Досье на проект приказа «Об утверждении Технического регламента «Ядерная и радиационная безопасность исследовательских ядерных установок»

В соответствии с подпунктом 8) статьи 6 Закона Республики Казахстан от 23 апреля 1998 года «О радиационной безопасности населения», ПРИКАЗЫВАЮ:

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

2. Комитету атомного и энергетического контроля и надзора Министерства энергетики Республики Казахстан (Есимханов С.К.) в установленном законодательством Республики Казахстан порядке обеспечить:

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

2) направление на официальное опубликование настоящего приказа в течение десяти календарных дней после его государственной регистрации в Министерстве юстиции Республики Казахстан в средствах массовой информации и в информационно-правовой системе «Әділет»;

3) опубликование настоящего приказа на официальном интернет-ресурсе Министерства энергетики Республики Казахстан.

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

4. Настоящий приказ вводится в действие по истечении двадцати одного календарного дня после первого официального опубликования

Министр В. Школьник

 
  
 
«СОГЛАСОВАН» 
  
Министр  национальной экономики  
  
Республики Казахстан 
  


 
  
_____________  Е. Досаев  
  
«____» __________ 201 4   года   
  
 
 
«СОГЛАСОВАН» 
  
Министр  по инвестициям и развитию      Республики Казахстан 
  


 
  
_______________  А. Есекешев  
  
«____» __________ 201 4   года   
  
 
 

1. Настоящий технический регламент «Ядерная и радиационная безопасность исследовательских ядерных установок» (далее - Технический регламент) 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 законодательством Республики Казахстан в области технического регулирования и использования атомной энергии, а также следующие термины:

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

3) 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;

4) 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;

5) 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;

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

7) 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;

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

9) 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;

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

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

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

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

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

15) экспериментальное устройство - прибор, устройство, приспособление, предназначенные для проведения экспериментальных исследований;

16) исследовательская ядерная установка (ИЯУ) - ядерная установка, в составе которой используются ИР, КС или ПКС и комплекс помещений, систем, элементов и экспериментальных устройств, располагающаяся в пределах определенной проектом территории (площадки ИЯУ), предназначенная для использования в исследовательских целях;

17) исследовательский ядерный реактор (ИР) - устройство для экспериментальных исследований, состав и геометрия которого позволяют осуществлять управляемую ядерную реакцию деления, эксплуатируемое на мощности, требующее принудительного охлаждения, предназначенный, главным образом, для получения и использования нейтронов и ионизирующего излучения в исследовательских и других целях;

Управляющие системы (элементы) безопасности - системы (элементы), предназначенные для инициирования действий систем безопасности, проведения контроля и управления ими в процессе выполнения заданных функций.

18) активная зона ИЯУ - часть ИР, КС или ПКС с размещенными в ней ядерным топливом (ядерными материалами) и другими элементами, необходимыми для поддержания цепной реакции деления. В составе активной зоны ИЯУ могут быть замедлитель, теплоноситель, средства воздействия на реактивность, экспериментальные устройства;

19) ядерно-опасные работы на ИЯУ - работы, которые могут привести к неконтролируемому изменению реактивности и связанные, например, с изменением геометрии и состава активной зоны, заменой экспериментальных устройств;

20) пуск физический ИЯУ - этап ввода ИЯУ в эксплуатацию, включающий загрузку ядерного топлива (далее - ЯТ) в активную зону и экспериментальное определение нейтронно-физических характеристик;  

21) останов ИЯУ - приведение ИР и КС в подкритическое состояние и удаление внешнего источника нейтронов из ПКС.