- •Лекция 1.1. Принципы обеспечения безопасности аэс в контексте культуры безопасности. Ядерная безопасность.
- •Философия безопасности атомных станций.
- •2. Базовые принципы обеспечения безопасности ас.
- •3. Организационные аспекты обеспечения безопасности.
- •Лекция 1.2. Цели обеспечения безопасности.
- •Общая цель обеспечения ядерной безопасности.
- •Цель обеспечения радиационной защиты.
- •3. Техническая цель обеспечения безопасности.
- •Общая система ядерной безопасности.
- •Лекция 2.1. Требования и рекомендации магате.
- •Руководства по безопасности.
- •Лекция 2.2. Нормативно-законодательная база системы государственных гарантий безопасности в рф.
- •1. Законодательная база атомной отрасли в рф.
- •2. Правовые основы обеспечения радиационной безопасности.
- •3. Правовые основы обеспечения безопасности населения и природной среды.
- •Лекция 3.1. Исполнительные структуры основных принципов обеспечения безопасности.
- •1. Состав структур.
- •2. Функции структур.
- •3.3. Ответственность эксплуатирующих организаций.
- •Лекция 3.2. Фундаментальные управленческие принципы.
- •Культура безопасности (insag-3; insag-4; опб-88/97).
- •2. Организация эксплуатации и эксплуатационная документация эксплуатирующей организации
- •Независимая проверка.
- •Связь между проектированием, оценкой безопасности и независимой проверкой.
- •Лекция 3.3. Принципы глубокоэшелонированной защиты.
- •1. Принципы глубокоэшелонированной защиты.
- •2. Уровни защиты.
- •3. Взаимосвязь уровней защиты и физических барьеров.
- •Лекция 3.4. Апробированная инженерно-техническая практика.
- •1. Принцип апробированной практики.
- •2. Требования к инженерно-технической практике.
- •Лекция 3.5. Обеспечение качества.
- •1. Принципы обеспечения качества.
- •2. Общая классификация систем и элементов ас.
- •3. Классификация систем и элементов ас по влиянию на безопасность.
- •4. Организация обеспечения качества.
- •Лекция 3.6 человеческий фактор
- •1. Важность понимания роли человеческого фактора
- •3. Понятие «человеческий факор»
- •Лекция 3.7 оценка и проверка безопасности.
- •1. Принцип и содержание оценки безопасности.
- •2. Детерминистский метод.
- •3. Вероятностный метод.
- •Лекция 3.8 радиационная защита.
- •1. Радиоактивность: основные понятия, оценка биологического воздействия.
- •2. Факторы радиоактивности на аэс.
- •3. Система радиационной защиты.
- •Лекция 3.9 опыт эксплуатации и исследования по безопасности.
- •1. Принцип учета опыта эксплуатации.
- •2. Выводы по основным причинам аварий и пути их предотвращения.
- •Лекция 4.1 основные критерии и требования по обеспечению безопасности при выборе площадки строительства ас.
- •1. Общие положения
- •2. Радиационная безопасность населения и окружающей среды при нормальной эксплуатации, проектных и запроектных авариях
- •Лекция 4.2 принципы обеспечения безопасности при проектировании аэс
- •2. Технология проектирования
- •3. Общие проектные решения
- •4. Конкретные проектные решения.
- •Лекция 4.3 принципы обеспечения безопасности при изготовлении оборудования и строительства аэс. Пусконаладочные работы.
- •1.2. Достижение качества
- •2. Пусконаладочные работы
- •2.1. Проверка проекта и строительства
- •2.2. Установление эксплуатационных руководств и руководств функциональных испытаний
- •2.3. Сбор основных эксплуатационных данных
- •2.4. Предэксплуатационная наладка станции
- •1. Какая организация разрабатывает технологический процесс изготовления основного тепломеханического оборудования аэс?
- •2. На основании каких документов производится строительство зданий аэс и монтаж всего оборудования?
- •1. Общие положения
- •2. Организация, ответственность и персонал
- •3. Руководства по обследованию безопасности
- •4. Ведение эксплуатации
- •5. Подготовка персонала
- •6. Эксплуатационные пределы и условия
- •7. Руководства для нормальной эксплуатации
- •8. Аварийные эксплуатационные руководства
- •9. Руководства по радиационной защите
- •10. Инженерно-техническая поддержка эксплуатации
- •11. Обратная связь от опыта эксплуатации
- •12. Техническое обслуживание, испытания и инспекции
- •13. Обеспечение качества при эксплуатации
- •Лекция 4.5 принципы обеспечения безопасности аэс в аварийных ситуациях. Управление аварией. Аварийная готовность
- •2. Управление аварией
- •2. Аварийная готовность
- •1. Какие конкретные события (происшествия) на аэс могут квалифицироваться как проектная и запроектная аварии?
- •2. Каковы действия оперативного персонала в случае несработки автоматической системы аварийной защиты? лекция 4.6 снятие аэс (энергоблока аэс) с эксплуатации
- •1. Общие положения
- •2. Основные задачи, предшествующие снятию энергоблока с эксплуатации
- •Лекция 4.7 физическая защита ядерно-опасных объектов россии
- •1. Общие положения
- •1.1 Основные задачи системы физической защиты аэс
- •2. Физическая защита объектов атомной энергетики России
- •2. Организация физзащиты ядерных материалов
- •3. Защита ядерных материалов при транспортировке
2. Основные задачи, предшествующие снятию энергоблока с эксплуатации
Снятие энергоблока с эксплуатации – комплекс мероприятий после удаления ЯТ и прекращения эксплуатации, исключающий использование энергоблока в целях, для которых он был сооружён и любых других не предусмотренных проектом целях, и обеспечивающий безопасность персонала, населения и окружающей среды.
Решение о снятии с эксплуатации энергоблока АЭС принимается эксплуатирующей организацией, как правило, после выработки его проектного или продленного срока службы, и должно осуществляться в соответствии с программой и проектом снятия энергоблока с эксплуатации.
Решение о досрочном (в особых случаях) выводе из эксплуатации АЭС (энергоблока АЭС) принимается Правительством России.
Снятие энергоблока с эксплуатации является неизбежной необходимостью, обеспечение работ по которой должно учитываться на всех предшествующих этапах его жизненного цикла.
Эксплуатирующая организация должна заблаговременно планировать работы по снятию энергоблоков АЭС с эксплуатации и обеспечивать их выполнение, после принятия решения о конкретном сроке снятия энергоблока с эксплуатации, в соответствии с требованиями норм и правил по безопасности в атомной энергетике.
На каждой АЭС на протяжении всего периода эксплуатации энергоблоков должна накапливаться систематизированная информация, необходимая для разработки программы и проекта снятия энергоблока с эксплуатации, применительно к вариантам, рассмотренным в разделе проекта “Снятие АЭС (энергоблока АЭС) с эксплуатации”.
Конкретный уточнённый, наиболее целесообразный вариант снятия с эксплуатации энергоблока эксплуатирующая организация должна принимать по результатам комплексного комиссионного технического и радиационного обследования энергоблока до принятия решения о снятии его с эксплуатации.
Все работы, связанные со снятием энергоблока с эксплуатации, должны выполняться согласно программе и проекту снятия энергоблока с эксплуатации, разработку которых обеспечивает, согласовывает в установленном порядке с органами государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности и утверждает эксплуатирующая организация АЭС.
Программа снятия энергоблока с эксплуатации должна быть разработана не позднее чем за 5 лет, а проект на основании утверждённой программы - не позднее чем за 2 года до окончания проектного срока службы энергоблока.
Программа должна содержать ТЭО принятого варианта снятия энергоблока с эксплуатации.
В случае продления срока эксплуатации энергоблока сверх проектного срока службы более чем на 5 лет, программа и проект снятия энергоблока с эксплуатации должны корректироваться применительно к новым условиям эксплуатации энергоблока.
Проект снятия энергоблока с эксплуатации должен отражать конкретные виды работ, технологию и последовательность их проведения по каждому этапу вывода энергоблока из эксплуатации, материально-технические, людские и финансовые ресурсы.
Снятие энергоблока с эксплуатации может начинаться только после получения эксплуатирующей организацией разрешения органов государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности России.
Остановленный для снятия с эксплуатации энергоблок считается находящимся в эксплуатации до момента полного удаления ЯТ из активной зоны и помещений энергоблока, удаления радиоактивных рабочих сред из оборудования и технологических систем, проведения штатной дезактивации его оборудования, систем и строительных конструкций.
После этого в технологический регламент и инструкции по эксплуатации окончательно остановленного энергоблока должны быть внесены соответствующие изменения.
Все работы по снятию энергоблока с эксплуатации должны выполняться с соблюдением требований по ядерной, радиационной, пожарной безопасности и охране труда.
На протяжении всего периода снятия энергоблока с эксплуатации должен вестись контроль радиационной обстановки на энергоблоке и АЭС в целом, выполняться анализ и сравнение результатов текущего контроля с результатами аналогичного контроля до начала снятия энергоблока с эксплуатации.
Решение об окончании работ по снятию энергоблока с эксплуатации принимает эксплуатирующая организация АЭС совместно с органами государственного регулирования безопасности России, местными органами государственной власти и самоуправления и другими заинтересованными организациями.
Основанием для принятия решения по снятию энергоблока с эксплуатации должны являться оформленные в установленном порядке документы, свидетельствующие о том, что все работы и мероприятия по проекту снятия энергоблока с эксплуатации завершены в полном объёме и с соблюдением предусмотренных проектом требований, достигнуто ожидаемое состояние энергоблока, экологическая обстановка на АЭС и в прилегающих районах соответствует требованиям действующих НД.
Контрольные вопросы:
1. Основные причины досрочного снятия энергоблока АЭС с эксплуатации
2. Кто принимает решения о досрочном и плановом снятия энергоблока
АЭС с эксплуатации?
3. Какова программа процедур снятия энергоблока АЭС с эксплуатации?
