Відповідно до пункту 3 Положення про Державну адміністрацію ядерного регулювання України, затвердженого Указом Президента України від 03.06.99 N 605,

1. Затвердити і ввести в дію з 1 липня 2000 року Загальні положення забезпечення безпеки атомних станцій (далі - Загальні положення), що додаються.

2. Управлінню нормативно-правового регулювання (Хоменко Л.Г.) забезпечити державну реєстрацію цього наказу в Міністерстві юстиції України.

3. Державному науково-технічному центру з ядерної та радіаційної безпеки (Васильченко В.М.) у місячний термін після державної реєстрації забезпечити тиражування і доведення Загальних положень до зацікавлених підприємств, установ і організацій.

4. Головній державній інспекції з нагляду за ядерною безпекою (Дем'яненко А.І.) разом з Головним управлінням регулювання безпеки ядерних установок (Лукашин О.О.) забезпечити контроль за розробленням та запровадженням необхідних організаційно-технічних заходів щодо приведення умов та меж безпеки атомних станцій у відповідність до Загальних положень.

5. Головному управлінню регулювання безпеки ядерних установок (Лукашин О.О.) при розгляді питань експлуатації енергоблоків атомних електростанцій України після планово-попереджувальних ремонтів, починаючи з липня 2000 року, визначати умовою подальшої експлуатації упровадження організаційно-технічних заходів щодо приведення умов та меж безпеки у відповідність до Загальних положень згідно з узгодженими графіками.

6. Уважати такими, що не застосовуються на території України з 1 липня 2000 року, "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88)", затверджені постановою Державного комітету СРСР з нагляду за безпечним веденням робіт від 06.06.89 N 9.

7. Контроль за виконанням цього наказу залишаю за собою.

1.1. Загальні положення забезпечення безпеки атомних станцій (далі - Загальні положення) розроблено відповідно до пункту 3 Положення про Державну адміністрацію ядерного регулювання України, затвердженого Указом Президента України від 03.06.99 N 605.

1.2. Загальні положення обов'язкові для всіх юридичних і фізичних осіб, що здійснюють діяльність, пов'язану з проведенням проектно-пошукових робіт з вибору майданчиків для розміщення атомних станцій (далі - АС), з проектуванням, будівництвом, уведенням в експлуатацію, експлуатацією та зняттям з експлуатації АС, а також з конструюванням, виготовленням і постачанням елементів для них.

1.3. Загальні положення встановлюють основні критерії, вимоги та умови забезпечення безпеки АС, а також основні принципи й характер технічних та організаційних заходів щодо досягнення безпеки. Обсяг і повнота реалізації цих принципів і заходів повинні визначатися нормами, правилами і стандартами в галузі використання ядерної енергії (далі - нормативні документи).

1.4. З тих питань, які не врегульовані чинними нормативними документами або ж пов'язані з відступами від їх вимог, експлуатуюча організація забезпечує розробку конкретних технічних рішень, затверджує їх і узгоджує з органами державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки.

1.5. Потреба, обсяги й терміни приведення у відповідність до Загальних положень (у тому числі при реконструкції) діючих блоків АС та блоків АЕС, що будуються, у кожному конкретному випадку визначаються, обгрунтовуються і встановлюються експлуатуючою організацією та узгоджуються з органами державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки.

У Загальних положеннях наведені нижче терміни та визначення вживаються в такому значенні:

Аварія - порушення експлуатації АС, за якого стався вихід радіоактивних речовин і/або іонізуючих випромінювань за передбачені проектом для нормальної експлуатації межі в кількості, що перевищує встановлені межі безпечної експлуатації. Аварія характеризується початковою подією, шляхами протікання і наслідками.

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

Адміністрація АС - керівники й інші посадові особи, які наділені в установленому порядку правами, обов'язками і відповідальністю за забезпечення безпеки під час будівництва, уведення в експлуатацію, експлуатації і зняття з експлуатації АС.

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

Активна система (елемент) - система (елемент), функціонування якої залежить від нормальної роботи іншої системи (елементу), наприклад керуючого пристрою, енергоджерела і т.ін.

Атомна станція (АС) - єдиний виробничо-технологічний комплекс, призначений для виробництва енергії в заданих режимах і умовах застосування, розташований в межах визначеної проектом території і укомплектований необхідним персоналом, на якому для здійснення цієї мети використовується ядерний реактор (реактори) з комплексом необхідних систем, пристроїв, обладнання і споруд.

Безпека АС - властивість АС за умов нормальної експлуатації, порушень нормальної експлуатації, аварійних ситуацій і аварій обмежувати радіаційний вплив на персонал, населення і довкілля встановленими межами. Безпека АС включає в себе поняття радіаційної та ядерної безпеки.

Блок АС - частина АС, що виконує функцію АС у зазначеному проектом обсязі.

Блоковий щит (пункт) керування (далі - БЩК) - частина блоку АС, що розташовується в спеціально передбачених проектом приміщеннях і призначена для централізованого керування технологічними процесами, які реалізуються оперативним персоналом і засобами автоматизації.

Уведення в експлуатацію - процес, під час якого системи й елементи блоку АС або АС у цілому починають функціонувати і перевірятися на відповідність їх проекту. Процес включає передпускові налагоджувальні роботи, фізичний та енергетичний пуски, дослідно-промислову експлуатацію і завершується прийманням АС у промислову експлуатацію.

Внутрішня самозахищеність реакторної установки (далі - РУ) - властивість забезпечувати безпеку на основі природних зворотних зв'язків, процесів і характеристик.

Герметичне огородження РУ - сукупність елементів будівельних та інших конструкцій, які, захищаючи простір навколо реакторної установки і систем, що працюють під тиском першого контура, утворюють передбачений проектом кордон і перешкоджають поширенню радіоактивних речовин у довкілля в кількості, що перевищує встановлені межі. Простір, закритий герметичним огородженням, утворює одне або декілька герметичних приміщень.

Досягнутий рівень науки й техніки - комплекс наукових і технічних знань, технологічних, проектних і конструкторських розробок у певній галузі науки й техніки, який підтверджений науковими дослідженнями та практичним досвідом і відображений в науково-технічних матеріалах.

Залежна відмова - відмова системи (елементу), викликана відмовою або несправністю іншої системи (елементу).

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 понад одиничну відмову або реалізацією помилкових рішень персоналу.

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

Початкова подія - порушення роботи (відмова) системи (елементу) АС, зовнішня подія або помилка персоналу, які призводять до порушення нормальної експлуатації і можуть призвести до порушення меж і/або умов безпечної експлуатації. Початкова подія включає всі залежні відмови, які є її наслідком.

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

Кваліфікація персоналу - рівень підготовленості особи з числа персоналу АС, включаючи базову спеціальну освіту, професійні знання, навички й уміння, а також досвід роботи, що забезпечує якість і безпеку експлуатації АС під час виконання нею посадових обов'язків.

Консервативний підхід - підхід до проектування і конструювання, за якого при аналізі аварій для параметрів і характеристик приймаються значення і межі, які явно призводять до більш несприятливих результатів.

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

Критерії безпеки - установлені нормами, правилами й стандартами з ядерної та радіаційної безпеки і/або органами державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки значення параметрів і/або характеристик наслідків аварій, відповідно до яких обгрунтовується безпека АС.

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

Локалізуючі системи (елементи) безпеки - системи (елементи), призначені для запобігання або обмеження й розповсюдження іонізуючого випромінювання і радіоактивних речовин, що виділяються при аваріях за передбачені проектом кордони, та виходу їх в довкілля.

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

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

Відмова, яка не виявляється, - відмова системи (елементу), яка не виявляється в момент свого виникнення за нормальної експлуатації і не виявляється передбаченими засобами контролю відповідно до регламенту техобслуговування і перевірок.

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

Забезпечення якості - комплекс заходів, що плануються і систематично реалізуються з метою досягнення упевненості в тому, що здійснювані види діяльності відповідають вимогам нормативних документів.

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

Дослідно-промислова експлуатація - етап уведення АС в експлуатацію від енергетичного пуску до приймання АС у промислову експлуатацію.

Відмови через загальні причини - відмови важливих для безпеки систем (елементів), що виникають унаслідок однієї відмови, помилки персоналу, внутрішнього або зовнішнього впливу.

Внутрішні впливи - впливи, що виникають за початкових подій аварій з урахуванням ударних хвиль, струменів, літаючих предметів, змін параметрів середовища (тиску, температури, хімічної активності і т. ін.), пожеж тощо.

Зовнішні впливи - характерні для майданчика АС впливи природних явищ і діяльності людини, у тому числі землетрусів, високого та низького рівнів наземних та підземних вод, ураганів, аварій на повітряному, водному та наземному транспорті і т. ін.

Помилка персоналу - одинична ненавмисна неправильна дія під час керування обладнанням, одиничний пропуск правильної дії або одинична ненавмисна неправильна дія під час технічного обслуговування й ремонту обладнання й систем, важливих для безпеки.

Помилкове рішення - неправильне ненавмисне виконання або невиконання ряду послідовних дій через неправильну оцінку поточних процесів.

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

Наслідки аварії - радіаційна обстановка, яка виникла внаслідок аварії і завдає збитків унаслідок перевищення встановлених меж радіаційного впливу на персонал, населення і довкілля.

Межі безпечної експлуатації АС - установлені проектом значення параметрів технологічного процесу, відхилення від яких можуть призвести до аварії.

Передпускові налагоджувальні роботи - етап уведення АС в експлуатацію, під час якого закінчені будівництвом і монтажем системи й елементи АС приводяться до стану експлуатаційної готовності з перевіркою їх на відповідність до встановлених у проекті критеріїв і характеристик і який завершується готовністю АС до фізичного пуску реактора.

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.

Перевірки - контрольні процедури, призначені для підтвердження відповідності системи (елементу) до проектних характеристик при введенні її в експлуатацію, після ремонту та періодично під час терміну служби.

Проектна аварія - аварія, для якої проектом визначені початкові події і кінцеві стани та передбачені системи безпеки, що забезпечують з урахуванням принципу одиничної відмови системи (каналу системи) безпеки або однієї, не залежної від початкової події, помилки персоналу, обмеження її наслідків встановленими для таких аварій межами.

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

Промислова експлуатація - експлуатація АС, прийнятої у встановленому порядку, а її безпека та відповідність проекту підтверджені випробуваннями на етапі введення АС в експлуатацію.

Шлях протікання аварії - послідовність станів систем і елементів АС у процесі розвитку аварії.

Радіаційна безпека - дотримання допустимих меж радіаційного впливу на персонал, населення і довкілля, які встановлені нормами, правилами і стандартами з безпеки.

Реакторна установка - комплекс систем і елементів АС, який призначений для перетворення ядерної енергії в теплову і включає в себе реактор та безпосередньо пов'язані з ним системи, необхідні для його нормальної експлуатації, аварійного охолодження, аварійного захисту і підтримки в безпечному стані за умови виконання необхідних допоміжних і забезпечувальних функцій іншими системами станції. Кордони реакторної установки встановлюються для кожної АС у проекті.

Резервний щит (пункт) керування (далі - РЩК) - передбачене проектом спеціально обладнане приміщення (розміщене територіально окремо від БЩК), що призначене на випадок відмови БЩК для надійного переведення РУ в підкритичний розхолоджений стан, підтримки його в цьому стані скільки завгодно, приведення в дію систем безпеки та отримання надійної інформації про стан реактора.

Ремонт - комплекс операцій з відновлення працездатного або справного стану об'єкта і/або відновлення його ресурсу.

Мережевий теплоносій - середовище, за допомогою якого тепло транспортується від АС до зовнішнього і внутрішнього споживачів.

Система - сукупність елементів, призначених для виконання заданих функцій.

Системи (елементи) безпеки - системи (елементи), призначені для виконання функцій безпеки. Системи (елементи) безпеки за характером виконуваних ними функцій діляться на захисні, локалізуючі й керівні.

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

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

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

Зняття блока з експлуатації - комплекс заходів, який після видалення ядерного палива і припинення експлуатації блока АС унеможливлює його використання в цілях, для яких він був побудований, та забезпечує безпеку персоналу, населення і довкілля.

Будівництво АС - процес зведення будівель і споруд АС, що включає комплекс власне будівельних робіт та робіт з монтажу систем і елементів, а також допоміжних, транспортних та інших робіт.

Технічне обслуговування - комплекс операцій з контролю і підтримки об'єкта в працездатному і справному стані.

Важке пошкодження активної зони - пошкодження, за якого порушена проектна межа пошкодження палива.

Керування аварією - дії, спрямовані на запобігання розвитку проектних аварій в запроектні та на ослаблення наслідків запроектних аварій. Для цих дій використовуються будь-які наявні працездатні технічні засоби, призначені для нормальної експлуатації, для забезпечення безпеки в разі проектних аварій або спеціально призначені для зменшення наслідків запроектних аварій.

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

Рівень аварійної готовності - визначена за встановленим порядком міра готовності персоналу, адміністрації АС і посадових осіб експлуатувальної організації, центральних і місцевих органів виконавчої влади, органів місцевого самоврядування, інших сил, що залучаються, а також технічних засобів, що використовуються для дій щодо захисту персоналу і населення у разі аварії на АС.

Рівень втручання - очікувана розрахункова величина дози опромінення людини, яка зумовлена потребою обов'язкового здійснення заходів щодо захисту людини від впливу іонізуючого опромінення.

Рівень глибокоешелонованого захисту - пасивні системи, автоматичні системи безпеки або системи безпеки, які включаються вручну, та організаційно-технічні заходи, передбачені для забезпечення виконання потрібних функцій безпеки.

Умови безпечної експлуатації - установлені проектом мінімальні умови кількості, характеристик, стану працездатності та умови технічного обслуговування систем (елементів), важливих для безпеки, за яких забезпечується дотримання меж безпечної експлуатації і/або критеріїв безпеки.

Фізичний захист АС - це сукупність технічних і організаційних заходів, спрямованих на виявлення і припинення спроб несанкціонованого використання ядерної установки АС, а також несанкціонованого вилучення, переміщення, передачі, використання ядерних матеріалів, інших радіоактивних речовин, наявних на АС, унаслідок яких виникла або реально могла виникнути аварія.

Фізичний пуск - етап уведення АС в експлуатацію, що включає завантаження реактора ядерним паливом, досягнення критичного стану реактора і виконання необхідних фізичних експериментів на рівні потужності, за якою тепловідвід від реактора здійснюється за рахунок природних теплових утрат (розсіяння).

Функція безпеки - специфічна конкретна мета і дії, що забезпечують її досягнення та спрямовані на запобігання аваріям або обмеження їх наслідків.

Елементи - обладнання, прилади, трубопроводи, кабелі, будівельні конструкції та інші вироби, що забезпечують виконання заданих функцій самостійно або в складі систем, які розглядаються в проекті як структурні одиниці при проведенні аналізів надійності і безпеки.

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

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

Експлуатаційний персонал АС - персонал, що здійснює експлуатацію АС.

Експлуатуюча організація - юридична особа, створена або призначена за встановленим порядком для здійснення власними силами або із залученням інших підприємств (організацій) діяльності, пов'язаної з вибором майданчика, проектуванням, будівництвом, увведенням в експлуатацію, експлуатацією і зняттям з експлуатації АС, на яку покладається відповідальність за забезпечення ядерної та радіаційної безпеки і яка зобов'язана в установленому порядку отримати дозвіл (ліцензію) на ведення діяльності відповідно до законодавства.

Енергетичний пуск - етап увведення АС в експлуатацію, під час якого АС виробляється енергія відповідно до проекту та здійснюється перевірка роботи АС на потужностях, що сягають рівня, установленого для промислової експлуатації.

Ядерна аварія - аварія, пов'язана з пошкодженням твелів, яке перевищує встановлені межі безпечної експлуатації, і/або пов'язана з опроміненням персоналу, яке перевищує допустимі для нормальної експлуатації значення, і викликана:

порушенням контролю і керування ланцюговою ядерною реакцією поділу в активній зоні реактора;

утворенням критичної маси під час перевантаження, транспортування і зберігання твелів;

порушенням тепловідводу від твелів.

Ядерна безпека - дотримання норм, правил, стандартів і умов використання ядерних матеріалів, що забезпечують радіаційну безпеку.

3.1. АС задовольняє вимоги безпеки, якщо її радіаційний вплив на персонал, населення і довкілля за нормальної експлуатації, за порушень нормальної експлуатації та проектних аварій не призводить до перевищення встановлених дозових меж опромінення персоналу і населення, нормативів з викидів і скидів, умісту радіоактивних речовин у навколишньому середовищі, а також обмежується при запроектних аваріях.

3.2. Дозові межі опромінення персоналу й населення, а також рівні викидів, скидів і вміст радіоактивних речовин в навколишньому середовищі встановлюються законодавством України, нормами, правилами і стандартами з ядерної та радіаційної безпеки.

Для всіх установлених радіаційних параметрів додержується принцип неперевищення основних дозових меж опромінення персоналу й населення.

3.3. Безпека АС забезпечується за рахунок послідовної реалізації концепції глибокоешелонованого захисту, заснованої на застосуванні системи фізичних бар'єрів на шляху поширення іонізуючого випромінювання і радіоактивних речовин у довкілля і системи технічних і організаційних заходів щодо захисту бар'єрів і збереження їх ефективності з метою захисту персоналу, населення і довкілля.

Система фізичних бар'єрів блока АС включає паливну матрицю, оболонку твела, кордони контуру теплоносія реактора, герметичне огородження реакторної установки та біологічний захист.

При експлуатації АС контролюється цілісність бар'єрів на всьому шляху розповсюдження радіоактивних речовин. За нормальної експлуатації всі бар'єри й засоби їх захисту перебувають у працездатному стані. При виявленні непрацездатності будь-якого з передбачених у проекті станції бар'єра або засобів його захисту згідно з умовами безпечної експлуатації робота блока АС на потужності забороняється.

Система технічних і організаційних заходів утворює 5 рівнів глибокоешелонованого захисту.

Рівень 1 (створення умов, які запобігають порушенням нормальної експлуатації):

оцінка й вибір майданчика, придатного для розміщення АС;

розробка проекту на основі консервативного підходу з розвинутою властивістю внутрішнього самозахисту РУ;

забезпечення необхідної якості систем (елементів) АС і робіт, що виконуються;

експлуатація АС відповідно до вимог нормативних документів, технологічних регламентів та інструкцій з експлуатації;

підтримка в справному стані важливих для безпеки систем (елементів) шляхом своєчасного виявлення дефектів, уживання профілактичних заходів, заміни обладнання, що вичерпало свій ресурс, і організації ефективно діючої системи документування результатів робіт і контролю;

підбір персоналу АС і забезпечення необхідного рівня його кваліфікації для дій в умовах нормальної експлуатації і порушень нормальної експлуатації, включаючи аварійні ситуації і аварії;

формування культури безпеки.

Рівень 2 (запобігання проектним аваріям системами нормальної експлуатації):

своєчасне виявлення відхилень від нормальної роботи та їх усунення;

управління при порушеннях нормальної експлуатації.

Рівень 3 (запобігання аваріям системами безпеки):

запобігання розвитку відмов обладнання та помилок персоналу в проектні аварії, а проектним аваріям - в запроектні із застосуванням систем безпеки;

ослаблення наслідків аварій, яким не вдалося запобігти, шляхом утримання локалізуючими системами безпеки радіоактивних речовин, що виділяються.

Рівень 4 (керування запроектними аваріями):

запобігання розвитку запроектних аварій і ослаблення їх наслідків;

захист герметичного огородження від руйнування у разі запроектних аварій і підтримки його працездатності;

повернення АС у контрольований стан, за якого припиняється ланцюгова реакція поділу, забезпечується постійне охолодження ядерного палива та утримання радіоактивних речовин у встановлених кордонах.

Рівень 5 (планування заходів до захисту персоналу та населення):

установлення санітарно-захисної зони та зони спостереження навколо АС;

підготовка й здійснення при потребі планів заходів щодо захисту персоналу й населення.

Концепція глибокоешелонованого захисту здійснюється на всіх етапах життєвого циклу АС. Пріоритетною при цьому є стратегія запобігання початковим подіям, особливо для рівнів 1 і 2.

Потрібні обсяги й форма здійснення відповідних функцій безпеки конкретизуються в нормах і правилах з ядерної та радіаційної безпеки, а стосовно кожної АС - установлюються і обгрунтовуються в проекті.

3.4. Технічні й організаційні рішення, що приймаються для забезпечення безпеки атомної станції, повинні враховувати досягнутий рівень науки й техніки і відповідати вимогам нормативних документів. Такий підхід застосовується при розробці обладнання і проектуванні атомної станції, а також при виготовленні обладнання, будівництві, експлуатації, реконструкції і ремонті АС.

3.5. Будова та якість систем і елементів, документація й різні види робіт, що впливають на забезпечення безпеки АС, є об'єктами діяльності по забезпеченню якості.

3.6. Експлуатуюча організація розробляє і виконує заходи щодо забезпечення якості на всіх етапах життєвого циклу АС і з цією метою розробляє загальну програму забезпечення якості, а також контролює діяльність підприємств (організацій), що виконують роботи або надають послуги для АС.

Конструкторські, проектні, будівельні, ремонтні, монтажні, налагоджувальні організації, заводи-виробники обладнання АС розробляють у рамках загальної програми забезпечення якості часткові програми забезпечення якості в своїх напрямках діяльності.

3.7. У всіх осіб і організацій, зайнятих в атомній енергетиці, повинна формуватися культура безпеки шляхом проведення необхідного підбору, навчання і підготовки персоналу в кожній сфері діяльності, що впливає на безпеку; установлення і суворого дотримання дисципліни при чіткому розподілі персональної відповідальності керівників і виконавців; розробки й суворого дотримання інструкцій про виконання робіт і їх періодичне оновлення з урахуванням накопиченого досвіду. Усі особи, які зайняті в діяльності, що впливає на безпеку, повинні знати про характер і міру впливу їх діяльності на безпеку. Вони повинні повністю усвідомлювати ті наслідки, до яких може призвести недотримання або нечітке виконання діючих інструкцій, норм і правил з ядерної та радіаційної безпеки.

3.8. Експлуатуюча організація забезпечує безпеку АС і несе за неї повну відповідальність, включаючи заходи для запобігання аваріям і зниженню їх наслідків, облік і контроль ядерних матеріалів і радіоактивних речовин, охорону довкілля і контроль за його станом у санітарно-захисній зоні і в зоні спостереження, а також використання АС тільки для тих цілей, для яких вона була спроектована і побудована.

3.9. До початку будівництва АС експлуатуюча організація створює структурні підрозділи для здійснення безпосередньо на майданчику діяльності із створення і безпечної експлуатації АС, наділяючи їх відповідними правами, фінансовими коштами, матеріальними і людськими ресурсами, і покладає на них відповідальність за цю діяльність, а також здійснює контроль за цією діяльністю.

3.10. Необхідна якість будівництва забезпечується застосуванням добре перевіреної технології ведення робіт у поєднанні з контролем забезпечення якості.

3.11. У проекті АС передбачаються технічні засоби й організаційні заходи, що спрямовані на запобігання проектним аваріям і обмеженню їх наслідків, а також такі, що забезпечують безпеку при будь-якій початковій події, урахованій в проекті (далі замість "ураховані в проекті початкові події" уживається термін "початкові події") з накладенням однієї, не залежної від початкової події, відмови будь-якого з наступних елементів систем безпеки: активного елемента або пасивного елемента, що має механічні рухомі частини, або ж однієї, не залежної від початкової 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 елементу 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 від показників надійності пасивних елементів систем безпеки, що не мають рухомих частин, відмови яких не враховуються (з огляду на їх малу ймовірність). Допустимий час виведення елементу з роботи для технічного обслуговування і ремонту визначається на підставі аналізу надійності системи, у яку він входить, і визначається в проекті.

Розриви корпусів обладнання в число початкових подій не включаються. При цьому повинно бути показано, що ймовірність руйнування таких елементів не перевищує 10(-6) на реактор за рік, а для корпусу реактора - 10(-7) на реактор за рік. Також до числа початкових подій не включаються інші події, для яких доведено, що їх імовірність не перевищує 10(-6) на реактор за рік.

Додатково до однієї, не залежної від початкової, події одного з перерахованих вище елементів ураховуються відмови, що не виявляються та призводять до порушення меж безпечної експлуатації не контрольованих при експлуатації АС елементів, що впливають на розвиток аварії.

3.12. У проекті АС передбачаються технічні засоби й організаційні заходи, спрямовані на запобігання порушенню меж і умов безпечної експлуатації.

3.13. Система технічних і організаційних заходів, спрямованих на забезпечення безпеки АС, представляється в звіті про аналіз безпеки АС (далі - ЗАБ АС), розробка якого забезпечується експлуатуючою організацією АС (тут і надалі для діючих блоків АС до розробки ЗАБ - технічне обгрунтування безпеки АС ТОБ АС). Будь-які розбіжності між інформацією, що міститься в ЗАБ АС, й інформацією, що міститься в проекті АС, а також між проектом АС і його реалізацією не допускаються. Відповідність ЗАБ АС реальному стану підтримується експлуатуючою організацією АС протягом усього терміну служби АС.

До початку промислової експлуатації органам державного регулювання ядерної і радіаційної безпеки експлуатуючою організацією подаються відкореговані частини ЗАБ АС, у яких ураховані внесені в процесі будівництва зміни в проект АС, а також результати передпускових налагоджувальних робіт, фізичного й енергетичного пусків АС.

3.14. Для запроектних аварій передбачається зниження небезпеки радіаційного впливу на персонал, населення та довкілля шляхом здійснення на майданчику АС і навколишній території планів заходів щодо захисту персоналу і населення відповідно до діючих нормативно-правових актів. План заходів щодо захисту персоналу й населення розробляється, узгоджується і затверджується в порядку, установленому статтею 14 Закону України "Про захист людини від впливу іонізуючих випромінювань".

3.15. Проектом АС передбачається внутрішній (на майданчику АС) і зовнішній (у зоні спостереження) кризові центри.

Технічні рішення та засоби в цих центрах забезпечують надійне отримання інформації про стан блоків АС і документування цієї інформації, а також надійний зв'язок з органами виконавчої влади і місцевого самоврядування.

3.16. З метою зменшення імовірності евакуації населення за межі відстаней, що встановлюються нормами та правилами з ядерної та радіаційної безпеки до розташування АС, необхідно прагнути до того, щоб оцінене значення імовірності встановленого цими вимогами граничного аварійного викиду не перевищувало 10(-6) на реактор у рік (для діючих блоків і тих, що будуються, - 10(-5) на реактор у рік).

3.17. Приблизні переліки проектних і запроектних аварій для кожного типу реакторів установлюються в нормах і правилах з ядерної та радіаційної безпеки.

Остаточні переліки запроектних аварій, їх реалістичний (не консервативний) аналіз, що містить оцінки ймовірностей шляхів протікання запроектних аварій з включенням аварій з розплавленням активної зони, наслідки запроектних аварій, функціонування систем безпеки встановлюються в проекті АС і представлені в ЗАБ АС. Для таких аварій в проекті АС передбачаються заходи з управління аваріями, якщо вони не виключені на основі внутрішніх властивостей самозахищеності реактора і принципів його будови.

Якщо аналіз наслідків запроектних аварій з оцінкою імовірності викидів не забезпечує виконання пункту 3.16, то слід передбачити в проекті додаткові технічні рішення з керування запроектною аварією з метою ослаблення її наслідків.

Аналіз наслідків запроектних аварій, представлений в проекті АС, є основою для складання планів заходів щодо захисту персоналу й населення, а також складання спеціальних інструкцій персоналу з керування такими аваріями.

Проектом АС передбачаються захисні споруди для укриття персоналу та інших осіб, що виявилися на момент аварії на майданчику АС.

3.18. Експлуатуюча організація зобов'язана в терміни, установлені органом державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки, але не рідше одного разу на 10 років, здійснювати переоцінку безпеки блоків АС і подавати за її результатами звіти органу державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки. За результатами переоцінки безпеки блока АС визначаються межі і умови його подальшої експлуатації.

Рішення про продовження терміну експлуатації блоку АС понад установлений проектом може бути прийнято тільки на основі результатів переоцінки його безпеки.

3.19. У проекті кожної АС передбачається спорудження учбово-тренувального центру (пункту) для підготовки персоналу атомної станції, обладнаного необхідними технічними засобами відповідно до пункту 2 Ліцензійних вимог до підготовки персоналу АЕС України, затверджених наказом Мінекобезпеки від 16.01.98 N 8 та зареєстрованих у Міністерстві юстиції України 03.07.98 за N 418/2858.

3.20. Проектом АС передбачаються технічні та організаційні заходи для забезпечення фізичного захисту АС.

3.21. Проектом АС передбачаються технічні та організаційні заходи забезпечення пожежної безпеки АС, а також засоби виявлення і гасіння горіння уповільнювача і теплоносія, передбачається автоматизований режим роботи систем гасіння пожеж з моменту подачі напруги на обладнання енергоблока при проведенні передпускових налагоджувальних робіт.

3.22. Проектом АС передбачаються засоби зв'язку, у тому числі й дублювальні, для організації сповіщення і управління АС у режимах нормальної експлуатації, при порушеннях нормальної експлуатації, проектних і запроектних аваріях.

3.23. Забезпечуються облік і контроль усіх ядерних матеріалів, джерел іонізуючого випромінювання і радіоактивних відходів.

4.1. Системи й елементи АС розрізнюються:

за призначенням;

за впливом на безпеку;

за характером функцій безпеки.

4.2. Системи й елементи АС за призначенням поділяються на:

системи й елементи нормальної експлуатації;

системи й елементи безпеки.

4.3. Системи й елементи АС за впливом на безпеку поділяються на:

системи й елементи, важливі для безпеки;

системи й елементи, що не впливають на безпеку.

4.4. Системи й елементи безпеки за характером функцій, що виконуються ними, поділяються на:

захисні;

локалізувальні;

забезпечувальні;

керівні.

4.5. 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 такі елементи АС:

елементи, відмови яких є початковими 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 такі елементи АС:

елементи систем, важливих для безпеки, що не ввійшли в класи 1 і 2;

елементи, що містять у собі радіоактивні речовини, вихід яких у навколишнє середовище (включаючи виробничі приміщення АС) при відмовах перевищує гігієнічні нормативи;

елементи, що виконують контрольні 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.

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

4.7. Ділянки, що розділяють елементи різних класів, належать до більш високого класу, а клас елементу, що до нього примикає, залишається незмінним.

4.8. Клас безпеки є визначальною ознакою при формуванні інших класифікацій елементів АС, що встановлюються в нормативних документах. При цьому інші ознаки цих класифікацій встановлюються відповідно до комплексу характеристик елементів АС, що встановлюються нормативними документами.

4.9. Класи безпеки елементів АС установлюються в проекті і ЗАБ відповідно до вимог цих Загальних положень.

4.10. Вимоги до якості елементів АС, зарахованих до класів 1, 2 і 3, а також вимоги до забезпечення якості встановлюються в діючих у галузі атомної енергетики нормативних документах, що нормують їх будову і експлуатацію. При цьому більш високому класу безпеки повинні відповідати наведені в указаних документах більш високі вимоги до якості та її забезпечення.

До елементів, зарахованих до класу безпеки 4, висуваються вимоги загальнопромислових норм і правил, крім випадків, коли на ці елементи розповсюджуються вимоги норм і правил з ядерної та радіаційної безпеки.

4.11. Належність 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 і постачання систем і елементів АС.

4.12. Класифікаційна позначка відображає приналежність елементу до класу безпеки - 1, 2, 3.

4.13. Класифікаційна позначка доповнюється символом, що відображає призначення елементу:

Н - елементи нормальної експлуатації;

З - захисний;