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 ,

1. Затвердити Вимоги до протиаварійної документації для атомних електростанцій, що додаються.

2. Департаменту з питань безпеки ядерних установок (Борис Столярчук) забезпечити подання цього наказу на державну реєстрацію до Міністерства юстиції України в установленому порядку.

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

4. Контроль за виконанням цього наказу залишаю за собою.

1. Ці Вимоги встановлюють вимоги до протиаварійної документації атомних електростанцій.

2. Ці Вимоги обов’язкові для застосування експлуатуючою організацією під час діяльності з розроблення, обґрунтування, верифікації, валідації, використання, перегляду та внесення змін до протиаварійної документації, а також навчання персоналу з використання протиаварійної документації.

3. У цих Вимогах терміни вживаються в таких значеннях:

аварійна послідовність - послідовність станів конструкцій, систем і елементів атомних електростанцій, обумовлена виникненням і характером впливу вихідної події, функціональним станом (роботою або відмовою) цих конструкцій, систем, елементів, а також діями персоналу з моменту виникнення вихідної події до досягнення кінцевого стану;

аналіз чутливості - кількісне дослідження того, як поведінка системи змінюється в процесі зміни параметрів та характеристик;

аналітичне обґрунтування - підтвердження коректності положень протиаварійної документації із застосуванням методів кількісного (інженерні оцінки, комп’ютерне моделювання з використанням програмних засобів і розрахункових моделей) або якісного аналізу;

безпечний кінцевий стан енергоблока - досягнутий завдяки розвитку аварійної послідовності стабільний контрольований стан енергоблока, в якому забезпечуються підкритичність та охолодження ядерного палива, підтримання параметрів середовища в герметичному огородженні в межах, які унеможливлюють порушення його цілісності (чи унеможливлюють погіршення його захисних властивостей), а також відсутні передумови для зміни (погіршення) цього стану протягом установленого часу;

валідація протиаварійної документації - перевірка та підтвердження того, що передбачені протиаварійною документацією дії можуть бути коректно та своєчасно виконані кваліфікованим персоналом і дозволяють досягти очікуваної мети, з урахуванням характерних особливостей розвитку вихідної події, функціонального стану конструкцій, систем, елементів, наявних засобів контролю та управління, часових та інших факторів;

верифікація протиаварійної документації - перевірка коректності та однозначного розуміння положень протиаварійної документації кваліфікованим персоналом;

критичні функції безпеки - функції безпеки, спрямованні на збереження цілісності та ефективності фізичних бар’єрів на шляху розповсюдження радіоактивних речовин та іонізуючого випромінювання;

реалістичний підхід - підхід, відповідно до якого для параметрів і характеристик конструкцій, систем, елементів та часових характеристик дій персоналу приймаються найбільш ймовірні, номінальні або фактичні значення;

симптом - унікальний набір показників контрольованих параметрів, який вказує на порушення певного технологічного процесу або роботи обладнання;

технічне обґрунтування - комплект документів, в якому наведена технічна інформація, достатня для повного та однозначного розуміння персоналом ідеології, яка застосована для відновлення безпечного стану енергоблока, необхідності, послідовності та порядку дій, що передбачені у протиаварійній документації.

Інші терміни та визначення вживаються в значеннях, наведених у Загальних положеннях безпеки атомних станцій, затверджених наказом Державного комітету ядерного регулювання України від 19 листопада 2007 року № 162, зареєстрованих у Міністерстві юстиції України 25 січня 2008 року за № 56/14747 (далі - Загальні положення безпеки атомних станцій).

4. У цих Вимогах вживаються такі скорочення:

АЕС - атомна електростанція;

БВ - басейн витримки;

БЩУ - блоковий щит управління;

ВП - вихідна подія;

ЕО - експлуатуюча організація;

РУ - реакторна установка;

ЯРБ - ядерна та радіаційна безпека.

1. До протиаварійної документації належать інструкції з ліквідації аварій та аварійних ситуацій (далі - інструкції з ліквідації), керівництва з управління важкими аваріями та інструкції з управління запроєктними аваріями з використанням непроєктного (нестаціонарного) обладнання.

2. ЕО на основі звіту з аналізу безпеки, технологічного регламенту безпечної експлуатації, іншої проєктної та експлуатаційної документації забезпечує розроблення, обґрунтування, верифікацію, валідацію, затвердження протиаварійної документації та її погодження з Держатомрегулюванням.

3. Для кожного протиаварійного документа визначаються цілі, стратегії, процедури та настанови, які охоплюють як превентивні, так і пом’якшувальні дії.

4. Протиаварійна документація розробляється для кожного енергоблока АЕС і враховує можливість виникнення аварійних ситуацій, проєктних та запроєктних аварій (включно з важкими аваріями) для кожного з визначених у технологічному регламенті безпечної експлуатації станів нормальної експлуатації. Для багатоблочних АЕС протиаварійна документація враховує можливість одночасної аварії на декількох енергоблоках.

5. Протиаварійна документація розробляється для всіх розташованих на майданчику АЕС ядерних об’єктів, включно з БВ відпрацьованого ядерного палива, сховищами свіжого та відпрацьованого ядерного палива.

6. Протиаварійна документація для аварійних ситуацій, проєктних і запроєктних аварій (включно з важкими аваріями) передбачає дії персоналу з використанням систем безпеки, систем нормальної експлуатації та додаткових технічних засобів. Дозволяється непроєктне використання систем (елементів) та додаткових технічних засобів за умови вичерпання або неможливості використання передбачених проєктом та/або експлуатаційною документацією способів використання систем (елементів) та засобів, якщо це не призводить до більш несприятливих наслідків.

7. Комплект протиаварійних документів достатній для управління аваріями, що можуть виникнути на РУ, БВ, сховищах свіжого та відпрацьованого ядерного палива, та враховує можливий вплив між реактором, БВ та сховищами свіжого та відпрацьованого ядерного палива. Комплект протиаварійних документів достатній для управління аваріями, зокрема, якщо аварії виникнуть одночасно на всіх ядерних установках, розташованих на майданчику АЕС.

8. Під час розроблення протиаварійної документації враховуються існуючі зв’язки та залежності між системами (елементами), розташованими на майданчику енергоблоків АЕС, сховищами свіжого та відпрацьованого ядерного палива, а також враховується можливість виникнення ВП на декількох або всіх енергоблоках, сховищах свіжого та відпрацьованого ядерного палива, спричинені цим наслідки, обмеження з використання спільних ресурсів (запасів робочого середовища, паливо-мастильних матеріалів, людських ресурсів). Під час розроблення протиаварійної документації зважають на кількість кваліфікованого персоналу, обладнання та зовнішньої підтримки для управління аваріями на АЕС, зважаючи на наявність декількох енергоблоків.

9. Підтвердження коректності положень протиаварійної документації здійснюється проведенням верифікації та валідації, розробленням матеріалів обґрунтування.

10. Порядок розроблення, обґрунтування, верифікації, валідації, використання та супроводження (внесення змін, періодичність і порядок перегляду) протиаварійної документації визначається ЕО в настановах, методиках, програмах із урахуванням цих Вимог.

11. Протиаварійна документація повинна узгоджуватись з матеріалами аналітичного та технічного обґрунтування, а також відповідати фактичному стану АЕС на встановлену дату розроблення або перегляду, з урахуванням усіх впроваджених на цю дату модифікацій, важливих для безпеки.

12. Під час розроблення, обґрунтування та супроводження протиаварійної документації враховуються вітчизняний і закордонний досвід, рекомендації спеціалізованих міжнародних організацій, результати науково-технічних досліджень і розробок.

13. З метою належного застосування протиаварійної документації ЕО розробляє відповідні правила користування. Правила користування протиаварійною документацією охоплюють такі питання:

початок роботи за певною протиаварійною документацією;

перехід від однієї протиаварійної документації до іншої;

досягнення умов входу в окремі процедури / керівництва протиаварійної документації, що вже використовується;

послідовність виконання вимог протиаварійної документації;

завершення робіт за протиаварійною документацією.

14. Під час розроблення протиаварійної документації враховується можливість деградації інфраструктури та несприятливі умови праці персоналу (наприклад, підвищений рівень радіації, підвищена температура, відсутність освітлення, обмежений доступ до аварійного енергоблока) на майданчику та поза його межами.

1. Інструкції з ліквідації визначають обґрунтовані покрокові дії персоналу, спрямовані на досягнення безпечного кінцевого стану енергоблока, зокрема запобігання важкому пошкодженню палива в разі виникнення аварійних ситуацій, проєктних аварій, а також запроєктних аварій без важкого пошкодження ядерного палива.

2. Метою виконання дій за інструкціями з ліквідації є відновлення або компенсація втрачених функцій безпеки та реалізація дій із запобігання важкому пошкодженню активної зони або палива в БВ і сховищах свіжого та відпрацьованого ядерного палива.

3. Інструкції з ліквідації розроблюються із застосуванням системного підходу та узгоджуються з іншою протиаварійною документацією.

4. Під час розроблення інструкцій з ліквідації враховуються:

усі внутрішні ВП, які призводять до порушення меж та/або умов безпечної експлуатації, в усіх визначених технологічним регламентом безпечної експлуатації станах нормальної експлуатації;

усі внутрішні ВП порушень нормальної експлуатації одночасно з відмовами систем (елементів) нормальної експлуатації, необхідними для запобігання переростанню таких порушень в аварійні ситуації, проєктні та запроєктні аварії;

зовнішні екстремальні впливи, включно з тими, що можуть призвести до одночасного виникнення ВП на декількох або всіх розташованих на майданчику АЕС енергоблоках та/або сховищах свіжого та відпрацьованого ядерного палива.

Перелік ВП та їх комбінацій, які враховуються під час розроблення інструкцій з ліквідації, визначається відповідно до пункту 4.4 розділу IV Вимог до оцінки безпеки атомних станцій, затверджених наказом Державного комітету ядерного регулювання України від 22 вересня 2010 року № 124 , зареєстрованих у Міністерстві юстиції України 21 жовтня 2010 року за № 964/18259.

5. В інструкціях з ліквідації визначається та обґрунтовується перелік дій персоналу та їх пріоритет.

6. Визначені в інструкціях з ліквідації дії персоналу спрямовані на:

ідентифікацію типу ВП за характером її впливу на стан енергоблока АЕС, сховища свіжого та відпрацьованого ядерного палива;

оцінку стану фізичних бар’єрів на шляху розповсюдження радіоактивних речовин та іонізуючого випромінювання;

оцінку стану критичної функції безпеки, за можливості, виявлення відмов конструкцій, систем, елементів, що виникають у спричиненій ВП аварійній послідовності, а також необхідні для досягнення безпечного кінцевого стану енергоблока АЕС, сховища свіжого та відпрацьованого ядерного палива, дій з управління системами, елементами, додатковими технічними засобами.

7. У разі симптомів/ознак важкого пошкодження ядерного палива інструкції з ліквідації передбачають перехід до керівництв з управління важкими аваріями. Умови переходу з інструкцій з ліквідації до керівництв з управління важкими аваріями забезпечують достатній час для виконання персоналом дій з управління важкими аваріями для збереження непошкоджених фізичних бар’єрів і мінімізації виходу радіоактивних речовин у навколишнє середовище.

8. Для багатоблочних АЕС розробляються стратегії, що передбачають використання систем суміжних енергоблоків, які можуть працювати на декілька енергоблоків. Водночас виконується оцінка впливу на безпеку неаварійного енергоблока в разі використання його систем на аварійному енергоблоці. Під час розроблення стратегій з підтримки аварійних блоків неаварійними блоками забезпечується відсутність зниження безпеки неаварійних енергоблоків.

9. Інструкції з ліквідації можуть бути як симптомно-орієнтовані, так і подійно-орієнтовані. Підхід до розроблення інструкцій з ліквідації обґрунтовується ЕО.

10. Процедури з відновлення критичних функцій безпеки, за наявності загрози їх невиконання, передбачають дії персоналу і не потребують ідентифікації типу ВП. Перелік критичних функцій безпеки, симптоми, які характеризують їх задовільний стан або наявність загрози їх невиконання, установлюються в інструкціях з ліквідації з урахуванням пункту 8.1.5 розділу VIII Загальних положень безпеки атомних станцій і обґрунтовуються в звіті з аналітичного обґрунтування .

11. Структура інструкцій з ліквідації дозволяє оперативному персоналу швидко ідентифікувати аварійні умови, в яких вони застосовуються.

12. Інструкції з ліквідації складаються з набору процедур. Для кожної процедури визначаються умови початку або припинення її дії, також умови переходу між процедурами.

13. Інструкції з ліквідації мають бути зрозумілими та зручними для користувача.

14. З метою врахування невизначеностей, пов’язаних з визначенням стану АЕС та ефективності стратегій, описи кроків процедур в інструкціях з ліквідації містять альтернативні дії з управління аваріями.

15. Дії, передбачені інструкціями з ліквідації, розробляються з урахуванням наявного обладнання та приладів, які кваліфіковані на умови проєктних аварій.

1. Інструкції з ліквідації розробляються на основі матеріалів обґрунтування. Матеріали обґрунтування містять таку інформацію:

технічне підґрунтя стратегій інструкцій з ліквідації, включно з описом та обґрунтуванням кроків процедур інструкцій з ліквідації та обґрунтуванням уставок;

аналітичне обґрунтування стратегій інструкцій з ліквідації, включно з обґрунтуванням використаних уставок.

2. На основі матеріалів обґрунтування ЕО розробляє матеріали для навчання персоналу, який бере участь в управлінні аваріями.

3. Аналітичне обґрунтування інструкцій з ліквідації передбачає виконання якісного та кількісного (з використанням програмних засобів і розрахункових моделей, за потреби, інженерних оцінок) аналізу шляхів розвитку аварії та визначення характеру зміни основних параметрів енергоблока АЕС, сховища свіжого та відпрацьованого ядерного палива. Метою аналітичних обґрунтувань є підтвердження можливості досягнення безпечного кінцевого стану реакторної установки або забезпечення своєчасного переходу до керівництв з управління важкими аваріями за можливості важкого пошкодження ядерного палива.

4. Під час аналітичного обґрунтування використовується інформація, наведена в актуальних редакціях звіту з аналізу безпеки, технологічного регламенту безпечної експлуатації, іншої проєктної та експлуатаційної документації, а також у протоколах та актах випробувань систем (елементів), додаткових технічних засобів. Як довідкова інформація можуть використовуватись результати спеціалізованих аналітичних досліджень та науково-дослідних робіт.

5. У матеріалах з обґрунтування наводяться загальні відомості щодо складу інструкцій з ліквідації та порядку їх застосування, а також обґрунтування:

умов початку та припинення застосування процедур окремих процедур інструкцій з ліквідації;

умов переходів між процедурами інструкцій з ліквідації;

переходів від інструкцій з ліквідації до іншої протиаварійної та експлуатаційної документації;

коректності визначення, ефективності та ранжування за пріоритетом, передбачених процедурами інструкцій з ліквідації, варіантів основних дій персоналу, а також необхідних для їх виконання основних систем (елементів) і додаткових технічних засобів.

Під час визначення та обґрунтування цих умов ураховується специфіка енергоблока, наявні вимірювальні прилади та їхні похибки.

6. Перелік експлуатаційних станів, що враховуються в інструкціях з ліквідації, визначається під час аналітичного обґрунтування на основі проєктної та експлуатаційної документації щодо основних станів нормальної експлуатації РУ, сховища свіжого та відпрацьованого ядерного палива та порядку дій персоналу в перехідних режимах нормальної експлуатації з урахуванням результатів імовірнісного аналізу безпеки.

7. Кожен з експлуатаційних станів характеризується станом фізичних бар’єрів на шляху розповсюдження радіоактивних речовин та іонізуючого випромінювання, станом і конфігурацією систем та елементів, а також діапазонами, встановленими для основних параметрів (потужність енерговиділень, тиск, температура, активність, потужність дози). Діапазони для основних параметрів обираються так, щоб:

виникнення ВП, яка передбачає застосування інструкцій з ліквідації, в конкретному експлуатаційному стані потребувало однакового (подібного) набору систем і елементів та дій персоналу для досягнення безпечного кінцевого стану енергоблока незалежно від конкретного початкового значення цих основних параметрів;

сукупність всіх експлуатаційних станів АЕС повністю охоплювала всі значення основних параметрів, стани фізичних бар’єрів, стани систем і елементів, які допускаються технологічним регламентом безпечної експлуатації для нормальної експлуатації, або можливі, в разі порушень нормальної експлуатації.

8. Перелік ВП та їх комбінацій, що розглядаються під час виконання аналітичного обґрунтування, визначається згідно з пунктом 4 глави 1 цього розділу на основі відповідних переліків, сформованих у детерміністичному та імовірнісному аналізах безпеки, з урахуванням досвіду експлуатації. Встановлюється відповідність між ВП та експлуатаційними станами, в яких можливе виникнення цих ВП.

9. Для кожної ВП і кожного з експлуатаційних станів, в яких можливе виникнення цієї ВП, виконується кількісний або якісний аналіз.

10. Якісний аналіз ґрунтується на інформації, зазначеній у виконаних аналізах безпеки, проєктній та експлуатаційній документації, і не передбачає проведення кількісних розрахунків із використанням програмних засобів та розрахункових моделей.

11. Кількісний аналіз є частиною аналітичного обґрунтування інструкцій з ліквідації та виконується шляхом проведення розрахунків для отримання інформації щодо характеру зміни та значень основних параметрів у процесі розвитку аварії, визначення часових характеристик аварійних послідовностей, умов спрацювання систем та умов, що характеризують стан фізичних бар’єрів на шляху розповсюдження радіоактивних речовин та іонізуючого випромінювання.

12. Кількісний аналіз виконується з використанням застосовних для цілей такого аналізу валідованих та верифікованих програмних засобів і розрахункових моделей.

13. Застосовність програмних засобів визначається зважаючи на їх здатність моделювати з прийнятною точністю фізичні явища, виникнення яких очікується в аварійних послідовностях, що досліджуються. Перевага надається програмним засобам, точність яких підтверджена експериментально.