Документ на русском языке

Об утверждении Технического регламента «Ядерная и радиационная безопасность исследовательских ядерных установок» Приказ Министра энергетики Республики Казахстан от 20 февраля 2017 года № 59. Зарегистрирован в Министерстве юстиции Республики Казахстан 11 апреля 2017 года № 15006

Редакция с изменениями и дополнениями по состоянию на 22.10.2023 г.

В соответствии с подпунктом 2) пункта 1 статьи 6 Закона Республики Казахстан «О радиационной безопасности населения» ПРИКАЗЫВАЮ:

1. Утвердить прилагаемый Технический регламент «Ядерная и радиационная безопасность исследовательских ядерных установок».

2. Комитету атомного и энергетического надзора и контроля Министерства энергетики Республики Казахстан в установленном законодательством Республики Казахстан порядке обеспечить:

1) государственную регистрацию настоящего приказа в Министерстве юстиции Республики Казахстан;

2) в течение десяти календарных дней со дня государственной регистрации настоящего приказа в Министерстве юстиции Республики Казахстан направление его копии в бумажном и электронном виде на казахском и русском языках в Республиканское государственное предприятие на праве хозяйственного ведения «Республиканский центр правовой информации Министерства юстиции Республики Казахстан» для официального опубликования и включения в Эталонный контрольный банк нормативных правовых актов Республики Казахстан;

3) в течение десяти календарных дней после дня государственной регистрации настоящего приказа направление его копии на официальное опубликование в периодические печатные издания;

4) размещение настоящего приказа на интернет-ресурсе Министерства энергетики Республики Казахстан;

5) в течение десяти рабочих дней после государственной регистрации настоящего приказа в Министерстве юстиции Республики Казахстан представление в Департамент юридической службы Министерства энергетики Республики Казахстан сведений об исполнении мероприятий, предусмотренных подпунктами 2), 3) и 4) настоящего пункта.

3. Контроль за исполнением настоящего приказа возложить на курирующего вице-министра энергетики Республики Казахстан.

4. Настоящий приказ вводится в действие по истечении десяти календарных дней после дня его первого официального опубликования.

Министр энергетики Республики Казахстан К. Бозумбаев

«СОГЛАСОВАН» Министр здравоохранения Республики Казахстан _______________Е. Биртанов 09 марта 2017 год

«СОГЛАСОВАН» Министр по инвестициям и развитию Республики Казахстан _______________Ж. Касымбек 01 марта 2017 год

Утвержден приказом Министра энергетики Республики Казахстан от 20 февраля 2017 года № 59

Технический регламент «Ядерная и радиационная безопасность исследовательских ядерных установок»

Глава 1. Область применения

1. Настоящий технический регламент «Ядерная и радиационная безопасность исследовательских ядерных установок» (далее – Технический регламент) разработан в соответствии с подпунктом 2) пункта 1 статьи 6 Закона Республики Казахстан «О радиационной безопасности населения» и устанавливает требования к обеспечению ядерной и радиационной безопасности исследовательских ядерных установок с исследовательскими ядерными реакторами (далее – ИР), критическими сборками (далее – КС) и подкритическими сборками (далее – ПКС) на всех этапах их жизненного цикла.

2. Радиационно-опасными факторами для персонала, населения и окружающей среды в условиях нормальной эксплуатации исследовательской ядерной установки (далее – ИЯУ), при авариях и при ликвидации последствий аварий являются внешние гамма, бета, нейтронное излучения, ингаляционное поступление в организм радиоактивных газов и аэрозолей, загрязненные радиоактивными веществами поверхности помещений, производственного оборудования и инструментов, упаковок, спецодежды и дополнительных средств индивидуальной защиты, а также газообразные, жидкие и твердые радиоактивные отходы, образующиеся при эксплуатации ИЯУ.

3. Источниками внешнего облучения гамма, бета излучателями различных энергий является ядерное топливо и продукты его деления, наведенная активность теплоносителя, конструкций, деталей реактора, продуктов их коррозии, облученные в активной зоне материалы и образцы, загрязненные радиоактивными веществами (далее – РВ) поверхности помещений, производственного оборудования и инструментов, упаковок, спецодежды и дополнительных средств индивидуальной защиты.

4. Источником нейтронного излучения является активная зона реактора. При этом реализуется весь спектр нейтронов - от быстрых до тепловых. Воздействие нейтронов возможно в помещении реакторного зала при работе реактора и вблизи экспериментальных каналов при выводе нейтронных пучков за защиту. На остановленном реакторе источником нейтронов могут являться пусковые источники, а также ампулы с трансурановыми изотопами в случае их разрушения при ревизии и ремонте технологического оборудования.

5. Источниками радиоактивных аэрозолей являются ядерное топливо, активированный теплоноситель, облучаемые материалы, размещаемые в технологических контурах.

6. Источниками радиоактивных газов являются:

1) аргон-41, образующийся при облучении аргона-40, находящегося в воздухе, заполняющем конструктивные полости систем реактора, или присутствующий как примесь в используемых для технологических целей газах, жидкостях и теплоносителях;

2) осколочные газообразные и легко летучие продукты деления такие, как ксенон, криптон, йод и так далее. Источником выделения их в атмосферу рабочей зоны служит активная зона реактора, контур теплоносителя и газовые системы при нарушении герметичности конструкций или при недостаточно эффективной работе системы технологической вентиляции;

3) продукты активации теплоносителя и замедлителя.

7. В настоящем Техническом регламенте применяются термины в соответствии с законодательствами Республики Казахстан в области технического регулирования и использования атомной энергии, а также следующие термины и определения:

1) система управления и защиты - система, предназначенная для обеспечения безопасного поддержания и прекращения цепной реакции деления, совмещающая функции нормальной эксплуатации и функции системы безопасности (далее - СБ) и состоящая из элементов систем контроля и управления, защитных, управляющих и обеспечивающих систем безопасности;

2) рабочий орган (далее - РО) системы управления и защиты (далее - СУЗ) - устройство, изменением положения или состояния которого в активной зоне или в отражателе ИЯУ обеспечивается изменение реактивности;

3) активная зона - часть реактора, в которой размещены ядерное топливо, замедлитель, поглотитель, отражатель, теплоноситель, средства воздействия на реактивность и элементы конструкций, предназначенные для осуществления управляемой цепной ядерной реакции деления и передачи энергии теплоносителю (при его использовании);

4) запроектная авария на ИР - авария, вызванная неучитываемыми исходными событиями проектных аварий или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений работников (персонала);

5) тепловыделяющий элемент (ТВЭЛ) - основной элемент ядерного реактора, в котором находится ядерное топливо, ядерное горючее и генерируется тепло за счёт деления ядер;

6) первый контур ИР - комплекс (совокупность) каналов (полостей) в активной зоне гетерогенного ИР, трубопроводов и теплообменников, содержащих теплоноситель для охлаждения активной зоны или корпус гомогенного ИР с раствором ядерных материалов (далее - ЯМ) и трубопроводы, по которым циркулирует раствор ЯМ;

7) пуск энергетический ИР - этап ввода ИР в эксплуатацию, включающий экспериментальное исследование влияния температуры и мощности на нейтронно-физические характеристики ИР, исследование радиационной обстановки при работе ИР на мощности и вывод ИР на номинальные параметры, установленные проектом ИЯУ;

8) проектная авария на ИР - авария, для которой проектом ИЯУ определены исходные события, пути протекания, конечные состояния и радиационные последствия.

9) пределы безопасной эксплуатации ИР - установленные проектом ИЯУ значения параметров технологического процесса, отклонения от которых могут привести к аварии;

10) эксплуатационные пределы - значения параметров и характеристик состояния систем (элементов) и ИР в целом, заданных проектом ИЯУ для нормальной эксплуатации;

11) критическая масса (критмасса) - минимальное количество ядерного горючего, содержащего делящиеся нуклиды, при котором возможно осуществление ядерной цепной реакции деления.

12) подкритическая сборка (ПКС) - устройство для экспериментального изучения характеристик и параметров размножающей нейтроны среды, состав и геометрия которой обеспечивают затухание цепной реакции деления при отсутствии внешних источников нейтронов;

13) стенд подкритический - ИЯУ, в составе которой используется подкритическая сборка;

14) критическая сборка (КС) - устройство для экспериментального изучения характеристик и параметров размножающей нейтроны среды, состав и геометрия которой позволяют осуществить управляемую ядерную реакцию деления, эксплуатируемое на мощности, не требующей принудительного охлаждения среды;

15) стенд критический - ИЯУ, в составе которой, используется критическая сборка;

16) источник нейтронов внешний - периодически устанавливаемое в активную зону (извлекаемое из активной зоны) при эксплуатации ИЯУ в режиме пуска и работы на мощности испускающее нейтроны устройство, предназначенное для улучшения контроля плотности потока нейтронов в активной зоне ИЯУ, находящейся в подкритическом состоянии;

17) тепловыделяющая сборка (ТВС) - комплект топливных элементов (стержней, прутков, пластин), удерживаемых вместе с помощью дистанционирующих решеток и других структурных компонентов, которые находятся в неразъемном виде во время транспортирования и облучения в реакторе;

18) система останова - система, предназначенная для быстрого прекращения ядерной цепной реакции деления и удержания ИЯУ в подкритическом состоянии с помощью средств воздействия на реактивность;

19) режим окончательного останова – режим эксплуатации ИЯУ, при котором производится подготовка к выводу из эксплуатации ИЯУ, включающий выгрузку ЯМ из активной зоны ИЯУ;

20) режим временного останова - режим эксплуатации ИЯУ, включающий проведение на ИЯУ работ по техническому обслуживанию ИЯУ и подготовке экспериментальных исследований либо проведение работ по консервации отдельных систем и оборудования, поддержанию работоспособности ИЯУ в течение времени, когда проведение экспериментальных исследований на ИЯУ не планируется;

21) режим пуска и работа на мощности - режим эксплуатации ИЯУ, заключающийся в выводе ИЯУ на мощность с помощью РО СУЗ и (или) внешнего источника нейтронов и в проведении экспериментальных исследований с использованием нейтронов и ионизирующего излучения ИЯУ;

22) экспериментальная петля (контур) - самостоятельный циркуляционный контур ИР, содержащий один или несколько каналов, предназначенный для экспериментальных исследований;