіям, особливо для рівнів 1 і 2.

     5.4. Регулювання безпеки АС     5.4.1. Державне регулювання  безпеки  АС  здійснює  Державний
комітет  ядерного регулювання України відповідно до Закону України
"Про використання   ядерної   енергії   та   радіаційну   безпеку"
( 39/95-ВР ).     5.4.2 Держатомрегулювання визначає критерії  та  вимоги  щодо
безпеки  АС,  видає  ліцензії  та  дозволи  на  виконання робіт на
відповідних етапах життєвого циклу АС,  здійснює державний  нагляд
за   дотриманням  нормативних  вимог  та  умов  наданих  дозволів,
включаючи примусові заходи, відповідно до законодавства.

          VI. Технічні та організаційні принципи безпеки

     6.1. Апробована інженерно-технічна практика     6.1.1. Технічні рішення,  технології,  конструкції, системи і
елементи,  матеріали,  які закладені в проекті і використання яких
передбачається   при  будівництві  енергоблока  АС,  повинні  бути
апробовані досвідом експлуатації або їх  застосовність  доводиться
результатами  досліджень  та  випробувань.  Вони вдосконалюються з
урахуванням нових науково-технічних досліджень.     6.1.2. Застосовувані технічні і організаційні рішення повинні
задовольняти   вимоги   нормативних   документів   з   безпеки  та
враховувати  досягнутий  рівень  науки і техніки. Такий підхід має
забезпечуватись  при  проектуванні  енергоблоків  АС,  розробці  і
виготовленні   конструкцій,   важливих   для   безпеки  систем  та
елементів,  будівництві,  введені  в  експлуатацію,  експлуатації,
знятті  з  експлуатації  енергоблоків,  ремонті та модернізації їх
конструкцій, систем та елементів.{  Пункт  6.1.2  із  змінами, внесеними згідно з Наказом Державної
інспекції ядерного регулювання N 133 ( z1132-11 ) від 20.09.2011 }

     6.1.3. Проектування   конструкцій,   систем   та    елементів
здійснюється на основі консервативних підходів.

     6.2. Управління якістю     6.2.1. Усі  види  діяльності,  які впливають на безпеку АС на
етапах  її  життєвого  циклу,  повинні  бути   об'єктами   системи
управління якістю.     6.2.2. ЕО повинна розробити і впровадити  систему  управління
якістю  відповідно  до  установлених  до  них нормативно-технічних
вимог.     6.2.3. Конструкторські,   проектні,   будівельні,   ремонтні,
монтажні,      налагоджувальні      організації,       організації
науково-технічної   підтримки,   заводи-виробники   обладнання   і
організації,  що надають послуги для АС,  розробляють і реалізують
системи  управління  якістю  зі  своїх видів діяльності.  Персонал
вказаних організацій повинен усвідомлювати ті  наслідки,  до  яких
може  призвести  недотримання  або неналежне виконання інструкцій,
норм і правил з ядерної та радіаційної безпеки.     6.2.4. Вимоги  до  змісту  і конкретні цілі систем управління
якістю на всіх етапах  життєвого  циклу  АС  і  для  різних  видів
діяльності установлюються окремими нормативними документами.

     6.3. Самооцінка безпеки атомної станції     6.3.1. ЕО проводить роботу щодо самооцінки безпеки АС.  Метою
цієї діяльності є постійний аналіз поточного рівня безпеки кожного
енергоблока,  виявлення  і  усунення   недоліків   його   проекту,
реалізація заходів з підвищення безпеки експлуатації енергоблока.     6.3.2. Методики проведення самооцінки розробляються ЕО.     6.3.3. Результати   самооцінки   і  заходи  відображаються  в
щорічних (квартальних) звітах.

     6.4. Аналіз безпеки     6.4.1. ЕО    здійснює    комплексні   обґрунтування   безпеки
енергоблоків і оформляє їх результати у вигляді звітів  з  аналізу
безпеки та звітів про періодичну переоцінку безпеки.     6.4.2. Особлива  увага  приділяється  аналізу  функціональної
достатності  і надійності систем та елементів,  впливу зовнішніх і
внутрішніх  подій,  відмов  обладнання  та  помилок  персоналу  на
безпеку,  достатності  і  ефективності технічних та організаційних
заходів,  що спрямовані на запобігання і  ліквідацію  проектних  і
обмеження наслідків запроектних аварій.     6.4.3. Методологія  зазначених  аналізів  базується   як   на
детерміністичних,   так  і  на  імовірнісних  підходах.  Програмні
засоби,  які  використовуються  при  проведенні  таких   аналізів,
повинні  бути  верифіковані  і  валідовані.  Методологія  аналізів
безпеки  удосконалюється  на  основі  новітніх   науково-технічних
даних.     6.4.4. При   проектуванні   енергоблока   АС    розробляється
попередній   ЗАБ,  який  є  одним  з  документів,  необхідних  для
отримання  ліцензії   на   будівництво   ядерної   установки.   За
результатами   будівельно-монтажних  робіт,  пусконалагоджувальних
випробувань  і  дослідно-промислової  експлуатації   розробляється
остаточний  ЗАБ,  який  є  документом,  необхідним  для  отримання
ліцензії на експлуатацію енергоблоку АС.     6.4.5. ЕО   періодично   (кожні   10   років   після  початку
експлуатації),  або  на   вимогу   Держатомрегулювання,   здійснює
переоцінку  безпеки  енергоблока.  Обсяг  і повнота переоцінки,  а
також фактори безпеки,  що оцінюються, визначаються у відповідному
документі. За результатами переоцінки розробляється ЗППБ.     6.4.6. У  разі  виявлення   під   час   проведення   аналізів
невідповідностей  вимогам  безпеки ЕО здійснює необхідні коригуючі
дії і  обґрунтовує  можливість  подальшої  безпечної  експлуатації
енергоблока.     6.4.7. Імовірнісний   аналіз   безпеки    після    проведення
незалежної  експертизи може бути використаний з метою застосування
ризик-орієнтованих  підходів   як   у   діяльності   ЕО,   так   і
Держатомрегулюванням.

     6.5. Відомчий нагляд     6.5.1. ЕО створює систему відомчого нагляду.     6.5.2. Структурні  підрозділи  відомчого нагляду повинні бути
передбачені  в  структурі  ЕО.   Вони   здійснюють   контроль   за
експлуатацією АС, розробляють та реалізують програми і методологію
відповідних перевірок, виявляють недоліки і негативні тенденції та
контролюють виконання заходів з їх усунення.     6.5.3. В  штатному  розкладі  АС  передбачається  структурний
підрозділ,  який  здійснює  відомчий нагляд за станом конструкцій,
систем  та   елементів,   дотриманням   меж   і   умов   безпечної
експлуатації,   виконанням   вимог  інструкцій  і  регламентів  та
забезпеченням безпечних умов праці персоналу.     6.5.4. Структурний   підрозділ   відомчого  нагляду  інформує
адміністрацію АС про виявлені порушення в роботі АС і її персоналу
з метою здійснення невідкладних заходів з їх усунення.

     6.6. Незалежні перевірки     6.6.1. ЕО забезпечує здійснення періодичних  перевірок  стану
безпеки АС або окремих енергоблоків в рамках:     періодичних перевірок  силами  спеціалістів   інших   АС   за
затвердженою ЕО методологією;     періодичних місій  представників  АС  інших  країн,  з  якими
існують договори про співробітництво.     6.6.2. Результати зазначених перевірок аналізуються та у разі
необхідності  розробляються відповідні програми реалізації заходів
з усунення виявлених недоліків.

     6.7. Врахування людського фактора     6.7.1. При  проектуванні  АС,  формуванні  експлуатаційних  і
протиаварійних процедур враховуються можливі помилки  оперативного
персоналу,  а  також персоналу,  який здійснює технічне і ремонтне
обслуговування. З метою виключення і пом'якшення наслідків помилок
персоналу застосовуються такі організаційні і технічні засоби:     підбір і  якісна  підготовка  персоналу,  а  також   постійне
підвищення його кваліфікації;     аналіз і усунення недоліків в роботі і підготовці  персоналу;     оптимальне використання   засобів   автоматизації  управління
технологічними процесами;     використання засобів   діагностування   (контролю  технічного
стану),  передачі діагностичних повідомлень і  надання  інформації
про стан конструкцій, систем і елементів, важливих для безпеки;     побудова центральних,  блокових і місцевих щитів управління з
урахуванням взаємодії "людина-машина";     використання технічних і програмних засобів,  які виявляють і
блокують помилкові дії персоналу;     використання надійної і якісної системи зв'язку  центрального
і блокових щитів управління з місцевими щитами і постами;     постійне удосконалення  виробничих  і  посадових  інструкцій,
технічних регламентів,  інструкцій з ліквідації аварій, настанов з
керування  запроектними  аваріями,  методів  і  технічних  засобів
контролю  стану  конструкцій,  систем  та  елементів, важливих для
безпеки;     здійснення відомчого нагляду;     дотримання і постійне підвищення культури безпеки.

     6.8. Радіаційна безпека     6.8.1. Радіаційна  безпека  забезпечується  шляхом дотримання
меж і умов  безпечної  експлуатації  АС  і  реалізацією  комплексу
технічних і організаційних заходів, спрямованих на виконання вимог
санітарних правил і норм радіаційної безпеки.     6.8.2. На   всіх   етапах   життєвого  циклу  АС  ЕО  повинна
задовольняти  вимогам  Основних  санітарних  правил   забезпечення
радіаційної  безпеки  України,  затверджених  наказом Міністерства
охорони здоров'я України від 02.02.2005  N  54  (  z0552-05  )  та
зареєстрованих  в Міністерстві юстиції України 20 травня 2005 року
за N 552/10832.     6.8.3. Проектом АС обґрунтовуються розміри санітарно-захисної
зони і зони спостереження.     6.8.4. Проектом АС відповідно до вимог нормативних документів
передбачається контроль за радіаційною обстановкою в  приміщеннях,
на території АС, в санітарно-захисній зоні і зоні спостереження та
здійснення   радіаційного   моніторингу   за    станом    об'єктів
навколишнього природного середовища.     6.8.5. Кожна АС оснащається автоматизованою системою контролю
за радіаційним станом території АС, санітарно-захисної зони і зони
спостереження. Працездатність АСКРС обґрунтовується як для режимів
нормальної  експлуатації,  так  і для аварій.  Контролю піддаються
скиди  та  викиди  радіоактивних  речовин  у  навколишнє  природне
середовище.     6.8.6. На кожній АС  передбачається  система  індивідуального
дозиметричного  контролю,  яка  фіксує накопичені дози опромінення
кожного працівника,  включаючи,  в тому числі, і прикомандированих
працівників.  Ця  інформація  повинна надійно зберігатися згідно з
вимогами  нормативних  документів.  Передбачаються  заходи   проти
несанкціонованого   втручання  в  систему  збереження  результатів
індивідуального дозиметричного контролю.     6.8.7. Будь-які  роботи  в  приміщеннях і зонах з радіаційною
небезпекою виконуються на основі дозиметричних нарядів і допусків.
Роботи  виконуються  при  наявності  загального  і індивідуального
дозиметричного   контролю,   який   здійснюється   за    допомогою
стаціонарних    систем    та/або   переносних   радіометричних   і
дозиметричних  засобів  вимірювання,  а  також  при   обов'язковій
наявності у кожного працівника індивідуальних дозиметрів.     6.8.8. Адміністрація  АС  розробляє  регламент   радіаційного
контролю   на   АС,   який   затверджується   ЕО   і  погоджується
Держатомрегулюванням.     6.8.9. В  ЕО і на кожній АС розробляються програми підвищення
радіаційної   безпеки,   направлені   на   постійну    мінімізацію
індивідуальних і колективних доз опромінення персоналу.     6.8.10.  ЕО і кожна АС проводять аналіз радіоактивних викидів
і  скидів  для  підтвердження  того,  що  радіаційний вплив і дози
опромінення, які отримує населення, не перевищують нормативних меж
і підтримуються на розумно досяжному низькому рівні.     6.8.11. Адміністрація  АС  є  відповідальною  за   реалізацію
ефективної  системи  обліку  і  контролю кількості,  переміщення і
зберігання   свіжого   і    відпрацьованого    ядерного    палива,
радіоактивно-забрудненого обладнання, РАВ та ДІВ.     6.8.12. Адміністрація АС розробляє і впроваджує  заходи  щодо
мінімізації обсягу утворення РАВ.

     6.9. Врахування досвіду експлуатації     6.9.1. ЕО та АС  створюють  систему  накопичення,  аналізу  і
використання  досвіду  експлуатації.  Відповідні  бази даних мають
бути доступні для всіх АС.     6.9.2. Порушення  вимог  нормальної експлуатації енергоблоків
ретельно аналізуються,  виявляються корінні причини їх виникнення,
розробляються та реалізуються заходи з їх запобігання.  Відповідна
інформація  поширюється  серед   однотипних   АС   і   передається
постачальникам, які мають відношення до даного порушення.     6.9.3. ЕО  обмінюється  досвідом  з   іншими   експлуатуючими
організаціями,  у  тому  числі  і на міжнародному рівні.  Особливі
зусилля можуть бути спрямовані на підтримку постійних контактів  і
обмін  інформацією  з  розробниками реакторної установки і проекту
АС.     6.9.4. В  рамках  обміну  досвідом  виявляються і поширюються
приклади "гарної практики". Акцент повинен робитися на діяльність,
спрямовану на підвищення безпеки АС, запобігання порушенням при їх
експлуатації,  удосконалення експлуатаційних процедур,  методів  і
засобів  діагностики  стану  конструкції,  систем  і  елементів  з
урахуванням їх старіння та зносу.

     6.10. Науково-технічна підтримка     6.10.1. Важливим   елементом   забезпечення   безпеки   АС  є
проведення  ЕО  наукових  досліджень   та   інженерних   розробок,
спрямованих  на  удосконалення  проектів енергоблоків,  підвищення
надійності систем і елементів,  розв'язання проблем, які виникають
при експлуатації.     6.10.2. Технічні і організаційні рішення, які приймаються для
забезпечення  безпеки  АС,  повинні  враховувати досягнутий рівень
науки і техніки.     6.10.3. ЕО    створює    та   підтримує   ефективну   систему
науково-технічної підтримки експлуатації АС,  включаючи  участь  в
проектах спеціалізованих міжнародних організацій.

                 VII. Розміщення атомних станцій

     7.1. Вимоги до розміщення атомних станцій     7.1.1. Рішення  про  розміщення  АС  приймається   згідно   з
законодавством України.     7.1.2. Майданчик вважається придатним для розміщення АС, якщо
доведена  можливість забезпечення безпечної експлуатації АС у всіх
режимах,  включаючи  аварійні  ситуації  і  аварії  з  врахуванням
характерних для даного майданчика факторів, у тому числі:     стан ґрунтів і підземних вод;     природні явища і події;     зовнішні події, пов'язані з діяльністю людини;     ті, що  існують,  і  перспективні  екологічні  і демографічні
характеристики регіону розміщення АС;     умови зберігання  та  перевезення  свіжого  і відпрацьованого
ядерного палива, а також РАВ;     можливості реалізації   захисних  заходів  у  випадку  важких
аварій.     7.1.3. При  обґрунтуванні розміщення АС в проекті виконується
оцінка  можливості  викиду  радіоактивних  речовин  та   надається
прогноз  радіаційного стану в зоні спостереження як при нормальній
експлуатації,  так  і  при  можливих   аваріях,   у   тому   числі
запроектних.     7.1.4. Не допускається розміщення АС:     на територіях,  що  підтопляються катастрофічними паводками і
повенями;     на територіях,  на  яких має місце активний розвиток процесів
деформації русел річок і берегів водоймищ;     над джерелами  водопостачання з затвердженими в установленому
порядку запасами підземних вод, що використовуються або плануються
до  використання  для  питного  водопостачання,  якщо не виключена
можливість їх забруднення радіоактивними речовинами;     в прибережній смузі водяних об'єктів загального користування;     в межах  зони  з  сейсмічністю  максимального  розрахункового
землетрусу більше ніж 8 балів (за шкалою MSK-64);     безпосередньо на активних тектонічних  розломах,  а  також  в
зонах потенційно небезпечних обвалів, зсувів і селевих потоків.     7.1.5. Детальні вимоги до розміщення АС передбачені  в  інших
нормативних документах з питань ядерної і радіаційної безпеки.

                VIII. Проектування атомних станцій

     8.1. Основні вимоги до проекту атомної станції     8.1.1. Проектування АС здійснюється  на  основі  критеріїв  і
принципів  забезпечення  безпеки,  викладених  у  розділі  IV  цих
Загальних  положень, і вимог інших нормативних документів з питань
ядерної і радіаційної безпеки, із врахуванням досвіду експлуатації
і новітніх наукових досліджень.     8.1.2. При  розробці проекту АС використовується класифікація
систем і елементів, яка наведена в додатку до Загальних положень.     8.1.3. В    основу    проекту   АС   покладається   стратегія
глибокоешелонованого    захисту,    при    цьому    забезпечується
запобігання:     порушенням цілісності фізичних бар'єрів;     відмовам фізичних   бар'єрів   при   початкових   подіях,  що
розглядаються;     відмовам фізичних   бар'єрів   в   результаті  відмови  інших
бар'єрів;     відмовам фізичних бар'єрів із загальних причин.     Особлива увага  приділяється  вихідним  подіям,  які   здатні
призвести до відмови декількох фізичних бар'єрів.  До таких подій,
зокрема,  належать пожежі, затоплення, землетруси, вибухи, падіння
літака.     8.1.4. У  проекті  АС  передбачаються   технічні   засоби   і
організаційні  заходи,  спрямовані на запобігання порушенням меж і
умов безпечної експлуатації енергоблока.     8.1.5. Відповідно  до принципу глибокоешелонованого захисту в
проекті АС передбачаються системи і елементи  безпеки,  призначені
для:     аварійної зупинки РУ і підтримання реактора  в  підкритичному
стані;     аварійного відведення тепла;     запобігання або     обмеження     поширення    розповсюдження
радіоактивних речовин,  що виділяються при аваріях, за передбачені
проектом межі.     8.1.6. Системи і елементи безпеки проектуються з  урахуванням
принципів:     резервування;     різноманітності;     фізичного розділення;     одиничної відмови.     8.1.7. Слід прагнути до максимального  використання  пасивних
пристроїв в системах і елементах безпеки, властивостей внутрішньої
самозахищеності   РУ   (саморегулювання,    теплова    інертність,
тепловідведення за рахунок природної циркуляції та інших природних
процесів).     8.1.8. У   проекті   АС   передбачаються  технічні  засоби  і
організаційні  заходи,  що  спрямовані  на  запобігання  проектним
аваріям  і обмеження їх наслідків,  а також такі,  що забезпечують
безпеку при будь-якій вихідній  події,  врахованій  в  проекті,  з
накладанням   однієї,   незалежної  від  вихідної  події,  відмови
будь-якого з елементів системи безпеки (активного чи пасивного,  з
механічними частинами,  що рухаються),  або однієї, незалежної від
вихідної події, помилки персоналу.     В окремих   випадках,   для  яких  показаний  високий  рівень
надійності вказаних вище елементів або систем, у які вони входять,
або  в  період  виведення  елемента з роботи на визначений час для
технічного  обслуговування  і  ремонту,  їх  відмови   можуть   не
враховуватись.   Рівень   надійності   вважається   високим,  якщо
показники  надійності  таких   елементів   не   нижчі   показників
надійності пасивних елементів систем безпеки,  що не мають рухомих
частин,  відмови  яких  не  враховуються  з  огляду  на  їх   малу
ймовірність.  Допустимий  час  виведення  елемента  з  роботи  для
технічного  обслуговування  і  ремонту  визначається  на  підставі
аналізу надійності системи, до якої він входить.     Додатково до однієї,  незалежної від початкової події, одного
з   перерахованих  вище  елементів  ураховуються  відмови,  що  не
виявляються та призводять до порушення меж безпечної  експлуатації
елементів, що впливають на розвиток аварії.     8.1.9. Системи і елементи безпеки виконують  свої  функції  у
встановленому  проектом  обсязі  з  урахуванням зумовлених аварією
впливів (механічні, теплові, хімічні тощо).     Для систем   і   елементів,  важливих  для  безпеки,  перелік
зовнішніх і  внутрішніх  впливів,  що  підлягають  врахуванню,  та
вимоги  до  обсягу функцій,  які мають виконуватися під час та/або
після вказаних впливів,  установлюються в  проекті  з  урахуванням
вимог норм, правил і стандартів з ядерної та радіаційної безпеки.     8.1.10. Проект  АС  повинен   містити   дані   з   показників
надійності   систем  і  елементів  безпеки,  систем  і  елементів,
важливих для  безпеки,  що  належать  до  класів  1  і  2.  Аналіз
надійності  проводиться  з урахуванням відмов із загальної причини
та помилок персоналу.     8.1.11. У   проекті  для  конструкцій,  систем  і  елементів,
важливих для безпеки, забезпечуються показники надійності такі, що
дозволяють  виконувати  необхідні  функції  безпеки  з урахуванням
погіршення характеристик вказаних конструкцій, систем і елементів,
важливих для безпеки у результаті старіння та зношування.     8.1.12. У проекті АС розглядаються і обґрунтовуються заходи з
попередження або захисту систем і елементів, які виконують функції
безпеки від відмов із загальних причин.     8.1.13. Багатоцільове використання систем і елементів безпеки
обґрунтовуються  в  проекті  АС.  Поєднання  функцій   безпеки   з
функціями   нормальної   експлуатації  не  повинне  призводити  до
порушення вимог забезпечення  безпеки  АС  і  зниження  надійності
систем і елементів, що виконують функції безпеки.     8.1.14. У   проекті   АС   і   в   ЗАБ   встановлюються    та
обґрунтовуються:     межі і умови безпечної експлуатації;     експлуатаційні межі   та  обмеження  у  випадку  неготовності
(відмови) систем безпеки;     вимоги до   проведення  робіт  з  технічного  обслуговування,
ремонту обладнання, відповідних перевірок і випробувань;     проектний термін   експлуатації   енергоблоку,  його  окремих
систем і елементів.     8.1.15. Для   систем   і  елементів,  важливих  для  безпеки,
передбачаються в проектній і експлуатаційній  документації  умови,
методи і технічні засоби, необхідні для проведення:     перевірки працездатності систем і  елементів  (у  тому  числі
тих, що розташовані всередині реактора);     оцінки залишкового   ресурсу   і   заміни   обладнання,    що
відпрацювало свій ресурс;     випробування систем і елементів  на  відповідність  проектним
показникам;     перевірки проходження і послідовності  сигналів  на  вмикання
(вимикання)  обладнання,  у тому числі перехід на аварійні джерела
енергопостачання;     періодичного або неперервного контролю стану металу і зварних
з'єднань обладнання і трубопроводів;     перевірки метрологічних  характеристик  вимірювальних каналів
на відповідність проектним вимогам.     8.1.16. Особлива  увага приділяється заходам,  спрямованим на
запобігання помилкам персоналу.  Використовуються технічні  засоби
підтримки   оператора,  діагностики  і  самодіагностики  систем  і
елементів,   важливих   для   безпеки,   удосконалена    взаємодія
"людина-машина", сучасні інформаційні і цифрові технології.     8.1.17. Проектні  рішення,  пов'язані   із   запобіганням   і
обмеженням    наслідків    аварії,    визначаються   на   підставі
детерміністичного аналізу,  реалістичних  імовірнісних  оцінок  із
використанням числових критеріїв безпеки.     8.1.18. Для запроектних аварій,  у тому числі важких  аварій,
передбачаються  заходи  щодо  управління  такими  аваріями з метою
зниження радіаційного впливу на персонал,  населення і  навколишнє
природне середовище.     8.1.19. Проектом  АС  передбачаються  заходи  з   запобігання
будь-якому  несанкціонованому  доступу  до  конструкцій,  систем і
елементів, важливих для безпеки.     8.1.20. Проектом  АС  передбачаються технічні і організаційні
заходи для забезпечення фізичного захисту АС.     8.1.21. Проектом  АС  передбачаються технічні і організаційні
заходи для забезпечення обліку і контролю всіх ядерних матеріалів,
ДІВ і РАВ.     8.1.22. Проектом АС передбачаються  засоби  зв'язку,  у  тому
числі  резервні,  для  організації  сповіщення і управління АС при
нормальній експлуатації,  при порушеннях нормальної  експлуатації,
проектних і запроектних аваріях.

     8.2. Активна зона і елементи її конструкції     8.2.1. У проекті АС установлюються експлуатаційні межі,  межі
безпечної експлуатації і максимальні межі пошкодження (кількість і
ступінь пошкодження) тепловиділяючих  елементів  і  відповідні  їм
межі   радіоактивності  теплоносія  першого  контуру  по  реперним
радіонуклідам  при   нормальній   експлуатації,   при   порушеннях
нормальної експлуатації і при проектних аваріях.     8.2.2. Активна  зона   реактора,   конструкції,   системи   і
елементи, які визначають умови її експлуатації, проектуються таким
чином,  щоб унеможливити  перевищення  меж  пошкодження  твелів  у
режимах   нормальної   експлуатації,   при  порушеннях  нормальної
експлуатації,  при  проектних  і  запроектних   аваріях,   що   не
призводять до важкого пошкодження активної зони.     8.2.3. Активна зона  проектується  так,  щоб  при  нормальній
експлуатації,  при порушеннях нормальної експлуатації та проектних
аваріях  забезпечувались  її  механічна  стійкість  і  відсутність
деформацій,  що  порушують нормальне функціонування засобів впливу
на реактивність і аварійне зупинення  реактора  або  перешкоджають
охолодженню твелів.     8.2.4. Активна зона разом з її елементами,  які впливають  на
реактивність,  проектується так,  щоб будь-які зміни реактивності,
що  викликані  переміщенням  органів  регулювання   або   ефектами
реактивності   при   нормальній   експлуатації,   при   порушеннях
нормальної  експлуатації,  а  також  при  проектних  і запроектних
аваріях  не  викликали  некерованого  зростання  енерговиділення в
активній зоні, що призводить до порушень меж пошкодження твелів.     8.2.5. Характеристики ядерного палива, конструкція реактора і
обладнання  першого  контуру  не   повинні   допускати   утворення
критичних  мас  при проектних і запроектних аваріях,  у тому числі
при важких аваріях.     8.2.6. Реактор  і системи впливу на його реактивність повинні
бути спроектовані так,  щоб введення механічних засобів впливу  на
реактивність    для    будь-якої    комбінації   їх   розташування
забезпечувало  введення  негативної  реактивності  при  нормальній
експлуатації,  при  порушеннях нормальної експлуатації і проектних
аваріях.     8.2.7. Активна  зона,  перший  контур  та системи керування і
захисту проектуються консервативно для забезпечення  неперевищення
меж пошкодження твелів при нормальній експлуатації, при порушеннях
нормальної експлуатації і проектних аваріях.     8.2.8. Активна  зона  і  пов'язані  з  нею внутрішньокорпусні
елементи проектуються так,  щоб  вони  витримували  статистичні  і
динамічні  навантаження,  які  можуть  мати  місце  при нормальній
експлуатації,  при порушеннях нормальної експлуатації, проектних і
запроектних  аваріях  без  важкого  пошкодження  активної зони для
забезпечення безпечного зупинення реактора.     8.2.9. У конструкції реактора передбачаються, як мінімум, дві
незалежні системи його зупинення,  кожна з яких здатна забезпечити
переведення   реактора   в   підкритичний   стан   при  нормальній
експлуатації,  при порушеннях нормальної експлуатації і  проектних
аваріях  та  підтримання  його в підкритичному стані з урахуванням
одиничної відмови обладнання або помилки персоналу. Принаймні одна
із  систем  зупинки  реактора  повинна повністю виконувати функцію
аварійного  захисту.  Ці  системи   проектуються   з   дотриманням
принципів різноманітності, фізичного розділення і резервування.     8.2.10. Передбачається система моніторингу активної зони,  що
забезпечує:     реєстрацію основних експлуатаційних параметрів і відображення
їх у зручній для персоналу формі;     підтвердження відповідності  дійсних  характеристик  активної
зони проектним вимогам;     сигналізацію у разі відхилення  характеристик  від  проектних
вимог;     реєстрацію і  зберігання  значень  параметрів,  процесів,  що
протікають,  процесів  при  порушеннях  нормальної  експлуатації і
проектних аваріях.     8.2.11. У   проекті   АС  передбачаються  засоби  контролю  і
управління процесами ділення ядерного палива,  у тому  числі  і  в
підкритичному стані.     8.2.12. У проекті  енергоблока  АС  передбачаються  покажчики
положення механічних органів впливу на реактивність,  автоматичний
контроль  концентрації  розчину  поглинача  в  теплоносії  першого
контуру,   а  також  індикатори  стану  інших  засобів  впливу  на
реактивність.

     8.3. Перший контур     8.3.1. У  проекті  АС  та  в  ЗАБ  обґрунтовується надійність
систем і елементів першого  контуру  протягом  проектного  терміну
експлуатації   енергоблока   з  урахуванням  можливого  погіршення
характеристик  під  впливом   ерозії,   повзучості,   втомленості,
хімічних впливів,  опромінення, старіння, термоциклювання та інших
впливів,  можливих  за  нормальної  експлуатації,  при  порушеннях
нормальної експлуатації і проектних аваріях.     8.3.2. Обладнання  і  трубопроводи  першого  контуру  повинні
витримувати без остаточної деформації і руйнування:     статичні і динамічні навантаження,  що  виникають  при  всіх,
урахованих у проекті,  вихідних подіях, уключаючи раптове введення
позитивної  реактивності  (викид  органу  впливу  на  реактивність
максимальної  ефективності,  дія зворотних зв'язків,  пов'язаних з
різкою зміною параметрів активної зони і теплоносія);     впливи, пов'язані  з  появою  значних  градієнтів  температур
(наприклад, введення холодного теплоносія).     8.3.3. Компонування  обладнання  і  геометрія першого контуру
забезпечують умови розвитку  і  підтримання  природної  циркуляції
теплоносія, у тому числі при проектних аваріях.     8.3.4. На енергоблоках АС реалізовується концепція течі перед
руйнуванням.     8.3.5. Трубопроводи    першого    контуру    з    недоведеною
прийнятністю   концепції   течі   перед  руйнуванням  обладнуються
спеціальними пристроями для запобігання неприпустимим переміщенням
при  впливах на них реактивних зусиль,  що виникають при розривах.
Обґрунтовується  міцність  і  ефективність  даних  пристроїв   при
проектних аваріях.     8.3.6. Теплообмінне обладнання систем,  важливих для безпеки,
має   запас  теплообмінної  поверхні  для  компенсації  погіршення
характеристик теплопередачі в процесі експлуатації.     8.3.7. Елементи першого контуру проектуються,  виготовляються
і розміщуються таким чином, щоб була можливість проводити монтаж і
демонтаж  обладнання,  а  також  проводити технічне опосвідчення і
випробування контуру.     8.3.8. У проекті АС передбачаються технічні засоби для:     автоматичного захисту від неприпустимого підвищення  тиску  в
першому   контурі   за  нормальної  експлуатації,  при  порушеннях
нормальної експлуатації і проектних аваріях;     компенсації зміни    об'єму    теплоносія,    що    зумовлені
температурними змінами;     підживлення теплоносія;     виявлення місцезнаходження і оцінки розміру течі теплоносія;     відведення радіоактивних   речовин   з  теплоносія  реактора,
уключно з активованими продуктами корозії і продуктами ділення;     охолодження активної  зони  у  разі  аварії  з  течею першого
контуру;     реалізації режиму скидання-підживлення по першому контуру при
аваріях;     передачі залишкового  тепла  від  активної  зони до кінцевого
поглинача тепла,  ураховуючи принцип одиничної  відмови  і  втрати
зовнішнього енергопостачання.     8.3.9. У  проекті  АС  передбачається  автоматичний  контроль
активності  теплоносія  і  виходу  радіоактивних  речовин  за межі
герметичного огородження РУ.

     8.4. Система контролю і управління     8.4.1. Кожен   енергоблок   АС  обладнується  автоматизованою
системою  контролю  і  управління  технологічними  процесами,  яка
забезпечує     дистанційне     та/або    автоматичне    управління
технологічними процесами і системами безпеки,  автоматичний захист
систем,  обладнання  і  енергоблока  взагалі,  а також контроль за
неперевищенням меж  безпечної  експлуатації  енергоблока.  Система
контролю і управління здійснює збирання,  обробку і документування
інформації про стан конструкцій,  систем та  елементів  і  надання
цієї інформації оперативному персоналу.     8.4.2. Для кожного  енергоблока  АС  проектом  передбачається
БЩУ,  з  якого  персоналом  здійснюється  управління і контроль за
реакторною установкою та  іншими  системами  енергоблока,  у  тому
числі   за   системами  безпеки.  Проектом  передбачаються  засоби
забезпечення живучості і придатності БЩУ до роботи при  нормальній
експлуатації,  при  порушеннях нормальної експлуатації і проектних
аваріях.     8.4.3. При  проектуванні  БЩУ  необхідно  оптимально вирішити
питання   взаємодії   "людина-машина".   Параметри,    які    слід
контролювати  з  БЩУ,  повинні оперативно і однозначно відображати
інформацію про поточний стан РУ і енергоблока взагалі, а також про
спрацьовування та функціонування систем безпеки.     8.4.4. Система контролю і управління будується  таким  чином,
щоб   забезпечувати   найбільш   сприятливі  умови  для  прийняття
оперативним персоналом правильних рішень  і  зводити  до  мінімуму
можливість його помилок.     Система контролю   і   управління    повинна    забезпечувати
операторів БЩУ інформацією про поточний стан безпеки енергоблоку.     8.4.5. У складі системи контролю і управління енергоблоком АС
передбачаються    засоби,    що    забезпечують   збір,   обробку,
документування і зберігання інформації, достатньої для своєчасного
і  достовірного  встановлення  вихідних  подій виникнення порушень
нормальної   експлуатації  і  аварій,  їх  розвитку,  установлення
фактичного порядку роботи систем безпеки і елементів, важливих для
безпеки,  зарахованих  до  класів  1  і  2,  відхилень від штатних
алгоритмів   дій   персоналу.  Уживаються  заходи,  спрямовані  на
збереження цієї інформації в умовах запроектних аварій.     8.4.6. Для  кожного  енергоблока АС передбачається РЩУ,  який
забезпечує   можливість   надійного   переведення    реактора    в
підкритичний  стан,  його  аварійне  розхолодження і підтримання в
безпечному стані.  На РЩУ  передбачається  контроль  технологічних
параметрів  енергоблока  і  отримання  інформації  про стан систем
безпеки.     Забезпечується незалежне   функціонування   РЩУ   від  БЩУ  і
обґрунтовується його живучість і придатність до мешкання.     8.4.7. Вимоги  до складу обладнання і апаратури БЩУ і РЩУ,  а
також до порядку їх експлуатації і обслуговування  визначаються  в
проекті АС і обґрунтовуються у ЗАБ.     Унеможливлюється виведення з ладу схем управління і  контролю
БЩУ  і  РЩУ  із  загальної причини,  а також можливість управління
енергоблоком одночасно з БЩУ і РЩУ.     8.4.8. Система  контролю  і  управління  має  в своєму складі
промислове   телебачення,   засоби    надійного    групового    та
індивідуального    зв'язку    між    операторами   БЩУ   (РЩУ)   і
експлуатаційним персоналом.     8.4.9. Система  контролю  і управління забезпечує автоматичну
та/або автоматизовану діагностику стану і режимів експлуатації,  у
тому числі і самодіагностику технічних і програмних засобів.     8.4.10. Система контролю і  управління  забезпечує  виконання
своїх   функцій   при   зовнішніх  і  внутрішніх  впливах,  хибних
спрацьовуваннях, відмовах її елементів.     8.4.11. Програмні  засоби,  що  використовуються  в  системах
контролю і управління, повинні бути верифіковані.     8.4.12. Система контролю і управління відповідає встановленим
у проекті показникам якості і надійності,  а  також  метрологічним
характеристикам, установленим у відповідних документах.     8.4.13. Проект системи контролю і управління містить:     аналіз реакції  систем  управління  і контролю енергоблока на
можливі відмови в системі;     аналіз надійності   функціонування   технічних  і  програмних
засобів та системи загалом;     аналіз стійкості контурів управління і регулювання.

     8.5. Керівні системи безпеки     8.5.1. У проекті АС передбачаються керівні  системи  безпеки,
які  автоматично  включаються  в роботу і виконують свої функції в
разі  виникнення  передбачених  проектом  умов.  Керівні   системи
безпеки   проектуються   таким   чином,   щоб   при  автоматичному
спрацюванні  можливість  їх  відключення  оперативним   персоналом
блокувались  протягом обґрунтованого в проекті проміжку часу,  але
не менше 10 хвилин.     8.5.2. Відмова в схемі автоматичного включення не перешкоджає
дистанційному  включенню  керівної  системи  безпеки.  Дистанційне
включення  керівної системи безпеки передбачає вплив на мінімальну
кількість керівних елементів.     8.5.3. Керівні системи безпеки проектуються таким чином,  щоб
розпочата  дія  цієї  системи  доводилася  до  повного   виконання
функції.  Повернення системи безпеки в початковий стан виконується
послідовними діями оператора.     8.5.4. Керівні  системи  безпеки повинні зменшувати кількість
хибних спрацювань і мінімізувати можливість  прийняття  помилкових
рішень  оператором.  Схеми  дистанційного  управління  механізмами
систем безпеки передбачають не менше двох логічно пов'язаних дій.     8.5.5. Керівні  системи  безпеки  відокремлюються від системи
контролю і управління таким чином,  щоб порушення або виведення  з
роботи будь-якого елементу чи каналу системи контролю і управління
не впливали на здатність керівної системи безпеки виконувати  свої
функції.     8.5.6. Побудова  керівної  системи   безпеки   базується   на
принципах,  викладених  у  підпункті 8.1.6 цих Загальних положень.
Реалізація цих принципів забезпечує працездатність керівних систем
безпеки  при  будь-яких  одиничних відмовах і захист від відмов із
загальної причини.     Для досягнення  незалежності  каналів керівні системи безпеки
використовують  різні  принципи   їх   спрацювання   (за   різними
параметрами, за показаниками різних детекторів, програмних засобів
забезпечення),  забезпечується  відсутність  спільних  вхідних   і
вихідних сигналів.     8.5.7. Кількість незалежних каналів керівної системи  безпеки
(не менше двох) обґрунтовується в проекті АС і у ЗАБ.     8.5.8. У керівних системах безпеки передбачається безперервна
автоматична  діагностика  їх  стану  і  періодична  діагностика їх
працездатності, яка здійснюється з пультів БЩУ і РЩУ.     8.5.9. Відмови   технічних  і  програмних  засобів,  а  також
пошкодження керівних систем безпеки,  що призводять до  виникнення
сигналів на щитах управління (БЩУ,  РЩУ та інше),  викликають дії,
спрямовані  на  забезпечення  безпеки  АС.  Періодичні   перевірки
керівних систем безпеки повинні виявляти ті відмови і пошкодження,
для яких сигнали не виведені  на  щити  управління  (БЩУ,  РЩУ  та
інше).     Зазначені випробування  не  повинні  приводити  до   зниження
функціональної   готовності   інших  каналів,  а  також  систем  і
елементів, важливих для безпеки, що віднесені до класів 1 і 2.     8.5.10. Проектна  документація  на  керівні  системи  безпеки
містить обґрунтування  в  обсязі  вимог,  викладених  у  підпункті
8.4.13 цих Загальних положень.     8.5.11. У проекті АС передбачаються організаційні і  технічні
заходи,   що   унеможливлюють   несанкціоновані  зміни  в  схемах,
апаратурі та алгоритмах спрацьовування керівних систем безпеки.

     8.6. Захисні системи безпеки     8.6.1. У  проекті  АС передбачаються захисні системи безпеки,
що забезпечують  надійну  аварійну  зупинку  РУ,  підтримку  її  в
підкритичному   стані   і   довгострокове   відведення  залишкових
тепловиділень від активної зони при нормальній  експлуатації,  при
порушеннях нормальної експлуатації та проектних аваріях.  Водночас
повинні застосовуватись  принципи,  викладені  в  підпункті  8.1.6
Загальних положень     8.6.2. Аварійна зупинка РУ здійснюється  системою  безпеки  і
забезпечується незалежно від наявності джерела електропостачання.     У складі   захисних   систем   передбачаються   системи   для
аварійного відведення тепла від реактора, які повинні складатися з
декількох незалежних каналів.     8.6.3. Передбачаються  заходи,  що  запобігають  виходу  РУ в
критичний стан і перевищення допустимого тиску в системах  першого
контуру при включенні і роботі системи аварійного відведення тепла
від реактора.     8.6.4. Спрацювання   захисних   систем   безпеки  не  повинно
призводити   до   пошкодження   обладнання    систем    нормальної
експлуатації.  У  проекті  АС  обґрунтовується допустима кількість
спрацювань захисних систем  безпеки  протягом  проектного  терміну
експлуатації енергоблока.

     8.7. Локалізуючі системи безпеки     8.7.1. У  проекті  АС  передбачаються   локалізуючі   системи
безпеки    для   утримання,   у   передбачених   проектом   межах,
радіоактивних речовин.     8.7.2. Реактор,  системи  і елементи першого контуру повністю
розташовуються   у   герметичних   приміщеннях   для   локалізації
радіоактивних   речовин,   що  виділяються  при  аваріях,  щоб  не
перевищувати встановлені нормативними документами дози опромінення
персоналу  і  населення,  а також нормативи на вихід радіоактивних
речовин у навколишнє природне середовище.     8.7.3. У тих випадках,  коли для запобігання підвищенню тиску
в герметичних приміщеннях передбачаються системи тепловідведення з
активними  елементами,  повинно  бути  декілька незалежних каналів
тепловідведення,  що   забезпечують   необхідну   ефективність   і
надійність з урахуванням вимог підпункту 8.1.6 Загальних положень.     8.7.4. Усі   комунікації,   через    які    можливий    вихід
радіоактивних  речовин за межі контуру герметизації,  обладнуються
ізолюючими   елементами,    кількість    і    розташування    яких
обґрунтовується в проекті.     8.7.5. Конструкція  захисної   оболонки,   уключаючи   шлюзи,
проходки   та   ізолюючі   кабелі,  повинна  враховувати  утворені
внаслідок проектних аварій внутрішні надлишкові тиски, розрідження
і  температури,  динамічні  впливи  (удари літаючих предметів),  а
також інші можливі впливи.     8.7.6. У   проекті   обґрунтовується   величина   припустимої
негерметичності зони локалізації,  указуються  способи  досягнення
заданої  міри  герметичності,  передбачаються  методики і технічні
засоби її контролю.  Неперевищення проектного значення припустимої
негерметичності  підтверджуються  випробуваннями  до  завантаження
реактора   паливом   і   періодично   перевіряються   в    процесі
експлуатації.     Випробування при   введенні   в   експлуатацію    енергоблока
проводяться  при  розрахунковому  тиску,  подальші  -  при  тиску,
обґрунтованому в проекті.  Обладнання,  що розташоване в  середині
зони   локалізації,  повинне  витримати  випробування  без  втрати
працездатності.     8.7.7. Проектом   АС  передбачаються  заходи  з  виявлення  і
запобігання  утворенню  вибухонебезпечних  концентрацій  газів   у
приміщеннях зони локалізації.     8.7.8. Передбачаються заходи, спрямовані на зменшення впливів
на захисну оболонку у випадку важких аварій.

     8.8. Забезпечуючі системи безпеки     8.8.1. У  проекті  АС  передбачаються  забезпечуючі   системи
безпеки для постачання іншим системам безпеки робочого середовища,
енергії  і  створення  необхідних  умов  для  їх   функціонування,
уключаючи  передачу  тепла  до  кінцевого  поглинача при проектних
аваріях. Умови функціонування забезпечуючих систем при запроектних
аваріях обґрунтовуються в проекті.     8.8.2. Забезпечуючі   системи   безпеки    мають    показники
надійності,  достатні  для  того,  щоб  у сукупності з показниками
надійності  систем  безпеки,  які  вони  забезпечують,  досягалася
необхідна надійність функціонування останніх.     8.8.3. Виконання функцій,  передбачених в підпункті 8.8.1 цих
Загальних положень,  мають пріоритет над дією внутрішнього захисту
елементів,  які забезпечують безпеку,  якщо це  не  призводить  до
більш тяжких наслідків для безпеки.  Перелік захистів,  елементів,
які   забезпечують   систему   безпеки,   що   не   відключаються,
обґрунтовується в проекті АС.     8.8.4. Побудова забезпечуючих  систем  безпеки  базується  на
принципах, викладених у підпункті 8.1.6 Загальних положень.

     8.9. Зберігання ядерного  палива,  радіоактивних  відходів  і
джерел іонізуючих випромінювань на АС     8.9.1. У проекті  АС  передбачаються  системи  зберігання  та
поводження  з  ядерним паливом,  уключаючи приреакторні БВ,  РАВ і
ДІВ. Місткість сховищ визначається в проекті.     Зберігання ядерного  палива,  ядерних  матеріалів,  РАВ і ДІВ
дозволяється лише в місцях, передбачених проектом.     Проектом АС  обґрунтовується  безпека  сховищ  при нормальній
експлуатації,  при порушеннях нормальної експлуатації і  проектних
аваріях.     8.9.2. У басейнах витримки  відпрацьованого  ядерного  палива
необхідно  забезпечити  постійну  наявність  вільного  об'єму  для
аварійного вивантаження  всього  паливного  завантаження  активної
зони.     8.9.3. Басейни  витримки  обладнуються  системами  відведення
залишкового  тепла  і  температурного  контролю  та забезпечується
відповідний  хімічний   склад   тепловідвідного   середовища   для
запобігання пошкодженню ядерного палива.     Проектом АС передбачаються засоби для огляду  тепловиділяючих
збірок і контролю їх герметичності.     8.9.4. Проектом АС  передбачаються  технологічні  операції  і
відповідні  пристрої  для транспортування ядерного палива,  у тому
числі і для вивезення ядерного палива за межі атомної станції.     8.9.5. У  проекті АС передбачаються технічні та організаційні
заходи,  що   виключають   несанкціоноване   спорожнення   басейна
витримки.     8.9.6. Сховище   свіжого    ядерного    палива    оснащається
контрольно-вимірювальними   приладами,  стендами  для  візуального
огляду паливних збірок по всій довжині.     8.9.7. Можливість досягнення критичності в сховищах свіжого і
відпрацьованого   ядерного   палива   виключається   за    рахунок
забезпечення     конструкційних     характеристик     сховищ     і
організаційно-технічних заходів.     8.9.8. У проекті АС передбачається аналіз складу та кількості
твердих  і  рідких  РАВ,  а  також  газо-аерозольних  викидів  при
нормальній експлуатації та при проектних аваріях.     8.9.9. У проекті АС передбачаються засоби переробки,  місця і
способи  тимчасового  зберігання  твердих  і  рідких РАВ,  а також
засоби для їх транспортування в межах території АС.     8.9.10. В  проекті АС передбачається контроль умов безпечного
зберігання свіжого і відпрацьованого ядерного палива, а також РАВ.

                    IX. Будівництво і введення
             в експлуатацію атомних станцій

     9.1. Будівництво     9.1.1. ЕО   формує   адміністрацію    АС    для    здійснення
безпосередньо    на    майданчику,   вибраному   для   будівництва
енергоблока,  діяльності з будівництва і експлуатації енергоблока,
наділяє  її  необхідними  фінансовими,  матеріальними  і людськими
ресурсами,  визначає осіб,  які є відповідальними, та контролює їх
діяльність.     9.1.2. Будівництво   АС   розпочинається   у    встановленому
законодавством порядку при наявності затвердженого в установленому
порядку проекту і  погодженого  Держатомрегулюванням  попереднього
звіту з аналізу безпеки.     9.1.3. Будівництво АС здійснюється відповідно до  її  проекту
та  нормативних  вимог  з  безпеки.  Зміни  у  процесі будівництва
складу,  конструкції та/або  характеристик  систем,  важливих  для
безпеки,      встановлених      проектом,      погоджуються      з
Держатомрегулюванням до їх впровадження.     9.1.4. Адміністрація   АС   створює  власні  підрозділи,  які
здійснюють постійний контроль за якістю будівельно-монтажних робіт
та приймання в експлуатацію готових об'єктів.     9.1.5. ЕО  здійснює  контроль   за   якістю   продукції,   що
постачається, уключаючи вхідний контроль безпосередньо на АС.

     9.2. Введення в експлуатацію     9.2.1. У  проекті  АС  встановлюються  етапи  введення  АС  в
експлуатацію,  вимоги  до  послідовності  і  об'єму  передпускових
налагоджувальних робіт, фізичного та енергетичного пусків, а також
приймальні  критерії  для обладнання і систем АС,  які вводяться в
експлуатацію.     9.2.2. ЕО  забезпечує розробку і реалізацію програми введення
енергоблока в експлуатацію,  яка містить перелік усіх випробувань,
необхідних    для    підтвердження    відповідності   побудованого
енергоблока  проектним  вимогам  і   готовності   енергоблока   до
експлуатації  відповідно  до  встановлених  меж  і  умов безпечної
експлуатації.  Програма введення  в  експлуатацію  погоджується  з
Держатомрегулюванням до початку її реалізації.     9.2.3. На виконання кожного етапу введення АС в  експлуатацію
Держатомрегулюванням  видаються  дозволи  на  підставі  позитивних
результатів  перевірки  готовності   енергоблока   до   здійснення
відповідного  етапу  життєвого  циклу  і  за  згоди  інших органів
державного нагляду.     9.2.4. До   початку   передпускових  робіт  адміністрація  АС
забезпечує  розробку  і  затвердження  інструкцій  з  експлуатації
обладнання  та  технологічних  систем  на  основі затвердженого ЕО
технологічного  регламенту   безпечної   експлуатації.   Під   час
проведення     випробувань     визначаються    і    документуються
характеристики і  параметри  систем  та  елементів,  важливих  для
безпеки.  На  підставі  отриманих  даних  уточнюються межі і умови
безпечної  експлуатації   енергоблока,   а   також   відкориговані
експлуатаційні інструкції і регламенти.     9.2.5. Документи,  які регламентують проведення  фізичного  і
енергетичного   пусків,  передбачають  перелік  ядерно-небезпечних
робіт і заходів, які запобігають виникненню аварій.     9.2.6. Етапи   введення  АС  в  експлуатацію,  які  включають
ядерно -  та  радіаційно-небезпечні  операції,  можуть  починатися
тільки   за   наявності   діючої  системи  радіаційного  контролю,
уключаючи  індивідуальний  дозиметричний  контроль,  а   також   в
необхідному обсязі санітарні пристрої та перепускники,  реалізації
технічних і організаційних заходів з фізичного захисту АС.     До завезення  ядерного палива на АС готуються захисні укриття
для персоналу, внутрішній і зовнішній кризові центри.     9.2.7. Блок  АС,  що  вводиться в експлуатацію,  повинен бути
ізольований від діючих блоків і від майданчиків,  на яких тривають
будівельні  роботи,  для  того  щоб  ці  роботи  і можливі при них
порушення не вплинули  на  безпеку  енергоблока,  що  вводиться  в
експлуатацію.     9.2.8. Введення в  експлуатацію  енергоблока  здійснюється  у
встановленому законодавством порядку.

                 X. Експлуатація атомної станції

     10.1. Адміністративне керівництво     10.1.1. Експлуатація АС здійснюється відповідно до  принципів
забезпечення   безпеки,  викладених  у  розділі  4  цих  Загальних
положень.     10.1.2. ЕО  створює  на  АС необхідні організаційні структури
для її ефективної і безпечної експлуатації,  наділяє адміністрацію
АС відповідними повноваженнями та обов'язками,  організує фізичний
захист і пожежну охорону АС,  реалізує систему інженерно-технічної
підтримки  експлуатації  енергоблоків,  а  також систему аварійної
готовності і реагування.     10.1.3. Управління   АС  ґрунтується  на  системі  управління
якістю, яка розроблюється адміністрацією АС і затверджується ЕО. У
документах  системи  якості  чітко  визначаються права,  обов'язки
кожного працівника АС за безпечну експлуатацію,  у  тому  числі  у
випадку виникнення аварії.     10.1.4. ЕО  повинна  приділяти  постійну   увагу   формуванню
культури безпеки і удосконаленню професійного рівня посадових осіб
АС  (директор,  головний  інженер,   їх   заступники,   начальники
виробничих   підрозділів).   Необхідною   умовою  для  призначення
працівника на керівну посаду є відповідність його  кваліфікаційним
вимогам,  а  також  позитивні результати перевірки знань із здачею
кваліфікаційних іспитів у встановленому порядку.

     10.2. Експлуатаційний персонал     10.2.1. До   початку   фізичного   пуску   АС  комплектується
підготовленим експлуатаційним персоналом,  який пройшов  перевірку
знань  і  допущений  до  самостійної роботи.  Персонал,  який бере
участь  у  передпускових  налагоджувальних  операціях,   проходить
перевірку знань до початку зазначених робіт.     Графіки комплектування  і   програми   підготовки   персоналу
розробляються адміністрацією АС.     10.2.2. ЕО  встановлює  вимоги  до   кваліфікації   персоналу
відповідно до його обов'язків.     10.2.3. ЕО  розробляє   та   реалізує   систему   професійної
підготовки  і підтримки кваліфікації персоналу АС.  У структурі АС
передбачаються НТЦ,  оснащені технічними засобами навчання, у тому
числі  повномасштабними  тренажерами,  необхідними для підготовки,
підтримки кваліфікації та перепідготовки персоналу АС.     10.2.4. Персонал АС,  у тому числі зайнятий обслуговуванням і
ремонтом обладнання,  систем та елементів АС, проходить підготовку
на   робочому   місці   і   в   навчально-тренувальних  центрах  з
використанням  тренажерів,  перевірку  знань  перед  допуском   до
самостійної  роботи,  а  також  періодичну  підтримку кваліфікації
відповідно до вимог  норм,  правил  та  стандартів  з  ядерної  та
радіаційної безпеки.     10.2.5. НТЦ розпочинає навчання експлуатаційного персоналу не
пізніше    ніж    за   три   місяці   до   початку   передпускових
налагоджувальних робіт на першому енергоблоці АС.  ЕО  зобов'язана
отримати  в  установленому порядку ліцензію Держатомрегулювання на
право підготовки персоналу в НТЦ.     10.2.6. Під   час   підготовки,  підтримання  кваліфікації  і
перепідготовки персоналу особлива увага приділяється відпрацюванню
його  дій під час аварій,  отриманню практичних навичок управління
РУ, енергоблоком і АС в цілому.     Підготовка персоналу   здійснюється   з  урахуванням  досвіду
експлуатації,  забезпечує  розуміння  наслідків  можливих  помилок
персоналу для безпеки АС.     10.2.7. Допуск персоналу до найбільш  важливих  щодо  безпеки
видів  діяльності  здійснюється  у  встановленому  в законодавстві
порядку.     10.2.8. При  прийнятті на роботу,  а також періодично під час
роботи,  персонал АС проходить медичний  контроль.  Стан  здоров'я
персоналу  не  повинен  перешкоджати виконанню покладених на нього
виробничих завдань і  повинен  відповідати  вимогам,  установленим
відповідними органами охорони здоров'я.     10.2.9. У всіх режимах експлуатації енергоблока на БЩУ  мають
бути   задіяні   не   менше   двох   фахівців,   що   мають  право
безпосереднього управління РУ.

     10.3. Експлуатаційна документація     10.3.1. Основним    документом,    що    визначає    безпечну
експлуатацію  енергоблока,  є  технологічний  регламент  безпечної
експлуатації,  у  якому  встановлюються  межі  і  умови  безпечної
експлуатації,  а  також  вимоги  і   основні   прийоми   безпечної
експлуатації  енергоблока та загальний порядок виконання операцій,
пов'язаних з безпекою АС.     10.3.2. Технологічний    регламент   безпечної   експлуатації
розробляється на основі проекту АС,  ЗАБ і технічної  документації
на  обладнання.  Межі  і  умови безпечної експлуатації енергоблока
обґрунтовуються  в  проекті  й  уточнюються  в  остаточному  Звіті
аналізу безпеки.     ЕО забезпечує розробку  технологічного  регламенту  безпечної
експлуатації.  Технологічний  регламент  безпечної  експлуатації і
зміни, які до нього вносяться, погоджуються Держатомрегулюванням і
затверджуються ЕО.     10.3.3. Інструкції з експлуатації систем і обладнання містять
технічний опис, технічні характеристики, експлуатаційні обмеження,
режими  експлуатації,  конкретні  вказівки   з   виконання   робіт
персоналом  під  час нормальної експлуатації,  порушень нормальної
експлуатації і аварійних ситуацій.     10.3.4. Технологічний  регламент  безпечної  експлуатації  та
інструкції з  експлуатації  обладнання  і  систем  коригуються  за
результатами  введення  енергоблока  в  експлуатацію  і періодично
переглядаються,  а також коригуються у разі заміни, модернізації і
реконструкції обладнання.     10.3.5. Адміністрація  АС   дотримується   порядку   ведення,
перегляду і зберігання експлуатаційної документації, установленого
у документах ЕО.     Проект АС,    виконавча   документація   на   будівництво   і
модернізацію,  акти  випробувань  і  виконавча   документація   на
технічне обслуговування і ремонт систем безпеки і систем, важливих
для  безпеки,  зберігаються  на  АС  протягом  усього  терміну  її
експлуатації.     10.3.6. Адміністрація  АС  визначає  перелік  нормативної   і
експлуатаційної  документації,  яка  знаходиться на робочих місцях
оперативного персоналу.

     10.4. Технічне обслуговування, ремонт і випробування     10.4.1. Перед введенням АС в експлуатацію, а також періодично
під  час  експлуатації   проводяться:   технічне   обслуговування,
планово-попереджувальні    ремонти,    випробування,    перевірки,
калібрування,  контроль стану основного металу і зварних  з'єднань
конструкцій,  систем  і елементів,  важливих для безпеки,  з метою
підтримки їх працездатності у відповідності з проектними вимогами.
Частота і обсяги періодичних перевірок обґрунтовуються проектом.     Зазначені роботи   проводяться   за   робочими    програмами,
інструкціями   та   ремонтною   документацією,  яка  розробляється
адміністрацією АС відповідно до проектних даних, вимог нормативних
документів,  типових  програм,  інструкцій  з  експлуатації систем
(обладнання) та технологічного регламенту безпечної  експлуатації.
Результати   перевірок   і  випробувань  обладнання  та  систем  і
елементів,  важливих для  безпеки,  а  також  результати  контролю
металу документуються і зберігаються на АС.     10.4.2. Умови,  періодичність  і  допустимий  час   виведення
систем безпеки для технічного обслуговування, ремонту, перевірок і
випробувань обґрунтовуються в проекті АС.     10.4.3. Системи і елементи АС, важливі для безпеки, проходять
пряму  і  повну  перевірки  на  працездатність   і   відповідність
проектним  характеристикам під час введення в експлуатацію,  після
ремонту  обладнання  та   періодично   протягом   усього   терміну
експлуатації з документуванням результатів перевірки.     10.4.4. У разі неможливості проведення  прямої  і/або  повної
перевірки проводяться непрямі і/або часткові перевірки.  У проекті
АС обґрунтовується достатність непрямої і/або часткової перевірки.     10.4.5. Технічне  обслуговування,  випробування  і  перевірки
систем  та  елементів,  що   працюють,   важливих   для   безпеки,
проводяться  при  дотриманні  меж  і  умов  безпечної експлуатації
енергоблока.     10.4.6. У   разі   незадовільних  результатів  випробувань  і
перевірок,  а також на вимогу Держатомрегулювання адміністрація АС
зобов'язана  проводити позачергові випробування і перевірки систем
та елементів, важливих для безпеки.     10.4.7. Випробування   на   енергоблоці  АС,  не  передбачені
технологічним регламентом безпечної експлуатації та інструкціями з
експлуатації,  проводяться за спеціальними програмами, які містять
заходи щодо забезпечення безпеки.  Зазначені програми та  методики
їх   виконання   розробляються   адміністрацією  АС,  погоджуються
Держатомрегулюванням і затверджуються ЕО.

     10.5. Розслідування та облік порушень     10.5.1. Порушення  в  роботі  АС  розслідуються  спеціальними
комісіями,  які встановлюють конкретні причини їх  виникнення.  За
результатами  розслідувань розробляються і реалізуються заходи для
запобігання порушенням  у  майбутньому.  ЕО  є  відповідальною  за
реалізацію  вказаних  заходів на всіх однотипних енергоблоках АС з
урахуванням існуючих відмінностей.  Порядок розслідування і  облік
порушень  проводяться відповідно до вимог норм та правил з ядерної
та радіаційної безпеки.     10.5.2. ЕО  зобов'язана  в  установлені  терміни  інформувати
Держатомрегулювання   про   всі   випадки   порушень    нормальної
експлуатації та порушень меж і умов безпечної експлуатації.     10.5.3. Відповідальною за  повноту  та  якість  розслідувань,
вірогідність і своєчасність доведення результатів розслідування до
Держатомрегулювання є ЕО.  Особлива увага приділяється порушенням,
які  можуть  призвести до аварії.  Інформація про такі порушення і
здійснені профілактичні заходи з  їх  усунення  поширюється  серед
персоналу АС і ЕО,  а також направляється організаціям,  які мають
відношення до даного порушення.     10.5.4. Матеріали  розслідування  та обліку порушень в роботі
АС  зберігаються  протягом   усього   терміну   її   експлуатації.
Інформація  про  факти  і  аналіз  порушень  меж  і умов безпечної
експлуатації  включаються  до  періодичних   звітів   про   оцінку
поточного рівня безпеки енергоблоків АС.     10.5.5. ЕО здійснює діяльність,  спрямовану на профілактику і
запобігання  подіям,  які впливають на безпеку,  уключаючи відмови
обладнання і помилки персоналу,  на удосконалення  експлуатаційних
процедур, методів і засобів діагностики стану обладнання та систем
і елементів, важливих для безпеки.

     10.6. Управління старінням     10.6.1. ЕО  розробляє  програму  управління старінням з метою
підтримки в прийнятних  межах  деградацію  обладнання,  систем  та
елементів,   важливих  для  безпеки  (унаслідок  старіння,  зносу,
корозії,  ерозії,  втоми та інших механізмів),  а  також  здійснює
необхідні  дії  для  підтримки  їх  працездатності  і надійності в
процесі експлуатації.     10.6.2. Перелік   обладнання,   систем   та   елементів,  які
підлягають аналізу в рамках ПКС, визначається ЕО та погоджується з
Держатомрегулюванням.     10.6.3. Адміністрація АС систематично здійснює аналіз ресурсу
і  показників надійності обладнання систем та елементів,  важливих
для безпеки,  включених  до  ПКС.  У  залежності  від  результатів
аналізу  приймається  рішення  про  продовження  їх  експлуатації,
відновлення ресурсу або заміну.     10.6.4. Для кожного енергоблока з урахуванням впливу старіння
і деградації обладнання ЕО оцінює здатність систем  та  елементів,
важливих  для  безпеки,  забезпечувати  покладені  на  них функції
безпеки  протягом  терміну  експлуатації  енергоблока.  Результати
такої оцінки включаються до ЗППБ.     10.6.5. Під  час  виконання  ПКС  враховуються  умови   зміни
навколишнього  природного  середовища,  у якому працює обладнання,
циклічність  навантажень,  періодичність  планово-попереджувальних
ремонтів   і   технічного   обслуговування,   обсяг  і  результати
випробувань обладнання, систем та елементів, важливих для безпеки,
аналіз зразків-свідків, результати інспекційних обстежень АС.

     10.7. Кваліфікація обладнання     10.7.1. При   проектуванні   АС   повинно   використовуватися
обладнання,  що  пройшло кваліфікацію на виконання функцій безпеки
протягом  терміну  експлуатації  в  умовах   зміни   навколишнього
природного середовища (температура,  тиск,  вібрація,  ударна сила
струменя,  вологість,  радіація,  сейсмічна  дія  тощо),   функції
безпеки, у тому числі і під час аварій.     10.7.2. Для діючих енергоблоків,  під час  розробки  проектів
яких  кваліфікація  обладнання  не  проводилась,  адміністрація АС
організує і виконує роботи з кваліфікації обладнання відповідно до
розроблених  ЕО  і погоджених Держатомрегулюванням програм робіт з
кваліфікації обладнання АС.

     10.8. Продовження терміну експлуатації     10.8.1. ЕО  за  результатами  періодичної  переоцінки безпеки
подає  до  Держатомрегулювання  заяву  про   продовження   терміну
експлуатації енергоблока.     10.8.2. Рішення   про    можливість    продовження    терміну
експлуатації  енергоблока  АС  понад  встановлений проектом термін
приймається Держатомрегулюванням на основі результатів  переоцінки
його безпеки. Однією з умов продовження експлуатації енергоблоку в
понад встановлений проектом термін є виконання цільових  критеріїв
безпеки для діючих енергоблоків АС.     10.8.3. Для  обґрунтування  безпеки   під   час   продовження
проектного терміну експлуатації енергоблока ЕО розробляє ЗППБ.  За
результатами переоцінки безпеки енергоблока  визначаються  термін,
режими і умови його подальшої експлуатації.     10.8.4. Для підготовки енергоблока АС до експлуатації в понад
проектний  термін  ЕО  не  менше  ніж  за  три  роки до закінчення
проектного терміну розробляє програму,  у якій визначаються обсяг,
порядок  і  терміни  виконання відповідних організаційно-технічних
заходів,  спрямованих на підготовку енергоблока до експлуатації  в
понад проектний термін.  Зазначена програма,  ЗППБ надаються ЕО до
Держатомрегулювання.     10.8.5. Порядок продовження терміну експлуатації конструкцій,
систем і елементів,  важливих для безпеки,  визначається  окремими
документами  ЕО  і  погоджується Держатомрегулюванням.  Необхідною
умовою  отримання  дозволу  на  продовження  терміну  експлуатації
конструкцій,  систем  та  елементів  є  виконання  ЕО заходів щодо
відновлення  їх  ресурсу  або   підтвердження   функціональних   і
надійнісних  характеристик за результатами спеціального обстеження
і оцінки технічного стану.

     10.9. Управління аваріями     10.9.1. Адміністрація   АС   на  основі  ЗАБ,  технологічного
регламенту  безпечної  експлуатації   та   інших   експлуатаційних
документів  організовує  розробку  та  затвердження  інструкцій  і
настанов,  які  визначають  дії  персоналу  у   випадку   порушень
нормальної   експлуатації,   аварійних   ситуацій,   проектних   і
запроектних аварій, у тому числі важких аварій.     10.9.2. Інструкції   і  настанови  ґрунтуються  на  симптомах
та/або подіях,  режимах і станах енергоблока, очікуваних у процесі
розвитку   перехідних   процесів,  аварійних  ситуацій  і  аварій.
Протиаварійні інструкції і настанови приводяться  у  відповідність
до інших експлуатаційних інструкцій і регламентів.     10.9.3. Вимоги  протиаварійних   інструкцій   і   керівництва
обґрунтовуються розрахунковим шляхом,  верифікуються і валідуються
з метою відображання фактичного стану АС (енергоблока) та умов  її
експлуатації.  Валідація  протиаварійних  інструкцій і керівництва
проводиться за допомогою повномасштабних тренажерів.     10.9.4. З  метою  напрацювання  практичних  навичок  щодо дій
персоналу  у  випадку  аварій  періодично  проводяться  відповідні
тренування  на  повномасштабних  тренажерах.  Тематика  і  частота
подібних тренувань,  категорії персоналу, який до них залучається,
визначаються ЕО у вигляді спеціального положення про протиаварійні
тренування.     10.9.5. Для  виконання протиаварійних інструкцій і керівництв
на  АС  встановлюється  обладнання,  засоби  зв'язку,  контролю  і
діагностики,   необхідні   для   отримання   оператором  повної  і
достовірної  інформації  для  ефективного  управління  обладнанням
енергоблока.

     10.10. Фізичний захист     10.10.1. Фізичний    захист    АС,    ядерних     матеріалів,
радіоактивних   відходів   та  джерел  іонізуючого  випромінювання
реалізується відповідно до законодавства.     10.10.2. Доступ  на територію АС та до життєво важливих місць
постійно  контролюється  і  здійснюється  за  наявності  допусків,
оформлених  в установленому порядку.  Системи і елементи,  важливі
для безпеки,  а також  АС  в  цілому  повинні  бути  захищені  від
несанкціонованих дій і диверсій.     10.10.3. Територія АС огороджується  спеціальними  технічними
засобами,   оснащеними  автоматичними  пристроями  сигналізації  і
оповіщення.  Охорона АС здійснюється спеціалізованими підрозділами
відповідно до законодавства.     10.10.4. Територія АС,  її будівлі і технологічні  приміщення
розподіляються на зони в залежності від їх значення для безпеки.     10.10.5. Система фізичного захисту АС повинна бути автономною
і незалежною від інших систем.     10.10.6. Засоби   фізичного    захисту    не    перешкоджають
експлуатації АС.

     10.11. Пожежна безпека     10.11.1. При проектуванні АС враховуються вимоги  нормативних
документів,  які регламентують пожежну безпеку АС. Пожежна безпека
забезпечується за рахунок реалізації принципу глибокоешелонованого
протипожежного  захисту.  Вимоги  пожежної  безпеки містять заходи
щодо запобігання, виявлення, локалізації і ліквідації пожеж.     10.11.2. Пріоритет    надається    заходам   профілактики   і
запобігання  виникненню  загорянь.  З  цією  метою  у  проекті  АС
максимально  передбачаються  негорючі  та/або  непоширюючі горіння
матеріали,   вогнезахисні   покриття,   негорючі    мастильні    і
охолоджувальні  речовини,  які  пройшли  спеціальні випробування і
сертифіковані в установленому порядку.     10.11.3. У  проекті АС передбачаються заходи щодо запобігання
розвитку пожежі,  включаючи протипожежні перешкоди  і  пристрої  з
потрібною  межею  вогнестійкості,  яка  визначається  нормативними
документами.     10.11.4. Особлива  увага  приділяється протипожежному захисту
систем безпеки, а також систем та елементів, важливих для безпеки.
Під  час їх проектування в максимальній мірі передбачають негорючі
і  непоширюючі  горіння   кабельні   вироби,   ефективні   системи
тепловідведення,   засоби   фізичного   розділення  та  ізолювання
дублюючих каналів один від одного з метою виключення під час пожеж
їх відмов з загальної причини.     10.11.5. У  проекті  АС  передбачаються  автоматичні  системи
виявлення  і гасіння пожеж,  автоматизовані системи сповіщення про
пожежу,  протидимний захист  будівель  (приміщень),  що  не  мають
зв'язку з  навколишнім  природним  середовищем.  Зазначені системи
вводяться в роботу до подачі напруги на обладнання енергоблока для
проведення передпускових налагоджувальних операцій.     10.11.6. Будівлі, приміщення і територія АС класифікуються за
категоріями   вибухопожежної   і   пожежної   небезпеки,   класами
вибухонебезпечних   і   пожежонебезпечних    зон.    У    найбільш
вибухонебезпечних  і пожежонебезпечних зонах передбачаються засоби
гасіння загорань,  уключаючи стаціонарні і переносні  пристрої,  а
також первинні засоби пожежогасіння і технічні засоби сигналізації
виявлення і оповіщення про пожежу.     10.11.7. У  проекті  АС  передбачаються  заходи  захисту  від
зовнішніх пожеж природного і  техногенного  походження,  уключаючи
захист від блискавок і контури заземлення.     10.11.8. Особлива увага приділяється способам  і  організації
гасіння пожеж у приміщеннях і системах, які знаходяться у складних
радіаційних умовах, під напругою.     10.11.9. У   проекті   АС   передбачаються   системи   подачі
вогнегасних речовин і обґрунтована ефективність та  надійність  їх
роботи.     10.11.10. Адміністрація АС своєчасно розробляє і затверджує у
встановленому порядку план пожежогасіння.  У цьому плані,  у першу
чергу, визначається порядок сповіщення персоналу про пожежу, умови
і   порядок   виклику  пожежної  охорони,  взаємодії  оперативного
персоналу і служб АС з підрозділами  пожежної  охорони,  уключаючи
допуск  у  радіаційно-небезпечні  зони  і приміщення з електричним
обладнанням.     10.11.11. На  кожній  АС  передбачаються  пожежні підрозділи,
пожежні депо, оснащені пожежною технікою і засобами гасіння пожеж,
а    також    учбовими   класами,   засобами   надійного   зв'язку
(стаціонарного  і  мобільного)  з  необхідним  його   дублюванням.
Зазначені   пожежні   підрозділи   укомплектовуються,   а  споруди
вводяться в дію до початку основних будівельно-монтажних робіт.     10.11.12. ЕО  організує  і  контролює проведення на кожній АС
періодичних протипожежних тренувань і навчань.  Частота і тематика
спільних  протипожежних тренувань (за участю пожежних підрозділів)
погоджуються з органом державного пожежного нагляду.

     10.12. Модернізація АС     10.12.1. Документація, що стосується модернізації конструкцій
систем та  елементів,  важливих  для  безпеки,  підлягає  розгляду
Держатомрегулюванням.    Процедура    реалізації    заходів   щодо
модернізації   зазначених   систем   та   елементів   визначається
нормативними документами.     10.12.2. Перед початком  модернізації  виконується  попередня
оцінка  її  впливу на безпеку.  За результатами попередньої оцінки
визначається  необхідність  та   обсяг   додаткових   обґрунтувань
безпеки.     10.12.3. ЕО  оцінює  вплив  модернізації  на   експлуатаційні
процедури  та  інструкції,  методику  і  технічні  засоби навчання
персоналу  АС.  У  разі  необхідності  ЕО  розробляє  і   реалізує
відповідні коригуючі заходи.     10.12.4. ЕО  модернізацію  обладнання  систем  і   елементів,
важливих для безпеки,  здійснює на основі її впливу на безпеку,  а
також з урахуванням фінансових та інших можливостей.     10.12.5. Усі  модернізації  враховуються  під час періодичної
переоцінки безпеки та відображаються в ЗППБ.

     10.13. Аварійна готовність і реагування     10.13.1. Адміністрація  АС  і  ЕО  постійно  підтримує рівень
аварійної  готовності,  необхідний  для  забезпечення  ефективного
реагування на аварії та інші небезпечні події, з метою:     відновлення контролю над ситуацією;     попередження та/або мінімізації наслідків;     взаємодії  з  організаціями,  які  беруть участь в аварійному
реагуванні  з  метою  захисту персоналу, населення і навколишнього
природного середовища.     До завезення    ядерного    палива   на   АС   розробляється,
погоджується, затверджується відповідно до законодавства аварійний
план  АС та план аварійного реагування ЕО.  Плани розробляються на
основі вихідних даних, представлених в проекті АС і в ЗАБ.     10.13.2. Аварійний  план АС розробляє та затверджує АС.  План
координується  з  планом  аварійного  реагування  ЕО   і   планами
аварійного  реагування  організацій,  з якими АС взаємодіє під час
аварійного реагування.     10.13.3. План   аварійного  реагування  ЕО  розробляється  та
затверджується ЕО і встановлює організацію і порядок:     координації дій адміністрації АС і ЕО;     мобілізації ресурсів ЕО і надання допомоги АС;     взаємодії ЕО   з   органом   державного  управління  в  сфері
використання ядерної енергетики, органом реагування на надзвичайні
ситуації,  Держатомрегулюванням  та  іншими  центральними органами
виконавчої влади.     10.13.4. Для  підтримки постійної готовності в разі аварії та
інших надзвичайних ситуацій аварійний план АС  і  план  аварійного
реагування ЕО переглядаються і коригуються у встановлені терміни.     10.13.5. ЕО  і   АС   розробляють   і   реалізують   програми
протиаварійних   тренувань   для  відпрацювання  дій  персоналу  в
аварійних умовах.     10.13.6. Програми     складаються     таким     чином,    щоб
забезпечувалась щорічна перевірка під час тренувань всіх елементів
аварійного плану АС і плану аварійного реагування ЕО.     Після проведення    кожного    протиаварійного     тренування
проводиться оцінка його результатів,  на основі якої розробляються
і  впроваджуються  коригуючі  заходи,  спрямовані  на  виправлення
виявлених   недоліків  і  підтримку  необхідного  рівня  аварійної
готовності.     10.13.7. Спільні   станційні   протиаварійні   тренування  із
залученням  зацікавлених  органів  виконавчої  влади   проводяться
відповідно до положення про протиаварійні тренування.  Положення і
графік проведення таких тренувань розробляються  і  затверджується
ЕО та погоджуються Держатомрегулюванням.     10.13.8. Проектом АС передбачаються внутрішній (на майданчику
АС)  і  зовнішній  (в  зоні  спостереження)  кризові  центри,  які
вводяться  в  експлуатацію  до  початку  фізичного  пуску  першого
енергоблока.     10.13.9. Проекти кризових центрів і технічні  засоби  повинні
забезпечувати   надійне   отримання   і   збереження   достовірної
інформації про стан енергоблоків  АС,  зв'язок  з  БЩУ  та  іншими
щитами управління.     10.13.10. В проекті АС  передбачаються  захисні  споруди  для
укриття персоналу та інших осіб,  які перебувають на момент аварії
на майданчику АС.

                    XI. Зняття з експлуатації

     11.1. Зняття з експлуатації  енергоблоку  АС  здійснюється  з
метою   досягнення   умов,   які  дозволять  забезпечити  повторне
використання його території. При знятті з експлуатації енергоблоку
АС  досягається  повне  або  обмежене  звільнення  від регулюючого
контролю.

     11.2. Проект АС містить розділ з основними  положеннями  щодо
безпечного  зняття  з  експлуатації  АС  (енергоблока).  На  етапі
проектування  виконується  аналіз  і  вибір  проектних  рішень   з
урахуванням  безпечного  зняття  з  експлуатації  АС (енергоблока)
(вибір  матеріалів  з  врахуванням  мінімізації  їх   забруднення,
накопичення   та   поширення  радіоактивних  речовин,  мінімізація
використання потенційно небезпечних речовин та інше).

     11.3. Проектування споруд,  систем та елементів  здійснюється
таким  чином,  щоб  була  забезпечена  можливість  дезактивації  і
поетапного демонтажу,  а також збору,  компактування і  безпечного
зберігання радіоактивних відходів,  які утворюються під час зняття
з експлуатації.

     11.4 В процесі експлуатації  АС  ЕО  враховує  його  майбутнє
зняття з експлуатації та проводить заходи з підготовки до зняття з
експлуатації.

     11.5. ЕО  не  пізніше  ніж  за  півтора  року  до  закінчення
планованого   терміну  експлуатації  енергоблоку  АС  розробляє  і
затверджує   відповідно   до   законодавства   проект   зняття   з
експлуатації.     Проект зняття  з  експлуатації   містить   техніко-економічне
обґрунтування і порядок зняття з експлуатації, в яких визначається
черговість,  тривалість,  основний  зміст  стадій,  кінцевий  стан
енергоблока на кожній стадії.

     11.6. Складовою  частиною  проекту  зняття  з експлуатації АС
(енергоблока) є заходи з радіаційного захисту персоналу, населення
та  навколишнього  природного середовища,  а також комплекс робіт,
який стосується поводження з ядерним  паливом,  радіоактивними  та
іншими небезпечними відходами та матеріалами.

     11.7. До  розробки  проекту  зняття з експлуатації ЕО виконує
комплексне інженерне і радіаційне  обстеження  стану  конструкцій,
систем  та елементів з метою оцінки їх радіоактивного забруднення,
обсягів  та  характеристик  накопичених   під   час   експлуатації
радіоактивних та інших небезпечних матеріалів і відходів,  а також
прогнозу  змін  основних  характеристик  конструкцій,  систем   та
елементів в часі.

     11.8. На  етапі зняття з експлуатації обов'язковими є стадії,
пов'язані з:     повним видаленням свіжого і відпрацьованого ядерного палива з
енергоблоку  АС,  а  також  видаленням  радіоактивних   та   інших
небезпечних   матеріалів   і   відходів,  що  накопичені  під  час
експлуатації енергоблоку АС;     демонтажем конструкцій,  систем  та  елементів,  видаленням з
енергоблоку  радіоактивних  та  інших  небезпечних  матеріалів   і
відходів.     На першій   стадії   зняття   з   експлуатації   допускається
проведення   дезактивації  та  демонтажу  конструкцій,  систем  та
елементів і інших робіт,  якщо це  не  впливає  на  безпеку  і  не
призводить до погіршення радіаційної обстановки в приміщеннях і на
території  енергоблоку  АС.  Доцільність  проведення  таких  робіт
обґрунтовується в проекті зняття з експлуатації енергоблоку АС.

     11.9. Після  повного  видалення ядерного палива з енергоблоку
подальша діяльність по  зняттю  з  експлуатації  АС  (енергоблока)
здійснюється   на   підставі   загальних   положень  безпеки,  які
встановлені   для   об'єктів,   призначених   для   поводження   з
радіоактивними відходами.

     11.10. Роботи  на етапі життєвого циклу зняття з експлуатації
ЯУ  здійснюються  на  підставі   відповідної   ліцензії,   виданої
Держатомрегулюванням. До отримання ліцензії допускається виконання
робіт щодо вивантаження із активної зони ядерного  палива  і  його
переміщення  в  БВ  і  зовнішні  сховища,  щодо поводження з РАВ і
радіоактивними матеріалами, щодо видалення робочих середовищ, щодо
дезактивації  обладнання.  Ці  роботи  можуть виконуються в рамках
ліцензії на етап життєвого циклу експлуатація ЯУ і у відповідності
вимог до технологічного регламенту безпечної експлуатації.

     11.11. У  випадку прийняття рішення про зняття з експлуатації
шляхом відкладеного демонтажу частини енергоблоку АС ЕО передбачає
заходи  з  консервації  цієї частини.  У цьому випадку ЕО враховує
проблему старіння обладнання і будівельних  конструкцій,  зокрема,
виконує моніторинг конструкцій,  систем та елементів, важливих для
безпеки,  і, у разі необхідності, розробляє заходи із забезпечення
їх надійності.

     11.12. До  початку робіт та операцій із зняття з експлуатації
АС (енергоблока) ЕО повинні бути адаптовані до нових умов:     система управління якістю;     система інформаційного   забезпечення   процесу   зняття    з
експлуатації;     програма радіаційного захисту;     програма поводження з ядерним паливом;     програма поводження з радіоактивними відходами;     план аварійного реагування.

     11.13. Під  час  зняття  з  експлуатації  АС (енергоблока) ЕО
забезпечує радіаційний моніторинг з метою контролю:     індивідуальних доз опромінення персоналу;     радіаційного стану приміщень;     викидів і  скидів радіоактивних речовин в навколишнє природне
середовище;     поводження з  ядерним  паливом,  радіоактивними матеріалами і
відходами.

     11.14. ЕО забезпечує фізичний та протипожежний захист на весь
період зняття з експлуатації енергоблоку АС.

     11.15. Після  завершення всіх робіт,  що передбачені проектом
зняття з експлуатації АС (енергоблока),  ЕО  виконує  заходи  щодо
повного   або   обмеженого  звільнення  від  регулюючого  контролю
території АС.     ЕО надає  до  Держатомрегулювання заяву і звіт про завершення
виконання робіт із зняття з експлуатації відповідно до проекту АС.
На підставі наданих документів Держатомрегулювання приймає рішення
про зупинення дії ліцензії із зняття з експлуатації відповідно  до
Закону  України  "Про  дозвільну  діяльність  у сфері використання
ядерної енергії" ( 1370-14 ).

 Директор Департаменту оцінки
 безпеки ядерних установок                              О.С.Демчук
 

                                      Додаток
                                 до Загальних положень
                                 безпеки атомних станцій
 

                           КЛАСИФІКАЦІЯ
                   систем і елементів
 

     1.1. Системи і елементи АС розрізнюються:     за призначенням;     за впливом на безпеку;     за характером функцій безпеки, що ними виконуються.

     1.2. Системи і елементи АС за призначенням поділяються на:     системи і елементи нормальної експлуатації;     системи та елементи безпеки.

     1.3. Системи і елементи АС за впливом на безпеку  поділяються
на:     системи і елементи, важливі для безпеки;     системи і елементи, що не впливають на безпеку.

     1.4. Системи  і  елементи  безпеки за характером функцій,  що
виконуються ними, поділяються на:     захисні;     локалізуючі;     забезпечуючі;     керівні.

     1.5. За впливом елементів АС на безпеку встановлюються чотири
класи безпеки:     Клас 1.  До нього належать твели та елементи АС, відмови яких
є  початковими  подіями,  що  за  умови  проектного функціонування
систем безпеки призводять до пошкодження тепловидільних  елементів
з перевищенням меж, установлених для проектних аварій.     Клас 2. До нього належать:     елементи, відмови  яких  є  вихідними  подіями,  що  за  умов
проектного  функціонування  систем  безпеки   та   з   урахуванням
кількості  відмов,  що  нормуються  в  цих  системах для проектних
аварій,  призводять  до  пошкодження  тепловидільних  елементів  у
межах, установлених для проектних аварій;     елементи систем   безпеки,   відмови   яких   призводять   до
невиконання цими системами своїх функцій.     Клас 3. До нього належать:     елементи систем,  важливих для безпеки, що не ввійшли в класи
1 і 2;     елементи, що виконують функції радіаційного захисту персоналу
й населення.     Клас 4.  До нього належать елементи  нормальної  експлуатації
АС, що не впливають на безпеку і які не ввійшли в класи 1, 2, 3.

     1.6. Якщо який-небудь елемент одночасно містить ознаки різних
класів, то він зараховується до більш високого класу безпеки.

     1.7. Елементи,  що з'єднують елементи різних класів, належать
до  більш високого класу,  а клас елементу,  що до нього примикає,
залишається незмінним.

     1.8. Клас безпеки є визначальною ознакою при формуванні інших
класифікацій   елементів   АС,  що  встановлюються  в  нормативних
документах.     Клас безпеки  є  обов'язковою  ознакою  при  формуванні інших
класифікацій  елементів  АС,  що  встановлюються   в   нормативних
документах.     В нормах і правилах,  що належать до окремих видів  систем  і
елементів,    можуть    вводитися    уточнення    і    деталізація
класифікаційних   критеріїв,   що    не    суперечать    принципам
класифікації, встановленим в цьому документі.     Елементи АС можуть класифікуватися також за іншими  ознаками,
які встановлюються у відповідних нормах і правилах.

     1.9. Приналежність    елементів    АС   до   класів   безпеки
встановлюються в проекті АС і ЗАБ енергоблока.

     1.10. Вимоги  до  якості  виготовлення   і   надійності   при
експлуатації елементів,  віднесених до класів 1 і 2,  а також і до
їх контролю,  встановлюється у відповідних  нормах  і  правилах  з
ядерної та радіаційної безпеки. Для класу 3 вимоги норм і правил з
ядерної та  радіаційної  безпеки  враховуються  в  межах  дії  цих
Загальних  положень,  в  інших  випадках  можуть використовуватися
загальнопромислові норми і правила. При цьому більш високому класу
безпеки  повинні  відповідати  більш високі вимоги до якості та її
забезпечення.  До систем (елементів), зарахованих до класу безпеки
4,  висуваються загальнопромислові вимоги,  крім випадків, коли до
цих системи (елементи) слід застосувати вимоги  норм  і  правил  з
ядерної та радіаційної безпеки.

     1.11. Належність систем (елементів) до класів безпеки 1,  2 і
3 та поширення на них норм  і  правил  з  ядерної  та  радіаційної
безпеки  зазначаються  в  документації на розробку,  виготовлення,
постачання і монтаж.

     1.12. Класифікаційна   позначка   відображає    приналежність
елементу   до   класу   і  доповнюється  символом,  що  відображає
призначення елементу:     Н - елементи нормальної експлуатації;     З - захисні елементи системи безпеки;     Л - локалізуючі елементи системи безпеки;     З - забезпечуючі елементи системи безпеки;     К - керівні елементи системи безпеки.     Якщо елемент має декілька призначень,  то всі вони входять  в
класифікаційну позначку.

 Директор Департаменту оцінки
 безпеки ядерних установок                              О.С.Демчук
Джерело:Офіційний портал ВРУ