Принятые сокращения и обозначения

АЗ - аварийная защита

АТО - атомно-технологическое обслуживание

БКВ - береговой комплекс выгрузки отработавшего ядерного топлива

ВМФ - Военно-Морской Флот

ВПЧ - военизированная пожарная часть

ГО - гражданская оборона

ГНЦ РФ - Государственный научный центр Российской Федерации

ГЭУ - главная энергетическая установка

ИР - исследовательский ядерный реактор

ИЯР РНЦ КИ – Институт ядерных реакторов Российский научный центр «Курчатовский институт»

КГ - компенсирующая группа

КР - компенсирующая решетка

КС - критический стенд

КСУ ТС - комплексная система управления техническими средствами

КШИ - комплексные швартовные испытания

МВД - Министерство внутренних дел

МО - Министерство обороны

МСЧ - медицинская санитарная часть

МЧС - Министерство Российской Федерации по делам гражданской обороны, чрезвычайным ситуациям и ликвидации последствий стихийных бедствий

НД - нормативная документация

НИИ - научно-исследовательский институт

НФИ - нейтронно-физические измерения

ОЦ ЯРБ - отраслевой центр научно-методического обеспечения организации ядерной и радиационной безопасности, физической защиты, учета и контроля ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов ГНЦ РФ ФГУП «ЦНИИ им. акад. А.Н. Крылова»

ООБ - отчет по обоснованию безопасности

ОЯБ ГНЦ РФ ФЭИ - отдел ядерной безопасности ГНЦ РФ - Физико-энергетический институт имени академика А.И. Лейпунского

ОЯТ - отработавшее (облученное) ядерное топливо

ОТВС – облученная тепловыделяющая сборка

ПЗ - представительство заказчика

ПГБ - парогенерирующий блок

ПКС - подкритический стенд

ПОР - потенциально опасная работа

ППУ - паропроизводящая установка

ПУ - пульт управления

РД - руководящий документ

РОР - радиационно опасная работа

РУ - реакторная установка (аналог ППУ)

РФ - Российская Федерация

САС СЦР - система аварийной сигнализации о возникновении самоподдерживающейся цепной реакции деления

СВБ - система, важная для безопасности

СУЗ - система управления и защиты реактора

ЦНИИ - Центральный научно-исследовательский институт

ТВС - тепловыделяющая сборка

Твэл - тепловыделяющий элемент

ТОБ - техническое обоснование безопасности

ТТИ - теплотехнические измерения

ТУК - транспортный упаковочный комплект

УГН ЯРБ МО РФ - Управление государственного надзора за ядерной и радиационной безопасностью Министерства обороны Российской Федерации

ФГУП - Федеральное государственное унитарное предприятие

ФМБА - Федеральное медико-биологическое агентство

ЯБ - ядерная безопасность

ФП - физический пуск

ЯРБ - ядерная и радиационная безопасность

ЯТ - ядерное топливо

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

Аварийная защита – функция системы управления и защиты ядерного реактора по предотвращению развития на нем аварийной ситуации за счет аварийной остановки реактора.

Аварийная ситуация – нарушение пределов и/или условий безопасной эксплуатации ЯЭУ, не перешедшее в аварию.

Авария ЯЭУ – нарушение эксплуатации ЯЭУ, при которой произошел выход радиоактивных веществ и/или ионизирующих излучений за предусмотренные для нормальной эксплуатации барьеры радиационной безопасности в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации ЯЭУ.

Авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями.

Активная зона – часть ядерного реактора, содержащая ядерное топливо, в которой происходит управляемая цепная ядерная реакция.

Активное устройство (элемент) – устройство (элемент), функционирование которого зависит от нормальной работы другого устройства, например, управляющего устройства, энергоисточника и т.п.

Алгоритм защитного действия – последовательность действий, выполняемых системами безопасности по аварийному сигналу.

Барьеры радиационной безопасности – физические преграды (физические барьеры) и/или организованные на корабле зоны, препятствующие выходу радиоактивных веществ в контур теплоносителя, реакторный отсек и за его пределы и/или снижающие интенсивность ионизирующих излучений и их воздействие на личный состав, сопрягаемые с кораблем объекты и окружающую среду.

Биологическая защита – элемент конструкции РУ и/или корабля в виде конструкционных материалов, жидких и/или сыпучих сред, корпусных и конструктивных элементов РУ и корабля, предназначенная для исключения или снижения до установленных уровней ионизирующих излучений, действующих на личный состав, боевые и технические средства корабля, сопрягаемые с ним средства и окружающую среду.

Борьба за живучесть корабля – комплекс мероприятий по ликвидации аварийных и боевых повреждений корабля для сохранения или восстановления его мореходности и боеспособности.

Вероятностный анализ безопасности – системный анализ, основанный на исследовании вероятностей возникновения исходных событий, путей развития и последствий аварий и имеющий целью определение влияния различных факторов на безопасность и количественных оценок достигнутого уровня безопасности.

Внутренняя самозащищенность РУ – свойство РУ обеспечивать безопасность на основе естественных обратных связей, процессов и характеристик.

Вывод ЯЭУ из эксплуатации – процесс осуществления комплекса мероприятий, исключающий использование ЯЭУ в качестве источника энергии и обеспечивающий безопасность личного состава (персонала), населения и окружающей среды.

Жизненный цикл ЯЭУ – совокупность взаимосвязанных этапов от создания ЯЭУ до ее утилизации.

Запроектная авария – авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений личного состава (персонала).

Защитная оболочка – локализующая система безопасности, включающая реакторную выгородку (аппаратное помещение) прочноплотного исполнения с ее системами, обеспечивающая предотвращение или ограничение выхода в реакторный отсек радиоактивных веществ и парогазовой смеси при разгерметизации первого контура РУ и/или паропроводов.

Защитное ограждение – локализующая система безопасности, образуемая корпусом и конструктивными элементами корабля, реакторным отсеком и его помещениями, препятствующими распространению радиоактивных веществ в смежные отсеки (помещения) корабля и/или в окружающую среду.

Зона наблюдения – территория (акватория) вокруг санитарно-защитной зоны пункта базирования, на которой проводится радиационный контроль.

Зона строго режима – помещения корабля и часть примыкающего к нему пространства вне корпуса корабля, в которых при нормальных условиях эксплуатации или при проектных авариях проектом предусмотрены повышенные уровни ионизирующего излучений и/или радиоактивных загрязнений и доступ в которые контролируется.

Зона радиационной безопасности – помещения корабля не входящие в зону строгого режима.

Исходное событие – единичный отказ в системах ЯЭУ или СВБ, внешние воздействие или ошибка личного состава (персонала), которые приводят к нарушению нормальной эксплуатации и могут привести к нарушению пределов и/или условий безопасной эксплуатации ЯЭУ. Исходное событие включает все зависимые отказы, являющиеся его следствием. В число исходных событий могут включаться постулированные события, установленные в ТТЗ на корабль и в ТЗ на РУ и КСУ ТС.

Комплексные швартовные испытания – испытания систем и оборудования ЯЭУ и ЯЭУ в целом на всех проектных режимах и уровнях мощности вплоть до номинальной, при которых уточняются условия и пределы безопасной эксплуатации ЯЭУ.

Компенсирующая группа (КГ) – автоматически или дистанционно управляемое устройство СУЗ, для компенсации реактивности, перемещаемое одним исполнительным механизмом

Конечное состояние ЯЭУ (РУ) – состояние ЯЭУ (РУ) после вывода ее из действия при нормальной эксплуатации или аварии, характеризуемое контролируемыми параметрами и качественными признаками, номенклатура и пределы допустимых изменений (отклонений) которых устанавливаются в нормативной или конструкторской документации на корабль (РУ).

Конструктивная защита – набор корпусных и конструктивных элементов корабля, обеспечивающий механическую защиту РУ, оборудования и систем, важных для безопасности ЯЭУ, при установленных в ТТЗ на корабль параметрах внешних воздействий.

Критерии безопасности – установленные в нормативной и/или конструкторской документации значения параметров и/или характеристик ЯЭУ (РУ), в соответствии с которыми обосновывается ее безопасность.

Личный состав – военнослужащие, непосредственно эксплуатирующие и/или обслуживающие ЯЭУ и инженерное оборудование пунктов базирования.

Локализация аварии – ограничение последствий аварии.

Необнаружеваемый (скрытый) отказ – отказ системы (элемента), который не проявляется в момент своего возникновения при нормальной эксплуатации и для выявления которого не предусмотрены соответствующие правила, методы и средства.

Нормальная эксплуатация – эксплуатация ЯЭУ в определенных проектом эксплуатационных пределах и условиях.

Нормы безопасности ЯЭУ – совокупность установленных органами государственного управления значений и пределов показателей безопасности ЯЭУ, качественных признаков безопасности; дозовых пределов облучения личного состава и населения при нормальной эксплуатации и проектных авариях ЯЭУ.

Обеспечение качества – планируемая и систематически осуществляемая деятельность, направленная на то, чтобы все работы по созданию и эксплуатации ЯЭУ проводились установленным образом, и их результаты удовлетворяли предъявляемым к ним требованиям.

Оболочка тепловыделяющего элемента – защитный металлический слой, охватывающий ядерное топливо в тепловыделяющем элементе и предназначенный для удержания радиоактивных продуктов деления и обеспечения механической прочности конструкции.

Отказы по общей причине – отказы нескольких важных для безопасности систем (элементов), возникающие вследствие аварийных происшествий на корабле (пожаров, затоплений, запаривания помещений) или внешних воздействий при аварийных происшествиях с кораблем.

Ошибка личного состава (персонала) – несвоевременное или неточное выполнение, невыполнение требуемого действия и/или выполнение другого или запрещенного эксплуатационной (технической) документацией единичного действия при монтаже, испытаниях или эксплуатации ЯЭУ, СВБ и их оборудования (элементов).

Ошибочное решение – неправильный выбор порядка, последовательности и/или способа выполнения действий из-за неверной оценки условий эксплуатации и параметров состояния ЯЭУ, СВБ и их оборудования (элементов).

Параметр состояния ЯЭУ – физическая размерная величина, характеризующая состояние ЯЭУ и ее составных частей.

Пассивное устройство (элемент) – устройство (элемент), функционирование которого связано только с вызвавшим его работу событием и не зависит от работы другого устройства, например, управляющего устройства, энергоисточника и т.п. По конструктивным признакам пассивные устройства делятся на пассивные устройства с механическими движущимися частями (обратные клапаны) и пассивные устройства без механических движущихся частей (трубопроводы, сосуды).

Перезарядка реактора – комплекс работ по восстановлению энергозапаса реактора, включающий замену активной зоны, сопутствующие демонтажно-монтажные работы, физический и энергетический пуски.

Персонал – гражданские лица, осуществляющие монтаж, испытания, ремонт, обслуживание ЯЭУ и инженерного оборудования пунктов базирования.

Поглощающий элемент – сборочная единица ядерного реактора из поглощающих нейтроны веществ, устанавливаемая в реактор для управления реактивностью.

Подкритическое состояние реактора – состояние реактора, характеризующиеся значением эффективного размножения нейтронов меньшим единицы

Последствия аварии – радиационное воздействие сверх установленных нормативных значений, явления, процессы, события и состояния, нанесенный ущерб, возникающие при аварии ЯЭУ и находящиеся в непосредственной связи с ней.

Пост аварийного расхолаживания – пост, с которого можно произвести и проконтролировать перевод реактора в подкритическое состояние и его расхолаживание при выходе из строя центрального пульта управления ЯЭУ.

Пост аварийного управления – пост управления ЯЭУ, частично или полностью дублирующий функции ЦПУ.

Потенциально опасная работа – работа, при проведении которой может возникнуть аварийная ситуация или ядерная (радиационная) авария.

Программа обеспечения качества – документ проектанта или изготовителя оборудования и систем ЯЭУ, СВБ и инженерного оборудования пункта базирования, завода-строителя (ремонта) кораблей и поставщика услуг, регламентирующий комплекс взаимосвязанных требований правил и организационно-технических мероприятий, подлежащих выполнению на соответствующем этапе жизненного цикла корабля и направленных на обеспечение и подтверждение показателей качества, установленных в ТЗ, нормативно-технической, рабочей конструкторской и ремонтной документации.

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

Проектные пределы – значения параметров и характеристик состояния систем, установленные в проекте для нормальной эксплуатации, аварийных ситуаций и аварий.

Путь протекания аварии – последовательность событий и/или изменений состояния систем и элементов ЯЭУ и СВБ в процессе аварии.

Радиационная авария – потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями личного состава (персонала), внешними воздействиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или к радиоактивному загрязнению окружающей среды.

Радиационный контроль – получение информации о целостности барьеров безопасности, об уровнях облучения людей, о радиационной обстановке на корабле, береговых объектах и окружающей среде (включает в себя радиационно-технологический, дозиметрический и радиометрический контроль).

Реакторная установка, аналог – паропроизводящая установка (ППУ) – комплекс систем и оборудования, предназначенный для осуществления управляемой ядерной цепной реакции деления и преобразования ядерной энергии в тепловую. Границы РУ устанавливаются в проекте РУ и согласовываются с проектантом корабля.

Система – совокупность элементов, предназначенных для выполнения заданных функций.

Система аварийного расхолаживания реактора – защитная система безопасности, предназначенная для вывода ЯЭУ из действия с любого уровня мощности с сохранением работоспособности всего оборудования при проектных авариях ЯЭУ и обеспечивающая отвод тепла от реактора к конечному поглотителю.

Системы (элементы) безопасности – системы (элементы), предназначенные для выполнения функций безопасности. Системы (элементы) безопасности по характеру выполняемых ими функций разделяются на управляющие, защитные, обеспечивающие и локализующие.

Системы (элементы), важные для безопасности – системы (элементы) безопасности, а также системы (элементы) нормальной эксплуатации, отказы которых нарушают нормальную эксплуатацию ЯЭУ или препятствуют устранению отклонений от нормальной эксплуатации и могут привести к авариям.

Системы (элементы) нормальной эксплуатации – системы (элементы), предназначенные для осуществления нормальной эксплуатации ЯЭУ.

Система управления ЯЭУ – составная часть КСУ ТС корабля, предназначенная (совместно со средствами измерения, контроля, рабочими органами и исполнительными механизмами) для управления ЯЭУ, предупредительной и аварийной защиты, контроля состояния и диагностирования технических средств ЯЭУ в нормальных и аварийных условиях ее эксплуатации.

Система управления и защиты (СУЗ) – совокупность важных для безопасности устройств, предназначенных для контроля безопасного протекания цепной реакции в активной зоне и аварийного прекращения ее путем управления органами воздействия на реактивность (рабочими органами СУЗ).

Стенд – прототип корабельной ЯЭУ (РУ) – прототип ЯЭУ (РУ), предназначенный для проверки всего комплекса характеристик принципиально новых корабельных ЯЭУ в нормальных и аварийных ситуациях.

Тепловыделяющий элемент – элемент, состоящий из ядерного топлива и оболочки предназначенный для передачи тепла от топлива к теплоносителю.

Техническое диагностирование – определение технического состояния ЯЭУ, СВБ и их элементов путем контроля и прогнозирования этого состояния, поиска места и причин отказа (неисправности).

Техническое обоснование безопасности ЯЭУ (РУ) – документ в составе технического проекта корабля (РУ), подтверждающий результатами расчетных, экспериментальных исследований и испытаний технических средств ЯЭУ (РУ) и систем, важных для безопасности ЯЭУ, обоснованность принятых мер по выполнению требований нормативной документации и ТТЗ (ТЗ) на создание корабля (РУ) по безопасности в течение всего его (ее) жизненного цикла.

Транспортирование отработавшего и «свежего» ядерного топлива – комплекс мероприятий, обеспечивающий перевозку транспортными средствами отработавшего и «свежего» ядерного топлива, включая погрузку и выгрузку.

Управление аварией – действия, направленные на предотвращение развития проектных аварий в запроектные и на ослабление последствий запроектных аварий.

Условия безопасной эксплуатации ЯЭУ – установленные в проектах корабля, РУ, КСУ ТС минимальные условия по количеству, характеристикам, состоянию работоспособности ЯЭУ и СВБ, при которых обеспечивается соблюдение пределов безопасной эксплуатации и (или) критериев безопасности.

Условия нормальной эксплуатации ЯЭУ – установленные в проектах корабля, РУ, КСУ ТС условия по количеству, характеристикам, состоянию работоспособности и техническому обслуживанию систем элементов и оборудования ЯЭУ и СВБ, необходимые для ее работы без нарушения пределов нормальной эксплуатации.

Утилизация ЯЭУ – этап жизненного цикла ЯЭУ, включающий в себя отстой до выгрузки топлива, выгрузку топлива и передачу отсека с ЯЭУ на хранение и переработку.

Физический пуск ядерного реактора – вывод ядерного реактора в критическое состояние с выполнением необходимых нейтронно-физических измерений после окончания строительства или перезарядки реактора.

Функция безопасности – назначение системы (элемента), обязанность и/или круг деятельности людей по обеспечению безопасности ЯЭУ (РУ).

Центральный пост управления – пост, с которого осуществляется автоматическое и дистанционное управление ЯЭУ и централизованный контроль состояния ее систем и оборудования при нормальной эксплуатации и авариях.

Швартовные испытания – этап ввода ЯЭУ в эксплуатацию по окончании строительства и монтажа систем и оборудования ЯЭУ и систем, важных для безопасности, при котором эти системы приводятся в состояние эксплуатационной готовности с проверкой их соответствия установленным в проекте критериям и характеристикам, завершающийся готовностью ЯЭУ к физическому пуску.

Эксплуатационные пределы – значения параметров и характеристик состояния систем (элементов) и ЯЭУ в целом, заданные техническими проектами составных частей ЯЭУ для нормальной эксплуатации.

Эксплуатационные условия – установленные проектантом условия по количеству, характеристикам, состоянию работоспособности и техническому обслуживанию систем (элементов), при которых эксплуатационные пределы не нарушаются.

Эксплуатация ЯЭУ – этап жизненного цикла ЯЭУ с момента приема ЯЭУ организацией, осуществляющей ее эксплуатацию, от организации, осуществляющей создание ЯЭУ, до момента передачи организации, осуществляющей ее утилизацию.

Элементы – части систем и оборудования, рассматриваемые в проектах в качестве структурных единиц при проведении анализов надежности и безопасности.

Энергетический пуск – вывод реактора со свежей активной зоной на энергетический уровень мощности и проведение теплотехнических измерений.

Ядерная авария – возникновение и развитие неуправляемой цепной реакции деления при монтаже, наладке, испытаниях, эксплуатации, ремонте и консервации ЯЭУ, при перезарядке реактора, транспортировании и хранении ядерного топлива или нарушение теплоотвода от активной зоны реактора, сопровождающиеся переоблучением людей или /и повреждением элементов ядерного реактора, в результате которого их дальнейшая эксплуатация невозможна.

Ядерная безопасность ЯЭУ – совокупность свойств ЯЭУ, состояний технических средств и организационных мер, исключающая с определенной вероятностью ядерную аварию.

Ядерная энергетическая установка корабля (ЯЭУ) – комплекс систем и оборудования, включающий реакторную установку, предназначенный для обеспечения объекта тепловой, механической, электрической энергией.