Ядерно опасные работы. Обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации аэс - эксплуатация аэс

Постановление Ростехнадзора от 10.12.2007 N 4 "Об утверждении и введении в действие федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. НП-082-07" (Зарегистрировано в...

4. Обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации

4. ОБЕСПЕЧЕНИЕ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ

4.1. Основным документом, определяющим безопасную эксплуатацию блока АС, является технологический регламент безопасной эксплуатации блока АС, содержащий правила и основные приемы безопасной эксплуатации, общий порядок выполнения операций, связанных с безопасностью, а также пределы и условия безопасной эксплуатации. Эксплуатирующая организация обеспечивает разработку технологического регламента безопасной эксплуатации блока АС.

4.2. Эксплуатация блока АС должна проводиться в соответствии с инструкциями по эксплуатации, разработанными администрацией АС на основании проектно-конструкторской документации и технологического регламента безопасной эксплуатации блока АС, откорректированных по результатам ввода в эксплуатацию АС и с учетом опыта эксплуатации.

4.3. До начала эксплуатации блока АС эксплуатирующей организацией должен быть оформлен паспорт реакторной установки.

4.4. Эксплуатирующая организация на основе проектов РУ и АС с учетом требований технологического регламента безопасной эксплуатации блока АС организует разработку и выпуск для систем, важных для безопасности:

Инструкций по проведению проверок и испытаний;

Графиков проведения технического обслуживания, планово-предупредительных и капитальных ремонтов систем и элементов;

Графиков проведения испытаний и проверок функционирования систем безопасности.

4.5. Состояние РУ и ее систем и условия, при которых разрешается эксплуатация блока АС, должны быть обоснованы в проектах РУ и АС и приведены в технологическом регламенте безопасной эксплуатации блока АС.

4.6. При нарушении эксплуатационных пределов оперативным персоналом должна быть выполнена последовательность действий, установленная в проекте РУ (АС) и технологическом регламенте безопасной эксплуатации блока АС и направленная на приведение блока АС к нормальной эксплуатации. В случае невозможности восстановления нормальной эксплуатации блок АС должен быть остановлен.

4.7. При возникновении предаварийной ситуации (аварии) блок АС должен быть остановлен, должны быть выяснены и устранены причины ее возникновения и приняты меры по восстановлению нормальной эксплуатации блока АС. Эксплуатация блока АС может быть продолжена только после устранения причин возникновения предаварийной ситуации (аварии).

4.8. Эксплуатирующая организация должна расследовать происшествия и аварии на АС в соответствии с федеральными нормами и правилами , а также передавать информацию об этих нарушениях в установленном в федеральных нормах и правилах порядке.

4.9. При проектных авариях действия персонала должны определяться инструкцией по ликвидации аварий на блоке АС, разрабатываемой эксплуатирующей организацией на основе ООБ АС. В инструкции должны быть рассмотрены проектные аварии и разработаны меры по ликвидации их последствий.

4.10. Для управления запроектными авариями в соответствии с проектами РУ и АС и ООБ АС эксплуатирующей организацией должно быть разработано руководство по управлению запроектными авариями.

4.11. В инструкции по ликвидации аварий на блоке АС и в руководстве по управлению запроектными авариями должен быть указан порядок ввода в действие планов мероприятий по защите персонала и населения в случае возникновения запроектной аварии.

4.12. Для подготовки персонала АС к действиям при предаварийных ситуациях и авариях должны проводиться противоаварийные тренировки. Периодичность и порядок их проведения утверждаются эксплуатирующей организацией.

4.13. С момента возникновения аварии и до начала работы комиссии по выявлению причин аварии запрещается вскрывать контрольно-измерительную аппаратуру и устройства, менять уставки аварийной и предупредительной сигнализации и защиты. Должны быть предусмотрены технические средства и организационные меры, исключающие возможность утраты зарегистрированной информации и несанкционированного доступа к устройствам и элементам, базам данных и архивам системы управления, в которых зафиксировано состояние оборудования и систем перед возникновением аварии и в последующий период.

4.14. В проекте РУ должны быть обоснованы и в технологическом регламенте безопасной эксплуатации блока АС приведены условия безопасной эксплуатации остановленного реактора с ядерным топливом в активной зоне, включая режимы загрузки и перегрузки. Для этих режимов должны быть определены как минимум:

Объем контроля в соответствии с требованиями пп. 2.3.3.1 , 2.3.3.3 и 2.3.3.6 настоящих Правил с обязательным контролем плотности нейтронного потока и концентрации раствора жидкого поглотителя, если он применяется для данного типа РУ;

Требования к готовности систем, важных для безопасности.

4.15. В реакторах, в которых загрузка и перегрузка ядерного топлива выполняются при заполнении раствором жидкого поглотителя реактора, первого контура и связанных с ним систем, концентрация раствора жидкого поглотителя при операциях загрузки и перегрузки реактора, а также при испытаниях оборудования, арматуры и трубопроводов первого контура и при ремонтных работах должна быть не ниже определенной проектом РУ (АС).

4.16. Эксплуатирующая организация на основе проектной документации, проектного перечня ядерно опасных работ и опыта эксплуатации должна разрабатывать перечень ядерно опасных работ блока АС.

4.17. Работы с системами (элементами), важными для безопасности, по выводу в ремонт и вводу в эксплуатацию, а также испытания этих систем (элементов), не предусмотренные технологическим регламентом безопасной эксплуатации блока АС и инструкциями по эксплуатации, являются ядерно опасными.

4.18. Ядерно опасные работы должны проводиться по специальной рабочей программе, утверждаемой административным руководством АС.

Ядерно опасные работы, не предусмотренные технологическим регламентом безопасной эксплуатации блока АС и инструкциями по эксплуатации, должны проводиться по специальной рабочей программе, утверждаемой эксплуатирующей организацией при согласовании разработчиками проекта РУ и АС.

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР

БЕЗОПАСНОСТЬ ЯДЕРНАЯ

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

ГОСТ 26392 - 84

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР ПО СТАНДАРТАМ

Москва

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР

Постановлением Государственного комитета СССР по стандартам от 25 декабря 1984 г . № 4896 срок введения установлен

с 01.07.86

Настоящий стандарт устанавливает применяемые в науке, технике и производстве термины и определения основных понятий в области ядерной безопасности и распространяется на следующие объекты: ядерные установки, включающие ядерные реакторы различного типа и назначения, критические и подкритические стенды, устройства для переработки, транспортирования и хранения ядерно-опасных делящихся материалов.

Термины, установленные стандартом, обязательны для применения в документации всех видов, научно-технической, учебной и справочной литературе.

Для каждого понятия установлен один стандартизованный термин. Применение терминов - синонимов стандартизованного термина запрещается.

Недопустимые к применению термины-синонимы приведены в стандарте в качестве справочных и обозначены «ндп».

Для отдельных стандартизованных терминов в стандарте приведены в качестве справочных краткие формы, которые разрешается применять в случаях, исключающих возможность их различного толкования. Установленные определения можно, при необходимости, изменять по форме изложения, не допуская нарушения границ понятий.

В стандарте в качестве справочных приведены эквиваленты для ряда стандартизованных терминов на английском языке.

В стандарте приведен алфавитный указатель терминов на русском языке.

Стандартизованные термины набраны полужирным шрифтом, их краткая форма - светлым, а недопустимые синонимы - курсивом.

АЛФАВИТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ ТЕРМИНОВ

размер шрифта

ПРАВИЛА ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК СУДОВ- НП-029-01 (утв- Постановлением Госатомнадзора РФ от... Актуально в 2018 году

7. Выполнение потенциально ядерно-опасных работ

7.1. Для стадий жизненного цикла ЯЭУ (строительство, ввод в эксплуатацию, ремонт, перегрузка активной зоны реактора, консервация, выгрузка активной зоны) должны быть разработаны перечни ПОР и технические требования на их выполнение.

В эксплуатационной документации на СВБ РУ должны быть перечислены ПОР при обслуживании этих систем и даны указания о необходимых мерах безопасности при проведении работ.

7.2. В технических требованиях на выполнение ПОР должны быть указаны методы и средства контроля за состоянием реактора при проведении работ.

7.3. На основе исходных данных, выдаваемых разработчиками РУ и СВБ, разработчик проекта ЯЭУ выпускает единые перечни ПОР и технические требования на их выполнение.

Единые перечни ПОР и технические требования на их выполнение при вводе в эксплуатацию, ремонте и сопутствующих перегрузке работах, а также перечень ПОР при перегрузке согласовываются в установленном порядке с разработчиком проекта судна.

Перечень ПОР и технические требования на их выполнение при перегрузке дополнительно согласовываются с разработчиком перегрузочного оборудования, если им не является разработчик РУ.

7.4. На ЯЭУ запрещается одновременное проведение более одной ПОР.

7.5. В помещениях, в которых выполняются ПОР, запрещается проведение других работ.

7.6. На весь период проведения ПОР запрещается присутствие в реакторном помещении посторонних лиц и привлечение к выполнению работ персонала, не указанного в плане работ.

7.7. В журнале поста управления ЯЭУ должна быть запись о начале и окончании ПОР с фиксацией состояния ЯЭУ.

7.8. ПОР должны проводиться с соблюдением следующих условий:

ПОР предусмотрены перечнем и утверждены планом работ;

Приказом капитана судна назначены руководитель работ и исполнители, на которых имеются приказы о допуске к ПОР;

Исполнители работ проинструктированы о мерах безопасности, о чем имеется личная подпись в журнале инструктажа;

Имеется письменное разрешение ответственного должностного лица на выполнение работ;

Имеется вахта на посту управления ЯЭУ и ведется радиационный контроль;

Подготовлены к действию соответствующие системы безопасности;

Между постом управления ЯЭУ и реакторным помещением установлена двухсторонняя связь по двум каналам.

В случае перерыва ПОР ЯЭУ должна быть приведена в безопасное состояние. Смена вахты при выполнении ПОР не производится.

7.9. При отклонении от технологии выполнения ПОР и возникновении ядерно-опасной ситуации проведение ПОР должно быть немедленно остановлено. ПОР могут быть продолжены по письменному распоряжению руководителя работ после устранения выявленного нарушения и причин возникновения ядерно-опасной ситуации.

Страница 91 из 94

Эксплуатация РУ должна соответствовать требованиям " Правил ядерной безопасности реакторных установок атомных станций" (ПВЯ РУ АЭС-89), Административное руководство АЭС несет ответственность за обеспечение ядерной безопасности (ЯБ), организацию и проведение работ по обеспечению безопасного технического состояния РУ и АЭС и подготовленность персонала. Должностные лица и персонал АЭС несут ответственность за ЯБ в пределах, установленных должностными инструкциями.
Основным документом, определяющим ЯБ, является технологический регламент, содержащий правила и основные приемы безопасной эксплуатации АЭС, общий порядок выполнения операций, связанных с ЯБ, а также пределы и условия безопасной эксплуатации РУ.
Все ядерные реакторы АЭС должны иметь паспорта, оформляемые в Госатомнадзоре РФ. Состояние ЯБ на АЭС должно проверяться комиссией не реже одного раза в год.
Ядерно-опасные работы выполняются в соответствии с правилами ЯБ по специальным программам и методикам, в которых указываются цели этих работ, технические и организационные меры по обеспечению ЯБ, критерии и порядок контроля проведения работ, а также определяются руководители работ и контролирующие лица. Например, в программах по загрузке/выгрузке ТВС из активной зоны указываются требования, направленные на предотвращение незапланированной критичности или других ядерно-опасных ситуаций при обращении с ЯТ.
При эксплуатации АЭС система управления и защиты ЯР должна обеспечить:
пуск и перевод активной зоны ядерного реактора в подкритическое состояние без нарушения пределов безопасной эксплуатации;
автоматическое поддержание заданного уровня мощности (интенсивности цепной реакции);
контроль нейтронного потока во всем диапазоне изменения плотности нейтронного потока в активной зоне от 10- 7 до 120% номинального уровня, осуществляемый как минимум тремя независимыми между собой каналами измерения уровня плотности нейтронного потока с показывающими приборами (по крайней мере 2 из 3 каналов контроля должны быть оснащены записывающими устройствами);
контроль за изменением реактивности;
измерение нейтронной мощности (нейтронного потока) на любом уровне мощности тремя независимыми каналами с показывающими (самопишущими) приборами;
аварийную защиту ЯР на всех уровнях мощности независимо от наличия и состояния источников энергопитания;
надежное поддержание ЯР в подкритическом состоянии и средств контроля подкритичности активной зоны;
перекрытие не менее чем на один порядок измерений измеряемой величины при последовательном переходе с одной группы измерительных каналов на другую;
автоматическое снижение мощности РУ, предусмотренное проектом, при изменении технологических параметров или отключении действующего оборудования. При наличии на РУ нескольких видов аварийной защиты за аварийную защиту первого рода принимается самая быстродействующая защита, обеспечивающая аварийную остановку ЯР при возникновении аварии.
Электрическая схема управления движением органов СУЗ должна обеспечивать автоматический ввод поглотителей в ядерный реактор после срабатывания аварийной защиты (АЗ). Должно быть исключено введение положительной реактивности средствами воздействия на реактивность, предусмотренными техническим проектом РУ, если рабочие органы АЗ не приведены в рабочее положение. Скорость введения положительной реактивности исполнительными органами СУЗ должна быть не более 0,07эф/с. Бели исполнительные органы имеют эффективность 0,70эф, то введение положительной реактивности должно быть шаговым с весом шага не более 0,3/эф.
Подкритичность активной зоны ядерного реактора в любой момент кампании после ввода рабочих органов АЗ в рабочее положение с введенными в активную зону остальными органами СУЗ должна быть не менее 0,01 в состоянии активной зоны с максимальным коэффициентом размножения.
Количество, расположение, эффективность и скорость введения исполнительных органов АЗ должны обеспечивать при любых аварийных ситуациях, включая выход из строя одного наиболее эффективного органа:
скорость снижения мощности ядерного реактора, достаточную для предотвращения повреждения оболочек твэлов;
приведение ЯР в подкритическое состояние и поддержание его в этом состоянии с учетом возможного увеличения реактивности в течение времени, достаточного для введения других, более медленных органов СУЗ;
предотвращение образования локальных критических масс.
Вывод ЯР в критическое состояние и на мощность разрешается при выполнении следующих условий:

1. исполнительные органы АЗ должны находиться во взведенном состоянии;
2. органы автоматического регулирования (для канальных ядерных реакторов) должны находиться в промежуточном положении;
3. должен осуществляться контроль нейтронного потока и периода разгона ядерного реактора;
4. АЗ ЯР должна соответствовать требованиям по выполнению функций защиты;
5. в СУЗ должны быть включены все исполнительные органы;
6. САЭ должна быть исправной и находиться в состоянии готовности к работе; должен иметься установленный инструкцией запас дизельного топлива;
7. система аварийного ввода жидкого поглотителя должна быть исправной и находиться в состоянии готовности к действию; должны быть созданы установленный запас и концентрация жидкого поглотителя;
8. система сигнализации и блокировок должна быть опробована и находиться в рабочем состоянии;
9. должны быть исправными и находиться в состоянии готовности к действию САОР и CЛA.

Операции по достижению критического состояния ядерного реактора должны выполняться только по командам начальника смены АЭС или энергоблока.
Контроль за остановленным ядерными реакторами, когда в активной зоне находится ЯТ, должен осуществляться постоянно, в том числе при загрузке и перегрузке ядерного топлива. При этом обязательному контролю подлежат:
нейтронный поток;
скорость нарастания нейтронного потока (или реактивность);
концентрация поглотителя в теплоносителе (если проектом предусмотрена жидкостная система регулирования).
В случае возникновения на РУ аварийной ситуации должны быть выявлены и устранены причины ее возникновения и приняты меры для восстановления нормальной эксплуатации РУ. Бели восстановление нормальной эксплуатации РУ невозможно, она должна быть остановлена. Эксплуатация РУ может быть продолжена только после выяснения и устранения причины возникновения аварийной ситуации по письменному распоряжению ГИС. Оператор (ВИУР) ЭБ имеет право и обязан самостоятельно остановить ядерный реактор в случаях, предусмотренных технологическим регламентом, и/или, если дальнейшая работа угрожает безопасности энергоблока (АЭС).
В ядерных реакторов, где перегрузка ядерного топлива осуществляется с расцеплением рабочих органов СУЗ, она должна проводиться при введенных в активную зону рабочих органах СУЗ и других средствах воздействия на реактивность, причем минимальная подкритичность ядерного реактора в процессе перегрузки с учетом возможных ошибок должна составлять не менее 0,02. Если при этом реактивность компенсируется раствором жидкого поглотителя, его концентрация должна быть доведена до такого значения, при котором (с учетом возможных ошибок) обеспечивается подкритичность ядерного реактора не менее 0,02 (без учета введенных рабочих органов СУЗ). В этом случае техническими и организационными мерами должна быть исключена возможность подачи чистого конденсата в ядерный реактор и первый контур.
Перегрузка ядерного топлива на остановленном ядерном реакторе канального типа должна проводиться при взведенных органах АЗ, причем минимальная подкритичность ядерного реактора с учетом возможных ошибок должна составлять не менее 0,02. На энергоблока, в которых перегрузка ТВС проводится при работе ядерного реактора на мощности, она осуществляется при обоснованных в проекте допустимых эксплуатационных режимах работы и наличии средств, эффективность которых достаточна для подавления избыточной реактивности, ввод которой возможен из-за ошибок загрузки или непредусмотренных эффектов реактивности.
Все ядерно-опасные работы на АЭС проводятся по специальному техническому решению или по программе, утвержденной ГИС, как правило, на остановленном ядерном реакторе с подкритичностью не менее 0,02 для состояния активной зоны с максимальным эффективным коэффициентом размножения.
Техническое решение (программа) на выполнение ядерно-опасных работ должна содержать:
цель проведения ядерно-опасных работ;
перечень ядерно-опасных работ;
технические и организационные меры по обеспечению ЯБ;
критерии и контроль правильности завершения ядерно-опасных работ;
указание о назначении ответственного лица за проведение ядерноопасных работ.
В инструкциях по эксплуатации систем и оборудования АЭС, регламентирующих эксплуатацию ядерных реакторов и процедуры обращения с ЯТ, должны быть отражены требования по обеспечению ЯБ.

4.1. Основным документом, определяющим безопасную эксплуатацию блока АС, является технологический регламент безопасной эксплуатации блока АС, содержащий правила и основные приемы безопасной эксплуатации, общий порядок выполнения операций, связанных с безопасностью, а также пределы и условия безопасной эксплуатации. Эксплуатирующая организация обеспечивает разработку технологического регламента безопасной эксплуатации блока АС.

4.2. Эксплуатация блока АС должна проводиться в соответствии с инструкциями по эксплуатации, разработанными администрацией АС на основании проектно-конструкторской документации и технологического регламента безопасной эксплуатации блока АС, откорректированных по результатам ввода в эксплуатацию АС и с учетом опыта эксплуатации.

4.3. До начала эксплуатации блока АС эксплуатирующей организацией должен быть оформлен паспорт реакторной установки.

4.4. Эксплуатирующая организация на основе проектов РУ и АС с учетом требований технологического регламента безопасной эксплуатации блока АС организует разработку и выпуск для систем, важных для безопасности:

Инструкций по проведению проверок и испытаний;

Графиков проведения технического обслуживания, планово-предупредительных и капитальных ремонтов систем и элементов;

Графиков проведения испытаний и проверок функционирования систем безопасности.

4.5. Состояние РУ и ее систем и условия, при которых разрешается эксплуатация блока АС, должны быть обоснованы в проектах РУ и АС и приведены в технологическом регламенте безопасной эксплуатации блока АС.

4.6. При нарушении эксплуатационных пределов оперативным персоналом должна быть выполнена последовательность действий, установленная в проекте РУ (АС) и технологическом регламенте безопасной эксплуатации блока АС и направленная на приведение блока АС к нормальной эксплуатации. В случае невозможности восстановления нормальной эксплуатации блок АС должен быть остановлен.

4.7. При возникновении предаварийной ситуации (аварии) блок АС должен быть остановлен, должны быть выяснены и устранены причины ее возникновения и приняты меры по восстановлению нормальной эксплуатации блока АС. Эксплуатация блока АС может быть продолжена только после устранения причин возникновения предаварийной ситуации (аварии).

4.8. Эксплуатирующая организация должна расследовать происшествия и аварии на АС в соответствии с федеральными нормами и правилами, а также передавать информацию об этих нарушениях в установленном в федеральных нормах и правилах порядке.

4.9. При проектных авариях действия персонала должны определяться инструкцией по ликвидации аварий на блоке АС, разрабатываемой эксплуатирующей организацией на основе ООБ АС. В инструкции должны быть рассмотрены проектные аварии и разработаны меры по ликвидации их последствий.

4.10. Для управления запроектными авариями в соответствии с проектами РУ и АС и ООБ АС эксплуатирующей организацией должно быть разработано руководство по управлению запроектными авариями.

4.11. В инструкции по ликвидации аварий на блоке АС и в руководстве по управлению запроектными авариями должен быть указан порядок ввода в действие планов мероприятий по защите персонала и населения в случае возникновения запроектной аварии.

4.12. Для подготовки персонала АС к действиям при предаварийных ситуациях и авариях должны проводиться противоаварийные тренировки. Периодичность и порядок их проведения утверждаются эксплуатирующей организацией.

4.13. С момента возникновения аварии и до начала работы комиссии по выявлению причин аварии запрещается вскрывать контрольно-измерительную аппаратуру и устройства, менять уставки аварийной и предупредительной сигнализации и защиты. Должны быть предусмотрены технические средства и организационные меры, исключающие возможность утраты зарегистрированной информации и несанкционированного доступа к устройствам и элементам, базам данных и архивам системы управления, в которых зафиксировано состояние оборудования и систем перед возникновением аварии и в последующий период.

4.14. В проекте РУ должны быть обоснованы и в технологическом регламенте безопасной эксплуатации блока АС приведены условия безопасной эксплуатации остановленного реактора с ядерным топливом в активной зоне, включая режимы загрузки и перегрузки. Для этих режимов должны быть определены как минимум:

Объем контроля в соответствии с требованиями пп. 2.3.3.1 , 2.3.3.3 и 2.3.3.6 настоящих Правил с обязательным контролем плотности нейтронного потока и концентрации раствора жидкого поглотителя, если он применяется для данного типа РУ;

Требования к готовности систем, важных для безопасности.

4.15. В реакторах, в которых загрузка и перегрузка ядерного топлива выполняются при заполнении раствором жидкого поглотителя реактора, первого контура и связанных с ним систем, концентрация раствора жидкого поглотителя при операциях загрузки и перегрузки реактора, а также при испытаниях оборудования, арматуры и трубопроводов первого контура и при ремонтных работах должна быть не ниже определенной проектом РУ (АС).

4.16. Эксплуатирующая организация на основе проектной документации, проектного перечня ядерно опасных работ и опыта эксплуатации должна разрабатывать перечень ядерно опасных работ блока АС.

4.17. Работы с системами (элементами), важными для безопасности, по выводу в ремонт и вводу в эксплуатацию, а также испытания этих систем (элементов), не предусмотренные технологическим регламентом безопасной эксплуатации блока АС и инструкциями по эксплуатации, являются ядерно опасными.

4.18. Ядерно опасные работы должны проводиться по специальной рабочей программе, утверждаемой административным руководством АС.

Ядерно опасные работы, не предусмотренные технологическим регламентом безопасной эксплуатации блока АС и инструкциями по эксплуатации, должны проводиться по специальной рабочей программе, утверждаемой эксплуатирующей организацией при согласовании разработчиками проекта РУ и АС.

Рабочая программа должна содержать:

Цель проведения ядерно опасных работ;

Перечень ядерно опасных работ;

Технические и организационные меры по обеспечению ядерной безопасности;

Критерии и контроль правильности завершения ядерно опасных работ;

Указание о назначении ответственного лица за проведение ядерно опасных работ.

Ядерно опасные работы должны проводиться, как правило, на остановленном реакторе.

4.19. Подкритичность остановленного реактора при проведении ядерно опасных работ должна быть не менее 0,02 для состояния реактора с максимальным запасом реактивности (для реакторов канального типа рабочие органы АЗ должны быть взведены, а остальные рабочие органы СУЗ введены в активную зону).

4.20. После завершения ремонта оборудования и систем, важных для безопасности, должна быть проведена проверка характеристик этих систем на соответствие проектным характеристикам. Проверка должна проводиться в соответствии с действующими инструкциями или по программам, разработанным в порядке, установленном эксплуатирующей организацией АС.

4.21. При любых испытаниях систем, важных для безопасности, должна проводиться проверка соответствия результатов испытаний критериям, установленным в проектах РУ и АС. Результаты испытаний должны оформляться актом.