Відповідно до статті 24 Закону України "Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку" та з метою вдосконалення нормативно-правової бази України щодо регулювання ядерної та радіаційної безпеки атомних станцій

1. Затвердити Правила ядерної безпеки реакторних установок атомних станцій з реакторами з водою під тиском, що додаються.

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

3. Уважати такими, що не застосовуються на території України з дня набрання чинності цим наказом, "Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций" ПНАЭ Г-1-024-90, затверджені постановою Держпроматомнагляду СРСР від 12.06.90 N 7.

4. Департаменту оцінки безпеки ядерних установок (Демчук О.С.) забезпечити державну реєстрацію цього наказу в Міністерстві юстиції України. У місячний термін після державної реєстрації забезпечити доведення до відома зацікавлених організацій інформації про набрання чинності новою редакцією Правил.

5. Державному науково-технічному центру з ядерної та радіаційної безпеки (Васильченко В.М.) у місячний термін після державної реєстрації забезпечити тиражування зазначених Правил. Перед тиражуванням узгодити макет документа з Департаментом оцінки безпеки ядерних установок.

6. Державним інспекціям з ядерної безпеки на атомних станціях разом з Департаментом оцінки безпеки ядерних установок (Демчук О.С.) забезпечити контроль за розробленням експлуатуючою організацією (ДП НАЕК "Енергоатом"), погодженням з Держатомрегулюванням та впровадженням необхідних організаційно-технічних заходів щодо реалізації вимог зазначених Правил на діючих енергоблоках АС.

7. Контроль за виконанням наказу залишаю за собою.

1.1. Ці Правила розповсюджуються на енергоблоки атомних станцій, що проектуються, будуються, експлуатуються та знімаються з експлуатації.

1.2. Правила встановлюють загальні вимоги до конструкції, характеристик, умов експлуатації реакторних установок, які повинні враховуватись при проектуванні, будівництві, уведенні в експлуатацію, експлуатації та знятті з експлуатації енергоблоків атомних станцій.

1.3. Правила обов'язкові для юридичних і фізичних осіб, що здійснюють або планують здійснення діяльності, яка пов'язана з розміщенням, проектуванням, будівництвом, уведенням в експлуатацію, експлуатацією та зняттям з експлуатації атомних станцій з реакторами з водою під тиском, а також з конструюванням, виготовленням і постачанням систем та елементів для них.

1.4. Ядерна безпека реакторної установки забезпечується системою технологічних і організаційних заходів за рахунок:

використання властивостей внутрішньої самозахищеності реакторної установки;

застосування концепції глибокоешелонованого захисту;

використання систем безпеки, спроектованих на основі принципів одиничної відмови, різноманітності, резервування та фізичного розділення;

застосування апробованої інженерно-технічної практики;

дотримання норм, правил і стандартів з ядерної та радіаційної безпеки, а також дотримання вимог, викладених у проекті атомної станції;

дотримання та вдосконалення культури безпеки;

використання системи управління якістю на всіх етапах життєвого циклу ядерної установки;

забезпечення відповідної кваліфікації персоналу;

урахування досвіду експлуатації;

наявності необхідної експлуатаційної документації.

1.5. Ці Правила розроблені відповідно до Законів України "Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку", "Про дозвільну діяльність у сфері використання ядерної енергії" з урахуванням вимог Загальних положень безпеки атомних станцій, затверджених наказом Державного комітету ядерного регулювання України від 19.11.2007 N 162, зареєстрованих у Міністерстві юстиції України 25.01.2008 за N 56/14747, та інших чинних в Україні нормативно-правових актів.

1.6. Обсяги і терміни приведення у відповідність до вимог Правил діючих енергоблоків атомних станцій розробляються та затверджуються експлуатуючою організацією і погоджуються Держатомрегулюванням.

1.7. Для енергоблоків атомних станцій, що проектуються та будуються, вимоги Правил мають виконуватись у повному обсязі.

У Правилах ужиті такі скорочення:

У цих Правилах терміни та визначення використовуються в таких значеннях:

2.1. АВАРІЙНИЙ ЗАХИСТ - сукупність засобів контролю, управління і впливу на реактивність, призначена для швидкого переведення активної зони реактора в підкритичний стан і тривалого підтримування її в підкритичному стані.

2.2. ГРУПА ОРГАНІВ РЕГУЛЮВАННЯ СУЗ - один або декілька органів регулювання СУЗ, об'єднаних за управлінням, з метою одночасного спільного переміщення.

2.3. ЗАСОБИ ВПЛИВУ НА РЕАКТИВНІСТЬ - технічні засоби, тверді або рідкі поглиначі (сповільнювач, відбивач), зміна положення або концентрації яких в активній зоні чи у відбивачі забезпечує зміну реактивності активної зони.

2.4. КАНАЛ КОНТРОЛЮ - сукупність датчиків, ліній зв'язку, засобів оброблення сигналів і/або представлення параметрів, яка призначена для забезпечення контролю в заданому проектом об'ємі.

2.5. ЛОКАЛЬНА КРИТИЧНІСТЬ - критичність, що досягається в частині активної зони, сховища ядерного палива або будь-якого об'єму, який містить ядерні матеріали, що діляться.

2.6. МАКСИМАЛЬНИЙ ЗАПАС РЕАКТИВНОСТІ - реактивність, яка може вивільнитися в реакторі за умови, що з активної зони витягнені всі засоби впливу на реактивність і інші поглиначі, які можуть бути вилучені для моменту і стану реактора з максимальним значенням ефективного коефіцієнта розмноження нейтронів.

2.7. ОРГАН РЕГУЛЮВАННЯ СУЗ - пристрій, призначений для зміни реактивності активної зони реактора, що складається з привода та поглинальних стрижнів СУЗ.

2.8. ПЕРЕВАНТАЖЕННЯ АКТИВНОЇ ЗОНИ (ПЕРЕВАНТАЖЕННЯ) - ядернонебезпечні роботи на РУ, пов'язані із завантаженням, витягненням і переміщенням ТВЗ, засобів впливу на реактивність і інших елементів активної зони, що впливають на реактивність.

2.9. ПИТОМА ПОРОГОВА ЕНЕРГІЯ РУЙНУВАННЯ ТВЕЛА - енергія, що виділяється за короткий проміжок часу в одиниці маси ядерного палива при швидкому введенні позитивної реактивності, якої достатньо для руйнування твела.

2.10. ПІДКРИТИЧНИЙ СТАН - стан активної зони, що характеризується:

значенням ефективного коефіцієнта розмноження нейтронів, меншим одиниці;

відсутністю локальної критичності.

2.11. ПОПЕРЕДЖУВАЛЬНИЙ ЗАХИСТ - (система) сукупність засобів контролю, управління і впливу на реактивність, призначена для обмеження або зниження потужності реактора до безпечного рівня при порушеннях меж і умов безпечної експлуатації.

2.12. ПРИВІД СУЗ - пристрій, призначений для зміни положення ОР СУЗ.

2.13. СИСТЕМИ ЗУПИНКИ РЕАКТОРА - системи, призначені для переведення активної зони реактора в підкритичний стан і підтримання її в підкритичному стані за допомогою засобів впливу на реактивність.

2.14. СИСТЕМИ УПРАВЛІННЯ І ЗАХИСТУ - сукупність засобів технічного, програмного та інформаційного забезпечення, яка призначена для забезпечення безпечного управління ланцюговою реакцією поділу, що складається з керівних систем безпеки і нормальної експлуатації, які здійснюють вимірювання густини нейтронного потоку і швидкості (періоду) його зміни, контроль технологічних параметрів і стану технологічного обладнання реакторної установки, управління потужністю реактора в ручному й автоматичному режимі, попереджувальний захист і аварійну зупинку реактора.

2.15. ЯДЕРНОНЕБЕЗПЕЧНІ РОБОТИ - роботи, які можуть призвести до ядерної аварії.

Інші терміни та визначення вживаються у значеннях, наведених у Загальних положеннях безпеки атомних станцій, затверджених наказом Державного комітету ядерного регулювання України від 19.11.2007 N 162, зареєстрованих у Міністерстві юстиції України 25.01.2008 за N 56/14747.

3.1. Загальні вимоги

3.1.1. Проектування, будівництво й експлуатація РУ, а також конструювання та виготовлення систем та елементів для неї здійснюються відповідно до вимог ЗПБ АС, цих Правил та інших чинних нормативних документів з безпеки АС.

3.1.2. Технічні вимоги до РУ затверджуються Міністерством палива та енергетики України та погоджуються з Держатомрегулюванням окремо або в складі технічних вимог до енергоблока АС.

3.1.3. У проекті АС визначаються системи РУ, важливі для безпеки, із зазначенням основних характеристик та функцій, що ними виконуються.

Зміна складу, конструкції елементів РУ, важливих для безпеки, характеристик та режимів експлуатації РУ, а також зміна меж і умов безпечної експлуатації РУ, установлених проектом, погоджуються Держатомрегулюванням до їх практичної реалізації.

3.1.4. Системи й елементи РУ, важливі для безпеки, з метою перевірки їх працездатності та підтвердження проектних характеристик, підлягають контролю і випробуванням у процесі виготовлення, монтажу, налагодження, введення в експлуатацію. Протягом терміну служби систем і елементів, важливих для безпеки, виконуються їх періодичні випробування, у тому числі випробування перед пусками і/або зупинками енергоблока, після проведення ремонту або технічного обслуговування.

3.1.5. Проектом передбачаються пристосування, пристрої, методики перевірок указаних систем на їх відповідність проектним характеристикам, уключаючи комплексні випробування (послідовності і часу проходження сигналу, у тому числі спрацювання аварійного захисту, перехід на аварійні джерела живлення тощо).

Пристрої та методи перевірок не повинні знижувати безпеку РУ.

3.1.6. Проектом визначаються переліки систем і елементів, працездатність і характеристики яких перевіряються на працюючій або на зупиненій РУ.

3.1.7. Умови виведення з роботи СВБ визначаються в проекті і обґрунтовуються в ЗАБ (у тому числі тривалість, рівень потужності РУ, стан інших систем тощо).

3.1.8. Основним документом з обґрунтування ядерної безпеки РУ кожного енергоблока є ЗАБ енергоблока АС, розроблений на підставі проекту. Вимоги до структури і змісту ЗАБ визначаються окремим нормативним документом.

3.1.9. У ЗАБ виконується аналіз небезпечних для РУ відмов з оцінкою їхніх наслідків на основі детерміністичних і імовірнісних методів.

3.1.10. У ЗАБ виконується аналіз реакції системи контролю, управління і захисту РУ на:

зовнішні і внутрішні впливи (пожежі, затоплення тощо);

можливі несправності (короткі замикання, втрата якості ізоляції, падіння і наведення напруги, хибне спрацювання, втрата управління тощо);

відмови обладнання.

Розробляються заходи щодо недопущення виникнення зазначених подій і/або компенсувальні заходи з обмеження їх наслідків.

У разі виявлення в процесі експлуатації небезпечних для РУ реакцій вона зупиняється і застосовуються технічні заходи з їх виключення.

3.1.11. У ЗАБ визначається перелік вихідних подій і виконується аналіз порушень нормальної експлуатації РУ, проектних і запроектних аварій на РУ, а також наводиться класифікація проектних і запроектних аварій за частотою їх виникнення і за важкістю наслідків. У числі запроектних аварій розглядаються аварії з важким пошкодженням активної зони.

Імовірнісні показники важкого пошкодження активної зони і граничного аварійного викиду повинні відповідати вимогам ЗПБ АС.

3.1.12. Для проектних аварій обґрунтовується неперевищення максимальної проектної межі пошкодження твелів.

3.2. Активна зона й елементи її конструкції

3.2.1. Конструкція та умови експлуатації активної зони забезпечують неперевищення проектної межі пошкодження твелів при нормальній експлуатації, порушеннях нормальної експлуатації і проектних аваріях. Допустимі межі пошкодження твелів наведені в додатку до Правил.

У проекті встановлюються співвідношення між межею пошкодження твелів і активністю теплоносія першого контуру за реперними ізотопами.

3.2.2. Величина граничнодопустимої активності теплоносія першого контуру за реперними ізотопами, при перевищенні якої експлуатація РУ на потужності забороняється, визначається і обґрунтовується в проекті та наводиться в експлуатаційній документації.

3.2.3. Установлюються критерії герметичності твелів з метою їх відбраковування. Критерії встановлюються заводом-виробником і затверджуються ЕО.

3.2.4. Значення коефіцієнтів реактивності за питомим об'ємом і температурою теплоносія, температурою палива і потужністю реактора не повинні бути позитивними в усьому діапазоні зміни параметрів РУ при нормальній експлуатації, порушеннях нормальної експлуатації і проектних аваріях.

У разі неможливості виконання даної вимоги наводяться необхідні обґрунтування і підтверджується безпека РУ.

Виведення на мінімально контрольований рівень потужності РУ здійснюється при негативних значеннях коефіцієнтів реактивності шляхом витягнення ПС СУЗ з активної зони з наступним зниженням концентрації розчину рідкого поглинача.

3.2.5. У проекті обґрунтовується, що при проектних аваріях, пов'язаних з швидким збільшенням реактивності, питома порогова енергія пошкодження твелів не перевищується і плавлення палива унеможливлено, а для запроектних аварій наведені умови, за яких можливі плавлення палива і/або перевищення питомої порогової енергії пошкодження твелів.

3.2.6. У проекті встановлюються і обґрунтовуються межі безпечної експлуатації та експлуатаційні межі за кількістю і характером дефектів твелів, а також виконується аналіз теплотехнічної надійності активної зони з обґрунтуванням достатності запасів.

3.2.7. Активна зона та її конструкція проектуються такими, щоб при нормальній експлуатації, порушеннях нормальної експлуатації і проектних аваріях не перевищувалися межі пошкодження твелів з урахуванням:

кількості режимів і умов їх перебігу;

деформації твелів і компонентів активної зони, обумовлених тепловими, механічними і радіаційними факторами;

фізико-хімічної взаємодії матеріалів активної зони;

граничних значень теплотехнічних параметрів;

вібрації і термоциклювання, утомленості і старіння матеріалів;

впливу скалок поділу і домішок у теплоносії на корозію оболонок і механічну зношеність твелів.

3.2.8. У проекті передбачається можливість повного вивантаження активної зони і її компонентів після проектної аварії.

3.2.9. Активна зона і виконавчі механізми СУЗ проектуються таким чином, щоб унеможливити заклинювання, викидання органів регулювання або їх самочинне розщеплення.

3.2.10. У проекті обґрунтовується, що при непередбаченому переміщенні найбільш ефективного ОР СУЗ або групи СУЗ не відбувається порушення меж безпечної експлуатації з урахуванням спрацювання АЗ без одного найбільш ефективного органу регулювання.

3.2.11. При нормальній експлуатації, порушеннях нормальної експлуатації і проектних аваріях унеможливлюються непередбачені переміщення і/або деформації елементів активної зони, що спричиняють збільшення реактивності і погіршення умов тепловідводу.

3.2.12. Конструкція ТВЗ проектується таким чином, щоб зміна форми твелів та інших елементів ТВЗ, які можливі при нормальній експлуатації, порушеннях нормальної експлуатації і проектних аваріях, не викликала перекриття прохідного перерізу ТВЗ, що призводить до пошкодження твелів понад відповідні межі, і не перешкоджала нормальному функціонуванню ОР СУЗ.

3.2.13. Кожна ТВЗ повинна мати заводський номер і розпізнавальні знаки, доступні для візуального контролю, які характеризують збагачення ядерного палива, наявність вигоряючих поглиначів.

3.3. Системи управління і захисту

3.3.1. У склад РУ входять інформаційні, керівні, механічні та електромеханічні системи, які в сукупності утворюють систему управління і захисту (СУЗ), що призначена для:

управління реактивністю і потужністю РУ;

контролю густини нейтронного потоку, швидкості її зміни, технологічних параметрів, необхідних для захисту і управління реактивністю та потужністю РУ;

переведення активної зони реактора в підкритичний стан і підтримання її в цьому стані.

3.3.2. У проекті встановлюються склад, структура, характеристики і порядок роботи СУЗ і наводиться кількісний аналіз її надійності. Ці системи проектуються з дотриманням принципів одиничної відмови, фізичного розділення і резервування.

3.3.3. Проектом повинні бути передбачені, як мінімум, дві незалежні системи зупинки реактора, кожна з яких повинна бути здатна незалежно одна від іншої забезпечити переведення активної зони в підкритичний стан з урахуванням принципу одиничної відмови або помилки персоналу.

3.3.4. Принаймні одна із систем зупинки реактора повинна мати ефективність, достатню для як завгодно тривалої підтримки активної зони в підкритичному стані з урахуванням можливого вивільнення реактивності у всьому діапазоні температур при нормальній експлуатації, порушеннях нормальної експлуатації і проектних аваріях і з швидкодією, достатньою для переведення активної зони в підкритичний стан без порушення проектних меж пошкодження палива.

3.3.5. Кількість, ефективність, розташування, склад груп, робоче положення, послідовність і швидкість переміщення органів управління СУЗ визначаються в проекті.

3.3.6. У проекті враховуються ефекти вигорання, зміна фізичних і хімічних властивостей поглинача і теплоносія при експлуатації активної зони РУ.

3.3.7. У проекті встановлюються умови випробувань, заміни і виведення в ремонт елементів систем зупинки РУ.

3.3.8. Виконавчі механічні СУЗ повинні мати покажчики проміжних положень, сигналізатори кінцевих положень і кінцеві вимикачі.

3.3.9. Функцію аварійного захисту виконує одна із систем зупинки реактора (СБ). У проекті обґрунтовується, що органи аварійного захисту без одного найбільш ефективного з них володіють:

швидкою дією, достатньою для переведення активної зони реактора в підкритичний стан без порушення меж безпечної експлуатації;

ефективністю, достатньою для переведення активної зони реактора в підкритичний стан і підтримання її в підкритичному стані при порушеннях нормальної експлуатації і проектних аваріях.

Для випадків, коли ефективності АЗ недостатньо для довготермінового підтримування активної зони в підкритичному стані, передбачається автоматичне підключення іншої (інших) системи (систем) зупинки реактора, що володіє (володіють) достатньою ефективністю для підтримування активної зони в підкритичному стані з урахуванням можливого вивільнення позитивної реактивності.

3.3.10. Аварійний захист повинен мати не менше двох незалежних з управління груп робочих органів.

3.3.11. Аварійний захист проектується таким чином, щоб захисна дія, що розпочалася, була виконана повністю з урахуванням вимог підпункту 3.3.2.1 і забезпечувався контроль виконання функції аварійного захисту.

3.3.12. У проекті та інструкції з експлуатації РУ вказується порядок визначення і усунення причин, що викликають спрацювання АЗ, а також послідовність дій оперативного персоналу з управління РУ після спрацювання АЗ.

3.3.13. За сигналом аварійного захисту ОР СУЗ приводяться в дію з будь-яких робочих чи проміжних положень.

3.3.14. Унеможливлюється введення позитивної реактивності, якщо орган аварійного захисту не приведений в робоче положення. Робоче положення органів АЗ і порядок їх виведення визначаються в проекті.

3.3.15. При суміщенні засобів впливу на реактивність функцій нормальної експлуатації та аварійного захисту в проекті розробляється і обґрунтовується порядок їх функціонування. При цьому забезпечується пріоритетність функціонування аварійного захисту і обґрунтовується, що таке суміщення не призведе до порушень вимог безпеки і зниження надійності елементів, що виконують функції аварійного захисту.

3.3.16. Апаратура аварійного захисту складається як мінімум із двох незалежних комплектів.

3.3.17. Кожний комплект апаратури аварійного захисту проектується таким чином, щоб у всьому діапазоні зміни густини нейтронного потоку від 1,0Е-7 до 120% номінальної забезпечувався захист не менш як трьома незалежними каналами:

за рівнем густини нейтронного потоку;

за періодом зміни густини нейтронного потоку.

3.3.18. У всьому проектному діапазоні зміни технологічних параметрів РУ забезпечується її аварійний захист не менш як трьома незалежними каналами за кожним технологічним параметром, за яким необхідно здійснювати захист.

3.3.19. Вихід з ладу елементів системи, що беруть участь у виконанні функції архівації, відображення, реєстрації, діагностування і видачі даних іншим системам, не повинен впливати на здатність кожного каналу і системи в цілому виконувати функції аварійного захисту.

3.3.20. Аварійний захист повинен бути в такій мірі відділений від систем контролю і управління, щоб ушкодження або вихід з роботи будь-якого елемента систем контролю й управління не впливав на здатність аварійного захисту виконати свої функції.

3.3.21. Передбачається можливість перевірки формування і часу проходження сигналів аварійного захисту в кожному з каналів і в кожному комплекті апаратури аварійного захисту в цілому.

3.3.22. В АЗ передбачаються автоматичний контроль і діагностика працездатності комплектів з виведенням інформації про непрацездатність та формування сигналів ПЗ/АЗ при непрацездатності каналів або комплектів.

3.3.23. Умови виведення з роботи одного комплекту або одного каналу в комплекті апаратури аварійного захисту визначаються в проекті та обґрунтовуються в ЗАБ (тривалість, рівень потужності РУ, стан інших комплектів тощо).

3.3.24. При виведенні з роботи одного каналу в одному з комплектів апаратури аварійного захисту, без виведення даного комплекту з роботи, для цього каналу автоматично формується сигнал аварійного захисту.

3.3.25. Кожний комплект апаратури аварійного захисту реалізується на основі мажоритарної логіки, яка вибирається на основі аналізу надійності, що наводиться в проекті. Мінімальна мажоритарність - два з трьох. Керівні сигнали кожного комплекту для виконавчих механізмів АЗ передаються, як мінімум, двома каналами.

3.3.26. Перелік параметрів, за якими здійснюється аварійний захист РУ, уставки та умови його спрацювання, а також вимоги до характеристик системи аварійного захисту (точність, швидкодійність, надійність тощо) визначаються в проекті та обґрунтовуються в ЗАБ таким чином, щоб унеможливити порушення меж безпечної експлуатації.

3.3.27. У проекті наводиться, а в ЗАБ обґрунтовується перелік вихідних подій, при яких вимагається спрацювання АЗ. Спрацювання АЗ відбувається, як мінімум, у таких випадках:

досягнення уставок АЗ за густиною нейтронного потоку;

досягнення уставок АЗ за періодом зростання густини нейтронного потоку (або реактивності);

зникнення напруги живлення на затискачах будь-якого комплекту апаратури аварійного захисту і на шинах електроживлення СУЗ;

несправності або непрацездатного стану двох із трьох каналів захисту за густиною нейтронного потоку або швидкості її зростання в будь-якому комплекті апаратури АЗ;

досягнення уставок АЗ технологічними параметрами, за якими необхідно здійснювати захист;

натиснення кнопок (повернення ключів), призначених для ініціювання спрацювання аварійного захисту.

3.3.28. При порушеннях нормальної експлуатації, коли не вимагається спрацювання аварійного захисту, допускається застосування попереджувального захисту.

3.3.29. Аварійний захист проектується таким чином, щоб з допомогою технічних засобів унеможливити непередбачені проектом впливи на елементи введення і виведення з роботи каналів аварійного захисту і зміну уставок без оповіщення персоналу та без спрацювання аварійного захисту.

3.3.30. Система аварійного введення рідкого поглинача нейтронів забезпечує підкритичний стан РУ при будь-яких проектних аваріях.

3.3.31. РУ оснащується каналами контролю густини нейтронного потоку від 1,0Е-7% до 120% від номінального її значення. При цьому контроль густини нейтронного потоку і швидкості її зміни повинен здійснюватися, як мінімум, трьома незалежними каналами з показувальними приладами.

3.3.32. Допустимість об'єднання вимірювальних частин каналів контролю густини нейтронного потоку з вимірювальними частинами каналів контролю швидкості зміни густини нейтронного потоку обґрунтовується в проекті.

3.3.33. Щонайменше два з трьох каналів контролю густини нейтронного потоку оснащуються записувальними пристроями з можливістю підключення до будь-якого каналу контролю густини нейтронного потоку та із забезпеченням вимірювання у всьому проектному діапазоні зміни густини нейтронного потоку.

3.3.34. Канали контролю густини нейтронного потоку таруються у всьому проектному діапазоні зміни теплової потужності реактора. У проекті встановлюються методика, порядок проведення тарування і його періодичність у процесі експлуатації РУ.

3.3.35. У разі розбиття діапазону вимірювання густини нейтронного потоку на декілька піддіапазонів передбачаються перекриття піддіапазонів не менш як однією десятою порядку в одиницях вимірювання густини нейтронного потоку та автоматичне переключення піддіапазонів.

3.3.36. Якщо канал контролю густини нейтронного потоку, зазначений в підпункті 3.3.31, не забезпечує контроль нейтронного потоку при завантаженні (перевантаженні) активної зони, то РУ обладнується додатковою системою контролю. Система повинна перекривати нижній діапазон джерела апаратури контролю нейтронного потоку і включати в себе не менше трьох незалежних каналів контролю густини нейтронного потоку з показувальними і записувальними пристроями.