Наредба №9 от 06. 2004 г за техническата експлоатация на електрически централи и мрежи
Изтегляне 2.61 Mb.
|
| Раздел I
Общи положения Чл. 899. Енергетичните масла - електроизолационни (трансформаторни), турбинни, компресорни, индустриални и др., се приемат, съхраняват и обработват в маслено стопанство, поддържано в състояние и готовност да изпълнява функциите си и да осигурява условия за: 1. приемане на нови (свежи) масла и извършване на приемни изпитвания; 2. съхраняване и запазване на експлоатационните свойства на маслата в предвидените срокове; 3. събиране и възстановяване на отработените масла за повторното им използване по предназначение; 4. сигурна и непрекъсната работа на маслонапълнените системи и съоръжения; 5. контрол за качеството и състоянието на маслата. Чл. 900. Масленото стопанство обхваща комплекс от съоръжения и системи, включващи: 1. съдове (резервоари) за съхраняване на различни по вид и предназначение масла; 2. маслопроводи, помпи и технологични съоръжения за транспортиране на маслата; 3. стационарни и мобилни съоръжения за сушене, обезгазяване и очистване на маслата. Чл. 901. В масленото стопанство различните масла по тип, марка, клас и степен на експлоатационна отработеност се съхраняват в отделни съдове. Чл. 902. (1) В масленото стопанство се съхраняват масла за доливане на съоръженията и за авариен резерв.
Чл. 903. При експлоатация на масленото стопанство се спазват правилата за пожарна безопасност и изискванията за опазване на почвата и водите от замърсяване с нефтопродукти. Раздел II
Чл. 904. Приеманите и съхраняваните енергетични масла подлежат на входящ и периодичен контрол. Чл. 905. (1) Енергетичните масла се приемат на партиди.
Чл. 906. (1) Преди разтоварването от цистерната (съдовете за транспортиране) се взема проба за извършване на лабораторен анализ на маслото. (2) Вземането на пробата и лабораторният анализ на маслото се извършват при строго спазване на изискванията на стандартите за тези дейности. (3) Съкратеният лабораторен анализ включва най-малко показателите: 1. киселинно число; 2. пламна температура; 3. кинематичен вискозитет; 4. реакция на воден извлек; 5. съдържание на механични примеси и вода; 6. пробивно напрежение - за трансформаторни масла; 7. време на деемулсация - за турбинни масла; 8. съдържание на водоразтворими киселини и основи - за синтетични масла. (4) В случай че при лабораторния анализ на показателите на маслата по ал. 3 има несъответствие с тези от свидетелството за качество, не се допуска използването на маслата в съоръженията без прилагане на съответните мерки. Чл. 907. На съхраняваните в масленото стопанство трансформаторни и турбинни масла за доливане и резерв се извършва лабораторен анализ в съответствие с изискванията на стандартите за нови масла най-малко веднъж на 3 години. Чл. 908. (1) Енергетичните масла могат да се съхраняват до 5 години от датата на производството им при спазване на предписанията за съхраняване. Синтетичните масла се съхраняват само в оригиналната опаковка на производителя.
Раздел III Подготовка на енергетичните масла за експлоатация и контрол в процеса на експлоатация Чл. 909. (1) Предназначените за наливане или доливане в съоръженията масла се пречистват от случайно попаднали механични примеси и вода чрез обработване с маслоочистителна машина (агрегат). (2) Показателите на обработеното масло отговарят на изискванията за експлоатационно масло, посочени в инструкциите и нормите за изпитвания на съоръженията. Чл. 910. (1) Новото (свежо) трансформаторно масло се избира в зависимост от типа и класа на напрежение и изискванията на производителя на съоръжението. (2) Допуска се смесване на трансформаторни масла с подобен произход и от една и съща марка. (3) Смесването на масла с минерален произход се проверява за съвместимост на маслата. (4) Допуска се за трансформаторни масла доливане до 5 % от общото количество на маслото в съоръжението без проверка за съвместимост, с изключение на съоръженията с напрежение 220 kV и по-високо. (5) Не се допуска смесване на масла от синтетичен произход с масла от минерален произход. Чл. 911. Регенерирането на маслото в трансформаторите с термосифонни филтри е без изключване на трансформаторите от напрежение, по инструкцията за експлоатация на такива филтри. Чл. 912. (1) Контролът за качеството на трансформаторното масло при експлоатацията на силовите и измерителните трансформатори, реакторите и маслените прекъсвачи се осъществява в срокове и обем, указани в инструкцията за входящ и текущ контрол на маслата и експлоатационните инструкции на съответните съоръжения.
Чл. 913. (1) Турбинните масла по време на експлоатацията се подлагат на визуален контрол (наличие на вода и механични примеси) и контролират в срокове и обем, указани във вътрешната инструкция за експлоатация и контрол на турбинни масла. (2) Турбинни масла от различен произход се смесват или доливат само след изпитване за съвместимост. (3) Смесване на турбинни масла от една и съща марка, произход и вискозитетен клас се допуска без проверка за съвместимост, при условие че показателите им отговарят на стандарта. Чл. 914. Визуалният контрол на маслото, използвано в парните турбини, се извършва един път в денонощието, а за хидротурбините във ВЕЦ с постоянен дежурен персонал - един път седмично. Чл. 915. (1) Синтетичните енергетични масла се експлоатират и контролират по специални инструкции поради техните особености и токсичност.
Чл. 916. (1) Индустриалните масла и пластичните смазки се подлагат на входящ и периодичен контрол съгласно стандартите и вътрешните инструкции за експлоатация и контрол. (2) При достигане на браковъчни стойности по определени показатели индустриалните масла се сменят в съответствие със стандартите и спецификациите за съответния продукт. Чл. 917. (1) Резултатите от лабораторните анализи на маслата се документират в протоколи и се съхраняват в техническата документация на маслонапълнените съоръжения. (2) От резултатите на анализите се определят мерките за профилактика както на маслото, така и за съоръженията. (3) За блочните трансформатори, трансформаторите и реакторите за напрежение 110 kV и по-високо при диагностиката им се прилага и газохроматографски анализ на маслото. Чл. 918. (1) Отработените турбинни, трансформаторни и други масла се събират, съхраняват и предават за регенериране по съответния ред, определен от Закона за управление на отпадъците, като не се допуска смесването и замърсяването им с горива, вода и др. (2) Отработените смазки се унищожават по ред, установен с вътрешна инструкция. ЧАСТ ШЕСТА СПЕЦИФИЧНИ ИЗИСКВАНИЯ ЗА ТЕХНИЧЕСКАТА ЕКСПЛОАТАЦИЯ НА АТОМНИ ЕЛЕКТРОЦЕНТРАЛИ Глава четиридесет и шеста ОБЩИ РАЗПОРЕДБИ Чл. 919. (1) Разпоредбите в част шеста на наредбата се отнасят за специфичните изисквания и условия за организация и провеждане на техническа експлоатация на атомни електроцентрали от eксплоатираща организация АЕЦ, научно-изследователски институти, конструкторски бюра, проектантски, строително-монтажни, ремонтни и наладъчни организации, които изпълняват работи в АЕЦ. (2) Общите изисквания и условия за организация и провеждане на техническата експлоатация на АЕЦ се уреждат с разпоредбите в останалите части от наредбата. Чл. 920. (1) Безопасната експлоатация на АЕЦ се основава на документа "Технологичен регламент", който съдържа правилата и основните методи за безопасна експлоатация на АEЦ, общия ред за изпълнение на операциите, свързани с безопасността на АEЦ, а също пределите и условията за безопасна експлоатация. (2) Увеличаването или намаляването на товара на блоковете се извършва в съответствие с технологичния регламент за експлоатация на блокове на атомни централи. (3) Енергоблоковете на атомните централи се експлоатират в базов режим (80 - 100 % от номиналната мощност). (4) Атомните централи не се използват за оперативно регулиране на честотата на системата, т. е. не се прилага многократно изменение на товара в денонощен разрез, при отклонения от честотата. Глава четиридесет и седма ОРГАНИЗАЦИЯ НА ТЕХНИЧЕСКАТА ЕКСПЛОАТАЦИЯ НА АЕЦ Чл. 921. (1) Критериите, принципите и изискванията за осигуряване на ядрена безопасност и радиационна защита при експлоатацията на АЕЦ се определят от Закона за безопасно използване на ядрената енергия и подзаконовите нормативни актове. (2) Държавното нормативно регулиране за осигуряване на безопасността на АЕЦ, а също и лицензионните, разрешителните, надзорните и контролните функции се осъществяват от АЯР съгласно нейната компетентност. Чл. 922. (1) Цялостната дейност в АЕЦ се регламентира с "Програма за осигуряване на качеството". Организацията на техническата експлоатация на АЕЦ се осъществява в съответствие с програмата за осигуряване на качеството, изработена от експлоатиращата организация АЕЦ. (2) Програмата за осигуряване на качеството, изработена от експлоатиращата организация АЕЦ, обхваща всички етапи от жизнения цикъл на АЕЦ - от избора на площадка за строителство до извеждането от експлоатация на АЕЦ, с отчитане на препоръките в стандартите на Международната агенция по атомна енергия (МААЕ). Чл. 923. Принципите за организация на техническата експлоатация на АЕЦ се базират на културата на безопасност, изискващи квалификационна и психологическа подготвеност на всички участници в процесите. Културата на безопасност е приоритетна цел и вътрешна потребност, водеща до самоосъзнаване на отговорностите и към самоконтрол при изпълнението на всички работи, влияещи върху безопасността и надеждността на АЕЦ Чл. 924. Отговорността на експлоатиращата организация АЕЦ не се снема или намалява при изпълнението на дейности в АЕЦ от надзорни и контролни органи и външни фирми и организации. Чл. 925. Организациите и фирмите, извършващи работи на всички етапи от жизнения цикъл на АЕЦ, са длъжни да представят на регулиращите, контролните и надзорните органи на Р. България по тяхно искане информация по всички въпроси, влизащи в тяхната компетентност. Чл. 926. Цялата дейност на регулиращите, контролните и надзорните органи на Р. България е насочена към създаване на условия, изключващи нарушаването на критериите и изискванията на нормативната документация по безопасност в атомната енергетика от експлоатиращата организация АЕЦ и предприятията и организациите, извършващи работи в АЕЦ, на всички етапи. Чл. 927. Експлоатиращата организация АЕЦ осигурява безопасността на АЕЦ и носи пълна отговорност за нея, включително мерките по предотвратяване на аварии и ликвидиране на последствията от тях, отчитането и съхраняването на ядрения материал и радиоактивните вещества, опазването на околната среда, контрола на състоянието й в границите на хигиенно-защитната зона и наблюдаваната зона, изпълнението на условията, поставени при получаване на разрешения от АЯР, а така също и за използването на АЕЦ само за целта, за която е изградена. Чл. 928. Експлоатиращата организация АЕЦ отговаря за осигуряването на АЕЦ с ядрено гориво, оборудване, резервни части, прибори, нормативна документация и необходимите материално-технически ресурси; осъществява организацията, провеждането и контрола на качеството на ремонтните работи и работите по модернизация и подмяна на оборудване с изтекъл ресурс. Чл. 929. Експлоатиращата организация АЕЦ осигурява организация за събиране, анализ и обобщаване на информацията за отказ на оборудването и нарушения в работата на АЕЦ, за разработване и реализация на коригиращи мероприятия и обмяна на опит. Чл. 930. Експлоатиращата организация АЕЦ осигурява инженерно-техническа поддръжка на АЕЦ, влизащи в структурата на експлоатиращата организация по установен ред, отделя финансови средства и организира изпълнението на научноизследователски и конструкторски работи с цел повишаване на безопасността, надеждността и ефективността на работата на АЕЦ. Чл. 931. Експлоатиращата организация АЕЦ контролира дейността на предприятията и организациите, изпълняващи работи или извършващи услуги на АЕЦ в съответствие с програмата за осигуряване на качеството. Чл. 932. Експлоатиращата организация АЕЦ решава въпросите по работите с ядрено гориво и радиоактивни отпадъци на всички етапи от жизнения цикъл на АЕЦ в съответствие с българското законодателство, организира и осигурява физическата защита, режима на секретност и пожарната безопасност на АЕЦ. Чл. 933. Експлоатиращата организация АЕЦ поддържа връзки с органите на властта и обществените организации, организира разпространението на информация за работата на АЕЦ в печата и другите средства за масова информация. Глава четиридесет и осма
Чл. 934. Основният документ, с който се определят правилата и условията за безопасна експлоатация на АЕЦ, е технологичният регламент. Чл. 935. Поддържането на важните за безопасността системи в състояние и готовност, удовлетворяващи проектните и нормативни изисквания, се извършва чрез техническото им обслужване, ремонт и изпитвания, съгласно технологичния регламент и утвърдени от експлоатиращата организация АЕЦ инструкции, програми и графици, които включват:
Чл. 936. Всички случаи на нарушение на ядрената безопасност на АЕЦ се разследват и анализират в съответствие с утвърдената процедура. Предписаните и предприетите мерки са с насоченост към предотвратяване на повторни подобни случаи. Чл. 937. Системата за управление и защита на реактора (СУЗ) осигурява:
Чл. 938. Електрическата схема за управление на движението на органите на СУЗ осигурява автоматично въвеждане на поглъщателите на неутрони (поглътители) в ядрения реактор след сработване на АЗ. Ако работните органи на аварийната защита не са приведени в работно положение, изключва се възможността за въвеждането на положителна реактивност с предвидените в техническия проект на ЯППИ средства. Чл. 939. Броят, разположението, ефективността и скоростта на въвеждане на изпълнителните органи на АЗ се избират така, че при всякакви аварийни ситуации се осигурява:
Чл. 940. Разрешава се извеждането на ядрения реактор в критично състояние и на мощност, ако са изпълнени условията: 1. изпълнителните органи на АЗ се намират във вдигнато положение; 2. органите за автоматично регулиране (за канални реактори) се намират в междинно положение; 3. осъществява се контрол на неутронния поток и периода за разгон на реактора; 4. аварийната защита на реактора е включена; 5. включени са всички изпълнителни органи в системата за управление и защита; 6. системата за аварийно електрозахранване е изправна, в състояние на готовност за работа и с осигурен запас на дизелно гориво; 7. системата за аварийно въвеждане на течен поглъщател на неутрони е изправна, в състояние на готовност за работа и с осигурен запас и концентрация на течния поглъщател; 8. системата за сигнализации и блокировки е изпробвана и се намира в работно състояние; 9. системата за аварийно разхлаждане и системата за локализация на авариите са изправни и в състояние на готовност за действие; 10. други условия, определени в проекта и технологичния регламент за експлоатация. Чл. 941. Операциите за извеждането на ядрения реактор в критично състояние се изпълняват само под ръководството на дежурния инженер на АЕЦ или на блока. Чл. 942. Контролът на спрян реактор, когато ядреното гориво се намира в активната зона, е задължителен и се осъществява постоянно в течение на целия престой, както и при зареждане и презареждане на горивото, в съответствие с технологичния регламент и утвърдените експлоатационни инструкции. Чл. 943. (1) В случай на възникване на отклонение от нормалната експлоатация на ЯППИ незабавно се изясняват и отстраняват причините за възникването и се вземат мерки за възстановяване на нормалната експлоатация. (2) В случай на възникване на предаварийна ситуация на ЯППИ и невъзможност за възстановяване на нормалната експлоатация ЯППИ се спира от работа. Експлоатацията на ЯППИ се възстановява само с писмено нареждане на главния инженер на АЕЦ след изясняване и отстраняване на причините, довели до възникването на предаварийната ситуация. (3) Операторът на ЯППИ има право и е длъжен самостоятелно да спре реактора в случаите, предвидени в технологичния регламент, експлоатационните инструкции и/ или ако по-нататъшната работа застрашава безопасността на блока. Чл. 944. (1) Всички работи със свежо или отработено ядрено гориво се извършват по утвърден план и инструкциите за спазване на правилата за ядрена безопасност. (2) Редът за презареждане с гориво се определя по работен график и програма, съобразени с изискванията за осигуряване на ядрената безопасност. Чл. 945. (1) Ядреноопасните работи се извършват по специално техническо решение/програма, утвърдена от главния инженер на АЕЦ при спрян реактор. (2) Техническото решение/програмата съдържа най-малко: 1. цел на провеждане на ядреноопасните работи; 2. списък на ядреноопасните работи; 3. технология за извършване на ядреноопасните работи; 4. технически и организационни мерки по осигуряване на ядрената безопасност; 5. критерии за оценка и контрол на правилността на завършените ядреноопасни работи; 6. указания за отговорното лице при провеждане на ядреноопасните работи. Чл. 946. (1) Действията на персонала при аварии се регламентират от инструкция за ликвидиране на авариите в АЕЦ, разработена на основата на ТОБ. (2) Инструкцията по ал. 1 обхваща проектните аварии и мерките по ликвидиране на последствията от тях. (3) За управление на надпроектните аварии се разработва специален "Ръководен документ". (4) Инструкцията и ръководният документ се съгласуват с АЯР и се утвърждават от експлоатиращата организация АЕЦ. Чл. 947. В инструкциите по експлоатация на системите и съоръженията на АЕЦ, регламентиращи експлоатацията на ЯППИ и процедурите на манипулиране с ядрено гориво, задължително се включват изисквания по осигуряване на ядрената безопасност. Глава четиридесет и девета
Чл. 948. Осъществяването на радиационен контрол в зоната за превантивни и неотложни защитни мерки на АЕЦ, методическото ръководство за работа по осигуряване на радиационна безопасност и контрол по спазване от всички работници на АЕЦ на правилата за радиационна защита се възлага на дирекцията по безопасност на АЕЦ. Чл. 949. За АЕЦ се разработва инструкция/правилник по радиационна защита при експлоатацията му с указания за спазването на основните принципи на радиационната защита:
Чл. 950. Инструкцията/правилникът по радиационна защита се отнася както за персонала на АЕЦ, така и за персонала на външните организации, работещи на площадката на АЕЦ. Чл. 951. Всяко лице, извършващо работа/дейност на територията на АЕЦ, е длъжно да:
Чл. 952. За нуждите на радиационната защита се събират данни и контролират показателите: 1. брой на събитията в АЕЦ с радиационни последствия; 2. ниво на дозовото натоварване на персонала и командированите лица; 3. величина на газоаерозолните изхвърляния; 4. величина на течните изхвърляния; 5. радиационна обстановка в обслужваните и полуобслужваните помещения; 6. величина на пропуските на топлоносителя от първи във втори контур (за АЕЦ с ВВЕР). Чл. 953. (1) Работите в условията на фактическа или потенциална радиационна опасност, при които индивидуалната доза на облъчване на персонала може да превиши определените граници на дозите на облъчване съгласно основните норми за радиационна защита (ОНРЗ-2000), се извършват с дозиметричен наряд. (2) Радиационно опасните работи, за които не са предвидени изисквания за осигуряване на радиационната защита в технологичните карти и инструкции, се изпълняват по програми, утвърдени от главния инженер и съгласувани от дирекция "Безопасност" на АЯР. Чл. 954. (1) Контролните нива на въздействие на АЕЦ върху околната среда (ниво на газоаерозолните и течни изхвърляния) и показателите за радиационната обстановка на АЕЦ (мощност на дозата на гама-лъченията, нивата на замърсяване на повърхността на помещенията, оборудването и замърсеността на въздуха на работните помещения) се определят на основата на принципа "най-ниски достижими нива (ALARA)" и с гаранции за недопускане превишаване на определените граници на дозите на облъчване, в съответствие с ОНРЗ-2000. (2) Експлоатиращата организация АЕЦ определя контролни нива на облъчване на персонала на АЕЦ, превишаването на които в обосновани случаи се допуска само с нейното писмено разрешение. Чл. 955. Планираното повишаване на облъчването на персонала над пределно допустимите дози (ПДД) се използва само в случай на ликвидиране последствията от радиационна авария по установен ред с писмено разрешение от експлоатиращата организация. Чл. 956. Всички случаи на нарушение на правилата на радиационната защита, станали причина за непланирано повишаване на облъчването или замърсяване на околната среда, се анализират и се предприемат мерки, предотвратяващи повтарянето на подобни случаи. Съобщенията за нарушенията и за резултатите от разследванията им се изпращат в експлоатиращата организация и органите за надзор. Чл. 957. В технологичния регламент за нормална и безопасна експлоатация на АЕЦ се включват и показателите за радиационната защита. Чл. 958. Нарушенията в работата на АЕЦ, свързани с надвишаване на границите на радиационните параметри, се разследват от комисия на експлоатиращата организация АЕЦ. Чл. 959. Пълната информация за радиационната обстановка в АЕЦ, хигиенно-защитната зона и наблюдаваната зона на АЕЦ, а така също и показателите за радиационна защита на АЕЦ са открити и достъпни за персонала на АЕЦ, надзорните органи, местните органи на властта, обществеността и средствата за масова информация. Глава петдесета
Чл. 960. (1) За предотвратяване и ликвидиране на последствията от възникнали събития в АЕЦ експлоатиращата организация АЕЦ разработва авариен план. (2) В аварийния план се определят основните задачи, силите, средствата, организацията и редът на действие за предотвратяване и ликвидиране на последствията от възникнали събития в АЕЦ, осигуряването на безопасността на персонала и членовете на семействата им, защитата на околната среда и намаляването на загубите. Чл. 961. Конкретните структури, техните задачи, сили и средства, редът на функциониране при изпълнение на аварийния план се определят от АЕЦ, предприятията или организациите, непосредствено осигуряващи експлоатацията на АЕЦ. Чл. 962. Основните задачи на експлоатиращата организация АЕЦ за предотвратяване и ликвидиране на последствията от възникнали събития в АЕЦ са:
Глава петдесет и първа ЯДРЕНО ГОРИВО. ТРАНСПОРТНО-ТЕХНОЛОГИЧНИ ОПЕРАЦИИ Чл. 963. При работа с ядрено гориво (ЯГ) и извършваните с него операции задължително се осигуряват: 1. пълно, 100 % отчитане на полученото свежо ЯГ и неговото движение в АЕЦ; 2. запас от свежо ЯГ, необходим за непрекъсната работа на ЯППИ; 3. приемането на свежо ЯГ от доставчика и съхранението му в АЕЦ; 4. съхранението и изпращането за преработка на отработилото ЯГ; 5. своевременното доставяне на ЯГ в реакторен цех за презареждане на реактора; 6. ядрената и радиационната безопасност при съхраняване и транспортиране на ЯГ в АЕЦ и при изпращане от АЕЦ на отработилото гориво; 7. физическата защита на ядреното гориво. Чл. 964. Редът за получаване и съхраняване на ЯГ се определя с вътрешна инструкция. Чл. 965. Горивните касети със свежо или отработило гориво се транспортират на територията на АЕЦ или извън нея само със специално съоръжен транспорт, контейнери и други приспособления в съответствие с действащите нормативни документи. Чл. 966. (1) Свежо ЯГ се приема от доставчика само в пломбирани контейнери без външни повреди и при наличието на съпровождаща документация. (2) Горивните касети със свежо и отработило ЯГ се съхраняват в специални помещения (складове, хранилища) в съответствие с изискванията на правилата за ядрена безопасност, противопожарна безопасност и на вътрешните инструкции. (3) Помещенията за съхраняване на горивните касети се снабдяват с предупредителни знаци и с устройства, предотвратяващи преобръщането или падането на касетите. Чл. 967. При съхраняване на горивните касети се предприемат мерки за: 1. осигуряване на подкритичност не по-малка от 0,05; 2. предотвратяване попадането на странични предмети, невъзможност за механични повреждания и замърсявания на касетите; 3. изключване на вредното въздействие на околната среда (влага, газ и др.). Чл. 968. Забранява се работата с открит огън (рязане, заваряване и др.) на разстояние най-малко 3 m от контейнерите с горивни касети. Чл. 969. (1) Гнездата за подреждане на горивните касети се оглеждат, калиброват и при необходимост почистват преди провеждане на транспортно-технологичните операции. Повърхностната чистота на гнездата се проверява в съответствие с вътрешните инструкции.
Чл. 970. Прехвърлянето на горивни касети от транспортните контейнери в местата за съхраняване се изпълнява по специална инструкция при спазване на правилата за ядрена безопасност и радиационна защита в присъствието на отговорния ръководител на работата или отговорника за съхраняване на горивото. Контейнерите се отварят само в присъствието на представителя-доставчик или с негово разрешение. Чл. 971. (1) Отработилите и авариралите горивни касети се съхраняват в специални хранилища и басейни.
Чл. 972. При престой на отработили горивни касети в хранилищата и басейните за отлежаване се предприемат мерки за осигуряване: 1. подкритичност не по-малка от 0,05 при всички възможни аварийни ситуации; 2. изключване на възможността за прегряване на касетите, предизвикано от остатъчното топлоотделяне; 3. защита на персонала от радиоактивност (газова, аерозолна и от гама-излъчване); 4. периодично пречистване на водата в басейните/шахтите; 5. изключване на възможността за случайно изпразване на басейните/шахтите. Чл. 973. Разхерметизиранитe горивни касети се съхраняват в пенали, отделно от изправните. Чл. 974. Всички транспортно-технически операции се провеждат по специални инструкции в съответствие с правилата за ядрената безопасност и радиационната защита. Чл. 975. (1) Транспортните средства с контейнерите, превозващи горивни касети при излизане от транспортните коридори на реакторен (реакторно-турбинен) цех, се подлагат на дозиметричен контрол. На лицето, съпровождащо транспорта, се издава документ (по специална форма), даващ правото на излизане. (2) След изпълнение на работи по преместване или извозване на отработилото ЯГ от площадката на АЕЦ се провежда детайлно изследване на радиационната обстановка в работната зона. (3) Провеждането на транспортно-технологически операции се разрешава само с използване на щатни приспособления и механизми, преминали през периодична проверка, изпитвания и контролен оглед преди започването на операциите, съхранявани на определено място. (4) Товаро-подемните механизми, използвани при транспортно-технологичните операции, се освидетелстват в съответствие с нормативните актове и инструкции за технически надзор. Чл. 976. Преместването на товари над реактора и басейните за отлежаване се осъществява само по транспортно-технологичната схема, утвърдена от главния инженер на АЕЦ. Чл. 977. Басейнът/шахтите за отлежаване и басейнът за презареждане се запълват само с вода, качеството на която е посочено в технологичния регламент. Преди началото на презареждане се осигурява необходимото качество на запаса от вода. Чл. 978. (1) Всяка отделна транспортно-технологична операция, свързана с преместването на горивните касети (свежи и отработили), а също така и с предмети, явяващи се източници на високи и средни радиоактивни излъчвания и замърсявания, се регистрира по установения в АЕЦ ред в специален дневник с указване на точното им местонахождение. Приетите мерки за безопасността се определят с вътрешни инструкции/програми. (2) Извадените от активната зона горивни касети се разполагат в предназначените за тях проектни места. (3) При изваждане на горивни касети от реактора, басейна за отлежаване и др. места се вземат мерки, изключващи попадането на радиоактивен топлоносител на повърхността на помещенията и съоръженията. Глава петдесет и втора ЯДРЕНА ПАРОПРОИЗВОДСТВЕНА ИНСТАЛАЦИЯ Чл. 979. Ядрената паропроизводствена инсталация (ЯППИ) включва като цяло ядрения реактор, циркулационните контури за отвеждане на топлината от него, парогенератора/парогенераторите, техните спомагателни системи и системите за управление и защита (СУЗ). Чл. 980. При експлоатация на ЯППИ се осигурява:
Чл. 981. За ЯППИ проектантската организация изготвя: 1. технологичен регламент за експлоатация; 2. регламент за техническо обслужване и ремонт на съоръженията; 3. регламент за проверка и изпитване на СУЗ. Чл. 982. За експлоатацията на ЯППИ се разработват вътрешни инструкции на базата на проектно-конструкторската документация и технологичния регламент за експлоатация, коригирани с резултатите от физическия и енергиен пуск и експлоатационния опит. Чл. 983. (1) Забранява се извършването на всякакви реконструкции на реактора, изменението на проектните характеристики на активната зона, провеждането на непредвидени в проекта ремонтни работи, използването на методи за дезактивация и провеждането на други непредвидени в проекта мероприятия, влияещи на надеждната експлоатация и безопасността на ядрения реактор, също и внасянето на изменения в установения комплекс мероприятия по осигуряване на безопасността без съгласуване със съответните надзорни органи и утвърждаване от експлоатиращата организация АЕЦ.
Чл. 984. (1) Основните съоръжения на ЯППИ подлежат на изследване и техническо освидетелстване преди пускането им в работа и периодично в процеса на експлоатация - в съответствие с изискванията на нормативните документи. (2) По време на експлоатацията се осъществява контрол за състоянието на металоконструкциите и корпуса на ядрения реактор, състоянието на съоръженията на контурите на ЯППИ, както и контрол на опорите за укрепване на всички съоръжения. Чл. 985. Техническото освидетелстване на съоръженията и тръбопроводите на ЯППИ се провежда в сроковете, предвидени в нормативните актове, правилниците и инструкциите за надзор. Стойностите на изпитателното налягане и температурите на стените на съоръженията и тръбопроводите (при хидравличните изпитания) съответстват на изискванията на нормативните документи. Чл. 986. Пускът на ЯППИ след презареждане на гориво, ремонт или реконструкция, а също и след престой повече от 3 денонощия се провежда в съответствие с изискванията на технологичния регламент по утвърдената програма. Чл. 987. Всички пускови работи, като се започне от зареждането на ЯГ в активната зона на ядрения реактор, се провеждат при включени в работа средства за контрол на състоянието на активната зона (датчиците за контрол на всички канали се поставят в зоната на максимална чувствителност), дозиметричната апаратура и средствата за индивидуален дозиметричен контрол на заетия в пусковите работи персонал. Чл. 988. Извеждането на ядрения реактор в критично състояние и работата му на всяка зададена мощност, включително и работата му на минимално контролируемо ниво, се извършват в съответствие с технологичния регламент и експлоатационните инструкции. Чл. 989. При възникване на аварийна ситуация всякакви работи с активната зона и експериментите по физичния пуск на реактора се прекратяват, а реакторът се привежда в подкритично състояние. Чл. 990. (1) До началото на физичния пуск на ЯППИ се изпитват и въвеждат в работа всички системи за безопасност на АЕЦ.
Чл. 991. Оперативният персонал е длъжен да осъществява постоянен контрол на спряна ЯППИ независимо от състоянието на реактора (разхладен, открит и т.н.). Чл. 992. Работите по фланцевите повърхности на съоръженията на главния циркулационен контур се извършват с използване само на специално предназначени инструменти и по технологични инструкции. Чл. 993. След провеждане на ремонт на важни за безопасността съоръжения и системи на ЯППИ характеристиките на системите се сравняват за съответствие с проектните. Чл. 994. По време на експлоатацията на ЯППИ всички резервни агрегати и системи се намират в състояние на готовност за работа и за автоматично включване, ако това е предвидено в проекта. Условията и редът за извеждане на съоръжения и системи от резерв се определят с вътрешна инструкция. Глава петдесет и трета СЪБИРАНЕ, СЪХРАНЯВАНЕ, ТРАНСПОРТИРАНЕ И ПОГРЕБВАНЕ НА РАДИОАКТИВНИТЕ ОТПАДЪЦИ. ДЕЗАКТИВАЦИЯ Чл. 995. Радиоактивните отпадъци се събират, съхраняват, транспортират и погребват в съответствие с действащите правила и инструкции. Чл. 996. Забранява се експлоатацията на АЕЦ при отсъствието на работоспособни хранилища за радиоактивни отпадъци. Чл. 997. (1) Разрешава се изхвърлянето в околната среда на води от технологичните системи на АЕЦ след дезактивация и контрол на активността им само при спазване на правилата за опазване на повърхностните води от замърсяване от отпадни води при условие, че концентрацията на радиоактивни вещества в тях не превишава пределно допустимите норми за открити водоеми. (2) Забранява се неконтролираното изпускане на водите от спецканализацията във водоеми, повърхността на земята, а също и в системите за битова, производствена и дъждовна канализации. Чл. 998. При експлоатация на АЕЦ се осигурява надеждната работа на достатъчно количество инсталации за очистване на водата от радиоактивните вещества. Чл. 999. При експлоатация на хранилищата за течни радиоактивни отпадъци (ТРО) системата за предаване на течните отпадъци и водната утайка от един съд (обем) в друг, а също и системата за окончателна обработка на отпадъците, се поддържат постоянно в работно състояние. Чл. 1000. Пропуските от тръбопроводитe и каналите за течни отпадъци се контролират, като се осигурява събирането и отвеждането на възможните продукти от пропуските. Чл. 1001. В АЕЦ се осъществява контрол на херметичността на съдовете (обемите ) на хранилището за течни радиоактивни отпадъци. Чл. 1002. Съхраняваните в АЕ Ц течни радиоактивни отпадъци подлежат на концентрация и втвърдяване. Солесъдържанието в кубовия остатък на ТРО, отправени за окончателно погребване, се нормира в проекта. Чл. 1003. (1) В хранилищата за течни радиоактивни отпадъци се осъществява радиационен контрол на мощността на дозата на гама-излъчванията, концентрацията на радиоактивни газове и аерозоли във въздуха на помещенията. (2) Хранилищата за течни радиоактивни отпадъци се организират така, че се избягва образуването на взривоопасна смес в съдовете и повишаването температурата на отпадъците над зададените стойности. Чл. 1004. В АЕЦ се води строг отчет за постъпването на течни радиоактивни отпадъци от междинните съдове в хранилището за ТРО със запис в дневник. Чл. 1005. В хранилището за течни радиоактивни отпадъци се съхраняват само ТРО. Забранява се погребването на нерадиоактивни отпадъци в него. Чл. 1006. (1) Събирането на твърди радиоактивни отпадъци се извършва в контейнери, разположени в помещения на специално определени места. (2) Не се допуска смесването на отпадъци с различна степен на радиоактивност, както и попадането на неактивни твърди отпадъци в радиоактивните. Чл. 1007. (1) В АЕЦ се осигурява възможността за периодична дезактивация на съоръженията и помещенията, повърхностите на които в процеса на експлоатация се намират в контакт с технологичните среди, замърсени с радиоактивни вещества. (2) Системите за дезактивация на помещенията и съоръженията се поддържат постоянно в работно състояние. Чл. 1008. (1) В АЕЦ се предвижда и на специално определени места се съхранява постоянен запас на дезактивиращи средства и миещи разтвори. (2) Миещите разтвори за дезактивация осигуряват отмиване на радиоактивните вещества и предотвратяване на повторното им натрупване без повреда и корозия на съоръженията. Чл. 1009. Твърдите радиоактивни отпадъци подлежат на преработка (кондициониране) с цел намаляването на обема им. Чл. 1010. (1) Твърдите радиоактивни отпадъци се транспортират към местата за преработка или погребване в транспортни контейнери със специално съоръжен транспорт по съгласувани маршрути след извършен дозиметричен контрол.
Чл. 1011. В АЕЦ се разработват и утвърждават от главния инженер норми за образуване на течни радиоактивни отпадъци при водене на технологичните процеси и дезактивацията. Запалимите течни радиоактивни отпадъци се съхраняват отделно. Чл. 1012. При планиране и провеждане на работи в зоната със строг режим се предвиждат и изпълняват мерки за ограничаване на обемите от твърди и течни радиоактивни отпадъци. Чл. 1013. Съоръженията, инструментите, съдовете и другите предмети, които се изнасят от необслужвани и периодично обслужвани помещения на зоната със строг режим в други помещения, се подлагат на дезактивация за намаляване на замърсеността до нивото, установено за тези помещения. Неподдаващите се на очистване до допустимото ниво се третират като радиоактивни отпадъци. Чл. 1014. Забранява се изхвърлянето на нерадиоактивни отпадъци от АЕЦ на градските сметища или на други сметища за обществено ползване, освен на битови и строителни отпадъци, преминали през дозиметричен контрол. Глава петдесет и четвърта ВЕНТИЛАЦИЯ И СИСТЕМА ЗА ОТДЕЛЯНЕ НА ГАЗООБРАЗНИ РАДИОАКТИВНИ ПРОДУКТИ Чл. 1015. (1) При експлоатация на вентилационните системи се осигурява непрекъснато снабдяване на обслужваните помещения с чист въздух в съответствие с проектните режими. (2) В херметизирани помещения и боксове, където е възможна появата на радиоактивни газове и аерозоли, разреждането при всички нормални експлоатационни режими на работа се поддържа в границите на проектните значения, но не по-малко от 50 Pa. Чл. 1016. (1) Забранява се обединяването в една система на вентилация на въздуховоди от помещения с различни степени на замърсеност. (2) Вентилацията на реакторна зала се осъществява от самостоятелна система с обмяна на въздуха най-малко еднократно за час. Чл. 1017. За изсмукващите и нагнетяващите вентилатори се осигурява 100 % резерв с автоматично въвеждане на резерва. Изсмукващите вентилационни системи, обслужващи отговорни помещения, се захранват от мрежата с надеждно електрозахранване и се пускат автоматично след прекъсване на захранването. Чл. 1018. (1) По време на експлоатация на вентилационните системи се контролират параметрите: налягане (разреждане) и температура на въздуха в помещенията, напор на вентилаторите, съпротивление на филтрите, концентрация на радиоактивните газове и аерозолите преди и след филтрите.
Чл. 1019. При наличие в АЕЦ на няколко вентилационни комина активността на изхвърлянията през всеки от тях се нормира по такъв начин, че сумарната активност не превишава пределната. Чл. 1020. (1) Отделяните от технологичните съоръжения газове и въздух, съдържащи радиоактивни вещества, преди изхвърлянето им в атмосферата се подлагат на очистване, а при необходимост и на отлежаване в специални газохранилища.
Чл. 1021. (1) Във всички елементи на системите за събиране и очистване на газове, газохранилищата и другите съдове, където е възможно отделяне и натрупване на водород, системно се контролира неговата концентрация. Не се допуска концентрация на водород в газа повече от 3 %. (2) Елементите, подлежащи на контрол за възможното натрупване и отделяне на водород, се указват във вътрешните инструкции по определянето им в проекта. Чл. 1022. Експлоатацията на системите за доизгаряне на водород се осъществява в съответствие със специална инструкция. Забранява се експлоатацията на тази система при обемна концентрация на водорода след контактните апарати по-голяма от 1 %. Чл. 1023. Огледът на съоръженията на системите за вентилация за очистване на газовете и доизгаряне на водорода, изпробването на резервните агрегати и преминаването към тях се извършва периодично (по график). Глава петдесет и пета СИСТЕМА ЗА АВАРИЙНО ЕЛЕКТРОСНАБДЯВАНЕ Чл. 1024. Системата за аварийно електроснабдяване (САЕ) на енергийните блокове в АЕЦ включва автономни източници на електрозахранване, разпределителни и комутационни устройства и осигурява електроснабдяване на потребителите от системите за безопасност при всички режими на работа на централата, както и при пълна загуба на електрозахранване от енергийната система. Чл. 1025. Системата за аварийно електроснабдяване се експлоатира в съответствие с изискванията на технологичния регламент и експлоатационните инструкции. Чл. 1026. Системата за аварийно електроснабдяване се въвежда и приема в експлоатация преди физическия пуск на енергиен блок. Чл. 1027. Приемането в експлоатация на САЕ се осъществява след успешно проведени комплексни изпитвания и проверка на подсистемите (елементите) на САЕ, включващи: агрегатите за непрекъснато захранване; акумулаторните батерии; дизелгенераторите; автоматиката за степенчат пуск на механизмите при загуба на собствените нужди на АЕЦ; обратимите двигател-генератори. Чл. 1028. Системата за аварийно електроснабдяване се поддържа и намира в режим на постоянна готовност, осигуряващ електроснабдяването на системите за безопасност чрез: 1. провеждане на редовни огледи от оперативния персонал на намиращите се в работа съоръжения и контрол за тяхното състояние с проектните средства за измерване и диагностика; 2. периодично освидетелстване и провеждане на периодични изпитвания за съответствие с проектните показатели. Чл. 1029. Във всички експлоатационни и аварийни режими на енергийния блок и на всички места, от които се управлява, състоянието на САЕ се контролира в пълен обем, в съответствие с проекта. Чл. 1030. Дизелгенераторите на САЕ се поддържат в постоянна готовност за пускане - автоматично, дистанционно от блочнен щит за управление (БЩУ) или от място. Чл. 1031. Акумулаторните батерии на САЕ се поддържат напълно заредени, готови за работа и се намират в режим на подзаряд от изправителни устройства. Чл. 1032. Забранява се включването (дори и временно) на непредвидени по проект консуматори към секциите и сборките на САЕ независимо от режима на работа на блока и състоянието на САЕ. Чл. 1033. (1) Подсистемите на САЕ се изпробват и изпитват по работни програми, разработени в АЕЦ и съгласувани с АЯР. В програмите за проверка се указват точно мерките и действията, които се предприемат, в случай на неспазване на указаните критерии и при отстъпление от проекта. (2) Изпробванията и изпитванията на САЕ се провеждат при експлоатационни условия, които не довеждат до нарушение на границите за безопасна експлоатация на АЕЦ. Чл. 1034. При всяко спиране на енергиен блок за планов ремонт или за презареждане на горивото САЕ се изпитва комплексно. Чл. 1035. Не се допуска нерегламентиран случаен достъп в помещенията, в които се намират подсистемите (съоръженията) на САЕ. Чл. 1036. При работа на ЯППИ на мощност се допуска извеждане от работа на един канал от САЕ при строго спазване на определеното време и изискванията в технологичния регламент и пълна работоспособност на другите канали на системите за безопасност. Чл. 1037. За следене на състоянието на САЕ постоянно се събират и анализират данни за:
ДОПЪЛНИТЕЛНИ РАЗПОРЕДБИ Каталог: documents -> naredbi naredbi -> Информация предоставена от българските спортни федерации naredbi -> 84 от 28 Октомври 2011г., изм и доп. Дв б naredbi -> Обн. Дв бр. 101 от 18 Декември 2009г. Раздел I. Общи положения naredbi -> П р о г р а м а за управление на отпадъците naredbi -> Решение №382 / 18. 12. 2009 г гр. Мизия глава първа naredbi -> За изграждане и опазване на зелената система на територията на община костенец глава първа общи положения Изтегляне 2.61 Mb. Сподели с приятели:
|