Відповідно до статей 8 та 24 Закону України "Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку", підпункту 7 пункту 4 Положення про Державну інспекцію ядерного регулювання України, затвердженого постановою Кабінету Міністрів України від 20 серпня 2014 року № 363, з метою вдосконалення нормативно-правових актів щодо регулювання ядерної та радіаційної безпеки ядерних установок НАКАЗУЮ:

1. Внести зміни до Загальних положень безпеки атомних станцій, затверджених наказом Державного комітету ядерного регулювання України від 19 листопада 2007 року № 162, зареєстрованих в Міністерстві юстиції України 25 січня 2008 року за № 56/14747, виклавши їх у новій редакції, що додається.

2. Департаменту з питань безпеки ядерних установок (Роман ХАЛЕНКО) забезпечити подання цього наказу на державну реєстрацію до Міністерства юстиції України у встановленому законодавством порядку.

3. Цей наказ набирає чинності з дня його офіційного опублікування.

4. Контроль за виконанням цього наказу залишаю за собою.

1. Ці Загальні положення встановлюють мету, принципи і критерії безпеки атомних станцій, а також вимоги щодо впровадження основних технічних та організаційних заходів, спрямованих на їх реалізацію та захист людей та навколишнього природного середовища від можливого радіаційного впливу.

2. Ці Загальні положення є обов’язковими під час здійснення діяльності, пов’язаної з розміщенням, проєктуванням, будівництвом, введенням в експлуатацію, експлуатацією, зняттям з експлуатації атомних станцій (енергоблоків атомних станцій), а також з проєктуванням, виробництвом і постачанням елементів і конструкцій для них.

3. Ці Загальні положення поширюються на атомні станції (енергоблоки атомних станцій) з реакторними установками з водою під тиском. Порядок і обсяг застосування цих Загальних положень для атомних станцій з реакторними установками інших типів визначає експлуатуюча організація та погоджує з органом державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки.

4. Ці Загальні положення не поширюються на системи поводження з відпрацьованим ядерним паливом, що розташовані поза реакторним відділенням, і системи поводження з радіоактивними відходами, які не входять безпосередньо в технологічний цикл атомних станцій, а також на об’єкти, які перебувають на території майданчика атомних станцій і не входять у її проєкт. Доцільність та/або можливість застосування цих Загальних положень для цих об’єктів визначає експлуатуюча організація та погоджує з органом державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки.

5. Набрання чинності цими Загальними положеннями не тягне за собою припинення дії або зміни строку дії документів дозвільного характеру, раніше виданих органом державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки.

6. Обсяги та строки реалізації вимог цих Загальних положень на енергоблоках атомних станцій (атомних станціях), щодо яких ліцензію на право здійснення діяльності на етапі життєвого циклу "експлуатація ядерної установки" видано до набрання чинності наказом Державної інспекції ядерного регулювання України від 04 березня 2024 року № 195, обґрунтовуються експлуатуючою організацією та погоджуються з органом державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки. Для атомних станцій (енергоблоків атомних станцій), проєкти яких на дату набрання чинності наказом Державної інспекції ядерного регулювання України від 04 березня 2024 року № 195 не затверджені, вимоги цих Загальних положень виконуються у повному обсязі, з урахуванням проєктних рішень цих енергоблоків атомних станцій.

7. У разі необхідності деталізації вимог норм та правил з ядерної та радіаційної безпеки, експлуатуючою організацією розробляються з урахуванням сучасних досягнень науки та техніки, міжнародного досвіду та апробованої інженерної практики відповідні технічні вимоги експлуатуючої організації, які погоджуються з органом державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки.

8. У разі неможливості виконати окремі вимоги норм та правил з ядерної та радіаційної безпеки експлуатуюча організація здійснює аналіз впливу визначених відступів на безпеку атомної станції, за необхідності розробляє компенсуючі заходи, та узгоджує відступи та компенсуючі заходи з органом державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки.

9. У цих Загальних положеннях терміни вживаються у таких значеннях:

1) аварійна ситуація - стан атомної станції, що характеризується порушенням меж і/або умов безпечної експлуатації, що не перейшов в аварію;

2) аварія - експлуатаційна подія в роботі атомної станції, за якої стався вихід радіоактивних речовин і/або іонізуючого випромінювання за межі, встановлені проєктом атомної станції, у кількості, що перевищує визначені проєктом атомної станції межі безпечної експлуатації. Аварія характеризується вихідною (початковою) подією, перебігом та наслідками;

3) адміністрація атомної станції - керівники та інші посадові особи атомної станції, які наділені в установленому порядку правами та на яких покладені обов’язки та відповідальність щодо забезпечення безпеки під час будівництва, введення в експлуатацію, експлуатації і зняття з експлуатації атомної станції;

4) активна зона - частина реакторної установки, в якій розміщуються ядерне паливо, уповільнювач, поглинач, теплоносій, засоби впливу на реактивність і елементи конструкцій, призначені для здійснення керованої ланцюгової реакції поділу та передачі енергії теплоносію;

5) активна система (елемент, конструкція) - система (елемент, конструкція), функціонування якої залежить від іншої системи (елемента, конструкції);

6) атомна станція - виробничо-технологічний комплекс, спроєктований для виробництва енергії з використанням реакторної установки (установок), розташований в межах визначеної проєктом території та укомплектований необхідним персоналом;

7) безпека атомної станції - властивість не перевищувати встановлені межі радіаційного впливу на персонал, населення та навколишнє природне середовище за нормальної експлуатації атомної станції, під час порушень нормальної експлуатації атомної станції, аварійних ситуацій та проєктних аварій, а також обмежувати, наскільки це практично можливо з урахуванням економічних і соціальних факторів, досягнутого рівня науки й техніки тощо, радіаційний вплив за розширених проєктних умов;

8) біологічний захист - фізичний бар’єр, призначений для зниження впливу від іонізуючих випромінювань;

9) блоковий щит управління - частина енергоблока атомної станції, що розташовується в спеціально передбачених проєктом атомної станції приміщеннях і призначена для централізованого управління технологічними процесами;

10) будівництво - повний комплекс діяльності щодо спорудження атомної станції;

11) важка аварія - аварія, під час якої відбувається важке пошкодження ядерного палива;

12) важке пошкодження ядерного палива - пошкодження, під час якого перевищена максимальна проєктна межа пошкодження тепловидільних елементів;

13) валідація - процес, спрямований на підтвердження об’єктивними доказами того, що кінцевий продукт (виріб або послуга) відповідає встановленим вимогам;

14) введення в експлуатацію - процес, під час якого системи, елементи і конструкції енергоблока атомної станції починають функціонувати і який передбачає передпускові налагоджувальні роботи, фізичний та енергетичний пуски, дослідно-промислову експлуатацію. Завершується процес прийманням атомної станції у промислову експлуатацію;

15) великий радіоактивний викид - викид радіоактивних речовин у випадку аварії, при якому необхідна реалізація довгострокових контрзаходів за межами майданчику атомної станції, які не можуть бути обмеженими територіально або в часі;

16) верифікація - процес визначення відповідності якості послуг або експлуатаційних параметрів виробу необхідним характеристикам за допомогою аналізу та надання об’єктивних доказів того, що результати, отримані на кожній стадії розроблення, відповідають установленим цілям і вимогам;

17) вихідна (початкова) подія - порушення роботи (відмова) системи (елемента, конструкції) атомної станції або помилка персоналу, а також зовнішні чи внутрішні впливи, які призводять до порушення нормальної експлуатації, або меж і/або умов безпечної експлуатації атомної станції. Вихідна (початкова) подія охоплює всі залежні відмови, які є її наслідком;

18) відмова, яка не виявляється - відмова системи (елемента, конструкції), яка не проявляється в момент свого виникнення під час експлуатації атомної станції і не виявляється передбаченими засобами контролю відповідно до процедур технічного обслуговування, випробувань та перевірок;

19) відмови із загальної причини - відмови систем, елементів і конструкцій, що виникають унаслідок однієї і тієї самої події чи причини, зокрема внаслідок помилки персоналу, недоліків проєкту атомної станції, виготовлення та технічного обслуговування, внутрішнього чи зовнішнього впливу;

20) внутрішні впливи - впливи, що виникають на атомній станції (енергоблоці атомної станції) унаслідок пожеж, затоплень, високоенергетичних впливів (ударні хвилі, літаючі предмети, хлестання трубопроводів, потоків рідини тощо) і змін параметрів середовища (тиску, температури, хімічної активності тощо);

21) внутрішня самозахищеність реакторної установки - властивість забезпечувати безпеку на основі природних зворотних зв’язків і процесів;

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

23) граничний аварійний викид - аварійний викид радіоактивних речовин у випадку аварії, за якого на межі санітарно-захисної зони атомної станції створюються умови, що вимагають евакуації населення відповідно до рівнів безумовної виправданості, згідно з нормами радіаційної безпеки;

24) детерміністичний аналіз безпеки - аналіз безпеки енергоблока за визначених експлуатаційних станів, вихідних (початкових) подій, аварійних умов і перебігу аварії, і співставлення його результатів з критеріями безпеки та/або проєктними межами;

25) діагностування - технічне спостереження за системами (елементами, конструкціями) з метою визначення можливості виконання передбачених проєктом функцій;

26) додаткові технічні засоби - системи, елементи і конструкції, призначені для запобігання важким аваріям та обмеження їх наслідків у розширених проєктних умовах;

27) досягнутий рівень науки й техніки - комплекс знань, отриманий в результаті наукових досліджень, технологічних, проєктних і конструкторських розробок, який підтверджений практичним досвідом застосування;

28) експлуатаційний персонал атомної станції - персонал, що здійснює експлуатацію атомної станції;

29) експлуатаційні межі - значення параметрів і характеристик стану систем (елементів, конструкцій) і атомної станції загалом, установлені проєктом для нормальної експлуатації;

30) експлуатаційні умови - встановлені проєктом атомної станції умови щодо кількості, характеристик, стану працездатності та технічного обслуговування систем (елементів, конструкцій), необхідних для роботи без порушення експлуатаційних меж;

31) експлуатація - діяльність, що спрямована на досягнення безпечним способом мети, для якої була побудована атомна станція, включно з роботою на потужності, пусками, зупиненнями, випробуваннями, технічним обслуговуванням, ремонтами, перевантаженням ядерного палива, інспектуванням під час експлуатації та іншою пов’язаною з цим діяльністю;

32) експлуатуюча організація - призначена державою юридична особа, яка здійснює діяльність, пов’язану з вибором майданчика, проєктуванням, будівництвом, введенням в експлуатацію, експлуатацією та зняттям з експлуатації атомних станцій;

33) елементи і конструкції - обладнання, прилади, трубопроводи, кабелі, будівельні конструкції та інші вироби, що забезпечують виконання заданих функцій самостійно або в складі систем;

34) енергетичний пуск - етап введення енергоблока атомної станції в експлуатацію, під час якого починається виробництво енергії та здійснюється перевірка роботи енергоблока атомної станції на визначених у проєкті рівнях потужності;

35) енергоблок атомної станції - частина атомної станції, що виконує функцію атомної станції у визначеному проєктом обсязі;

36) живучість - властивість щитів управління атомних станцій зберігати здатність виконувати необхідні функції з урахуванням можливих відмов та пошкоджень;

37) забезпечуючі системи (елементи, конструкції) безпеки - системи (елементи, конструкції) атомних станцій, призначені для забезпечення систем (елементів, конструкцій) безпеки енергією, робочим середовищем і створення умов для їх функціонування;

38) запас безпеки - різниця між значенням параметра (характеристики), за якого відбувається відмова системи, елемента, конструкції (невиконання системою, елементом, конструкцією заданих функцій), та фактичним значенням цього параметра (характеристики) або значенням, отриманим/врахованим в аналізі безпеки;

39) захисні системи (елементи, конструкції) безпеки - системи (елементи, конструкції) атомних станцій, призначені для запобігання або обмеження пошкоджень ядерного палива, обладнання і трубопроводів, які містять радіоактивні речовини;

40) зовнішні впливи - характерні для майданчика атомної станції впливи природного або техногенного походження;

41) зони аварійного планування - території навколо атомної станції, для яких передбачається запровадження термінових контрзаходів та інших заходів реагування відповідно до норм радіаційної безпеки;

42) зона спостереження - територія, на якій можливий вплив радіоактивних скидів і викидів атомних станцій та на якій здійснюється радіаційний контроль;

43) імовірнісний аналіз безпеки - аналіз безпеки атомної станції (енергоблока атомної станції), що виконується для аналізу імовірності виникнення, шляхів розвитку і кінцевих станів аварій, а також для визначення частоти пошкодження ядерного палива, граничного аварійного викиду та оцінки радіаційного впливу на населення;

44) інформаційна система - система, призначена для отримання, обробки, зберігання, відображення та/або реєстрації даних про технічний стан систем, елементів і конструкцій, їх властивості та/або функціонування;

45) канал системи - частина системи, що виконує в заданому проєктом обсязі функції системи;

46) кваліфікація обладнання - підтвердження того, що обладнання у межах строку експлуатації буде виконувати покладені функції з урахуванням характеристик середовища, в яких воно функціонує (включно з розширеними проєктними умовами);

47) кваліфікація персоналу - рівень професійної підготовленості персоналу атомної станції, який підтверджує здатність персоналу виконувати свої функції;

48) керуюча система - система, призначена для ініціювання роботи однієї чи декількох інших систем або технологічного устаткування та/або для безпосереднього управління ними;

49) керуючі системи (елементи) безпеки - системи (елементи), призначені для ініціювання спрацьовування систем безпеки, здійснення контролю та управління ними в процесі виконання заданих функцій;

50) кінцевий поглинач тепла - зовнішнє середовище, якому передається тепло енерговиділень, зокрема залишкових;

51) консервативний підхід - підхід, відповідно до якого для параметрів і характеристик систем, елементів і конструкцій атомних станцій приймаються значення та межі, які явно призводять до більш несприятливих результатів;

52) контур теплоносія реакторної установки (перший контур) - контур разом із системою компенсації тиску, призначений для забезпечення циркуляції теплоносія через активну зону в установлених проєктом атомної станції режимах і умовах експлуатації;

53) кризовий центр - об’єкт інфраструктури в системі аварійної готовності та реагування експлуатуючої організації, що містить комплекс спеціально обладнаних приміщень, устаткування, інформаційних та комутаційних систем і призначений для управління реагуванням на ядерні та радіаційні аварії, інші надзвичайні ситуації на майданчику атомної станції та у межах її санітарно-захисної зони, координації взаємодії із зовнішніми організаціями і забезпечення радіаційного захисту персоналу;

54) критерії безпеки - установлені в нормах та правилах з ядерної та радіаційної безпеки та/або в проєкті атомної станції показники та умови, дотримання яких є обов’язковими при обґрунтуванні та забезпеченні безпеки атомної станції;

55) культура безпеки - набір правил і особливостей діяльності організацій та окремих осіб, який встановлює, що проблемам безпеки атомних станцій як таким, що мають вищий пріоритет, приділяється увага, визначена їх значущістю;

56) локалізуючі системи (елементи, конструкції) безпеки - системи (елементи, конструкції), призначені для запобігання або обмеження розповсюдження іонізуючого випромінювання і радіоактивних речовин, за передбачені проєктом межі;

57) людський фактор - індивідуальні характеристики персоналу (психофізіологічний стан, кваліфікація та інші), які впливають на забезпечення ядерної та радіаційної безпеки (позитивно чи негативно);

58) межі безпечної експлуатації - установлені в проєкті атомної станції значення параметрів, що характеризують стан систем (елементів і конструкцій) і енергоблока загалом, порушення яких призводять до аварійних ситуацій та можуть призвести до аварії;

59) модифікація - будь-яка зміна затверджених в установленому порядку проєкту атомної станції та/або системи управління атомної станції, що проводиться на етапах життєвого циклу атомної станції "будівництво", "введення в експлуатацію", "експлуатація" з метою модернізації/реконструкції або іншою метою;

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

61) наслідки аварії - радіаційна обстановка, яка виникла внаслідок аварії та завдає шкоди за рахунок перевищення встановлених меж радіаційного впливу на персонал населення та навколишнє природне середовище;

62) незалежні системи (елементи, конструкції) - системи (елементи, конструкції) атомних станцій, для яких відмова однієї системи (елемента, конструкції) не призводить до відмови іншої системи (елемента, конструкції);

63) нормальна експлуатація - експлуатація атомних станцій у визначених проєктом експлуатаційних межах і умовах;

64) одинична відмова - незалежна від вихідної (початкової) події відмова, що призводить до втрати системою, елементом або конструкцією здатності виконувати встановлені функції безпеки, а також усі залежні відмови, що виникають унаслідок неї;

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

66) перевірки - контрольні процедури, призначені для підтвердження відповідності системи (елементів і конструкцій) проєктним характеристикам під час введення її в експлуатацію, після ремонту та періодично протягом строку служби;

67) передпускові налагоджувальні роботи - етап введення енергоблока атомної станції в експлуатацію, під час якого побудовані і змонтовані системи, елементи і конструкції приводяться до стану експлуатаційної готовності з перевіркою їх на відповідність параметрам і характеристикам, установленим у проєкті;

68) періодична переоцінка безпеки - оцінка безпеки енергоблока атомної станції, що виконується через установлені інтервали часу для врахування впливу старіння, проведених модифікацій, досвіду експлуатації, сучасних досягнень науки і техніки, зміни вимог норм та правил з ядерної та радіаційної безпеки і характеристик розташування майданчика атомної станції з метою підтвердження можливості продовження безпечної експлуатації енергоблока і визначення заходів з подальшого підвищення безпеки;

69) повне знеструмлення атомної станції (енергоблока атомної станції) - втрата електропостачання атомної станції (енергоблока атомної станції), яка супроводжується відмовою електроживлення споживачів змінного струму від систем аварійного електропостачання;

70) помилка персоналу - одинична ненавмисна неправильна дія або одиничний ненавмисний пропуск правильної дії під час управління обладнанням, технічного обслуговування, випробувань, модифікації, введення в експлуатацію та ремонту систем, елементів і конструкцій;

71) пороговий ефект - стрімке та непропорційне зниження безпеки атомної станції (енергоблока атомної станції) в разі незначної зміни параметрів, що характеризують стан атомної станції (енергоблока атомної станції);

72) порушення нормальної експлуатації атомної станції - подія в роботі атомної станції, під час якої сталося відхилення від установлених експлуатаційних меж і умов, яке не призвело до аварійної ситуації;

73) пошкодження тепловидільних елементів - порушення хоча б однієї з установлених в проєкті для тепловидільних елементів меж пошкодження;

74) практичне виключення - неможливість фізичної реалізації події або виникнення події є малоімовірним із високим ступенем впевненості, що підтверджується достовірними оцінками із аналізом невизначеностей;

75) принцип безпечної відмови - принцип, відповідно до якого відмова системи, важливої для безпеки, або елемента такої системи не перешкоджає виконанню функцій безпеки;

76) 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;

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

78) принцип різноманітності - застосування двох або більше систем (елементів і конструкцій), що виконують одну функцію і мають різні принципи дії, з метою зниження імовірності відмови із загальної причини;

79) принцип фізичного розділення та незалежності - застосування для систем (елементів і конструкцій) просторового розділення, включно з розділенням за допомогою фізичних бар’єрів, а також забезпечення електричної ізоляції, функціональної незалежності від інших каналів системи та незалежної передачі даних;

80) продовження строку експлуатації елементів і конструкцій - комплекс організаційно-технічних заходів, спрямованих на підтвердження можливості безпечної експлуатації на строк, що перевищує проєктний;

81) проєктна аварія - аварія, для якої проєктом атомної станції визначені вихідні (початкові) події і кінцеві стани та передбачені системи безпеки, що забезпечують з урахуванням принципу одиничної відмови системи (каналу системи) безпеки або однієї додаткової незалежної від вихідної (початкової) події помилки персоналу, обмеження її наслідків установленими межами;

82) проєктні межі - значення параметрів і характеристик стану систем (елементів і конструкцій) і атомної станції загалом, що встановлені в проєкті для нормальної експлуатації, порушень нормальної експлуатації та проєктних аварій;

83) проєктні основи - значення параметрів і характеристики вихідних (початкових) подій, які в явному вигляді враховані в проєкті конструкцій, систем, елементів і атомної станції загалом (з урахуванням модифікацій) відповідно до встановлених критеріїв, і за яких забезпечується неперевищення встановлених нормами і правилами з ядерної та радіаційної безпеки меж за умови проєктного функціонування систем безпеки;

84) радіаційна безпека - дотримання допустимих меж радіаційного впливу на персонал, населення та навколишнє природне середовище, установлених нормами та правилами з безпеки;

85) ранній радіоактивний викид - викид радіоактивних речовин у випадку аварії, при якому необхідна реалізація термінових контрзаходів за межами майданчику атомної станції, на виконання яких недостатньо часу;

86) реакторна установка - комплекс систем (елементів і конструкцій), призначений для перетворення ядерної енергії на теплову, що охоплює, як правило, реактор з усіма елементами першого контуру, аварійний захист та відповідні керуючі системи, а також системи перевантаження ядерного палива. Межі реакторної установки, а також систем аварійного охолодження встановлюються в проєкті атомної станції для кожного енергоблока;

87) резервний щит управління - частина енергоблока атомної станції, що розташовується у спеціально передбачених проєктом приміщеннях і призначена, на випадок відмови блокового щита управління, для надійного переведення реакторної установки в підкритичний розхолоджений стан, підтримання її в цьому стані, приведення в дію систем безпеки та отримання надійної інформації про стан реакторної установки;

88) ремонт - комплекс операцій з підтримання працездатного стану об’єкта та/або відновлення його ресурсу;

89) ризик-інформоване прийняття рішень - прийняття рішень з безпеки атомної станції з урахуванням оцінок ризику в доповнення до детерміністичних оцінок безпеки та досвіду експлуатації;

90) рівень аварійної готовності - визначений у встановленому порядку ступінь готовності персоналу, адміністрації атомної станції і посадових осіб експлуатуючої організації, центральних і місцевих органів виконавчої влади, органів місцевого самоврядування, інших органів, що залучаються, а також необхідних технічних засобів для забезпечення дій щодо захисту людей в разі аварії на атомній станції;

91) розширені проєктні умови - умови, які спричинені вихідними (початковими) подіями, не розглянутими в складі проєктної аварії, зокрема очікувана імовірність виникнення яких є меншою ніж та, яка враховується для проєктних аварій, або перебіг (розвиток) яких супроводжується додатковими порівняно з проєктними аваріями відмовами систем безпеки або помилками персоналу. Розширені проєктні умови поділяються на дві категорії: категорія А, до якої належать розширені проєктні умови без важкого пошкодження ядерного палива і категорія Б, до якої належать аварії з важким пошкодженням ядерного палива (важкі аварії);

92) санітарно-захисна зона - територія навколо атомної станції, на якій рівень опромінення людей в умовах нормальної експлуатації може перевищувати квоту ліміту дози для населення;

93) система герметичного огородження - елементи, конструкції та пристрої, які обмежують зону локалізації аварії;

94) система фізичного захисту ядерних установок, ядерних матеріалів, радіоактивних відходів, інших джерел іонізуючого випромінювання - сукупність організаційно-правових та інженерно-технічних заходів, що здійснюються з метою створення умов, спрямованих на мінімізацію можливості вчинення диверсії, крадіжки або будь-якого іншого неправомірного вилучення радіоактивних матеріалів та зміцнення режиму нерозповсюдження ядерної зброї;

95) система управління діяльністю - документація атомної станції та практика керування ресурсами (людськими, матеріально-речовими, фінансовими, інформаційними, природними). Система управління діяльністю складається з елементів керування: процесів, функцій, проєктів та робіт;

96) системи (елементи, конструкції) безпеки - системи (елементи, конструкції), призначені для виконання функцій безпеки;

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

98) системи (елементи, конструкції) нормальної експлуатації - системи (елементи, конструкції), призначені для здійснення нормальної експлуатації;

99) старіння - процес погіршення з часом характеристик систем (елементів і конструкцій);

100) строк експлуатації - час, установлений в проєкті атомної станції, протягом якого енергоблок атомної станції використовується для потреб, передбачених цим проєктом;

101) технічне обслуговування - комплекс операцій з контролю і підтримання працездатного стану систем (елементів і конструкцій);

102) теча перед руйнуванням (концепція) - сукупність технічних і організаційних заходів, які дозволяють забезпечити своєчасне виявлення в трубопроводі критичної тріщини та перевести реакторну установку в безпечний стан до його руйнування;

103) умови безпечної експлуатації - установлені в проєктній і експлуатаційній документації умови щодо кількості, характеристик, стану працездатності, правил технічного обслуговування та ремонту систем (елементів і конструкцій), важливих для безпеки, за яких забезпечується дотримання меж безпечної експлуатації енергоблока атомної станції;

104) управління аварією - дії, спрямовані на запобігання переростання проєктних аварій в події, які визначаються розширеними проєктними умовами, обмеження наслідків аварій (включно з важкими аваріями), а також дії, спрямовані на повернення атомної станції в контрольований стан. Для цих цілей використовуються будь-які наявні технічні засоби, призначені для нормальної експлуатації та забезпечення безпеки в разі проєктних аварій, а також додаткові технічні засоби;

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

106) фізичний бар’єр - фізична перешкода, яка запобігає поширенню радіоактивних речовин і/або забезпечує захист від іонізуючого випромінювання;

107) фізичний пуск - етап введення в експлуатацію енергоблока атомної станції, що охоплює завантаження реактора ядерним паливом, досягнення критичного стану та виконання необхідних фізичних експериментів на рівні потужності, відповідно до якого тепловідведення від активної зони здійснюється через природні процеси;

108) функція безпеки - конкретна мета, яка повинна бути досягнута для забезпечення безпеки;

109) ядерна аварія - аварія, пов’язана з пошкодженням тепловидільних елементів, яке перевищує встановлені межі безпечної експлуатації, яка викликана ядерно-фізичними процесами внаслідок: порушення контролю і управління ланцюговою реакцією поділу в активній зоні; утворення критичної маси під час перевантаження, транспортування і зберігання тепловидільних елементів; порушення тепловідведення від тепловидільних елементів.

Інші терміни вживаються у значеннях, наведених у Законах України "Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку", "Про дозвільну діяльність у сфері використання ядерної енергії", Державних гігієнічних нормативах "Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97)", затверджених наказом Міністерства охорони здоров’я України від 14 липня 1997 року № 208, введених у дію постановою Головного державного санітарного лікаря України від 01 грудня 1997 року № 62, Основних санітарних правилах забезпечення радіаційної безпеки України, затверджених наказом Міністерства охорони здоров’я України від 02 лютого 2005 року № 54, зареєстрованих у Міністерстві юстиції України 20 травня 2005 року за № 552/10832, Загальних положеннях безпеки при поводженні з радіоактивними відходами до їх захоронення, затверджених наказом Державної інспекції ядерного регулювання України від 01 серпня 2017 року № 279, зареєстрованих в Міністерстві юстиції України 22 серпня 2017 року за № 1045/30913, Загальних положеннях безпеки зняття з експлуатації ядерних установок, затверджених наказом Державної інспекції ядерного регулювання України від 28 жовтня 2020 року № 440, зареєстрованих в Міністерстві юстиції України 30 грудня 2020 року за № 1311/35594.

10. У цих Загальних положеннях вживаються такі скорочення:

АС - атомна станція;

БВ - басейн витримки ядерного палива;

БЩУ - блоковий щит управління;

ВА - важка аварія;

ДІВ - джерело іонізуючого випромінювання;

ДСЕ - довгострокова експлуатація;

ЕО - експлуатуюча організація;

ЗАБ - звіт з аналізу безпеки;

ЗППБ - звіт з періодичної переоцінки безпеки;

ІЛА - інструкція з ліквідації аварії;

НТЦ - навчально-тренувальний центр;

ПА - проєктна аварія;

ПУС - програма управління старінням;

РАВ - радіоактивні відходи;

РПУ - розширені проєктні умови;

РУ - реакторна установка;

РЩУ - резервний щит управління;

твел - тепловидільний елемент;

ЯМ - ядерний матеріал;

ЯП - ядерне паливо;

ЯРБ - ядерна та радіаційна безпека;

ЯУ - ядерна установка.

1. Базовою метою безпеки АС є захист персоналу, населення та навколишнього природного середовища від неприпустимого радіаційного впливу під час введення в експлуатацію, експлуатації і зняття з експлуатації АС.

2. Базова мета безпеки АС досягається за допомогою реалізації радіологічної та технічної мети безпеки.

3. Радіологічна мета безпеки - забезпечення неперевищення встановлених у нормах радіаційної безпеки меж радіаційного впливу на персонал, населення та навколишнє природне середовище під час нормальної експлуатації, порушень нормальної експлуатації і ПА, а також обмеження радіаційного впливу в РПУ. Водночас забезпечується, щоб указаний радіаційний вплив перебував на мінімально можливому рівні з урахуванням економічних і соціальних факторів, досягнутого рівня науки і техніки.

4. Технічна мета безпеки - реалізація технічних і організаційних заходів, спрямованих на запобігання аваріям на АС і обмеження їх наслідків відповідно до радіологічної мети. Необхідно прагнути до того, щоб частота виникнення ВА була найменшою та відповідала вимогам, що наведені в розділі III цих Загальних положень.

1. ЕО в своїй діяльності керується політикою у сфері безпеки АС.

2. Політика у сфері безпеки АС формується з урахуванням рекомендацій Міжнародного агентства з атомної енергії та базується на таких принципах:

забезпечення постійного підвищення безпеки;

пріоритет виконання вимог безпеки над економічними, технічними, науковими та іншими цілями;

забезпечення постійного та систематичного контролю за дотриманням вимог безпеки;

забезпечення планування, управління та нагляду за діяльністю, що впливає на безпеку, в нормальних, перехідних та аварійних умовах;

формування та підтримка культури безпеки та культури захищеності;

встановлення особистої відповідальності найвищого керівництва за пріоритетне виділення ресурсів, необхідних для виконання вимог безпеки;

запобігання вчиненню порушень вимог безпеки за допомогою постійного аналізу своєї діяльності та впровадження коригувальних і запобіжних заходів.

3. ЕО відображає політику у сфері безпеки АС у відповідних документах і публікує заяву про політику у сфері безпеки АС в медіа.

4. Про результати діяльності ЕО звітує перед органом державного регулювання ЯРБ у встановленому порядку.

5. ЕО доводить до відома персоналу АС і постачальників, діяльність яких може вплинути на безпеку АС, політику у сфері безпеки АС та впроваджує заходи із забезпечення ними розуміння цієї політики.

6. ЕО забезпечує зв’язок з громадськістю, зокрема регулярно інформує її про стан безпеки АС і про діяльність, що спрямована на підвищення безпеки АС.

1. АС відповідає вимогам безпеки, якщо в результаті реалізації прийнятих у проєкті АС технічних і організаційних заходів досягнута базова мета безпеки.

2. Критеріями безпеки для енергоблоків АС, щодо яких ліцензію на право здійснення діяльності на етапі життєвого циклу "експлуатація ядерної установки" було видано до набрання чинності наказом Державної інспекції ядерного регулювання України від 04 березня 2024 року № 195, є:

неперевищення значення частоти важкого пошкодження ЯП в активній зоні, розрахованого для повного спектру вихідних подій в усіх експлуатаційних станах енергоблока, 1x 10-4 на реактор за рік. Необхідно прагнути того, щоб значення частоти такого пошкодження ЯП не перевищувало 1x 10-5 на реактор за рік;

неперевищення значення інтегральної частоти граничного аварійного викиду радіоактивних речовин у навколишнє природне середовище 1x 10-5 на енергоблок за рік. Необхідно прагнути того, щоб значення частоти такого аварійного викиду не перевищувало 1x 10-6 на енергоблок за рік.

3. Критеріями безпеки для енергоблоків АС, щодо яких ліцензію на право здійснення діяльності на етапі життєвого циклу "будівництво та введення в експлуатацію ядерної установки" не було видано до набрання чинності наказом Державної інспекції ядерного регулювання України від 04 березня 2024 року № 195, є:

неперевищення значення частоти важкого пошкодження ЯП в активній зоні, розрахованого для повного спектру вихідних подій в усіх експлуатаційних станах енергоблока, 1x 10-6 на реактор за рік;

неперевищення значення інтегральної частоти граничного аварійного викиду радіоактивних речовин у навколишнє природне середовище 1x 10-7 на енергоблок за рік.

4. На всіх етапах життєвого циклу АС ЕО вживає заходи для запобігання аваріям, зменшення їх наслідків та, в разі виникнення аварій, практичного виключення раннього радіоактивного викиду та великого радіоактивного викиду.

Захисні контрзаходи та дозові критерії їх застосування встановлюються відповідно до норм радіаційної безпеки.

5. Ліміти доз опромінення персоналу і населення, рівні викидів і скидів радіоактивних речовин у навколишнє природне середовище під час нормальної експлуатації, порушень нормальної експлуатації та у випадках проєктних аварій встановлюються відповідно до норм радіаційної безпеки.

6. Радіаційний вплив за РПУ без важкого пошкодження ЯП (РПУ категорії А) не перевищує радіаційний вплив у разі ПА.

7. Радіаційний вплив за РПУ з важким пошкодженням ЯП (РПУ категорії Б) обмежується за величиною та часом для забезпечення можливості своєчасної реалізації термінових контрзаходів, а також запобігання радіоактивному забрудненню території за межами майданчику АС, що вимагає реалізації довгострокових контрзаходів.

8. Для енергоблоків АС, щодо яких ліцензію на право здійснення діяльності на етапі життєвого циклу "експлуатація ядерної установки" видано до набрання чинності наказом Державної інспекції ядерного регулювання України від 04 березня 2024 року № 195, вимоги щодо обмеження радіаційного впливу за РПУ категорії Б застосовуються як цілі для своєчасної розробки та впровадження практично досяжних заходів з підвищення безпеки, зокрема, в межах періодичних переоцінок безпеки енергоблоків АС.

1. Принципи безпеки АС поділяються на фундаментальні та загальні організаційно-технічні принципи безпеки АС.

2. До фундаментальних принципів безпеки АС належать:

культура безпеки;

відповідальність ЕО;

стратегія глибокоешелонованого захисту;

державне регулювання безпеки.

3. До загальних організаційно-технічних принципів безпеки АС належать:

апробована інженерно-технічна практика;

лідерство та управління діяльністю;

самооцінка безпеки АС;

аналіз безпеки АС;

відомчий нагляд;

партнерські перевірки;

урахування людського фактора;

забезпечення радіаційної безпеки;

урахування досвіду експлуатації;

науково-технічна підтримка.

4. Деталізація та конкретизація зазначених вище принципів і вимог, що випливають з них, здійснюється в нормах та правилах з ЯРБ.

1. Юридичні та фізичні особи, що здійснюють діяльність у сфері використання ядерної енергії та радіаційної безпеки, а також орган державного регулювання ЯРБ, у своїй діяльності дотримуються культури безпеки.

2. Дотримання культури безпеки здійснюється за допомогою:

встановлення пріоритету безпеки над економічними та виробничими цілями;

підбору, навчання і підвищення кваліфікації керівників і персоналу ЕО, АС, органу державного регулювання ЯРБ, а також виробників обладнання і постачальників послуг;

дотримання дисципліни за чіткого розподілу повноважень і особистої відповідальності керівників і безпосередніх виконавців;

дотримання вимог виробничих інструкцій і технологічних регламентів безпечної експлуатації, їх постійного вдосконалення на підставі досвіду, що накопичується, та результатів науково-технічних досліджень;

установлення керівниками всіх рівнів атмосфери довіри і таких підходів до колективної роботи, які сприяють зміцненню позитивного ставлення до безпеки;

розуміння кожним працівником впливу його діяльності на безпеку та наслідків, до яких може призвести недотримання або неякісне виконання вимог норм та правил з ЯРБ, виробничих і посадових інструкцій, технологічного регламенту безпечної експлуатації;

самоконтролю працівниками своєї діяльності, яка впливає на безпеку; розуміння кожним працівником недопустимості приховування помилок;

необхідності виявлення та усунення їх причин, постійного самовдосконалення, вивчення та впровадження передового досвіду, зокрема міжнародного;

установлення такої системи мотивації працівників за результатами виробничої діяльності, яка спонукає до відкритості їх дій і не сприяє приховуванню помилок у їх роботі.

3. ЕО та кожною АС розробляється і реалізується програма конкретних дій, спрямованих на становлення і розвиток культури безпеки. Така програма охоплює три рівні:

технічна політика керівництва у сфері безпеки;

відповідальність та обов’язки керівництва щодо забезпечення безпеки АС;

відповідальність та обов’язки кожного працівника щодо забезпечення безпеки АС.

1. ЕО несе всю повноту відповідальності за радіаційний і фізичний захист та безпеку АС незалежно від діяльності та відповідальності постачальників і органів державного регулювання відповідно до статті 32 Закону України "Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку".

2. ЕО здійснює єдину технічну політику, спрямовану на постійний контроль і аналіз стану безпеки АС, розроблення і реалізацію заходів щодо її підвищення, а також накопичення та узагальнення досвіду експлуатації.

3. ЕО проводить моніторинг і здійснює постійний аналіз безпеки діючих енергоблоків. У разі потреби ЕО розробляє та реалізовує проєкти їх модифікацій з метою підвищення безпеки.

4. ЕО повинна мати достатні фінансові і матеріальні ресурси для виконання покладених на неї функцій.

5. ЕО забезпечує набір і підготовку достатньої та необхідної кількості керівників і фахівців, кваліфікація яких забезпечує виконання функцій, покладених на ЕО.

6. ЕО призначає в установленому порядку адміністрацію АС та її керівників, визначає їх кваліфікацію, повноваження та обов’язки.

7. ЕО здійснює заходи для підтвердження достатності кількості та кваліфікації персоналу постачальників, діяльність яких може вплинути на безпеку АС, для виконання покладених на них зобов’язань.

1. Безпека АС забезпечується за допомогою послідовної реалізації стратегії глибокоешелонованого захисту, яка базується на застосуванні:

системи фізичних бар’єрів на шляху поширення іонізуючого випромінювання і радіоактивних речовин у навколишнє природне середовище;

системи технічних та організаційних заходів щодо захисту фізичних бар’єрів і збереження їх ефективності з метою захисту персоналу, населення та навколишнього природного середовища.

2. Система послідовних фізичних бар’єрів охоплює:

паливну матрицю;

оболонку твела;

межу контуру теплоносія РУ;

герметичне огородження РУ;

біологічний захист.

3. За нормальної експлуатації всі зазначені бар’єри та необхідні технічні засоби їх контролю і захисту є працездатними і перебувають у стані, в якому вони здатні виконувати покладені на них функції. В разі порушення цієї умови енергоблок переводиться в безпечний стан відповідно до вимог експлуатаційної документації та реалізуються заходи з відновлення його подальшої експлуатації.

4. Основними цілями реалізації стратегії глибокоешелонованого захисту є своєчасне виявлення і усунення факторів, які призводять до порушень нормальної експлуатації, виникнення аварійних ситуацій, а також запобігання їх переростанню в аварії, обмеження і ліквідація наслідків аварій.

5. Система технічних та організаційних заходів щодо захисту фізичних бар’єрів і збереження їх ефективності реалізується на п’яти рівнях.

Рівень 1. Запобігання порушенням нормальної експлуатації.

Основними засобами досягнення зазначеної мети є:

вибір майданчика для розміщення АС відповідно до вимог норм та правил з ЯРБ;

розроблення проєкту АС на основі консервативного підходу з максимальним використанням властивостей внутрішньої самозахищеності РУ та запобіганням виникнення порогового ефекту;

забезпечення необхідної якості систем, елементів і конструкцій АС, робіт з її будівництва, експлуатації та модифікації;

наявність автоматичних технічних засобів, які запобігають порушенню меж і умов нормальної експлуатації;

експлуатація АС відповідно до вимог норм та правил з ЯРБ, технологічних регламентів безпечної експлуатації та інструкцій з експлуатації;

підтримка в робочому стані систем, елементів і конструкцій, важливих для безпеки, за допомогою своєчасного виявлення дефектів і вжиття профілактичних заходів проти їх виникнення, заміни систем, елементів, конструкцій, які відпрацювали свій ресурс, організації ефективно діючої системи контролю систем, елементів і конструкцій, їх технічного обслуговування, ремонту і модифікації, документування даних та результатів зазначених робіт;

підбір, підготовка персоналу та забезпечення необхідного рівня його кваліфікації;

формування та розвиток культури безпеки.

Рівень 2. Забезпечення безпеки під час порушень нормальної експлуатації та запобігання аварійним ситуаціям.

Основними засобами досягнення зазначеної мети є:

своєчасне виявлення та усунення відхилень від нормальної експлуатації;

наявність автоматично діючих захистів і блокувань, які запобігають переростанню порушень нормальної експлуатації в аварійні ситуації;

наявність і застосування інструкцій і технологічних регламентів безпечної експлуатації, їх постійне удосконалення з урахуванням досвіду, що накопичується і нових науково-технічних даних;

тренування персоналу щодо дій у випадку порушень нормальної експлуатації.

Рівень 3. Управління ПА та РПУ (категорія А).

Рівень 3а. Запобігання і ліквідація ПА.

Основними засобами досягнення зазначеної мети є:

наявність і використання систем безпеки, а також систем нормальної експлуатації, які можуть виконати необхідні функції в умовах проєктних аварій, ліквідації наслідків ПА і запобігання переростанню в РПУ;

наявність і застосування ІЛА;

тренування персоналу на повномасштабних тренажерах щодо дій у випадку аварій.

Рівень 3б. Управління РПУ (категорія А).

Основними засобами досягнення зазначеної мети є:

наявність і використання додаткових технічних засобів, систем безпеки, а також інших систем (елементів), включно із системами нормальної експлуатації, які можуть виконати необхідні функції в аварійних умовах, для управління РПУ (категорія А), обмеження їх наслідків та запобігання важкому пошкодженню ЯП;

наявність і застосування ІЛА;

тренування персоналу на повномасштабних тренажерах щодо дій у випадку аварій.

Рівень 4. Управління та пом’якшення наслідків ВА (РПУ категорія Б).

Основними засобами досягнення зазначеної мети є:

наявність і використання додаткових технічних засобів, систем безпеки, а також інших систем (елементів), включно із системами нормальної експлуатації, які можуть виконати необхідні функції в аварійних умовах, для управління ВА, пом’якшення її радіаційних наслідків та повернення АС у контрольований стан;

наявність і застосування керівництв з управління ВА з метою запобігання виходу розплаву активної зони з корпусу реактора або охолодження пошкодженого ЯП за межами корпусу реактора, запобігання порушенню цілісності герметичного огородження, для обмеження радіаційного впливу на персонал, населення та навколишнє природне середовище;

тренування персоналу з управління ВА.

Рівень 5. Аварійна готовність і реагування.

Основними засобами досягнення зазначеної мети є:

установлення навколо АС санітарно-захисної зони і зони спостереження, а також визначення зон аварійного планування;

наявність та підтримка в актуальному стані аварійних планів АС, планів аварійного реагування ЕО;

перевірка ефективності аварійних планів АС та планів аварійного реагування ЕО і готовності до їх реалізації під час протиаварійних тренувань і навчань, а також узгодженості з планом реагування на надзвичайні ситуації територіальних і функціональних підсистем єдиної державної системи цивільного захисту;

наявність і підтримка інфраструктури реагування, що містить кризові центри, центри технічної підтримки оперативного персоналу, протирадіаційні укриття, шляхи евакуації з облаштованими майданчиками радіаційного моніторингу та дезактивації автотранспорту і персоналу, засоби і системи аварійного та післяаварійного моніторингу, зв’язку, резервного енергозабезпечення тощо.

6. Забезпечується, на скільки це практично можливо, незалежність між рівнями глибокоешелонованого захисту. Достатність прийнятих заходів обґрунтовується в ЗАБ.

7. Стратегія глибокоешелонованого захисту реалізується на всіх етапах життєвого циклу АС. Пріоритетною є стратегія запобігання вихідним (початковим) подіям, зокрема для першого та другого рівнів. Необхідно прагнути щоб перший або щонайбільше другий рівень глибокоешелонованого захисту були здатні запобігти переростанню порушень нормальної експлуатації в аварійну ситуацію, або аварію.

1. Державне регулювання безпеки АС здійснює орган державного регулювання ЯРБ відповідно до Закону України "Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку".

2. Орган державного регулювання ЯРБ встановлює нормативні критерії і вимоги щодо безпеки АС, видає документи дозвільного характеру на окремих етапах життєвого циклу ЯУ, здійснює державний нагляд за дотриманням законодавства, умов документів дозвільного характеру, норм та правил з ЯРБ, вимог фізичного захисту ЯУ, ЯМ, РАВ, інших ДІВ, обліку та контролю ЯМ, РАВ та інших ДІВ, включно з примусовими заходами.

1. Конструкції, системи та елементи, важливі для безпеки, проєктуються відповідно до національних і міжнародних норм та правил з ЯРБ, із урахуванням нових науково-технічних досліджень та досягнутого рівня науки і техніки.

2. У разі необхідності використання міжнародних та/чи іноземних нормативних документів та стандартів для проєктування конструкцій, систем та елементів, важливих для безпеки, їх виготовлення, під час будівництва, введення в експлуатацію, експлуатації, зняття з експлуатації енергоблоків, ремонту та модифікації конструкцій, систем та елементів, перелік та застосовність цих нормативних документів та стандартів визначає та обґрунтовує ЕО та погоджує з органом державного регулювання ЯРБ безпеки до початку їх використання.

3. Під час проєктування конструкцій, систем та елементів, важливих для безпеки, надається перевага використанню апробованих технічних рішень, що підтверджуються досвідом експлуатації.

4. У разі впровадження новітніх технічних рішень чи технологій, які не мають підтвердження відповідним досвідом експлуатації, безпека цих рішень чи технологій обґрунтовується відповідними дослідницькими/ експериментальними програмами та випробуваннями та якістю виготовлення конструкцій, систем та елементів згідно цих новітніх технічних рішень чи технологій.

1. Усі види діяльності, які впливають на безпеку АС на етапах її життєвого циклу, є об’єктами системи управління діяльністю.

2. ЕО розробляє та впроваджує систему управління діяльністю і здійснює оцінку системи управління діяльністю постачальників відповідно до встановлених нормативних вимог.

3. Конструкторські, проєктні, будівельні, ремонтні, монтажні, налагоджувальні організації, організації науково-технічної підтримки, заводи-виробники обладнання і організації, що надають послуги для АС, розробляють і реалізують системи управління діяльністю зі своїх видів діяльності.

4. Персонал ЕО та персонал вказаних організацій усвідомлює ті наслідки, до яких може призвести недотримання або неналежне виконання інструкцій, норм і правил з ЯРБ.

5. ЕО на всіх організаційних рівнях забезпечує здійснення керівниками ефективного лідерства в цілях безпеки. Вище керівництво ЕО забезпечує, щоб рішення, прийняті на всіх рівнях, враховували пріоритети та відповідальність щодо безпеки.

6. Вимоги до змісту та встановлення конкретних цілей системи управління діяльністю на всіх етапах життєвого циклу АС і для різних видів діяльності встановлюються окремими нормами та правилами з ЯРБ.

7. ЕО забезпечує контроль якості товарів, що їй поставляються, робіт і послуг, що виконуються.

8. Керівники всіх рівнів розвивають компетенції лідерства в інтересах безпеки, демонструють прихильність безпеці та розвивають культуру безпеки, пропагують цінності та очікування щодо безпеки своїми рішеннями, заявами та діями.

1. ЕО проводить роботу щодо самооцінки безпеки АС. Метою цієї діяльності є постійний аналіз поточного рівня безпеки кожного енергоблока, виявлення й усунення недоліків його проєкту, реалізація заходів з підвищення безпеки.

2. Методики проведення самооцінки розробляються ЕО.

3. ЕО забезпечує проведення аналізу виявлених за результатами самооцінки недоліків, розробку відповідних заходів, направлених на їх усунення, а також проведення оцінки ефективності їх впровадження.

4. Результати самооцінки та заходи відображаються в щорічних (квартальних) звітах.

1. ЕО здійснює комплексні обґрунтування безпеки енергоблоків і оформлює їх результати у вигляді ЗАБ та ЗППБ.

2. Особлива увага приділяється аналізу функціональної достатності і надійності систем, елементів і конструкцій, впливу зовнішніх і внутрішніх подій, відмов обладнання та помилок персоналу на безпеку, достатності і ефективності технічних та організаційних заходів, що спрямовані на запобігання і ліквідацію ПА і обмеження наслідків РПУ. Достатність цих заходів обґрунтовується в ЗАБ.

3. Аналіз безпеки охоплює також розгляд РПУ з метою підвищення безпеки АС за допомогою розроблення рекомендацій щодо технічних і організаційних заходів, спрямованих на запобігання РПУ та мінімізацію, наскільки це практично можливо, їх негативного впливу на людей та навколишнє природне середовище.

4. Методологія аналізів базується як на детерміністичних, так і на імовірнісних підходах. Під час виконання таких аналізів використовуються верифіковані та валідовані програмні засоби та розрахункові моделі. Методологія аналізів безпеки удосконалюється на підставі новітніх науково-технічних даних.

5. Аналіз безпеки нормальної експлуатації, порушень нормальної експлуатації та ПА:

виконується із застосуванням обґрунтованих методів та консервативного підходу, і враховує невизначеності та їх вплив на результати за допомогою застосування консервативних припущень, врахування коефіцієнтів запасу або проведення кількісного аналізу чутливості та/або невизначеності;

надає підтвердження, що під час визначення проєктних основ враховані достатні запаси безпеки та охоплені всі вихідні події, що призводять до порушень нормальної експлуатації, аварійних ситуацій та ПА;

документується в обсязі, достатньому для перевірки.

6. Аналіз безпеки РПУ:

виконується із застосуванням обґрунтованих методів та реалістичного підходу;

враховує невизначеності та їх вплив на результат;

визначає практично можливі заходи для запобігання важкому пошкодженню ЯП (РПУ категорія А) та пом’якшення наслідків ВА (РПУ категорія Б);

оцінює потенційні радіаційні наслідки на майданчику та за межами майданчику АС в результаті РПУ;

демонструє наявність достатніх запасів безпеки для запобігання виникненню порогового ефекту;

враховує наявні засоби управління аваріями та можливість їх застосування в умовах, що супроводжують РПУ;

враховує результати та висновки імовірнісного аналізу безпеки;

визначає контрольований кінцевий стан енергоблока АС в результаті РПУ;

документується в обсязі, достатньому для перевірки.

7. Для АС, на майданчику яких розташовано декілька ЯУ (включно зі сховищами відпрацьованого ЯП), враховується можливість впливу вихідної (початкової) події на всі ЯУ або на декілька ЯУ, що розташовані на майданчику АС, потенційний взаємний вплив таких ЯУ в разі виникнення вихідної (початкової) події на одній або декількох ЯУ майданчику АС, а також потенційний вплив наслідків аварії на іншому майданчику, якщо такий вплив не унеможливлюється умовами розташування АС та/або іншими факторами.

8. Під час проєктування енергоблока АС розробляється попередній ЗАБ, у якому обґрунтовується ЯРБ рішень, прийнятих у проєкті енергоблока АС, який є одним із документів, необхідних для отримання ліцензії на право здійснення діяльності на етапі життєвого циклу "будівництво та введення в експлуатацію ядерної установки". За результатами будівельно-монтажних робіт, пусконалагоджувальних випробувань і дослідно-промислової експлуатації розробляється остаточний ЗАБ, який є документом, необхідним для отримання ліцензії на право здійснення діяльності на етапі життєвого циклу "експлуатація ядерної установки".

9. У ЗАБ визначається та обґрунтовується кількісна величина та склад граничного викиду.

10. ЕО періодично (не рідше ніж раз у 10 років після початку експлуатації), або на вимогу органу державного регулювання ЯРБ, здійснює переоцінку безпеки енергоблока. Обсяг і повнота переоцінки, а також фактори безпеки, що оцінюються, визначаються у відповідному нормативному документі. За результатами переоцінки розробляється ЗППБ. У разі виявлення під час проведення аналізів невідповідностей вимогам безпеки ЕО здійснює необхідні коригуючі дії і обґрунтовує можливість подальшої безпечної експлуатації енергоблока АС.

11. ЕО здійснює перевірку актуальності проєктних основ із урахуванням досвіду експлуатації, реалізованих модифікацій, новітніх науково-технічних даних, змін умов майданчику розміщення АС. Визначається необхідність оновлення проєктних основ та реалізації додаткових заходів.

12. Імовірнісний аналіз безпеки, який відповідає вимогам норм та правил з ЯРБ, може бути використаний з метою впровадження ризик-інформованого прийняття рішень як у діяльності ЕО, так і органу державного регулювання ЯРБ.

1. ЕО створює систему відомчого нагляду.

2. У структурі ЕО передбачаються структурні підрозділи відомчого нагляду. Вони здійснюють контроль за експлуатацією АС, розробляють та реалізують програми і методологію відповідних перевірок, виявляють недоліки і негативні тенденції та контролюють виконання заходів з їх усунення.

1. ЕО забезпечує здійснення періодичних партнерських перевірок стану безпеки АС або окремих енергоблоків у межах:

періодичних перевірок силами спеціалістів інших АС за затвердженою ЕО методологією;

періодичних перевірок представників АС інших країн, з якими існують договори про співробітництво;

перевірок спеціалізованих міжнародних організацій.

2. Результати зазначених перевірок аналізуються та в разі потреби розробляються відповідні програми реалізації заходів з усунення виявлених недоліків та впровадження "гарних практик".

1. Під час проєктування АС та розроблення експлуатаційних і протиаварійних процедур ураховуються можливі помилки оперативного персоналу, а також персоналу, який здійснює технічне обслуговування і ремонт.

2. З метою запобігання і пом’якшення наслідків помилок персоналу застосовуються такі організаційні та технічні заходи:

підбір і якісна підготовка персоналу, а також постійне підтримання та підвищення його кваліфікації;

аналіз і усунення недоліків у роботі та підготовці персоналу;

оптимальне використання засобів автоматизації управління технологічними процесами;

використання засобів діагностування (контролю технічного стану), передачі діагностичних повідомлень і надання інформації про стан систем, елементів і конструкцій, важливих для безпеки;

побудова центральних, блокових і місцевих щитів управління з урахуванням взаємодії "людина-машина";

використання технічних і програмних засобів, які виявляють і блокують помилки персоналу;

використання надійної і якісної системи зв’язку центрального щита управління та БЩУ з місцевими щитами і постами;

постійне удосконалення виробничих і посадових інструкцій, технічних регламентів, ІЛА, керівництва з управління ВА, методів і технічних засобів контролю стану систем, елементів і конструкцій, важливих для безпеки;

здійснення відомчого нагляду;

здійснення медичного контролю за станом здоров’я персоналу;

дотримання та постійне підвищення культури безпеки.

1. Радіаційна безпека забезпечується через дотримання меж і умов безпечної експлуатації АС і реалізацію комплексу технічних і організаційних заходів, спрямованих на виконання вимог санітарних правил і норм радіаційної безпеки.

2. На всіх етапах життєвого циклу АС повинна задовольняти вимогам санітарних правил і норм радіаційної безпеки.

3. Проєктом АС обґрунтовуються розміри санітарно-захисної зони та зони спостереження.

4. Проєктом АС передбачається контроль за радіаційною обстановкою в приміщеннях, на території АС, у санітарно-захисній зоні й зоні спостереження та здійснення радіаційного моніторингу за станом навколишнього природного середовища.

5. Кожна АС оснащується автоматизованою системою радіаційного контролю за станом території АС, санітарно-захисної зони й зони спостереження. Обсяг контролю та працездатність цієї системи обґрунтовується як для режимів нормальної експлуатації, так і для аварій. Контролю підлягають скиди та викиди радіоактивних речовин у навколишнє природне середовище.

6. На кожній АС передбачається система індивідуального дозиметричного контролю, яка фіксує накопичені дози опромінення кожного працівника, що відвідує зону суворого режиму та працює з ДІВ, включно з відрядженими працівниками. Ця інформація зберігається згідно з вимогами норм та правил з ЯРБ. Передбачаються заходи проти несанкціонованого втручання в систему збереження результатів індивідуального дозиметричного контролю.

7. Будь-які роботи в приміщеннях і зонах з радіаційною небезпекою виконуються на підставі дозиметричних нарядів і допусків. Роботи виконуються за наявності дозиметричного контролю персоналу, який здійснюється за допомогою стаціонарних систем і/або переносних радіометричних і дозиметричних засобів вимірювання, а також за обов’язкової наявності в кожного працівника індивідуальних дозиметрів.

8. Адміністрація АС розробляє регламент радіаційного контролю на АС, в санітарно захисній зоні та зоні спостереження, який затверджується ЕО та погоджується органом державного регулювання ЯРБ.

9. В ЕО і на кожній АС розробляються програми підвищення радіаційної безпеки, включно з удосконаленням радіаційного захисту, спрямовані на оптимізацію індивідуальних і колективних доз опромінення персоналу з метою їх підтримання на розумно досяжному рівні.

10. ЕО та кожна АС проводять аналіз радіоактивних викидів і скидів для підтвердження того, що радіаційний вплив і дози опромінення, які отримує населення, не перевищують нормативних меж і підтримуються на розумно досяжному низькому рівні.

11. Адміністрація АС забезпечує реалізацію ефективної системи обліку та контролю кількості, переміщення і зберігання свіжого і відпрацьованого ЯП, радіоактивно-забрудненого обладнання, РАВ і ДІВ.

1. ЕО створює та забезпечує ефективне функціонування системи врахування досвіду експлуатації, у рамках якої проводиться накопичення, аналіз та використання досвіду експлуатації. Відповідні бази даних є доступними для всіх АС та органу державного регулювання ЯРБ.

2. ЕО в межах системи досвіду експлуатації здійснює діяльність, спрямовану на виявлення подій та факторів, що впливають на безпеку, класифікацію та розслідування подій відповідно до оціненої значимості, а також накопичення, всебічний аналіз, документування, інформування, використання та поширення досвіду експлуатації, як на національному, так і на міжнародному рівні.

3. ЕО обмінюється досвідом з іншими ЕО, зокрема і на міжнародному рівні, та, за можливості, підтримує постійні контакти і обмін інформацією з розробниками РУ, проєкту АС та виробниками обладнання.

4. У межах обміну досвідом експлуатації виявляються і поширюються приклади "гарної практики". Акцент робиться на діяльності, спрямованій на підвищення безпеки АС, запобігання експлуатаційним подіям під час експлуатації, удосконалення експлуатаційних процедур, методів і засобів діагностики стану систем, елементів і конструкцій з урахуванням їх старіння та зносу.

5. Досвід експлуатації, зокрема від енергоблоків закордонних АС, використовується для запобігання виникнення експлуатаційних подій, підвищення безпеки, управління старінням, продовження строку експлуатації елементів і конструкцій, підготовки персоналу.

6. ЕО призначає персонал, який забезпечує здійснення аналізу досвіду експлуатації, розповсюдження результатів, важливих для безпеки, та розроблення рекомендацій щодо впровадження заходів з урахування досвіду експлуатації.

7. Персонал, який проводить аналіз досвіду експлуатації і розслідування подій, проходить належне навчання та підтримання кваліфікації, забезпечується необхідними ресурсами і підтримкою з боку керівництва.

8. ЕО періодично проводить оцінку системи врахування досвіду експлуатації з метою визначення її ефективності та напрямів вдосконалення. Результати зазначеної оцінки та розроблений план заходів з вдосконалення системи врахування досвіду експлуатації доводяться до органу державного регулювання ЯРБ та долучаються до ЗППБ енергоблоків АС.

1. ЕО забезпечує проведення наукових досліджень та інженерних розробок, спрямованих на удосконалення проєктів енергоблоків АС, підвищення безпеки та надійності систем, елементів і конструкцій, розв’язання проблем, які виникають під час експлуатації.

2. Технічні та організаційні рішення, які приймаються для забезпечення безпеки АС, враховують досягнутий рівень науки і техніки.

3. ЕО створює та підтримує ефективну систему науково-технічної підтримки експлуатації АС, включно з участю в проєктах спеціалізованих міжнародних організацій, спрямовану на вдосконалення проєктів АС, підвищення надійності систем, елементів і конструкцій, вирішення проблем безпеки.

1. Рішення про розміщення АС приймається згідно з законодавством України.

2. Майданчик вважається придатним для розміщення АС, якщо доведена можливість забезпечення безпечної експлуатації АС у всіх режимах, включно з аварійними ситуаціями та аваріями, з урахуванням характерних для цього майданчика факторів, зокрема:

стан ґрунтів і підземних вод;

природні явища та події;

зовнішні події, пов’язані з діяльністю людини;

існуючі та перспективні екологічні й демографічні характеристики регіону розміщення АС;

умови зберігання та перевезення ЯП, а також РАВ;

можливість реалізації захисних заходів у разі виникнення аварій, зокрема ВА.

3. Під час виконання оцінки впливів природних явищ та техногенних подій враховуються їхні можливі комбінації, а також їхні прогнозні характеристики.

4. Під час обґрунтування розміщення АС виконується оцінка можливості викиду радіоактивних речовин та надається прогноз радіаційного стану в зоні спостереження як під час нормальної експлуатації, так і під час можливих аварій, зокрема тих, що розглядаються в РПУ, а також виконується аналіз допустимості радіаційного впливу.

5. Не допускається розміщення АС:

на територіях, що підтоплюються катастрофічними паводками та повенями;

на територіях, на яких має місце активний розвиток процесів деформації витоків річок і берегів водоймищ;

над джерелами водопостачання із запасами підземних вод, що використовуються або плануються до використання для питного водопостачання, якщо не унеможливлюється їх забруднення радіоактивними речовинами;

в прибережній смузі водяних об’єктів загального користування;

у межах зони з сейсмічністю максимального розрахункового землетрусу більше ніж VIII балів згідно з ДСТУ-Н Б В.1.1-28:2010 "Шкала сейсмічної інтенсивності";

безпосередньо на активних тектонічних розломах, а також у зонах потенційно небезпечних обвалів, зсувів і селевих потоків;

на територіях заповідників, парків, культурних та історичних пам’яток та інших територіях, де це заборонено законодавством України.

6. Детальні вимоги до розміщення АС визначені в інших нормах та правилах з ЯРБ.

1. Проєктування АС здійснюється на основі критеріїв і принципів забезпечення безпеки АС, що наведені в розділі III цих Загальних положень, вимог інших норм та правил з ЯРБ, із урахуванням досвіду експлуатації і новітніх наукових досліджень.

2. В основу проєкту АС покладається стратегія глибокоешелонованого захисту та забезпечується запобігання:

порушенням цілісності фізичних бар’єрів;

відмовам фізичних бар’єрів під час вихідних (початкових) подій, що розглядаються;

відмовам фізичних бар’єрів у результаті відмови інших бар’єрів;

відмовам фізичних бар’єрів із загальних причин.

3. Особлива увага приділяється вихідним (початковим) подіям, які здатні призвести до відмови декількох фізичних бар’єрів, і мінімізації впливу зовнішніх впливів природного та техногенного походження, до яких, зокрема, належать пожежі, затоплення, землетруси, вибухи, падіння літака.

4. Під час проєктування АС визначаються та обґрунтовуються проєктні основи, які покладаються в основу проєктування конструкцій, систем, елементів і АС загалом і забезпечують досягнення радіологічної та технічної мети безпеки.

5. Під час проєктування АС ураховуються запаси до встановлених рівнів можливих зовнішніх природних і техногенних впливів та їх комбінацій, які забезпечують запобігання виникненню порогового ефекту. Запаси визначаються та обґрунтовуються ЕО та погоджуються з органом державного регулювання ЯРБ.

6. У проєкті АС передбачаються технічні засоби та організаційні заходи, спрямовані на запобігання порушенням меж і умов безпечної експлуатації енергоблока АС.

7. Відповідно до принципу глибокоешелонованого захисту в проєкті АС передбачаються системи й елементи безпеки, призначені для виконання таких функцій безпеки:

управління реактивністю, включно з аварійним зупиненням РУ і підтриманням РУ та БВ у підкритичному стані;

відведення тепла від активної зони та від ЯП в БВ;

локалізація радіоактивних речовин через запобігання або обмеження поширення їх розповсюдження за передбачені проєктом межі.

8. Для РПУ категорії А забезпечується виконання таких функцій безпеки:

переведення РУ у підкритичний стан та підтримання РУ та БВ у підкритичному стані;

відведення тепла від активної зони та від ЯП в БВ;

локалізація радіоактивних речовин через запобігання або обмеження їх розповсюдження за передбачені проєктом межі.

9. Для РПУ категорії Б забезпечується виконання таких функцій безпеки:

утримання в межах герметичного огородження пошкодженого ЯП та його охолодження;

обмеження розповсюдження радіоактивних речовин, що виділяються під час ВА, за межі герметичного огородження.

10. Виконання функцій безпеки забезпечується під час нормальної експлуатації, порушень нормальної експлуатації та під час аварій.

11. Виконання функцій безпеки має пріоритет над дією внутрішнього захисту елементів систем безпеки, якщо це не призводить до більш тяжких наслідків для безпеки. Перелік захистів систем безпеки, що не вимикаються, обґрунтовується в проєкті АС.

12. Під час розроблення проєкту АС виконується класифікація систем, елементів і конструкцій за призначенням, впливом на безпеку та характером функцій безпеки, що ними виконуються. Класифікація базується на детерміністичних оцінках із використанням, за необхідності, як доповнення імовірнісних та інженерних оцінок.

13. Під час класифікації систем, елементів і конструкцій, важливих для безпеки, враховуються функція(ї) безпеки, що виконується системою, елементом чи конструкцією, та наслідки в разі відмови виконуваної функції безпеки. Також, можуть враховуватися очікувана частота виникнення потреби виконання функції безпеки, необхідний час ініціації роботи системи (елемента) та тривалість виконання функції безпеки.

14. Для енергоблоків АС, щодо яких ліцензію на право здійснення діяльності на етапі життєвого циклу "експлуатація ядерної установки" видано до набрання чинності наказом Державної інспекції ядерного регулювання України від 04 березня 2024 року № 195, використовується класифікація систем, елементів і конструкцій, яка наведена у додатку до цих Загальних положень. У разі використання іншої класифікації систем, елементів і конструкцій для енергоблоків АС, щодо яких ліцензію на право здійснення діяльності на етапі життєвого циклу "будівництво та введення в експлуатацію ядерної установки" не було видано до набрання чинності наказом Державної інспекції ядерного регулювання України від 04 березня 2024 року № 195, принципи класифікації та класифікація систем, елементів і конструкцій обґрунтовуються ЕО та погоджуються з органом державного регулювання ЯРБ.

15. Системи, елементи безпеки проєктуються з урахуванням принципів:

резервування;

різноманітності;

фізичного розділення та незалежності;

одиничної відмови.

16. Системи (елементи, конструкції) безпеки за характером виконуваних ними функцій поділяються на захисні, локалізуючі, забезпечуючі та керуючі.

17. Системи та елементи, важливі для безпеки, проєктуються з урахуванням принципу безпечної відмови, наскільки це можливо.

18. Слід прагнути до максимального використання пасивних пристроїв у системах і елементах безпеки, властивостей внутрішньої самозахищеності РУ (саморегулювання, теплова інертність, тепловідведення за допомогою природної циркуляції та інших природних процесів).

19. У проєкті АС передбачаються технічні засоби та організаційні заходи, що спрямовані на запобігання ПА та обмеження їх наслідків, а також такі, що забезпечують безпеку під час будь-якої вихідної (початкової) події, врахованої в проєкті АС, з накладанням однієї, незалежної від вихідної (початкової) події, відмови будь-якого з елементів системи безпеки (активного чи пасивного, з рухомими механічними частинами), або однієї, незалежної від вихідної (початкової) події, помилки персоналу. Не вимагається припускати відмову пасивного елементу за наявності обґрунтування, що імовірність його відмови є дуже низькою, а постульовані вихідні (початкові) події не впливають на його функції. Відповідне обґрунтування надається в ЗАБ.

Додатково до однієї, незалежної від вихідної (початкової) події відмови одного з перерахованих вище елементів, ураховуються відмови або найбільш несприятливе проєктне функціонування систем нормальної експлуатації.

20. Допустимий час виведення елемента з роботи для технічного обслуговування та ремонту визначається на підставі аналізу надійності системи, до якої він належить.

21. Системи, елементи і конструкції безпеки, а також додаткові технічні засоби виконують свої функції в установленому проєктом обсязі з підтвердженням їх працездатності за зумовлених аварією впливів (механічних, теплових, хімічних тощо) та комбінацій цих впливів.

22. Для систем, елементів і конструкцій, важливих для безпеки, перелік зовнішніх і внутрішніх впливів, що підлягають врахуванню, та вимоги до обсягу функцій, які мають виконуватися під час та/або після вказаних впливів, установлюються в проєкті АС та обґрунтовуються в ЗАБ з урахуванням вимог норм та правил з ЯРБ.

23. Проєкт АС містить дані щодо показників надійності систем і елементів безпеки та систем, а також елементів і конструкцій, важливих для безпеки що належать до класів 1 і 2. Аналіз надійності проводиться з урахуванням відмов із загальної причини та помилок персоналу.

24. Надійність систем і елементів безпеки забезпечується вибором належних проєктних рішень, зокрема використанням елементів, працездатність яких у визначених проєктом умовах підтверджується досвідом експлуатації та/або доведена результатами випробувань і кваліфікації, а також застосуванням принципів резервування, різноманітності, фізичного розділення, функціонального розділення та безпечної відмови (наскільки це можливо).

25. Проєктування систем, елементів і конструкцій здійснюється на підставі консервативних підходів.

26. У проєкті АС для систем, елементів і конструкцій, важливих для безпеки, забезпечуються такі показники надійності, що дозволяють виконувати необхідні функції безпеки з урахуванням погіршення характеристик у результаті старіння та зносу.

27. У проєкті АС розглядаються та обґрунтовуються заходи з попередження або захисту систем, елементів і конструкцій, які виконують функції безпеки від відмов із загальної причини. Відмова в системі нормальної експлуатації не повинна перешкоджати виконанню функцій безпеки.

28. У разі застосування в проєкті енергоблоків багатоблокових АС систем, елементів і конструкцій, важливих для безпеки, які є спільними для декількох енергоблоків АС, відсутність негативного впливу такого проєктного рішення на безпеку кожного з енергоблоків АС обґрунтовується в ЗАБ.

29. Можливість багатоцільового використання систем і елементів безпеки визначається в проєкті АС та обґрунтовується в ЗАБ. Поєднання функцій безпеки з функціями нормальної експлуатації не повинне призводити до порушення вимог забезпечення безпеки АС і зниження надійності систем і елементів, що виконують функції безпеки.

30. У проєкті АС визначаються та в ЗАБ обґрунтовуються:

межі та умови безпечної експлуатації;

експлуатаційні межі та обмеження у випадку неготовності (відмови) систем безпеки;