Експлуатація дослідницького реактора
Режим роботи на потужності
У режимі роботи ДР на потужності необхідно керуватися вимогами, встановленими технологічним регламентом експлуатації ДР.
Експериментальні дослідження повинні проводитися на підставі програми експериментальних досліджень на ДР, затвердженої в порядку, встановленому в експлуатуючій організації.
У програмі експериментальних досліджень на ДР повинні бути наведені вихідний стан зупиненого реактора й технологічних систем ДР, порядок досягнення критичного стану реактора, необхідний рівень потужності й тривалість роботи реактора на цій потужності, а також заходи щодо забезпечення ядерної безпеки, що враховують специфіку майбутніх експериментальних досліджень на реакторі.
На будь-який момент кампанії ДР повинні бути відомі картограмма завантаження активної зони, запас реактивності ДР і ефективність робочих органів системи керування й захисту (РО СКЗ).
Завантаження (вивантаження) змінних елементів експериментальних пристроїв і випробовуваних зразків на працюючому на потужності реакторі допускається за умови попереднього експериментального підтвердження того, що позитивна реактивність, що вводиться, при завантаженні (вивантаженню) не перевищує 0,3 ефф.
Якщо при експлуатації ДР у режимі роботи на потужності не будуть виконані в повному обсязі вимоги, встановлені технологічним регламентом експлуатації ДР, або будуть порушені умови безпечної експлуатації, то ДР повинен бути переведений у режим тимчасової зупинки. Наступна експлуатація ДР у режимі роботи на потужності можлива тільки після усунення порушень, що викликали переведення ДР у режим тимчасової зупинки, і з письмового дозволу керівника експлуатуючої організації.
При аварії на ДР персонал зміни повинен керуватися планом заходів (інструкцією) по захисту працівників (персоналу) у випадку аварії на ДР, що визначають дії працівників (персоналу) при виникненні аварії на ДР, де однією з першочергових дій повинне передбачатися приведення реактора в підкритичний стан кожним з можливих дистанційних способів (якщо це не відбулося автоматично).
У випадку аварії на ДР забороняється розкривати апаратуру СКЗ і міняти установки аварійного захисту (АЗ) до одержання відповідного розпорядження керівництва експлуатуючої організації.
Режим тимчасової зупинки
При експлуатації ДР у режимі тимчасової зупинки повинне забезпечуватися не менш 2% підкритичності (Кефф0,98) реактора, незалежно від положення РО АЗ.
Усі роботи в реакторному приміщенні після переведення ДР у режим тимчасової зупинки, включаючи роботи з технічного обслуговування, планового ремонту, випробувань і перевірці працездатності систем, важливих для безпеки, і оснащенню ДР новими експериментальними пристроями, повинні виконуватися змінним і (або) ремонтним персоналом і згідно із програмою на зміну, оформленою в оперативному журналі зміни, і відповідно до затверджених інструкцій, програм і графіків.
Після завершення робіт з технічного обслуговування, ремонту або заміни елементів систем, важливих для безпеки, повинна проводитися перевірка працездатності систем і їх відповідність проектним характеристикам.
Ядерно небезпечні роботи на реакторі, включаючи роботи з перевантаження ядерного палива, повинні проводитися по спеціальних технічних рішеннях або програмах, затверджених у встановленому в експлуатуючій організації порядку.
Технологія виконання постійно повторюваних на ДР ядерно небезпечних робіт, коли відомо експериментально певне зміна реактивності при проведенні цих робіт, може бути внесена в експлуатаційну документацію ДР.
При проведенні на реакторі ядерно небезпечних робіт повинен забезпечуватися контроль рівня потужності й швидкості збільшення потужності, при цьому РО АЗ повинні бути взведені й на приладах АЗ повинні бути виставлені мінімальні уставки по щільності потоку нейтронів і швидкості зміни щільності потоку нейтронів.
Ситуації, коли ядерно небезпечні роботи проводяться без взводу РО АЗ, повинні бути визначені в експлуатаційній документації ДР, при цьому в обов'язковому порядку повинен бути забезпечений контроль над станом реактора по каналах керуючих систем нормальної експлуатації й по каналах керуючої системи безпеки.
Режим тривалої зупинки
До ухвалення рішення про переведення ДР у режим тривалої зупинки експлуатуюча організація повинна розробити заходи, проведення яких забезпечує безпеку ДР у цьому режимі й запобігає передчасній втраті працездатності елементів систем, важливих для безпеки, у тому числі корозію оболонок тепловиділяючих елементів і корпусів тепловиділяючих зборок, що перебувають у реакторі або в сховищах.
До початку експлуатації ДР у режимі тривалої зупинки повинно бути забезпечено не менше ніж 5% підкритичності (Кефф0,95) реактора й виключена можливість подачі електроживлення на виконавчі механізми РО СКЗ і систем зупинки, експериментальних і завантажувальних пристроїв.
Режим тривалої зупинки ДР повинен вводитися наказом експлуатуючої організації.
Обсяг і періодичність контролю стану ДР, що перебуває в режимі тривалої зупинки, повинні бути визначені в інструкції з експлуатації ДР.
Порядок підготовки ДР, що перебуває в режимі тривалої зупинки, до експлуатації в режимі роботи на потужності повинен бути визначений спеціальною програмою.
Режим остаточної зупинки
У режимі остаточної зупинки ДР експлуатуюча організація повинна виконати організаційно-технічні заходи щодо підготовки ДР до виведення з експлуатації, включаючи вивантаження ядерного палива з активної зони й вивезення ядерного палива й інших ядерних матеріалів з майданчика ДР.
До затвердження керівником експлуатуючої організації акту про виконання робіт з вивезення ядерного палива й інших ядерних матеріалів з майданчика ДР скорочення обсягу технічного обслуговування й чисельності персоналу ДР не допускається.