Читать Word документ!!!

http://nuclear-sprint.ru/fed/post-90/

Выпустить акции компаний на рынок. Иначе наше постановление просто не работает и весит мертвым груз. Правда оценить их стоимость должны экономисты предприятий.

Неприятные подробности о работе Росатома теперь известны всем: забытые НИИ, АЭС, и ужасное отношение к смежникам.

Позитивные прогнозы не оправдались. Со светлыми чувствами и мыслями, наш корреспондент ринулся знакомиться с делами Росатома, и ни куда-либо, а прямо к руководству. В кабинете царила рабочая обстановка, дела, документы и прочее. Но Тихоиванов Александр (1137), один из руководителей, любезно согласился на небольшой опрос. Начало было положено бойко и оптимистично. А вот попытка вдаться подробнее в работу и новые достижения, привела к разочарованию. «Из 3 НИИ функционирует только одно», - Александр со спокойным лицом ответил, будто не видит в этом проблемы. На вопрос: «В чем причины простоя остальных НИИ?», ответа не последовало. В ходе разговора выяснилось, что руководство Росатома практически не взаимодействует с руководством страны. И, видимо, ни Россию, ни сам Росатом это особо не смущает, но это тема для отдельного разговора.

Следующие факты были подчеркнуты из наблюдения за деятельностью Росатома. Оказалось что простаивают не только НИИ, но и из 3 АЭС работает только 1. Также руководство крайне осторожно сотрудничает со смежными компаниями, пытается сохранить каждый рубль внутри корпорации, чем ставит смежников в трудное положение и затрудняет свое производство. Наотрез отказывается сотрудничать с иностранными компаниями. Не ясно на сколько хватит Росатому собственных сил.

Что же из этого получится? Захотят ли мировые компании, направившие взор и капитал в Россию, участвовать в этом бардаке? Есть ли смысл тратить время, деньги и нервы на исправление ситуации? А может быть только иностранный капитал, и новые грамотные люди смогут исправить ситуацию?

Договор с "Азимут"
Кредит под 3% в день на предоставление 15 000 руб.(пятнадцать тысяч рублей) на развитие производства. Срок кредитования до 22 ноября 2010 года. Кредит выдается с возможностью досрочного погашения кредита. 19.11.2010

1167

А теперь постараюсь провести глобальный анализ. Уже прошла почти половина игры, а в банке по прежнему 12 миллионов.... Может стоило у денег тоже сделать время жизни, чтобы банкиры потерли причинное место. Шутка конечно, а вот 17 процентов не шутка к сожалению (уже исправились - молодцы, но ведь весь сегодняшний день и до этого было так) За что столько? У нас же нет инфляции!!! Дайте нам развиться, дайте дешевые кредиты, а когда производство расширится и войдет в русло, то и прибыль получите. Конечно я понимаю Атомстрой, который фактически без денег пытается построить реактор. И даже один построил. Герои. Без шуток. Но на каждый день героев не наберешься, да и мы смежники умнее стали и ниже себестоимости ничего больше не продадим. Так что, господа банкиры ДАЙТЕ АТОМСТРОЮ ДЕНЕГ, а БИЗНЕСУ ДЕШЕВЫЕ КРЕДИТЫ, если не хотите полного развала или неэффективной плановой экономики

Утверждены

Постановлением

 Федеральной службы

 по экологическому,

 технологическому

и атомному надзору

от 31 декабря 2004 г

. №11

Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов

НП-009-04

Введены в действие

 с 1 июля 2005 г

Москва 2004

Настоящие федеральные нормы и правила устанавливают требования к обеспечению ядерной безопасности при проектировании, сооружении и эксплуатации исследовательских реакторов.

Нормативный документ разработан с учетом требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, в том числе Общих положений обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок и отражает  ofрекомендации МАГАТЭ, изложенные в Safety Reguirements of the Research Reactors,Draft Safety Reguirements to supersede SS 35-S1 and 35-S2,Statys; Review CSS. IAEA, Venna 2003.

Нормативный документ выпускается взамен Правил ядерной безопасности исследовательских реакторов НП-009-98 (ПБЯ ИР-98).

Зарегистрирован в Минюсте России 8 февраля 2005 г., регистрационный № 6314

▪ Нормативный документ подготовлен в НТЦ ЯРБ при участии специалистов Ростехнадзора, Росатома, МИФИ, ОНИ ПИЯф им. Константинова, ФГУ РНЦ «Курчатовский институт», ФГУП « ГНЦ РФ НИИАР», ФГУП ГНЦ РФ «ФЗИ», ФГУП НИКИЭТ, ФГУП НИИП

СОДЕРЖАНИЕ

1. Термины и определения

2. Общие положения

3. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности

3.1. Общие требования

3.2. Активная зона и системы нормальной эксплуатации, важные для безопасности

3.2.1. Активная зона и элементы ее конструкции

3.2.2. Экспериментальные устройства

3.2.3. Система охлаждения активной зоны (первый контур)

3.2.4. Управляющие системы нормальной эксплуатации

3.3. Защитные системы безопасности

3.3.1. Аварийная защита и другие системы останова

3.3.2. Система аварийного расхолаживания активной зоны

3.4. Управляющие системы безопасности

4. Обеспечение ядерной безопасности при вводе в эксплуатацию и при эксплуатации исследовательского реактора

4.1. Общие требования

4.2. Ввод в эксплуатацию исследовательского реактора

4.2.1. Физический пуск

4.2.2. Энергетический пуск

4.3. Эксплуатация исследовательского реактора

4.3.1. Режим работы на мощности

4.3.2. Режим временного останова

4.3.3. Режим длительного останова

4.3.4. Режим окончательного останова

4.4. Обращение с ядерными материалами

5. Контроль соблюдения Правил

Приложение 1 Рекомендуемый перечень основной документации исследовательского реактора, касающейся обеспечения ядерной безопасности

Приложение 2 Рекомендуемая форма паспорта исследовательского реактора

Перечень сокращений.

АЗ –аварийная защита

АР – автоматический регулятор

ИР – исследовательский ядерный реактор (исследовательская реакторная установка)

КР компенсатор реактивности (компенсирующий орган)

К_эфф – эффективный коэффициент размножения нейтронов

ООБ – отчет по обоснованию безопасности

РО – рабочий орган

РР – ручной регулятор

СУЗ – система управления и защиты

ß_эфф – эффективная доля запаздывающих нейтронов

1. Термины и определения

В настоящем документе используются следующие термины и определения: 

1. Авария на исследовательском реакторе (далее - ИР) - нарушение нормальной эксплуатации ИР, при котором произошел выход радиоактивных веществ и (или) ионизирующего излучения за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации границы в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации. Авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями.

2. Авария ядерная на ИР - авария, вызванная:

▪ потерей контроля и управления самоподдерживающейся цепной ядерной реакцией деления в активной зоне реактора;

▪ образованием критической массы при обращении с ядерными материалами вне реактора;

▪ нарушением теплоотвода или другими причинами, приведшими к повреждению твэлов сверх пределов, установленных проектом для нормальной эксплуатации.

3. Аварийная защита (далее - AЗ) ИР - защитная система безопасности, предназначенная для аварийного останова ИР, включающая в себя рабочие органы аварийной защиты и исполнительные механизмы, обеспечивающие изменение их положения или состояния.

4. Взвод рабочих органов системы управления и защиты и других средств воздействия на реактивность - изменение положения (состояния) рабочих органов системы управления и защиты и других средств воздействия на реактивность, которое приводит к вводу положительной реактивности.

5. Загрузочные устройства ИР - транспортно-технологическое оборудование, механизмы и устройства, используемые для загрузки (перегрузки) в активную зону реактора ядерного топлива и установки (извлечения) экспериментальных устройств.

6. Запас реактивности ИР - положительная реактивность, которая может быть реализована в реакторе при взводе на максимальную эффективность всех рабочих органов системы управления и защиты и других средств воздействия на реактивность, включая дистанционно перемещаемые экспериментальные устройства.

7. Канал контроля - совокупность датчика (датчиков), линии передачи и средств обработки сигнала и отображения информации, предназначенная для обеспечения контроля параметра.

8. Каналы контроля независимые - каналы контроля, которые не имеют общих (объединенных) элементов и отказ одного из которых не ведет к отказу другого.

9. Останов ИР аварийный - перевод реактора из критического (надкритического) состояния в подкритическое вследствие срабатывания AЗ.

10. Останов ИР плановый - перевод реактора из критического (надкритического) состояния в подкритическое с помощью рабочих органов ручных регуляторов реактивности, рабочих органов автоматических регуляторов реактивности и рабочих органов компенсаторов реактивности.

11. Отказ - нарушение работоспособности систем (элементов), обнаруживаемое визуально или средствами контроля и диагностирования (видимый отказ) или выявляемое только при проведении технического обслуживания (скрытый отказ).

12. Пуск физический ИР - этап ввода ИР в эксплуатацию, включающий в себя загрузку ядерного топлива в активную зону, достижение критического (надкритического) состояния и экспериментальное определение нейтронно-физических характеристик реактора на минимально достаточной мощности.

13. Пуск энергетический ИР - этап ввода ИР в эксплуатацию, включающий в себя поэтапное повышение уровня мощности до номинального значения с целью экспериментального исследования влияния температуры и мощности на нейтронно-физические характеристики реактора, а также для определения теплогидравлических характеристик (параметров) реакторной установки и радиационной обстановки на ИР.

14. Рабочий орган системы управления и защиты (далее - РО СУЗ) - используемое в системе управления и защиты средство воздействия на реактивность, изменением положения (состояния) которого обеспечивается изменение реактивности.

По функциональному назначению РО СУЗ подразделяются на рабочие органы аварийной защиты (далее - РО AЗ), рабочие органы ручного регулирования реактивности (далее - РО РР), рабочие органы автоматического регулирования реактивности (далее - РО АР) и рабочие органы компенсаторов реактивности (далее - РО КР).

15. Режим временного останова ИР - режим эксплуатации ИР, заключающийся в проведении работ по техническому обслуживанию ИР и подготовке экспериментальных исследований.

16. Режим длительного останова ИР - режим эксплуатации ИР, заключающийся в проведении работ по консервации систем и оборудования ИР и поддержанию ИР в работоспособном состоянии в течение времени, когда проведение экспериментальных исследований на ИР не планируется.

17. Режим окончательного останова ИР - режим эксплуатации ИР, заключающийся в проведении работ по подготовке ИР к выводу из эксплуатации, включая выгрузку ядерного топлива из активной зоны реактора и удаление ядерного топлива и других ядерных материалов с площадки ИР.

18. Режим работы ИР на мощности - режим эксплуатации ИР, заключающийся в выводе реактора в критическое (надкритическое) состояние и на мощность и проведении на реакторе экспериментальных исследований.

19. Системы останова ИР - средства воздействия на реактивность, используемые для останова ИР и поддержания его в подкритическом состоянии.

20. Система управления и защиты (далее СУЗ) - совокупность элементов управляющих систем нормальной эксплуатации, систем останова и управляющих систем безопасности, предназначенная для контроля и управления самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления, а также для планового и аварийного останова ИР.

21. Экспериментальные устройства ИР - оборудование и устройства ИР, предназначенные для проведения экспериментальных исследований на реакторе, включая петлевые каналы, нейтронные ловушки, каналы для выведения излучения, а также испытываемые изделия и приспособления для их размещения на реакторе.

22. Ядерная безопасность ИР - свойство ИР предотвращать ядерные аварии и ограничивать их последствия.

23. Ядерно-опасные работы на ИР - работы, которые могут привести к ядерной аварии в случае нарушения пределов и (или) условий безопасной эксплуатации при их выполнении.

2. Общие положения

2.1. Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов (далее Правила) устанавливают требования к конструкции реактора и техническому исполнению систем и элементов, важных для безопасности ИР, а также к организационно-техническим мероприятиям по обеспечению ядерной безопасности ИР.

2.2. Правила распространяются на все проектируемые, сооружаемые и эксплуатируемые ИР, исключая импульсные исследовательские реакторы.

2.3. Ядерная безопасность ИР определяется:

1) техническим совершенством проекта, в котором должны использоваться проверенные практикой или экспериментальными исследованиями технические решения;

2) качеством изготовления и монтажа элементов и систем ИР, важных для безопасности.

2.4. Ядерная безопасность при эксплуатации ИР обеспечивается:

1) выполнением требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, требований проекта и эксплуатационной документации;

2) квалификацией и дисциплиной работников (персонала);

3) качеством и полнотой экспериментальных исследований нейтронно-физических характеристик при физическом и энергетическом пусках ИР;

4) системой организационно-технических мероприятий, минимизирующих последствия возможных ошибок персонала и несанкционированных действий, отказов оборудования и внешних воздействий природного и техногенного происхождения.

3. Требования к проекту исследовательского реактора, направленные на обеспечение ядерной безопасности 3.1. Общие требования

3.1.1. Системы и элементы ИР, важные для безопасности, должны проектироваться с учетом механических, тепловых, химических и прочих внутренних воздействий, возможных при нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, а также внешних воздействий природного и техногенного происхождения.

3.1.2. При проектировании ИР должно отдаваться предпочтение системам (элементам), устройство которых основано на пассивном принципе действия.

3.1.3. В проекте (эксплуатационной документации) ИР должны быть приведены:

1) перечни расчетных программ, используемых для прогнозирования нейтронно-физических характеристик и обоснования ядерной безопасности ИР, и информация об их аттестации;

2) перечни расчетных программ, используемых для теплогидравлических расчетов активной зоны в стационарных, переходных и аварийных режимах работы ИР;

3) программы и методики контроля и испытаний в процессе изготовления, монтажа, наладки и эксплуатации систем (элементов), важных для безопасности;

4) условия безопасных испытаний, замены и вывода в ремонт РО СУЗ, исполнительных механизмов РО СУЗ, других средств воздействия на реактивность;

5) методики определения запаса реактивности ИР и эффективности РО СУЗ;

6) методика определения тепловой мощности реактора;

7) методика и периодичность тарировки каналов контроля плотности потока нейтронов по тепловой мощности реактора;

8) условия безопасного обращения со свежим и отработавшим ядерным топливом;

9) перечни контролируемых параметров и сигналов о состоянии ИР;

10) перечни регулируемых параметров;

11) перечни параметров, по которым должно быть обеспечено формирование сигналов на срабатывание защитных систем безопасности;

12) перечни блокировок и защит оборудования ИР, а также технические требования к условиям их срабатывания;

13) условия срабатывания систем безопасности, уровни и интенсивности внешних воздействий природного и техногенного происхождения, при достижении которых необходим останов ИР;

14) анализ надежности СУЗ ИР, при этом должно быть показано, что коэффициент неготовности СУЗ к выполнению функции аварийной защиты при наличии сигнала AЗ не превышает 10^-5;

15) анализ реакций управляющих и других систем, важных для безопасности, на внутренние и внешние воздействия природного и техногенного происхождения, возможные отказы и неисправности, подтверждающий отсутствие опасных для реактора реакций;

16) прогнозируемый запас реактивности ИР с оценкой погрешности используемых расчетных методов и с учетом возможных технологических отклонений параметров комплектующих элементов активной зоны от номинальных значений, при этом необходимый запас реактивности ИР должен быть обоснован;

17) эффективность РО СУЗ, экспериментальных и загрузочных устройств;

18) эффекты и коэффициенты обратных связей по реактивности, включая температурный и мощностной эффекты реактивности, а при необходимости барометрический и плотностной эффекты реактивности и эффекты реактивности, обусловленные выгоранием топлива и отравлением реактора;

19) перечень ядерно-опасных работ при эксплуатации ИР и меры по обеспечению ядерной безопасности при их проведении, включая работы по загрузке (перегрузке) ядерного топлива.

3.1.4. Проектом ИР должны быть предусмотрены:

1) аварийные источники электроснабжения, обеспечивающие работу не менее двух каналов контроля уровня мощности и указателей положения РО СУЗ, а также контроль температурного режима реактора при расхолаживании;

2) технические меры по исключению несанкционированного доступа к управляющим и другим системам, важным для безопасности.

3.1.5. Используемые в проекте ИР технические решения должны обеспечивать:

1) порционную загрузку ядерного топлива в активную зону реактора и при необходимости порционный залив жидкости в реактор при физическом пуске ИР;

2) подкритичность реактора в режиме временного останова не менее 2% (К_эфф ≤ 0,98) при взведенных РО AЗ;

3) подкритичность реактора в режиме длительного останова не менее 5% (К_эфф ≤ 0,95);

4) безопасность ИР при любом исходном событии проектных аварий с наложением одного независимого от исходного события отказа или одной независимой от исходного события ошибки персонала;

5) диагностику состояния реактора и систем ИР, важных для безопасности;

6) контроль состояния физических барьеров на пути распространения продуктов деления ядерных материалов и радиоактивных веществ;

7) сохранность и работоспособность в условиях проектных аварий технических средств, используемых для регистрации и хранения информации, необходимой для идентификации исходных событий проектных аварий и установления алгоритмов работы систем, важных для безопасности, и действий персонала.

3.2. Активная зона и системы нормальной эксплуатации, важные для безопасности 3.2.1. Активная зона и элементы ее конструкции

3.2.1.1. Конструкция реактора при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, должна исключать непредусмотренные перемещения, деформации или формоизменения элементов активной зоны и отражателя, приводящие к увеличению реактивности или ухудшению теплоотвода и последующему повреждению тепловыделяющих элементов сверх соответствующих проектных пределов.

3.2.1.2. Конструкция тепловыделяющих сборок и тепловыделяющих элементов, материалы сердечников и оболочек тепловыделяющих элементов должны при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, обеспечивать непревышение установленных соответствующих проектных пределов повреждения тепловыделяющих элементов с учетом:

1) физико-химического взаимодействия оболочек тепловыделяющих элементов и сердечников, оболочек тепловыделяющих элементов и теплоносителя;

2) ударных и вибрационных воздействий, термоциклического нагружения, усталости и старения материалов;

3) влияния продуктов деления и примесей в теплоносителе на коррозию оболочек тепловыделяющих элементов (тепловыделяющих сборок);

4) теплогидравлических и радиационных воздействий и других факторов, ухудшающих механические характеристики материалов тепловыделяющих элементов.

3.2.1.3. Характеристики ядерного топлива и конструкция реактора должны исключать возможность образования вторичных критических масс при разрушении активной зоны или расплавлении ядерного топлива.

3.2.1.4. При выборе конструкции активной зоны и ее состава должны использоваться технические решения, исключающие положительный мощностной и температурный коэффициенты реактивности при любых режимах работы реактора.

3.2.1.5. Конструкция активной зоны или отражателя должна обеспечивать возможность размещения в них внешнего (пускового) источника нейтронов, используемого при физическом пуске, а в случае необходимости и при последующей эксплуатации ИР.

3.2.1.6. В проекте ИР должен быть приведен анализ теплотехнической надежности активной зоны, обосновывающий достаточность предусмотренных запасов до пределов безопасной эксплуатации тепловыделяющих элементов.

3.2.1.7. Активная зона и исполнительные механизмы РО СУЗ должны быть спроектированы так, чтобы исключались заклинивание и выброс РО СУЗ вверх или вниз и самопроизвольное расцепление РО СУЗ с их исполнительными механизмами.

3.2.1.8. В проекте ИР должны быть предусмотрены технические средства и методы контроля герметичности тепловыделяющих элементов (тепловыделяющих сборок) на остановленном и работающем на мощности реакторе, которые должны обеспечивать надежное и своевременное обнаружение негерметичных тепловыделяющих элементов (тепловыделяющих сборок).

3.2.1.9. В проекте ИР должно быть определено соответствие между повреждениями тепловыделяющих элементов и активностью теплоносителя первого контура по реперным радионуклидам (с учетом эффективности системы очистки теплоносителя от продуктов деления).

3.2.1.10. Тепловыделяющие элементы (тепловыделяющие сборки) с ядерным топливом различного обогащения, специальные выгорающие поглотители нейтронов, тепловыделяющие элементы с выгорающим поглотителем нейтронов, тепловыделяющие элементы со смешанным ядерным топливом и т.п. должны иметь маркировку (отличительные знаки), которая должна сохраняться на протяжении всего срока эксплуатации и последующего хранения.

3.2.2. Экспериментальные устройства

3.2.2.1. Конструкция экспериментальных устройств должна исключать возможность самопроизвольного перемещения сменных элементов экспериментальных устройств и испытываемых образцов при их эксплуатации в составе реактора, а также обеспечивать локализацию (удержание) радиоактивных веществ испытываемых образцов в случае их разрушения.

3.2.2.2. Должны быть выполнены расчетные, а в необходимых случаях и экспериментальные оценки влияния экспериментальных устройств на реактивность, распределение энерговыделения в активной зоне и на эффективность РО СУЗ.

3.2.2.3. Установка (выгрузка) сменных элементов экспериментальных устройств и испытываемых образцов должна проводиться, как правило, на остановленном реакторе.

3.2.2.4. Скорость ввода положительной реактивности при установке (выгрузке) сменных элементов экспериментальных устройств и испытываемых образцов с эффективностью более 0,3β_эфф не должна превышать 0,07β_эфф/с.

3.2.2.5. Если установка (выгрузка) сменных элементов экспериментальных устройств и испытываемых образцов ведет к увеличению реактивности на 0,7 рβ_эфф и более, должно быть обеспечено шаговое увеличение реактивности со значением шага, не превышающим 0,3β_эфф.

Шаговое перемещение средств воздействия на реактивность должно обеспечивать чередование увеличения реактивности и последующей паузы. Каждый шаг должен инициироваться оператором.

3.2.2.6. В случае необходимости установки (выгрузки) испытываемых образцов при работе реактора на мощности в проекте ИР должна быть обоснована необходимость проведения работ в этих условиях и доказана ядерная безопасность ИР при их проведении.

3.2.2.7. Проектно-конструкторская документация на новые сменные элементы экспериментальных устройств и испытываемые образцы при необходимости должна быть согласована с разработчиками ИР.

3.2.2.8. Экспериментальные устройства при необходимости должны быть оснащены детекторами контроля плотности потока нейтронов, датчиками теплофизических и других параметров.

3.2.2.9. Должны быть определены условия, объем и периодичность проверок экспериментальных устройств на их соответствие проектным характеристикам.

3.2.3. Система охлаждения активной зоны (первый контур)

3.2.3.1. Система охлаждения активной зоны (первый контур) при нормальной эксплуатации должна обеспечивать теплоотвод от активной зоны без нарушения установленных эксплуатационных пределов по температуре и скорости изменения температуры элементов активной зоны и экспериментальных устройств.

3.2.3.2. В проекте ИР должны быть приведены:

1) границы первого контура;

2) анализ надежности первого контура с учетом внутренних воздействий, возможных при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, и внешних воздействий природного и техногенного происхождения, при этом должно быть показано, что прочность корпуса (бака) и внутрикорпусных устройств обеспечивается при всех выше указанных воздействиях;

3) допустимые перемещения и вибрации трубопроводов и элементов конструкции первого контура при нормальной эксплуатации ИР.

3.2.3.3. В случае использования на реакторе системы сжигания продуктов радиолиза прочность корпуса реактора должна определяться с учетом повышения давления в корпусе при сжигании продуктов радиолиза.

3.2.3.4. Используемые в проекте ИР технические решения должны обеспечивать:

1) запас теплообменной поверхности первого контура, достаточный для компенсации ухудшения ее теплопередающих характеристик в процессе эксплуатации;

2) условия для развития естественной циркуляции теплоносителя при нарушении принудительной циркуляции теплоносителя;

3) инерциальную массу подвижных элементов циркуляционных насосов первого контура, достаточную для обеспечения требуемого расхода теплоносителя при потере электроснабжения циркуляционных насосов до момента, после которого естественная циркуляция теплоносителя или система аварийного расхолаживания обеспечат отвод остаточного тепловыделения активной зоны;

4) контроль параметров системы охлаждения активной зоны с обеспечением формирования сигналов для срабатывания AЗ.

3.2.3.5. В проекте ИР должны быть предусмотрены:

1) автоматическая защита от недопустимого повышения или понижения давления в первом контуре при нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии;

2) компенсация изменения объема теплоносителя при изменении удельной плотности теплоносителя в соответствии с температурными режимами первого контура;

3) средства для обнаружения потерь теплоносителя при течах;

4) средства компенсации потерь теплоносителя при течах и защиты первого контура от непредусмотренного дренирования теплоносителя;

5) очистка теплоносителя от примесей, продуктов деления и коррозии.

3.2.3.6. Используемые в проекте ИР технические решения должны исключать:

1) вывод остановленного реактора из подкритического состояния при включении (выключении) циркуляционных насосов первого контура;

2) превышение допустимых перемещений и вибраций трубопроводов и элементов конструкций первого контура при нормальной эксплуатации ИР.

3.2.4. Управляющие системы нормальной эксплуатации

3.2.4.1. В составе управляющих систем нормальной эксплуатации должна быть предусмотрена часть СУЗ, обеспечивающая контроль плотности потока нейтронов (мощности) и управление мощностью реактора. Указанная часть СУЗ должна включать:

1) РО АР и (или) РО РР, используемые для увеличения уровня мощности реактора до заданного, поддержания мощности на заданном уровне, а также для планового останова ИР;

2) РО КР, используемые для компенсации запаса реактивности реактора и планового останова реактора;

3) систему контроля положения и управления исполнительными механизмами РО РР, РО АР, РО КР;

4) систему контроля положения и управления исполнительными механизмами загрузочных и экспериментальных устройств (при необходимости);

5) не менее двух независимых между собой каналов контроля плотности потока нейтронов с показывающими приборами, при этом по меньшей мере в составе одного канала контроля плотности потока нейтронов должна быть предусмотрена возможность записи изменения плотности потока нейтронов реактора во времени;

6) не менее двух независимых между собой каналов контроля скорости (периода) увеличения плотности потока нейтронов реактора с показывающими приборами;

7) каналы контроля параметров технологических систем реактора, важных для безопасности.

3.2.4.2. Диапазон контроля плотности потока нейтронов управляющей системой нормальной эксплуатации должен перекрывать весь определенный проектом ИР диапазон изменения мощности реактора.

В случае разбиения диапазона контроля плотности потока нейтронов на несколько поддиапазонов должно быть предусмотрено перекрытие поддиапазонов не менее чем в пределах одной декады. Переключение поддиапазонов должно быть автоматическим.

3.2.4.3. Управление реактором и основными системами ИР должно производиться с пункта управления ИР, имеющего двухстороннюю громкоговорящую связь с реакторным помещением и при необходимости с другими помещениями ИР. Пункт управления ИР должен быть оборудован телефонной связью.

3.2.4.4. Если указанные в пункте 3.2.4.1 каналы контроля не обеспечивают контроль плотности потока нейтронов при загрузке ядерного топлива, то реактор должен быть оборудован дополнительной (пусковой) системой контроля. Эта система может быть съемной, устанавливаемой на период загрузки ядерного топлива, и должна включать в себя не менее двух каналов контроля плотности потока нейтронов реактора с показывающими приборами и записывающим устройством.

3.2.4.5. Эффективность РО РР, РО АР, РО КР должна быть достаточной для обеспечения не менее 1% подкритичности (К_эфф ≤ 0,99) реактора после взвода РО AЗ.

3.2.4.6. РО РР, РО АР, РО КР должны иметь указатели промежуточного положения и указатели конечных положений.

3.2.4.7. Управляющие системы нормальной эксплуатации должны исключать:

1) ввод положительной реактивности путем перемещения РО РР, РО АР, РО КР или экспериментальных устройств, если РО AЗ не взведены;

2) ввод положительной реактивности со скоростью выше 0,07β_эфф/с;

3) ввод положительной реактивности средствами воздействия на реактивность в случае появления предупредительных сигналов по плотности потока нейтронов или скорости (периоду) увеличения плотности потока нейтронов или по каналам контроля параметров технологических систем, важных для безопасности ИР;

4) ввод положительной реактивности средствами воздействия на реактивность в случае отсутствия электроснабжения в цепях указателей промежуточного положения органа, используемого для увеличения реактивности или в цепях аварийной или предупредительной сигнализации.

3.2.4.8. Управляющие системы нормальной эксплуатации должны обеспечивать:

1) шаговый ввод положительной реактивности (шаговое перемещение) с величиной шага не более 0,3β_эфф для любых используемых в управляющих системах нормальной эксплуатации средств воздействия на реактивность эффективностью более 0,7β_эфф, включая РО КР, РО РР, РО АР;

2) введение РО КР, РО РР, РО АР и другими средствами воздействия на реактивность отрицательной реактивности с максимально возможной скоростью по сигналу AЗ;

3) возможность разрыва цепи питания двигателей исполнительных механизмов РО РР, РО АР, РО КР эффективностью более 0,7β_эфф с пункта управления ИР, при этом разрыв цепи питания двигателей не должен влиять на возможность приведения реактора в подкритическое состояние по сигналу AЗ;

4) по сигналу AЗ автоматическое прекращение ввода положительной реактивности загрузочными и экспериментальными устройствами, а в необходимых случаях - автоматическое уменьшение реактивности, обусловленной загрузочными или экспериментальными устройствами;

5) проверку работоспособности всех видов световой и звуковой сигнализации.

3.2.4.9. Управляющая система нормальной эксплуатации должна формировать как минимум следующие сигналы на пункт управления:

1) предупредительные (световые и звуковые) - при приближении параметров реактора к уставкам срабатывания AЗ и нарушении условий нормальной эксплуатации;

2) указательные - информирующие о наличии напряжения в цепях электроснабжения СУЗ и о состоянии систем, важных для безопасности ИР.

3.2.4.10. В проекте ИР должен быть установлен и обоснован диапазон мощности реактора, в пределах которого регулирование осуществляется автоматическим регулятором, приведены характеристики системы автоматического регулирования мощности и оценка погрешности поддержания требуемого уровня мощности и должно быть доказано отсутствие автоколебаний мощности.

Возможность работы ИР без системы автоматического регулирования мощности должна быть обоснована в проекте ИР.

3.2.4.11. При включении нескольких каналов контроля плотности потока нейтронов на вход системы автоматического регулирования должно быть исключено изменение мощности реактора системой автоматического регулирования при отключении или отказе одного из каналов контроля плотности потока нейтронов.

3.3. Защитные системы безопасности 3.3.1. Аварийная защита и другие системы останова

3.3.1.1. В составе СУЗ должна быть предусмотрена AЗ ИР.

3.3.1.2. AЗ должна иметь не менее двух независимых РО AЗ (групп РО AЗ).

3.3.1.3. Эффективность РО AЗ без учета одного наиболее эффективного РО AЗ (группы РО AЗ) и их быстродействие должны обеспечивать:

1) скорость снижения мощности реактора, достаточную для предотвращения повреждения тепловыделяющих элементов сверх эксплуатационных пределов;

2) приведение реактора в подкритическое состояние и поддержание его в этом состоянии в течение времени, достаточного для введения (срабатывания) других более медленных РО СУЗ.

3.3.1.4. РО AЗ должны иметь указатели конечных положений.

3.3.1.5. AЗ должна быть спроектирована таким образом, чтобы начавшееся защитное действие было выполнено полностью с учетом требований пункта 3.3.1.3 и обеспечивался контроль выполнения функции безопасности (останов по аварийному сигналу или по сигналу об отказе в канале защиты).

3.3.1.6. При появлении аварийного сигнала РО AЗ должны приводиться в действие из любых промежуточных положений и на любом участке своего движения должны обеспечивать ввод отрицательной реактивности, при этом отрицательная реактивность должна вводиться и другими РО СУЗ.

3.3.1.7. AЗ должна выполнять функцию безопасности независимо от состояния источников электроснабжения СУЗ.

3.3.1.8. Кроме аварийного останова ИР, РО AЗ при необходимости могут использоваться для планового останова ИР.

3.3.1.9. Кроме AЗ, в составе защитных систем безопасности в проекте ИР могут быть предусмотрены и другие системы останова, приводимые в действие автоматически или дистанционно.

3.3.1.10. Системы останова должны обеспечивать поддержание реактора в подкритическом состоянии с учетом возможного высвобождения реактивности, в том числе за счет температурного и мощностного эффектов реактивности.

3.3.2. Система аварийного расхолаживания активной зоны

3.3.2.1. Для реактора с принудительной системой охлаждения активной зоны проектом ИР должна быть предусмотрена система безопасности, обеспечивающая аварийное расхолаживание активной зоны в случае отказа принудительной системы охлаждения, который может явиться исходным событием проектной аварии.

3.3.2.2. В проекте ИР должны быть обоснованы перечень параметров и признаки состояния реактора, по которым автоматически вводится в действие система аварийного расхолаживания активной зоны, уставки и условия включения системы в работу для всех исходных событий проектных аварий.

3.3.2.3. Включение, выключение и работа системы аварийного расхолаживания активной зоны не должны выводить реактор из подкритического состояния.

3.3.2.4. Возможность управления процессом аварийного расхолаживания активной зоны должна быть обеспечена как из основного, так и из резервного пункта управления ИР.

3.4. Управляющие системы безопасности

3.4.1. В проекте ИР должны быть предусмотрены управляющие системы безопасности, осуществляющие управление защитными системами безопасности, включая системы останова, в процессе выполнения ими заданных функций.

3.4.2. В составе управляющей системы безопасности должно быть не менее четырех независимых между собой каналов защиты, контролирующих плотность потока нейтронов, включая два канала защиты по плотности потока нейтронов и два канала защиты по скорости (периоду) увеличения плотности потока нейтронов.

3.4.3. При выборе чувствительности и расположения детекторов потока нейтронов управляющей системы безопасности необходимо обеспечить возможность срабатывания AЗ в процессе вывода реактора в критическое состояние и при любом значении мощности в диапазоне, определенном проектом ИР.

3.4.4. В случае разбиения диапазона контроля плотности потока нейтронов каналами защиты на несколько поддиапазонов, должно быть предусмотрено перекрытие поддиапазонов не менее чем в пределах одной декады. Переключение поддиапазонов должно быть автоматическим и не препятствовать формированию сигнала AЗ.

3.4.5. В случае конструктивного, электрического или функционального совмещения (объединения) измерительных частей каналов защиты управляющей системы безопасности с измерительными частями каналов контроля управляющей системы нормальной эксплуатации в проекте ИР должно быть показано, что такое совмещение не влияет на способность AЗ выполнять функции безопасности.

3.4.6. Скорость ввода положительной реактивности при взводе РО AЗ не должна превышать 0,07β_эфф/с.

3.4.7. При взводе РО AЗ эффективностью более 0,7β_эфф должен быть обеспечен шаговый ввод положительной реактивности (шаговое перемещение) с величиной шага не более 0,3β_эфф.

3.4.8. Управляющая система безопасности должна исключать взвод РО AЗ в случае, если:

1) РО АР, РО РР, РО КР не находятся на нижних концевиках;

2) имеются аварийные или предупредительные сигналы по параметрам технологических систем, важным для безопасности ИР.

3.4.9. AЗ как минимум должна срабатывать в следующих случаях:

1) достижения уставки AЗ по любому из каналов защиты по плотности потока нейтронов или скорости (периоду) увеличения плотности потока нейтронов;

2) отказа любого из каналов защиты по плотности потока нейтронов или скорости (периоду) увеличения плотности потока нейтронов;

3) достижения уставок AЗ по параметрам технологических систем, важных для безопасности;

4) появления сигналов от экспериментальных устройств, требующих останова ИР;

5) при инициировании персоналом срабатывания AЗ соответствующими кнопками;

6) отказа электроснабжения СУЗ, в том числе блоков питания детекторов потока нейтронов каналов контроля или защиты.

3.4.10. Если количество каналов AЗ по плотности потока нейтронов или по скорости увеличения плотности потока нейтронов более двух, то допускается срабатывание AЗ при условии одновременного наличия сигналов от любых двух каналов защиты по плотности потока нейтронов или двух каналов защиты по скорости (периоду) увеличения плотности потока нейтронов.

3.4.11. Управляющая система безопасности должна формировать на пункт управления ИР аварийные световые и звуковые сигналы, информирующие оператора о неработоспособном состоянии каналов защиты и о срабатывании AЗ.

3.4.12. Выбранные уставки и условия срабатывания AЗ должны предотвращать нарушения пределов безопасной эксплуатации, при этом аварийная уставка по скорости (периоду) увеличения плотности потока нейтронов должна быть не менее 10 с, предупредительная - не менее 20 с.

3.4.13. Должна быть предусмотрена диагностика каналов защиты с выводом информации об отказах на пункт управления ИР.

3.4.14. Защитная функция по каждому параметру технологических систем, по которому необходимо осуществлять AЗ или переходить на аварийное расхолаживание активной зоны, во всем диапазоне изменения параметров реактора должна реализовываться как минимум по двум независимым между собой каналам.

3.4.15. В проекте ИР должна быть предусмотрена возможность останова ИР, приведения в действие защитных систем безопасности и осуществления необходимого контроля параметров реактора из помещения резервного пункта управления в случае невозможности осуществления таких действий из помещения основного пункта управления ИР.

4. Обеспечение ядерной безопасности при вводе в эксплуатацию и при эксплуатации исследовательского реактора 4.1. Общие требования

4.1.1. В соответствии с установленным в эксплуатирующей организации порядком должны быть определены права и обязанности должностных лиц и структурных подразделений эксплуатирующей организации в обеспечении ядерной безопасности ИР, права и обязанности персонала в обеспечении ядерной безопасности ИР.

4.1.2. К проведению физического и энергетического пусков и дальнейшей эксплуатации ИР, наряду с персоналом ИР, могут привлекаться работники других подразделений и организаций. Эксплуатирующей организации следует обеспечить выпуск организационно-распорядительных документов, определяющих порядок допуска к работе, права и обязанности привлекаемых работников.

4.1.3. Эксплуатирующей организацией должен быть утвержден перечень положений и инструкций, действующих на ИР, обеспечены разработка и наличие на ИР необходимой документации, включая графики проведения планово-предупредительных и ремонтных работ для систем, важных для безопасности, и графики проведения испытаний и проверок работоспособности систем безопасности ИР. Рекомендации по содержанию указанного перечня в части, касающейся обеспечения ядерной безопасности, приведены в приложении 1.

4.1.4. Эксплуатирующая организация должна обеспечить своевременное ознакомление персонала со всеми изменениями, вносимыми в документацию ИР, в том числе с изменениями, внесенными по результатам физического и энергетического пусков в технологический регламент эксплуатации ИР и в другую эксплуатационную документацию.

4.1.5. Эксплуатация ИР должна проводиться согласно технологическому регламенту и руководству по эксплуатации ИР, а также с учетом требований инструкций по эксплуатации систем и элементов ИР, включая экспериментальные устройства, инструкции по обеспечению ядерной безопасности при хранении, перегрузке и транспортировании свежего и отработавшего ядерного топлива на ИР.

Указанные документы должны корректироваться с учетом полученного опыта эксплуатации ИР, введения в действие новых нормативных документов, внесения изменений в технологические системы и оборудование ИР и пересматриваться не реже одного раза в пять лет.

4.1.6. Руководитель ИР должен обеспечить разработку для систем, важных для безопасности, графиков проведения планово-предупредительных и ремонтных работ и графиков проведения испытаний и проверок работоспособности систем безопасности.

Вышеуказанные работы должны выполняться при приоритетном обеспечении ядерной безопасности ИР.

4.1.7. Достаточность используемых на ИР организационно-технических мероприятий по обеспечению ядерной безопасности должна быть обоснована в отчете по обоснованию безопасности ИР (далее ООБ ИР).

4.2. Ввод в эксплуатацию исследовательского реактора 4.2.1. Физический пуск

4.2.1.1. После комиссионной приемки помещений, систем и оборудования ИР в эксплуатацию в объеме, необходимом для физического пуска ИР, готовность ИР к проведению физического пуска должна быть проверена комиссией по ядерной безопасности, назначенной приказом эксплуатирующей организации.

4.2.1.2. Комиссия по ядерной безопасности проверяет:

1) выполнение требований общей и частных программ обеспечения качества при сооружении ИР и проведении пусконаладочных работ;

2) выполнение установленных организационно-технических мероприятий по обеспечению ядерной безопасности при физическом пуске ИР;

3) готовность персонала к началу работ по программе физического пуска ИР;

4) наличие программно-методической, организационно-распорядительной и эксплуатационной документации в объеме, необходимом для физического пуска ИР.

4.2.1.3. После устранения недостатков, отмеченных комиссией по ядерной безопасности, эксплуатирующая организация должна издать приказ о проведении физического пуска ИР.

4.2.1.4. Физический пуск ИР должен проводиться в соответствии с программой физического пуска ИР, согласованной с разработчиками проекта ИР и утвержденной эксплуатирующей организацией.

4.2.1.5. В программе физического пуска ИР должны быть определены порядок загрузки активной зоны ядерным топливом и порядок достижения критического состояния реактора, должны быть приведены перечень, методики и последовательность проведения планируемых экспериментов.

4.2.1.6. Инструкция по обеспечению ядерной безопасности при физическом пуске ИР должна предусматривать меры по обеспечению ядерной безопасности, содержать краткое описание СУЗ (включая нештатную пусковую аппаратуру, если она используется), расчетные значения критических загрузок и эффективностей РО СУЗ, оценку влияния на реактивность экспериментальных устройств и теплоносителя.

Инструкция по обеспечению ядерной безопасности при физическом пуске ИР утверждается руководителем эксплуатирующей организации.

4.2.1.7. По результатам физического пуска оформляется отчет, где должны быть приведены результаты физического пуска и рекомендации по корректировке проекта и эксплуатационной документации ИР.

4.2.2. Энергетический пуск

4.2.2.1. После комиссионной приемки в эксплуатацию всех предусмотренных проектом зданий, сооружений и оборудования ИР приказом эксплуатирующей организации должно быть оформлено решение о проведении энергетического пуска ИР.

4.2.2.2. Энергетический пуск ИР должен проводиться в соответствии с программой энергетического пуска, откорректированной при необходимости по результатам физического пуска, согласованной с разработчиками проекта ИР и утвержденной эксплуатирующей организацией.

4.2.2.3. В программе энергетического пуска ИР должны быть определены основные этапы работ, исходное состояние реактора и систем, важных для безопасности, перед началом каждого этапа работ, их аппаратурно-методическое обеспечение, а также меры по обеспечению ядерной безопасности.

4.2.2.4. Результаты энергетического пуска оформляются отчетом, где должны быть приведены рекомендации по эксплуатации ИР, корректировке проекта, эксплуатационной документации и ООБ ИР, а также приведены основные параметры и нейтронно-физические характеристики реактора, рекомендуемые для включения в паспорт ИР.

4.2.2.5. Паспорт ИР должен оформляться на основании проекта и отчета по результатам энергетического пуска ИР и отражать установленные проектом основные параметры реактора, состав и характеристики систем безопасности, а также экспериментально подтвержденные численные значения эксплуатационных пределов, обеспечивающих безопасность ИР. Рекомендуемая форма паспорта ИР приведена в приложении 2.

4.2.2.6. По результатам энергетического пуска ИР эксплуатирующая организация должна издать приказ о вводе в эксплуатацию ИР.

4.3. Эксплуатация исследовательского реактора 4.3.1. Режим работы на мощности

4.3.1.1. В режиме работы ИР на мощности необходимо руководствоваться требованиями, установленными технологическим регламентом эксплуатации ИР.

4.3.1.2. Экспериментальные исследования должны проводиться на основании программы экспериментальных исследований на ИР, утвержденной в порядке, установленном в эксплуатирующей организации.

4.3.1.3. В программе экспериментальных исследований на ИР должны быть приведены исходное состояние остановленного реактора и технологических систем ИР, порядок достижения критического состояния реактора, требуемый уровень мощности и длительность работы реактора на этой мощности, а также меры по обеспечению ядерной безопасности, учитывающие специфику предстоящих экспериментальных исследований на реакторе.

4.3.1.4. На любой момент кампании ИР должны быть известны картограмма загрузки активной зоны, запас реактивности ИР и эффективность РО СУЗ.

4.3.1.5. Загрузка (выгрузка) сменных элементов экспериментальных устройств и испытываемых образцов на работающем на мощности реакторе допускается при условии предварительного экспериментального подтверждения того, что вводимая положительная реактивность при загрузке (выгрузке) не превышает 0,3β_эфф.

4.3.1.6. Если при эксплуатации ИР в режиме работы на мощности не будут выполнены в полном объеме требования, установленные технологическим регламентом эксплуатации ИР, или будут нарушены условия безопасной эксплуатации, то ИР должен быть переведен в режим временного останова. Последующая эксплуатация ИР в режиме работы на мощности возможна только после устранения нарушений, вызвавших перевод ИР в режим временного останова, и по письменному разрешению руководителя эксплуатирующей организации.

4.3.1.7. При аварии на ИР персонал смены должен руководствоваться планом мероприятий (инструкцией) по защите работников (персонала) в случае аварии на ИР, определяющим действия работников (персонала) при возникновении аварии на ИР, где одним из первоочередных действий должно предусматриваться приведение реактора в подкритическое состояние любым из возможных дистанционных способов (если это не произошло автоматически).

4.3.1.8. В случае аварии на ИР запрещается вскрывать аппаратуру СУЗ и менять уставки AЗ до получения соответствующего распоряжения руководства эксплуатирующей организации.

4.3.2. Режим временного останова

4.3.2.1. При эксплуатации ИР в режиме временного останова должно обеспечиваться не менее 2% подкритичности (К_эфф ≤ 0,98) реактора, вне зависимости от положения РО AЗ.

4.3.2.2. Все работы в реакторном помещении после перевода ИР в режим временного останова, включая работы по техническому обслуживанию, плановому ремонту, испытаниям и проверке работоспособности систем, важных для безопасности, и оснащению ИР новыми экспериментальными устройствами, должны выполняться сменным и (или) ремонтным персоналом и согласно программе на смену, оформленной в оперативном журнале смены, и в соответствии с утвержденными инструкциями, программами и графиками.

4.3.2.3. После завершения работ по техническому обслуживанию, ремонту или замене элементов систем, важных для безопасности, должна проводиться проверка работоспособности систем и их соответствие проектным характеристикам.

4.3.2.4. Ядерно-опасные работы на реакторе, включая работы по перегрузке ядерного топлива, должны проводиться по специальным техническим решениям или программам, утвержденным в установленном в эксплуатирующей организации порядке.

Техническое решение (программа) должно содержать:

1) цель проведения и перечень планируемых ядерно-опасных работ, последовательность и технологию их проведения;

2) организационно-технические меры по обеспечению ядерной безопасности при проведении ядерно-опасных работ;

3) расчетные или экспериментальные оценки влияния планируемых работ на реактивность реактора.

4.3.2.5. Технология выполнения постоянно повторяющихся на ИР ядерно-опасных работ, когда известно экспериментально определенное изменение реактивности при проведении этих работ, может быть внесена в эксплуатационную документацию ИР.

4.3.2.6. При проведении на реакторе ядерно-опасных работ должен обеспечиваться контроль уровня мощности и скорости увеличения мощности, при этом РО AЗ должны быть взведены и на приборах AЗ должны быть выставлены минимальные уставки по плотности потока нейтронов и скорости изменения плотности потока нейтронов.

4.3.2.7. Ситуации, когда ядерно-опасные работы проводятся без взвода РО AЗ, должны быть определены в эксплуатационной документации ИР, при этом в обязательном порядке должен быть обеспечен контроль за состоянием реактора по каналам управляющих систем нормальной эксплуатации и по каналам управляющей системы безопасности.

4.3.3. Режим длительного останова

4.3.3.1. До принятия решения о переводе ИР в режим длительного останова эксплуатирующая организация должна разработать мероприятия, проведение которых обеспечивает безопасность ИР в этом режиме и предотвращает преждевременную потерю работоспособности элементов систем, важных для безопасности, в том числе коррозию оболочек тепловыделяющих элементов и корпусов тепловыделяющих сборок, находящихся в реакторе или в хранилищах.

4.3.3.2. До начала эксплуатации ИР в режиме длительного останова должно быть обеспечено не менее чем 5% подкритичности (К_эфф ≤ 0,95) реактора и исключена возможность подачи электропитания на исполнительные механизмы РО СУЗ и систем останова, экспериментальных и загрузочных устройств.

4.3.3.3. Режим длительного останова ИР должен вводиться приказом эксплуатирующей организации.

4.3.3.4. Объем и периодичность контроля состояния ИР, находящегося в режиме длительного останова, должны быть определены в руководстве по эксплуатации ИР.

4.3.3.5. Порядок подготовки ИР, находящегося в режиме длительного останова, к эксплуатации в режиме работы на мощности должен быть определен специальной программой.

4.3.4. Режим окончательного останова

4.3.4.1. В режиме окончательного останова ИР эксплуатирующая организация должна выполнить организационно-технические мероприятия по подготовке ИР к выводу из эксплуатации, включая выгрузку ядерного топлива из активной зоны и вывоз ядерного топлива и других ядерных материалов с площадки ИР.

4.3.4.2. До утверждения руководителем эксплуатирующей организации акта о выполнении работ по вывозу ядерного топлива и других ядерных материалов с площадки ИР сокращение объема технического обслуживания и численности персонала ИР не допускается.

4.4. Обращение с ядерными материалами

4.4.1. Ядерные материалы ИР должны храниться в помещениях, предусмотренных в проекте ИР и удовлетворяющих требованиям, установленным в нормативных документах.

4.4.2. Все работы с ядерными материалами должны проводиться в присутствии не менее чем двух работников.

4.4.3. При хранении ядерных материалов во временных и постоянных хранилищах должно быть обеспечено фиксированное размещение тепловыделяющих элементов, тепловыделяющих сборок, контейнеров с ядерными материалами, исключающее возможность их непреднамеренного перемещения и обеспечивающее К_эфф ≤ 0,95 при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации (в том числе и при затоплении хранилища водой).

4.4.4. Проектом ИР должно быть обеспечено и в ООБ ИР обосновано отсутствие влияния временного хранилища, размещенного в помещении реактора, на размножающие свойства реактора.

4.4.5. На ИР, где по условиям экспериментов требуется проводить комплектацию и (или) перекомплектацию тепловыделяющих сборок, должны быть оборудованы соответствующие рабочие места для выполнения этих работ. При необходимости эти рабочие места должны быть оборудованы системой аварийной сигнализации о возникновении самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления.

4.4.6. Порядок проведения работ с ядерным топливом и меры по обеспечению ядерной безопасности как хранилищ ядерного топлива, так и мест комплектации и (или) перекомплектации тепловыделяющих сборок должны быть определены в инструкции по обеспечению ядерной безопасности при хранении, перегрузке и транспортировании свежего и отработавшего ядерного топлива и должны соответствовать требованиям, установленным в нормативных документах.

5. Контроль соблюдения Правил

Эксплуатирующая организация должна обеспечить постоянный контроль соблюдения Правил и не реже одного раза в год проверять состояние ядерной безопасности ИР комиссией по ядерной безопасности. Результаты проверки должны отражаться в годовом отчете по оценке состояния ядерной и радиационной безопасности ИР.

от 19.11.2010. договор о найме на работу между 1165 и НИИ ВТР

1168

Рациональное распределение ресурсов и материалов.

1151

Роботизация производства

1165

Роботизация производства.

от 19.11.2010. договор о найме на работу между 1133 и НИИ ВТР

ПОГЛОТИТЕЛЬ НЕЙТРОНОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВОДО-ВОДЯНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Чернышов В.М.; Ряховских В.И.; Пославский А.О.; Пономаренко В.Б.; Малахов В.Б.; Осадчий А.И.; Лунин Г.Л.;

Духовенский А.С.; Доронин А.С.; Бирюков Г.И.; Васильченко И.Н.; Медведев М.И.; Тебин В.В.

Сущность изобретения: поглотитель нейтронов активной зоны ядерного реактора содержит кольцевой сердечник, выполненный в виде цилиндрической спирали из порошковой проволоки. Наполнитель порошковой проволоки включает нейтронопоглощающий материал. В результате при омывании теплоносителем поглотителя нейтронов существенно увеличивается теплосъем от внутренней поверхности спирали, что снижает образование отложений в зазоре между внешней поверхностью сердечника и направляющим каналом, что приводит к обеспечению свободного перемещения кольцевого сердечника внутри направляющего канала

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям элементов, поглощающих нейтроны: органов регулирования и защиты и стержневых выгорающих поглотителей (СВП) нейтронов, и может быть использовано в водо-водяных реакторах.

Одним из направлений в повышении технико-экономических характеристик АЭС является совершенствование топливных циклов за счет рационального использования элементов, содержащих нейтронопоглощающий материал, особенно СВП. Применяемые в составе активной зоны водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) СВП позволяют выравнивать поле энерговыделения, частично компенсируя при этом запас реактивности на выгорание топлива, что приводит к снижению исходной концентрации борной кислоты в теплоносителе в начале топливных циклов и способствует тем самым обеспечению отрицательного коэффициента реактивности по температуре теплоносителя.
Известен поглотитель нейтронов активной зоны ядерного реактора, содержащий цилиндрическую оболочку, заполненную поглощающим нейтроны материалом в виде таблеток
В данной конструкции выгорающий поглотитель обеспечивает требуемую эффективность в начале кампании реактора, но неполное выгорание поглотителя к концу выгорания топливной загрузки приводит к преждевременной остановке реактора и ухудшению использования топлива.
Снижение исходной концентрации поглотителя нейтронов в СВП до значений, при которых он полностью выгорает, не позволяет обеспечить требуемого распределения поля энерговыделения в начале эксплуатации реактора.
Известен также выгорающий поглотитель, содержащий две концентрические трубки, образующие кольцевую герметичную полость, в которой расположен сердечник из нейтронопоглощающего материала
Выполнение выгорающего поглотителя нейтронов в виде кольцевого слоя улучшает характеристики реактора, поскольку улучшается согласование между величиной выгорания поглотителя и степенью выгорания топлива за счет более эффективного взаимодействия нейтронов с кольцевым слоем поглотителя, что приводит к его более полному выгоранию к концу кампании реактора.
Отсутствие теплоносителя (воды) во внутренней полости выгорающего поглотителя снижает скорость высвобождения реактивности, что обусловлено относительно жестким спектром нейтронов в полости выгорающего поглотителя.
Наиболее близким по технической сущности к описываемому является поглотитель нейтронов активной зоны водо-водяного ядерного реактора, содержащий расположенный внутри оболочки кольцевой сердечник, включающий нейтронопоглощающий материал
Наличие внутренней полости, заполненной теплоносителем, приводит к меньшему вытеснению воды в объеме активной зоны, смягчает спектр нейтронов, а также улучшает теплосъем с поверхности устройства.
Однако в данной конструкции теплоотвод от поглощающего материала более чем на половину происходит через внешнюю оболочку, т.е. в зазоре между направляющим каналом и внешней оболочкой элемента, что создает благоприятные условия для образования различного рода отложений и накипей, которые в последующем препятствуют перемещению органов регулирования по активной зоне при замене СВП или при установке новых органов регулирования.
Сущность изобретения.
Задачей настоящего изобретения является создание выгорающего поглотителя, обладающего достаточно высокими нейтронно-физическими и теплотехническими характеристиками при минимальном объеме конструкционных материалов и оптимальных толщинах и поверхности слоя с нейтронопоглощающим материалом.
Решение этой задачи позволяет получить новый технический результат, заключающийся в уменьшении отложений в каналах органов регулирования.
Данный технический результат достигается тем, что в поглотителе нейтронов активной зоны водо-водяного ядерного реактора, содержащем кольцевой сердечник, включающий нейтронопоглощающий материал, кольцевой сердечник выполнен в виде цилиндрической спирали из порошковой проволоки с наполнителем, включающим нейтронопоглощающий материал.
Отличительная особенность настоящего изобретения состоит в том, что кольцевой сердечник выполнен в виде цилиндрической спирали из порошковой проволоки с наполнителем, включающим нейтронопоглощающий материал, что позволяет существенно увеличить теплосъем внутри самого элемента и уменьшить тем самым количество отложений между внешней поверхностью элемента и направляющим каналом.
В описываемой конструкции витки спирали омываются теплоносителем, проходящим вдоль оси спирали. По этой причине одновременно со стабилизацией теплосъема происходит его увеличение, т.е. имеет место поперечное обтекание теплоносителем витков греющей поверхности элемента.
Кроме того, спираль может быть навита с постоянным или переменным шагом и/или диаметром по высоте активной зоны, а также выполнена многозаходной. Шаг спирали в зависимости от заданного закона энерговыделения можно увеличивать от центра к концам элемента или наоборот, а также монотонно изменять от одного конца к другому.
Целесообразно в качестве нейтронопоглощающего материала использовать бор-10 или гадолиний.
Порошковая проволока может иметь сечение в форме круга или прямоугольника, или квадрата, или любое иное.

от 19.11.2010. договор о найме на работу между 1155 и НИИ ВТР

1159

Резец который не нужно точить

1157

Экономичный расход материала

1159

Экономичный расход матеоиала

1168

Сортировочный автомат

1130

Электронная документация изготовление чертежей

1168

Оптические измерения

1140

Роботизация производства 

Инженер 3-ей категории

1158

Роботизация производства

Инженер 5-ой категории 

Судьба термоядерного синтеза

Виктор ЛАВРУС

Идея создания термоядерного реактора зародилась в 1950-х годах. Тогда от нее было решено отказаться, поскольку ученые были не в состоянии решить множество технических проблем. Прошло несколько десятилетий прежде, чем ученым удалось «заставить» реактор произвести хоть сколько-нибудь термоядерной энергии.

Схема Международного термоядерного реактора (ИТЭР)

Решение о проектировании Международного термоядерного реактора (ИТЭР) было принято в Женеве в 1985 году. В проекте участвуют СССР, Япония, США, объединенная Европа и Канада [1]. После 1991 года к участникам присоединился Казахстан. За 10 лет многие элементы будущего реактора удалось изготовить на военно-промышленных предприятиях развитых стран. Например, в Японии разработали уникальную систему роботов, способных работать внутри реактора. В России создали виртуальный вариант установки [2].

В 1998 году США по политическим мотивам прекратили финансирование своего участия в проекте. После того, как к власти в стране пришли республиканцы, а в Калифорнии начались веерные отключения электроэнергии [3, 4], администрация Буша объявила об увеличении вложений в энергетику. Участвовать в международном проекте США не намеревались и занимались собственным термоядерным проектом. В начале 2002 года советник президента Буша по технологиям Джон Марбургер III заявил, что США передумали и намерены вернуться в проект [5, 6].

Проект по числу участников сравним с другим крупнейшим международным научным проектом – Международной космической станции. Стоимость ИТЭР, прежде достигавшая 8 миллиардов долларов, потом составила менее 4 миллиардов. В результате выхода из числа участников Соединенных Штатов было решено уменьшить мощность реактора с 1,5 ГВт до 500 МВт. Соответственно «похудела» и цена проекта.

В июне 2002 года в российской столице прошел симпозиум «Дни ИТЭР в Москве». На нем обсуждались теоретические, практические и организационные проблемы возрождения проекта, удача которого способна изменить судьбу человечества и дать ему новый вид энергии, по эффективности и экономичности сравнимый только с энергией Солнца [7].

Если участники договорятся о месте строительства станции и о начале ее строительства, то, по прогнозу академика Велихова, к 2010 году будет получена первая плазма. Тогда можно будет приступать к строительству первой термоядерной электростанции, которая, при благоприятном стечении обстоятельств, может дать первый ток в 2030 году.

В декабре 2003 года ученые, участвующие в проекте ИТЭР, собрались в Вашингтоне, чтобы окончательно определить место его будущего строительства. Агентство новостей Франс­Пресс передало со ссылкой на одного из участников встречи, что принятие решение перенесено на 2004 год [8]. Очередные переговоры по этому проекту пройдут в мае 2004 года в Вене. Реактор начнут создавать в 2006 году и планируют запустить в 2014.

Принцип работы

Термоядерный синтез* – это дешевый и экологически безопасный способ добычи энергии. На Солнце уже миллиарды лет происходит неуправляемый термоядерный синтез – из тяжелого изотопа водорода дейтерия образуется гелий. При этом выделяется колоссальное количество энергии. Однако на Земле люди пока не научились управлять подобными реакциями.

Плазма в термоядерном реакторе

В качестве топлива в реакторе ИТЭР будут использоваться изотопы водорода. В ходе термоядерной реакции энергия выделяется при соединении легких атомов в более тяжелые. Чтобы добиться этого, необходимо разогреть газ до температуры свыше 100 миллионов градусов – намного выше температуры в центре Солнца. Газ при такой температуре превращается в плазму. Атомы изотопов водорода при этом сливаются, превращаясь в атомы гелия с выделением большого количества нейтронов. Электростанция, работающая на этом принципе, будет использовать энергию нейтронов, замедляемых слоем плотного вещества (лития) [9].

Термоядерный синтез, научно-техническая проблема осуществления синтеза легких ядер с целью производства энергии. Решение проблемы будет достигнуто в плазме при температуре Т > 10⁸ К и выполнении критерия Лоусона (nτ > 10¹⁴ см^–3 с, где n – плотность высокотемпературной плазмы; τ – время удержания ее в системе). Исследования проводятся в квазистационарных системах (τ > 1 с, n+> 10¹⁴ см^–3) и импульсных системах (τ ≈ 10⁸ с, n > 10²² см^–3). В первых реакторах (токамаки, стеллараторы, зеркальные ловушки и т.д.) удержание и термоизоляция плазмы осуществляются в магнитных полях различной конфигурации. В импульсных системах плазма создается при облучении твердой мишени (крупинки смеси дейтерия и трития) сфокусированным излучением мощного лазера или электронными пучками: при попадании в фокус пучка малых твердотельных мишеней происходит последовательность термоядерных микровзрывов.

На строительство станции уйдет как минимум 10 лет и 5 млрд долларов. За престижное право быть родиной гиганта энергетики соревнуются Франция и Япония.

Место стройки

С предложениями разместить реактор на своих территориях выступили Канада, Япония, Испания и Франция.

Канада обосновывает необходимость разместить реактор на своей территории тем, что именно в этой стране находятся значительные запасы трития, являющегося отходом атомной энергетики. Строительство термоядерного реактора позволит их утилизировать.

В Японии, по сообщениям агентства «Киодо цусин», три префектуры вели отчаянную борьбу за право строительства реактора у себя. В то же время жители северного острова Хоккайдо выступали против возведения его на их земле.

В ноябре этого года Европейский союз рекомендовал французский город Кадараш в качестве будущего места строительства. Однако как пойдет голосование, предсказать трудно. Ожидается, что эксперты будут принимать решение на основе сугубо объективных научных фактов, однако политическая подоплека может также сказаться на голосовании. США уже высказались против того, чтобы отдать строительство реактора Франции, припоминая ее раскольническое поведение во время конфликта в Ираке.

«У нас есть уже существующая научная и техническая структура, компетентность и опыт, что является гарантом выполнения намеченных сроков», – сказал министр исследований Франции.

Япония также имеет ряд преимуществ – Роккашо-мура находится рядом с портом и рядом с военной базой США. К тому же японцы готовы вложить в проект куда больше денег, чем Франция. «Если будет выбрана Япония, мы покроем все необходимые расходы», – заявил министр науки и образования Японии.

Представитель правительства Франции рассказал журналистам, что перед встречей он провел «очень интенсивные переговоры на высоком уровне». Однако, по некоторым данным, все страны, кроме Евросоюза, предпочтительней относятся к Японии, чем Франции.

Экологическая безопасность

Новая установка, по оценке ученых, экологически более безопасна, нежели работающие сегодня ядерные реакторы. В качестве отработанного топлива в установке ITER образуется гелий, а не его изотопы, которые нужно хранить в специальных хранилищах десятки лет.

Ученые считают, что запасы топлива для таких электростанций практически неисчерпаемы – дейтерий и тритий легко добываются из морской воды. Килограмм этих изотопов может выделить столько же энергии, сколько 10 млн кг органического топлива.

Источники информации:

1. Международный термоядерный реактор (ИТЭР).
2. Ардаев В. Решается судьба первого термоядерного. Русская служба Би-би-си. Технологии, 2002.
3. Коляндр А. «Сверхдержава с энергетикой третьего мира». НиТ, 2003.
4. Ардаев В. Термоядерный реактор к 2010 году? Русская служба Би-би-си. Технологии, 2001.
5. Захарченко А. Предварительные итоги расследования энергозатмения августа 2003. НиТ. 2003.
6. Уайтхаус Д. Китай и США вошли в термоядерный проект. Русская служба Би-би-си. Технологии, 2003.
7. Уайтхаус Д. Термоядерный реактор: США передумали? Русская служба Би-би-си. Технологии, 2002.
8. Судьбу уникального реактора не решили. Русская служба Би-би-си. Технологии, 2003.
9. Термоядерная реакция в пробирке. Русская служба Би-би-си. Технологии, 2002.

Дата публикации:

17 января 2004 года

А теперь давайте посмотрим на то, что сегодня произошло. Я имею ввиду два момента: разрешение атомстрою и другим государственным организациям открывать новые цеха и резкое (на тысячи %) повышение цен на электроэнергию.

Сначала о первой проблеме. Руководители Атомстроя встретились с желанием смежников получать нормальную прибыль и с необходимостью учитывать их интересы. Казалось бы в чем проблема, нормальные рыночные отношения. Но, что не странно, возобладал метод давления. И теперь Атомстрой получил возможность построить те цеха что он хочет и стать практически независимым. Зачем это поощрять правительству??? Предприятия смежников простаивали все эти днипосле всплеска первого дня игры, и не потому что мы выпендривались и саботировали. А ПОТОМУ ЧТО У НАС ПРОСТО НЕТ  ДОСТАТОЧНО ДЕНЕГ И НЕТ ВОЗМОЖНОСТИ ИХ ВЗЯТЬ. (Об этом в предыдущем посте). Так что проблема далеко не в мощностях... Да если бы нам не хватало мы бы сами попросили расширить, без вмешательства госкомпаний! К тому же если постараться приблизиться к реальности, то компании смежники за годы производства должны были накопить опыт, вырастить кадры, наладить и отладить производство и так далее. То есть в любом случае должен быть сильный приоритет в их специфической области. Поэтому, мой взгляд на решение этой проблемы: если уж Атомстрою разрешили строить свои цеха, производящие продукцию, дублирующую продукцию смежников, то она должна быть намного хуже продукции смежников и приблизиться по качеству к ней только к концу игры, и то только при достаточных усилиях. Пусть опыта поднаберутся)

Теперь ко второй проблеме. Как вы смотрите на повышение цены на электроэнергию на тысячи процентов? Кто это санкционировал? Может быть провести аудит и сообщить всему коллективу игроков о принципах образования такой цены? Я не спорю, реакторы дорогие и надо закладывать в цену деньги на их амортизацию, но объясните почему 4 тысячи? И вы считаете, вы свободны в своих действиях? По Российскому законодательству нет, так как вы монополист. Нашли еще один кнут и пряник? Будете пахать на нас, получите энергию? На мой взгляд это не правильно и подрывает конкуренцию, цена должна быть одна или давайте пустим на наш рынок энергии компанию AVEVA, тогда у нас на рынке будет больше свободы... Но это уже другая тема. Мое видение решения проблемы таково: аудит и общедоступный отчет о способах ценообразования на электроэнергию, а также жесткие рамки этой самой цены!

Общая статистика аварий на электростанциях

Традиционно профессиональные риски любой деятельности оцениваются на основе коэффициентов смертности при различных инцидентах. Однако когда это касается ядерной энергетики, акцент смещается на анализ менее очевидных и более отдаленных последствий воздействия излучения, вызывающих раковые заболевания. О профессиональных заболеваниях шахтеров при этом почти всегда забывают. В этом разделе мы коснемся только статистики самих аварий в различных областях энергетики.

Сравним статистику инцидентов на ядерных реакторах с аналогичными данными для электростанций на органическом топливе. Некоторые данные систематизированы в Таблицах 1 и 2 и с очевидностью показывают, что ядерная энергетика является более надежным и безопасным способом производства электроэнергии. Это резко расходится с обыденным мнением о страшной опасности, исходящей от АЭС. Поэтому проанализируем данные таблиц подробнее.

Основная причина неблагоприятных данных для угольной энергетики состоит в том, что для обеспечения работы даже одной электростанции необходимо добыть, обработать и транспортировать огромное количество угля. Вспомним еще раз, что у угля удельная теплота сгорания равна 3 х 10⁷ Дж/кг, а у урана - 8,2 х 10¹³ Дж/кг. Если разделить второе число на первое, получится 2,7 х 10², или 2 700 000. Именно во столько раз больше угля, чем урана, нужно добыть, переработать, доставить и сжечь для получения одинакового энергетического выхода. Другими словами – две тысячи семьсот тонн вместо одного килограмма. Наивно думать, что технологический риск угольной энергетики может быть настолько мал, чтобы при этом считать ее безопасной по сравнению с ядерной энергетикой. Об этом говорит здравый смысл, и подтверждают статистические данные.

Сравним статистику аварий в ядерной энергетике (таблица 1) и в отраслях, связанных с энергетикой на органическом топливе (таблица 2), начиная с 1977 года. Более ранние аварии на ядерных реакторах указаны в таблице 3.

Таблица 1

Серьезные аварии на военных, исследовательских и коммерческих ядерных реакторах с 1977 года

Видно, что за годы, когда в ядерной энергетике зафиксировано 5 инцидентов, в энергетике органического топливо их произошло 28, и никто не может сказать, что последствия взрывов метана, прорывов нефтепровода и пожаров не стоят упоминания по сравнению с последствиями аварий на АЭС.

Таблица 2

Некоторые инциденты, связанные с производством энергии на органическом топливе, начиная с 1977 года

Таблица 3

Более ранние зафиксированные аварии на ядерных реакторах

Мы видим, что аварии в ядерной энергетике происходят, по сравнению с энергетикой на органическом топливе, крайне редко. Причиной этих аварий всегда становилось нарушение правил, которого можно было бы избежать. Тяжелейшим по последствиям примером таких нарушений была авария на ЧАЭС (более подробно о причинах и последствиях аварии на Чернобыльской АЭС рассказано, например, в книге "Радиация, жизнь, разум", "Ростиздат", 2002 год). Взрывы же метана в угольных шахтах пока остаются неизбежным злом. Предвидеть их и обезопасить работников пока не удается никакими правилами безопасности. Отказываться по этой причине от угольной энергетики никто не собирается.

Из таблицы 4 можно узнать, например, что за 1970–1992 гг. в угольной энергетике произошло в 205 раз больше аварий, чем в ядерной. Тот, кто считает это всего лишь следствием относительно малого количества АЭС, может посмотреть на цифры коэффициента смертности. Коэффициент рассчитан на один произведенный данным методом Гигаватт-час электроэнергии. Этот коэффициент для урановой энергетики:

• в 9 раз меньше, чем для энергетики природного газа,
• в 32 раза – чем для угольной,
• в 80 раз меньше, чем для гидроэнергетики.

При этом несведущий человек наверняка назовет из четырех перечисленных самой безопасной именно гидроэнергетику.

Таблица 4

Статистика инцидентов при производстве электроэнергии

Ядерная энергетика имеет немалый опыт безопасной эксплуатации промышленных ядерных установок. Их системы безопасности постоянно совершенствуются и всецело направлены на исключение риска катастрофического радиоактивного загрязнения окружающей среды.

Оценивать риск использования любой техники следует на основе знаний, а не эмоций. Противники использования ядерной энергии, к сожалению, зачастую апеллируют только к эмоциям. В реальности, достоинства того или иного метода получения энергии можно (и должно!) оценивать с точки зрения экономической и экологической целесообразности, которые, конечно же, должны учитывать ущерб от вероятных аварий. Это сложная инженерная, математическая и социальная задача, решать которую – дело специалистов. Мы же постарались дать читателю основы знаний, которые позволят разобраться в проблеме объективно.

Безопасность реакторов

В настоящее время имеются обширные статистические данные о безопасности ядерных установок. Цифры - очень убедительный и беспристрастный судья. Вот уже пять десятилетий ядерные технологии используется в 32 странах, а некоторые действующие сегодня реакторы были построены сорок лет тому назад. В течение более чем 9500 реакторо-лет эксплуатации ядерных установок в мире зафиксирована лишь одна серьезная авария – на Чернобыльском реакторе РБМК. Только эта, "самая тяжелая" авария (см. таблицу 1), привела к большим человеческим жертвам и серьезным экологическим последствиям. Анализ причин аварии выявил конструктивный недостаток графитовых стержней – замедлителей, который ныне устранен во всех действующих реакторах РБМК. Этот недостаток конструкции сам по себе не привел бы к аварии, если бы не были нарушены правила эксплуатации реактора. Строгое соблюдение регламента работы АЭС и выполнение всех технических стандартов полностью гарантирует от аварии, исключая случаи вроде падения метеорита. Но от этого никто не застрахован.

Большинство сценариев развития аварийных ситуаций рассматривает, прежде всего, потерю охлаждения реактора. Это может приводить к расплавлению топлива в активной зоне ядерного реактора и выбросу в окружающую среду продуктов деления. Поэтому обязательным является наличие резервных систем охлаждения реактора. В случае, если и они не срабатывают должным образом, в конструкции реакторов предусматривается система защитных барьеров, предотвращающих радиоактивное загрязнение среды. Как стало очевидно в 1986 году после аварии на Чернобыльской АЭС, не все из реакторов, разработанных ранее в СССР, имели такую "глубоко эшелонированную" защиту. После аварии нормы безопасности были ужесточены и сегодня приблизительно одну четвертую часть стоимости реакторов составляют затраты на обеспечение систем безопасности, гарантирующих защиту персонала и населения от последствий различных нештатных ситуаций. В таблице 8 показана международная шкала ядерных инцидентов.

Таблица 1.

Международная шкала ядерных аварий

История развития атомной энергетики знает несколько аварийных ситуаций, происшедших на ядерных объектах. Кроме единственной - Чернобыльской катастрофы, оцененной в 7 баллов по международной шкале, тревожными оказались пятибалльные аварии в Виндскэйле (Велиобритания) в 1957 году и в Три-Майл Алэнд (США) в 1979 году.

В таких авариях главная опасность для здоровья исходит от продуктов деления, таких как йод-131 и цезий-137. Они биологически активны, и при попадании в организм вместе с пищей задерживаются в нем.

Йод-131 имеет период полураспада 8 дней и опасен в течение первого месяца после аварии. Именно йод-131 вызывает раковые образования щитовидной железы.

Цезий-137 имеет период полураспада 30 лет, и поэтому потенциально опасен в качестве примеси в травах на пастбищах и в зерновых культурах.

Также опасен и сильно радиоактивный изотоп цезия-134, который имеет период полураспада приблизительно два года.

В то время как опасное воздействие йода-131 может быть уменьшено специальными мерами (эвакуацией населения с загрязненных территорий на несколько недель, йодная профилактика), радиоактивный цезий может препятствовать производству продовольствия на загрязненных землях в течение долгого времени.

Другие радиоактивные вещества, присутствующие в активной зоне реактора, образуются не в таких больших количествах и не являются биологически активными (теллур-132, трансурановые элементы).

Промышленный ядерный реактор ни при каких обстоятельствах не может взорваться подобно ядерной бомбе. Тщательный многолетний анализ возможных аварий на АЭС показывает, что строгое соблюдение регламента работы АЭС и выполнение всех технических стандартов полностью гарантирует от аварии. Сегодня приблизительно одну четвертую часть стоимости реакторов составляют затраты на обеспечение систем безопасности, гарантирующих персонал и население от последствий различных нештатных ситуаций.

Хотелось бы провести анализ экономической ситуации в том виде, в котором она выглядит глазами смежников. Наверно вы будете смеяться, но государство в лице госбанков предлагает нам кредиты под 17% в день и предлагает заключать контракты с атомстроем на условиях 5-7% процентов прибыли, причем не на условиях покупки всех произведенных комплектующих, а на условиях покупки только при надобности. То есть еще и перекладывает все риски на наши плечи. Давайте посчитаем:

1. При нынешних темпах производства, в один день у меня купят максимум 2 трансформатора. (по опыту)

2. Пусть я беру кредит 800 тысяч на производство

3. Произвожу, продаю и получаю выручку 5(7) процентов то есть 840(856) тысяч (на взгляд руководства атомстроя 40-56 тысяч в день отличная прибыль, я так не считаю, но для начала пусть хоть сколько то, но давайте посмотрим дальше)

4.НО!!! В тот же день я должен отдать кредит 800 тысяч + 17%. То есть 963 тысячи

В ИТОГЕ: 123(107) тысяч  чистых убытков в день!!!!

Вдумайтесь в эти цифры! И это еще нам повезло, что Атомстрою пока не разрешили строить трансформаторы... Но об этом в следующем посте...

НИИ ВВЭР обязуется передать организации "Электросила" (рук. Милюков Ф.) документацию для производства Улучшенных генераторов (+3%) за скромное вознаграждение в размере 250000р.

Подтверждаю остановку энергоблока на Билибенской АЭС, если она еще не остановлена в 12 ночи или быстрее при необходимости.

Из за не регулирования смежников государством получилось что себестоимость одного энергоблока подскочила до 15кк (правда 3,5кк были патерены из за введения нового: http://nuclear-sprint.ru/rules/post-22/ )

Экономика должна быть открытой для всех в сфере построения энергоблока (сюда пока относятся все)

А вот остальные компании по производству утюгов могут не показывать ее открыто, но должны будет платить налоги и зарплату!

И так схема проста.

буду показывать в уравнениях :) мы же инженеры :)

Цена на ед товара  (a):

= себестоимость(1) (включает затрату на энергию(2) + затраты на покупку доп деталей(3), если они требуются + затрата на производство(4) (что в игре и называется себестоимостью, по этому прошу не путать) * коэффициент дающихся от инженеров(**) +затраты на кредит(5) если он иметься (расширялись и для увеличения производства взяли его))) +13процентов на налог государству(6) (для заграницы составляет 23 процента) + наценка до 16 процентов на прибыль(7)(а не 7 процентов, которые утвердило сейчас правительство) +16 процентов на зарплату (8) инженерам и рукаводству .

Теперь то же на цифрах в самом простом примере

Возьмем автоматику российский партнер (4  = 8000)

 = 4000 + 0 + 8000*0,98 +0 +13%+ 7%+16%= 11840 + 36% - это должно составлять 100 процентов, тода 11840 = 64 % откуда получим 11840/0,64= 18500

Зарплата работника:

сперва введем количество управляющих n самих управляющих обозначим x, и работников (инженеров) y, их количество k. 

= a * количество выпущенной продукции (при этом а с количеством выпущенной продукции  может быть много (производим не один вид товара))*(n*x*1.16+k*y)

Так же по скольку я монополист энергии и кто то еще может быть монополистом в производстве чего то другого (холодильников например) предлагаю на них поставить налог в  30 процентов. (Как только монополия уйдет я буду пользоваться 13ю процентами :))

Оставить возможность мне регулировать цену на стоимость энергии. (Как тока все будет идти по этой схеме с первого или уже может даже второго цикла стоимость энергии буду понижать) (Учтите тока если стоимость энергии будет меньше будет и ваша зарплата меньше :) )

Зарплата правительства:

= 16 процентам от налогов.

Остальная часть должна идти на покупку потентов, устройств и поддержку НИИ, и оплату исследований и разработок всех инженеров (т.е. как раз то гос финансирование что закончилось :) ). и передачу государственным фирмам как Росатом и т.д.  Так же часть оставшаяся должна пойти на поддержку малого бизнеса (смежников) в виде снижения процентных ставок в отечественных банках за счет правительственных денег.

Я к сожалению не знаю что именно и как делает НИИ, поэтому могу предложить пока такую для них схему (По этому не знаю нужно ли У НИИ что то скупать если мы(я имел себя в лице государства, хотя им не являюсь :( ) им уже платим за работу)

Зарплата одной  НИИ  = зарплате всех нии на количество нии

все нии должны получать = 16 процентов с налогов от государства  

работник нии уже будет получать по той же схеме: Зарплата одной  НИИ * (n*x*1,16+k*y)

Зарплата энергетиков (работников атомных станций)

= проданная энергия*0,16 * (n*x*1,16+k*y)

Остальная часть на закупку энерго блоков и налогов.

Банки, пресса и суд, думаю сами поймут как все им творить.

Судьи и пресса тоже должны будут получать по такой же аналогии с государства. (процент тоже поставим 16 :))

Если вам понравилось моё предложение оставьте свой номер как подпись.

 Особенно хотелось бы видеть здесь подписи правительства : 1152 1131 1138 1160 1167 и мнение за поддержание малого бизнеса в виде процента который банк будет возмещать банкам. с каждого кредита. 

В заключение надеюсь что в этом случае стоимость одного энергоблока будет не больше 5кк (А в моем представлении максимальная стоимость будет примерно 1,5кк*(1,5+1,5*1,5 +1,5*1,5*1,5) = 10,6875кк) * реально коэффициент должен будет быть меньше :) Из за возможной конкуренции и снижения себестоимости продукции .

Хочется рассказать, к чему приводит введение нового закона "Постановление о смежниках". запретив Росатому производить товар который производят смежники привело:

1. чтобы ввести энергоблок, Росатому приходится скупать "запрещенный" ресурс автоматика с рынков по цене 9500р и 20000р сроком годности 30 и 20 часов. что в дальнейшем приведет к очень быстрому выходу из строя нового реактора.

2. Этот же ресурс который, мы в состоянии были производить должны были поставлять в энергосилу по себестоимости для производства электрогенераторов и насосов, что привело бы к уменьшению накрутки на итоговый товар, а соответственно стоил бы он дешевле.

3. Инженеры которые провели целый цикл в создании новых цехов зря тратили свое время.

4. Себестоимость Автоматики производимой с инжинерами на нашем предприятии  составляла 2500р. Время производство мало, а время жизни ~170 часов.

Все связанные с этими причинами издержки осядут в карманах наших "высокопочетаемых" смежников. Сегодня была реальная возможность поставить производство энергоблоков на поток и производство носило бы менее дискретный характер. Но вместо заключения единственного недостающего договора, руководству Росатома пришлось обьяснять правительству в чем заключается их работа.

Итоги: Ввод нового реактора переносится. Стоимость реактора возрасла. Как правительство хочет увличить мощности если обьем денег не меняется, а цена на производство растет, непонятно.

У меня (компания Азимут) на складе находится 3 корпуса для реактора со сроком жизни в данный момент 40 часов. По агентурным данным себестоимость данной продукции в районе 300000. Я же готов продать корпус за цену от 100000 до 150000. Что в 2-3 раза ниже себестоимости. Я предлагал компании Атомстрой купить эти корпуса. Они отказались, прикрывая свои первоначальные проблемы по формированию цены, в результате которых я приобрел эти корпуса за бесценок. Прошу аудиторскую компанию и правительство обратить на это внимание. Это прямая растрата бюджетных средств в размере как минимум 450000.

Завершился 2-ой рабочий день,обсуждаем кто как почему и кого ；p

Вопрос дня, прогнется ли Гурин?! Сколько денег он потребует в вторник? скок коттеджей он себе сможет позволить во вторник?

Постановление правительства РФ о регулировании отношений между РОСАТОМ и смежными предприятиями.

Корпорации РОСАТОМа запрещается производить товары, производство которых возможно на смежных предприятиях

В свою очередь,смежные предприятия не имеют права завышать цену на свою продукцию. Соотношение цены товара к его себистоимости                                                    не должно превышать 7%  

           Подписи:  1152

                               1131

                              1138

                               1160

       1167

19.11.2010