Первый контур – контур, вместе с системой компенсации давления, по которому циркулирует теплоноситель через активную зону, под рабочим давлением.

Стояночная концентрация борной кислоты в теплоносителе первого контура – концентрация, превышающая на 1 г/дм³ концентрацию, обеспечивающую подкритичность реактора не менее 0,02 (без учета погруженных ОР СУЗ) в состоянии активной зоны реактора с максимальным коэффициентом размножения.

Минимально-контролируемый уровень мощности реактора – минимальный уровень мощности реактора, достаточный для контроля за цепной реакцией с помощью штатной аппаратуры контроля (АКНП). МКУ считается достигнутым, если с помощью АКНП зафиксирован уровень мощности в диапазоне от 0,001 до 2,000 % от номинальной.

Энергетический уровень мощности – уровень мощности РУ, в диапазоне значений нейтронной мощности от 2,0 до 100 % Nном (характеризует состояние РУ «Работа на мощности»).

Аварийная ситуация – состояние атомной электростанции, характеризующееся нарушением пределов и/или условий безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию.

Авария – нарушение эксплуатации АЭС, при котором произошел выход радиоактивных продуктов и/или ионизирующих излучений за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации границы в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации. Авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями .

Проектная авария – авария, для которой проектом определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие учетом принципа единичного отказа систем безопасности или одной, независимой от исходного события ошибки персонала, ограничение ее последствий установленными для таких аварий пределами.

Ядерная авария – авария, связанная с повреждением ТВЭЛов, превышающим установленные пределы безопасной эксплуатации, и/или облучением персонала, превышающим допустимое для нормальной эксплуатации, вызванная:

- нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией в активной зоне реактора;

- образованием локальной критичности при перегрузке, транспортировке и хранении ядерного топлива;

- нарушением теплоотвода от ТВЭЛов.

Аварийный останов – останов энергоблока, не предусмотренный предварительно поданной заявкой, вызванный действиями персонала в соответствии с требованиями инструкций или ложного или фактического срабатывания технологических защит, с переводом оборудования энергоблока в «горячее» или «холодное» состояние.

Плановый останов – останов энергоблока по предварительно согласованной заявке.

2 Основные состояния ру

из ТРБЭ-5

5.1 Текущее состояние РУ должно определяться в соответствии с таблицей 5-1.

Таблица 5-1 Основные состояния РУ

№ п/п	Состояние РУ	Нейтронная мощность РУ	Температура 1-го контура	Дополнительные требования
1	Работа на мощности	более 2,0 % Nном	Номинальная в соответствии с нейтронной мощностью	—
2	Минимально контролируемый уровень мощности	от 10-5 до 2,0 % Nном	Номинальная в соответствии с нейтронной мощностью	Реактор критичен
3	Горячий останов	0	более 260 °С	—
4	Полугорячий останов	0	в пределах от 130 до 260 °С	Давление над активной зоной не менее Ps(T1к+20С) кгс/см2
5	Останов для испытаний	0	в пределах от 70 до 130 °С	—
6	Холодный останов	0	менее 70 °С	Технологические разъемы оборудования первого контура уплотнены. Значение давления над активной зоной не более 35 кгс/см2
7	Останов для ремонта	0	менее 70 °С	Технологические разъем(ы) оборудования первого контура разуплотнен(ы)
8	Перегрузка топлива	0	Менее 70 °С	ВБ и БЗТ сняты, БВ и БМП заполнены до уровня в соответствии с программой перегрузки ЯТ. Выполнены условия, необходимые для начала операций с ЯТ и средствами воздействия на реактивность

Примечания:

1 Состояние РУ «Перегрузка топлива» заканчивается после завершения операций с ЯТ в реакторе.

2 Нейтронная мощность РУ «0 %» соответствует подкритическому состоянию реактора.

3 Подробное описание состояний и условий перевода РУ из состояния в состояние указано в Разделе 8.

4 Под состоянием РУ «Останов для испытаний» понимается состояние РУ в котором необходимо выполнить все требуемые испытания после ППР энергоблока в данном диапазоне температур ТПК до начала перевода РУ в состояние «Горячий останов».