Розділ 7
Спеціальне устатковання АЕС
Розділ 7, Підрозділ 1
Ядерне паливо. Транспортно-технологічні операції
операції
10.1.1 Під час експлуатації АЕС повинні забезпечуватися:
- фізичний захист щодо збереження ЯП;
- ядерна і радіаційна безпека на всіх етапах (стадіях) поводження з ЯП і його використання (транспортування, зберігання, завантаження, використання в робочому циклі, перевантажування, зберігання відпрацьованого і відправлення відпрацьованого на зберігання і переробку за межі АЕС);
- 100-відсотковий облік ЯП і його руху (переміщення) у межах АЕС;
- необхідний запас свіжого ЯП для безперебійної роботи РУ;
- приймання свіжого ЯП від постачальників і його зберігання на
АЕС;
- зберігання на АЕС і відправлення на переробку відпрацьованого
ЯП;
- своєчасна доставка і подача ЯП на перевантажування ЯР.
10.1.2 Наказом керівника АЕС повинні бути призначені особи, відповідальні за облік і контроль свіжого і відпрацьованого ЯП під
час його отримання, зберігання і переміщення в межах АЕС.
10.1.3 Транспортування свіжих чи відпрацьованих тепловиділяючих збірок (ТВЗ) у межах території АЕС чи поза нею повинно виконуватися тільки з використанням спеціально оснащених для перевезення ЯП транспортних засобів, контейнерів та інших пристосувань відповідно до
НП 306.4.06.050 "Правила ядерної та радіаційної безпеки при перевезенні радіоактивних матеріалів", ПНАЭ Г-14-029 "Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики" (далі ПНАЭ Г-14-029).
Транспортно-технологічне устатковання повинно розміщатися в
штатних місцях зберігання.
10.1.4 Під час укладення договору на постачання свіжого ЯП у ньому повинні бути приведені конкретні дані про тип (модифікацію), збагачення і кількість ТВЗ належного до постачання свіжого ЯП. Свіжі
ТВЗ повинні надходити від постачальника тільки в спеціальних
опломбованих упакуваннях (контейнерах) у супроводі представника постачальника за наявності відповідної супровідної документації.
10.1.5 Приймання свіжого ЯП на АЕС повинно проводитися
обов'язково в присутності представника постачальника (якщо інше не передбачене контрактом на поставку свіжого ЯП) з проведенням вхідного контролю ТВЗ, що надійшли, за програмою зі складанням акта (видача
ТВЗ для завантаження в активну зону без проведення вхідного контролю забороняється). У цьому випадку повинні перевірятися:
- комплектність супровідної документації;
- стан упакувань на предмет зовнішніх пошкоджень;
- наявність і цілісність технічних засобів виявлення несанкціонованого доступу до ТВЗ (пломб, спеціальних пломбувальних болтів тощо);
- маса брутто кожного контейнера з ТВЗ (зважуванням);
- відповідність фактичної кількості ТВЗ зазначеному в супровідній документації (шляхом розкриття контейнерів, перерахування ТВЗ, наступного закриття і пломбування контейнерів).
У разі виявлення невідповідностей повинні бути вжиті заходи для
їх усунення чи врегулювання.
10.1.6 Контроль і облік на АЕС ядерних матеріалів повинні здійснюватися відповідно до НП 306.4.07.016 "Правила ведення учета й контроля ядерньїх материалов на установко", а також інших НД, чинних в атомній енергетиці.
10.1.7 Свіжі і відпрацьовані ТВЗ повинні зберігатися в спеціальних приміщеннях (складах), басейнах витримки, у спеціальних контейнерах відповідно до вимог ПНАЗ Г-14-029, НАПБ А.01.001 "Правила пожежної безпеки в Україні" та інструкцій, чинних на АЕС.
10.1.8 Під час зберігання свіжих ТВЗ проектними рішеннями і заходами повинні бути забезпечені: а) підкритичність не менше 0,05 під час нормального проектного зберігання (поводження з ТВЗ) і навіть у разі аварійного заповнення приміщення зберігання водою; б) неможливість потрапляння сторонніх предметів у ТВЗ, механічних пошкоджень і забруднень ТВЗ; в) недопущення перекидання чи падіння ТВЗ;
г) недопущення шкідливого впливу навколишнього середовища
(волога, газ тощо).
10.1.9 Забороняється робота з відкритим вогнем (різання, зварювання тощо) на відстані ближче ніж 3 м від виробів з ЯП.
10.1.10 Під час роботи зі свіжим паливом у сховищі свіжого палива
гнізда для установлення ТВЗ потрібно оглядати, калібрувати і, у разі необхідності, очищати перед установленням кожної наступної ТВЗ.
Чистота поверхонь гнізд повинна перевірятися відповідно до інструкцій, затверджених керівником АЕС або експлуатуючою
організацією АЕС.
Приміщення зберігання ТВЗ повинні перевірятися на радіоактивне забруднення відповідно до ПРБ АС "Правила радиационной без-опасности при зксплуатации атомньїх станций".
10.1.11 Усі транспортно-технологічні операції з ЯП повинні виконуватися за спеціальними інструкціями чи програмами, затвердженими технічним керівником АЕС, з дотриманням правил ядерної і радіаційної безпеки, а також вимог з охорони праці.
10.1.12 Відпрацьовані ТВЗ повинні витримуватися в басейнах витримки (БВ) чи шахтах під шаром води.
Установлення відпрацьованих ТВЗ у контейнери для зберігання чи транспортування дозволяється за умови не перевищення проектних значень остаточного енерговиділення.
10.1.13 Під час перебування відпрацьованих ТВЗ у БВ (шахтах) повинні бути забезпечені: а) підкритичність не менше 0,05 для всіх можливих аварійних ситуацій; б) недопущення можливості потрапляння сторонніх предметів у ТВЗ; в) тепловідведення, яке не допускає можливості перегріву відпрацьованих ТВЗ;
г) захист персоналу від радіоактивності (газової, аерозольної і
гамма-випромінювання); д) періодичне очищення води БВ (шахт); е) недопущення можливості випадкового зниження рівня в БВ
(шахтах).
10.1.14 Тепловиділяючі збірки, які досягли критерію відмови і мають "прямий контакт теплоносія з паливом" повинні зберігатися в
гермопеналах.
10.1.15 Вантажопідйомні механізми, які використовуються під час транспортно-технологічних операцій, повинні експлуатуватися згідно з інструкціями, які враховують вимоги правил Держнаглядо-хоронпраці.
Перед проведенням транспортно-технологічних операцій з ЯП штатні пристосування і механізми повинні пройти контрольний огляд.
10.1.16 Електродвигуни механізмів транспортно-технологічного
устатковання і механізмів системи охолодження під час транспортування відпрацьованих ТВЗ повинні мати надійне живлення з резервом.
10.1.17 Переміщення вантажів над ЯР і БВ повинно здійснюватися тільки відповідно до транспортно-технологічної схеми, затвердженої технічним керівником АЕС.
10.1.18 Басейни витримки (шахти) і басейни перевантажування повинні заповнюватися водою, якість якої повинна задовольняти вимогам технологічних регламентів з експлуатації енергоблоків АЕС з
урахуванням вимог ядерної безпеки.
Перед початком перевантажування активної зони ЯР повинен бути створений необхідний, згідно з проектом, запас води потрібної якості.
10.1.19 Підкритичність ЯР під час перевантажування повинна забезпечуватися відповідним положенням органів регулювання, а також відповідним порядком витягання і завантаження ТВЗ і збірок системи керування і захисту (СКЗ).
10.1.20 У процесі перевантажування ЯР повинні контролюватися
щільність нейтронного потоку, швидкість її зміни і потужність дози
гамма-випромінювання. Операції з перевантажування повинні негайно припинятися, якщо значення цих величин перевищують допустимі, і персонал повинен діяти відповідно до вимог технологічних регламентів з експлуатації енергоблоків АЕС.
10.1.21 Порядок проведення перевантажування активної зони визначається програмою, робочим графіком і картограмами перевантажування, складеними персоналом АЕС, затвердженими технічним керівником АЕС і узгодженими в установленому порядку.
Забороняється установлювати ТВЗ у ті місця ЯР, які не передбачені для неї програмою і картограмою перевантажування.
Під час перевантажування не повинні бути допущені пошкодження, деформації, руйнування чи падіння ТВЗ, а також прикладання недопустимих зусиль під час вилучення чи установлення ТВЗ. Повинна бути передбачена система промислового телебачення для контролю перевантажування.
10.1.22 Кожна окрема транспортно-технологічна операція, пов'язана з переміщенням ТВЗ свіжих чи відпрацьованих ТВЗ, а також предметів,
що є джерелами високих і середніх радіоактивних випромінювань і забруднень, повинна реєструватися відповідно до прийнятого на АЕС порядку із зазначенням їхнього місця розташування (відповідно до проекту) і вжитих заходів безпеки.
Під час виконання транспортно-технологічних операцій, пов'язаних з розбиранням ЯР і/або переміщенням свіжого і відпрацьованого ЯП, повинні вживатися заходи щодо попередження потрапляння струмин і крапель радіоактивного теплоносія (води басейну перевантажування) на суміжне устатковання, поверхні приміщень і заходи з дезактивації поверхонь використовуваних контейнерів.
Під час вилучення ТВЗ з активної зони ЯР повинні застосовуватися заходи для запобігання потрапляння радіоактивного теплоносія (струмин і крапель) на суміжне устатковання і поверхні приміщень.
10.1.23 Технологія дренування теплоносія з контурів РУ і корпусу
ЯР повинна забезпечувати дотримання вимог ядерної та радіаційної безпеки і не допускати недопустимого розігріву паливних елементів
через залишкове тепловиділення.
Розділ 7, Підрозділ 2
Реакторна установка
10.2.1 Під час експлуатації РУ повинні забезпечуватися: а) надійна і безпечна робота всього устатковання; б) оптимальне використання палива; в) збереженість і роботоздатність ТВЗ у регламентованих межах і
умовах безпечної експлуатації.
10.2.2 Експлуатація РУ повинна проводитися відповідно до затвердженої адміністрацією АЕС інструкції з експлуатації РУ і інструкцій з експлуатації систем і устатковання РУ, розроблених персоналом АЕС на підставі проектно-конструкторської документації і технологічного регламенту безпечної експлуатації РУ, відкоректо-ваних за результатами введення енергоблока АЕС в експлуатацію.
10.2.3 Зміни складу, конструкції і/або характеристик і систем РУ, важливих для безпеки, а також зміни меж і умов, встановлених технічним проектом РУ і технологічним регламентом безпечної експлуатації РУ, повинні бути узгоджені з органом державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки.
10.2.4 Будь-які експериментальні вимірювання чи випробування на
РУ, не передбачені технологічним регламентом, інструкціями з експлуатації РУ, її систем і устатковання, повинні проводитися за спеціальними розробленими АЕС програмами, погодженими з органом державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки України і затвердженими експлуатуючою організацією. У програмах повинні бути відображені заходи щодо забезпечення ядерної і радіаційної безпеки,
очікувані результати і зміни режиму роботи енергоблока, заходи для запобігання аварійних ситуацій і способи ліквідації порушень у випадку їхнього виникнення.
10.2.5 Основне устатковання РУ повинно підлягати обстеженню і технічному опосвідчуванню до пуску і періодично в процесі експлуатації відповідно до інструкцій, правил органів державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки України і цих Правил.
У процесі експлуатації повинен здійснюватися контроль за станом металоконструкцій і корпусу ЯР, станом устатковання контурів РУ, а також контроль за кріпленням опор усього устатковання відповідно до
чинних інструкцій.
10.2.6 Технічне опосвідчування устатковання і трубопроводів РУ повинно проводитися в терміни, установлені ПНАЭ Г-7-008 "Правила
устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок". Значення пробного тиску і температури стінок устатковання і трубопроводів під час гідравлічних випробувань повинні відповідати вимогам цих же правил.
10.2.7 Після гідравлічних випробувань головного циркуляційного контуру (ГЦК) ковпак ЯР, якщо він передбачений проектом, повинен бути встановлений на штатне місце.
10.2.8 Пуск РУ забороняється у випадках, передбачених інструкцією з експлуатації, в тому числі: а) несправностей, що порушують функціональну дію:
- системи керування і захисту ЯР;
- системи аварійного охолодження активної зони ЯР; б) відсутності циркуляції теплоносія по кожному з контурів РУ; в) наявності радіоактивності теплоносія, активності
газоаерозольних викидів понад допустимі проектом значення;
г) падіння розрідження в герметичних приміщеннях нижче допустимого проектом значення; д) несправності хоча б одного запобіжного клапана на парогенераторі, компенсаторі тиску; е) у разі відхилення якості води від норм водного режиму;
ж) відсутності дозволу органів державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки України на експлуатацію РУ.
10.2.9 Перед пуском РУ після монтажу, ремонту, перевантажування
ЯП повинні бути проведені перевірки, передбачені інструкцією з експлуатації, в тому числі: справності роботи всіх джерел енергопостачання (зокрема системи надійного живлення), правильності попереджувальних і аварійних уставок, правильності роботи захистів і блоківок систем і устатковання РУ, роботоздатності ЗВТ, сигналізації і клапанів спецвентиляції. Крім того, після включення головних
циркуляційних помп (ГЦП) і огляду устатковання начальник зміни енергоблока повинен перевірити стан герметичних приміщень, відсутність у них людей; перевірити закриття ремонтних люків, отворів тощо; закрити й опечатати двері герметичних приміщень.
10.2.10 Фізичний та енергетичний пуски РУ енергоблока, що наново вводиться, повинен здійснювати персонал АЕС згідно з програмою
фізичного і енергетичного пусків, узгодженою органами державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки України і затвердженою експлуатуючою організацією.
Пуск РУ після перевантажування палива, ремонту чи модернізації повинен проводитися під керівництвом технічного керівника АЕС чи його заступника згідно з інструкцією з експлуатації РУ, інструкціями з експлуатації систем і устатковання РУ і технологічним регламентом безпечної експлуатації РУ. Пуск РУ в інших випадках повинен проводитись під керівництвом начальника зміни АЕС згідно з тим самим комплектом експлуатаційної документації.
10.2.11 Наново введена в експлуатацію РУ повинна після монтажу підлягати водно-хімічному промиванню відповідно до затвердженої експлуатуючою організацією програми передпускових промивань.
Контури РУ після промивання повинні заповнюватися водою
(теплоносієм), якість якої повинна відповідати вимогам цих Правил.
10.2.12 Усі пускові роботи, пов'язані з активною зоною ЯР, починаючи із завантаження ТВЗ, повинні проводитися з включеною у роботу апаратурою контролю стану активної зони (давачі всіх каналів контролю повинні встановлюватися в зоні максимальної чутливості), дозиметричною апаратурою і за наявності засобів індивідуального дозиметричного контролю у зайнятого в пускових роботах персоналу.
10.2.13 Ядерний реактор повинен завантажуватися ЯП при безперервному контролі щільності і швидкості зміни щільності нейтронного потоку, а також при включених аварійних захистах (АЗ)
щодо щільності і швидкості зміни щільності нейтронного потоку, якщо
це передбачено проектом.
У разі використання борного розчину необхідно вести контроль концентрації борної кислоти.
10.2.14 Під час пуску ЯР повинен здійснюватися безперервний контроль: а) нейтронної потужності (щільності нейтронного потоку), вимірюваної трьома незалежними каналами вимірювань щільності нейтронного потоку; б) швидкості зміни (наростання) щільності нейтронного потоку чи зміни реактивності, вимірюваної трьома незалежними каналами; в) температури і тиску теплоносія;
г) концентрації бору в теплоносії (якщо він використовується).
За переліченнями а) і б) контроль повинен здійснюватися зі звуковою і світловою сигналізацією граничних значень відхилень вимірюваних величин.
Пуск повинен бути припинений і ЯР повинен бути негайно зупинений, якщо покази ЗВТ не менш ніж двох каналів досягли уставок АЗ щодо
щільності нейтронного потоку чи щодо швидкості зміни (наростання)
щільності нейтронного потоку, або якщо покази одного каналу за переліченнями а) і в) вказують на аварійне наростання чи перевищення потужності.
Ядерний реактор повинен бути також зупинений у разі досягнення
граничної величини будь-яким іншим параметром, за яким відповідно до технологічного регламенту повинен здійснюватися захист.
10.2.15 Виведення ЯР у критичний стан і робота його на будь-якій заданій потужності, включаючи мінімальний контрольований рівень
(МКР), дозволяється за таких умов: а) робочі органи АЗ повинні бути зведені перед пуском у робоче положення; б) системи аварійного охолодження активної зони повинні бути
готові до роботи; в) системи локалізації аварій повинні бути готові до роботи.
Ядерний реактор повинен виводитися в критичний стан відповідно до інструкцій з експлуатації РУ.
Момент виходу ЯР у критичний стан повинен установлюватися за появи стійкого росту потужності на вимірювачах нейтронної потужності і постійного чи зменшуваного періоду на вимірювачах періоду.
Якщо під час пуску ЯР контрольовані вимірювачами нейтронної потужності чи вимірювачами періоду параметри вийшли за допустимі межі, при яких спрацьовує попереджувальна сигналізація, повинні бути негайно вжиті заходи для відновлення безпечного стану ЯР відповідними
органами регулювання.
У разі виникнення передаварійної ситуації всі роботи з активною зоною й експерименти з фізичного пуску РУ повинні бути припинені, а
ЯР переведений у підкритичний стан.
10.2.16 До початку фізичного пуску РУ повинні бути випробувані в повному обсязі, доведені до проектних вимог і введені у роботу всі захисні системи і системи локалізації аварій (усі системи безпеки).
10.2.17 У процесі фізичного й енергетичного пусків наново введеної РУ повинні бути отримані експлуатаційні дані про нейтронно-фізичні параметри активної зони в холодному і гарячому станах, органи регулювання і захисту; проведені тарування штатної контрольно-вимірювальної апаратури, механізмів регулювання та аварійного захисту ЯР.
Повинні бути уточнені пускові стани різних поглиначів в активній зоні, диференціальні й інтегральні характеристики їхньої ефективності, послідовність виведення поглиначів під час виходу ЯР на потужність.
10.2.18 Виведення РУ на заданий рівень потужності повинно здійснюватися ступенями згідно з інструкцією з експлуатації РУ.
10.2.19 Під час експлуатації РУ повинен здійснюватися контроль роботи органів СКЗ і контроль активності теплоносія першого контуру.
10.2.20 У разі порушення роботи РУ (відхиленні від установлених експлуатаційних меж і умов) експлуатаційний персонал повинен виконати певну послідовність дій, установлених в технологічному регламенті, спрямованих на приведення РУ до нормального стану експлуатації.
Енергоблок повинен бути зупинений відповідно до вимог технологічного регламенту безпечної експлуатації РУ, якщо встановлені межі і умови не можуть бути дотримані під час роботи ЯР на потужності.
10.2.21 Розігрів РУ, вихід на потужність після перевантажування
ЯП, після середнього чи капітального ремонту, а також після простоювання в резерві понад 3 доби повинен здійснюватися тільки після розрахунку пускової концентрації борної кислоти і визначення підкритичного стану активної зони і запасу реактивності.
Оперативний персонал повинен мати графіки (таблиці) зміни реактивності з моменту скидання виконавчих органів СКЗ на будь-який момент кампанії.
Після перевантажування ЯП повинні бути проведені випробування
щодо підтвердження основних проектних і розрахункових нейтронно-фізичних характеристик активної зони в обсязі вимог технологічного регламенту.
10.2.22 Режим розхолоджування РУ (зниження тиску, дренування першого контура тощо) повинен вестися так, щоб не пошкодити ТВЗ і
устатковання (корпус ЯР, органи регулювання, ГЦП тощо). Швидкість розхолоджування не повинна перевищувати 30 град.С/год (60 град.С/год
у разі витоку з першого контура в другий).
10.2.23 Під час розхолоджування РУ повинен здійснюватися контроль параметрів відповідно до технологічного регламенту й інструкції з експлуатації РУ, у тому числі: а) нейтронної потужності ЯР, його реактивності чи періоду зміни потужності; б) рівня теплоносія в компенсаторі тиску; в) тиску і температури теплоносія;
г) швидкості зміни температури теплоносія; д) радіаційної обстановки в герметичних приміщеннях; е) газових і аерозольних викидів у вентиляційну трубу;
ж) концентрації борної кислоти в теплоносії.
10.2.24 Азот, який подається в ГЦК для витіснення теплоносія, повинен бути перевірений на відсутність у ньому оливи. Потрапляння
оливи в цей контур не допускається.
10.2.25 Перед розущільненням ГЦК необхідно переконатися у відсутності в ньому надлишкового тиску.
10.2.26 Контроль чергового персоналу за зупиненою РУ повинен здійснюватися постійно протягом усього періоду зупину незалежно від стану ЯР (розхолоджений, розкритий тощо).
10.2.27 Перед зняттям кришки ЯР начальник зміни реакторного цеху
(ПІКБ) зобов'язаний особисто переконатися в розчепленні органів СКЗ і зробити про це запис в оперативному журналі.
Забороняється зняття кришки ЯР при нерозчеплених органах СКЗ.
10.2.28 Перед пуском РУ після її зупину більш ніж на 3 доби або ремонту повинні бути перевірені захисти і блоківки ГЦП. Пуск і робота
ГЦП з несправними блоківками у їхній системі захисту забороняються.
10.2.29 В інструкції з обслуговування ГЦП повинен бути приведений перелік випадків, коли оператор повинен негайно зупинити ГЦП. Під час зупину ГЦП потужність ЯР повинна бути знижена відповідно до меж і
умов безпечної експлуатації.
10.2.30 Роботи з фланцевими роз'ємами на устаткованні ГЦК повинні проводитися за інструкцією з використанням тільки спеціально призначеного для цих цілей інструменту.
На АЕС повинні бути в наявності заглушки для закриття отворів
люків, патрубків, щоб не допустити потрапляння сторонніх предметів під час ремонтів і оглядів, а також гайковерти для усіх видів роз'ємів по ГЦК, пристосування для дистанційного обслуговування і ремонту, деталі кріплення теплової ізоляції.
10.2.31 В інструкції з експлуатації РУ (чи інструкції з експлуатації парогенераторів) повинні бути для парогенераторів визначені:
- граничні значення рівня води і його відхилення;
- порядок встановлення і підтримання рівня під час заповнення, розігрівання і роботи;
- допустимі швидкості розігрівання і розхолоджування;
- температура живильної води;
- випадки аварійного відключення, у тому числі з появою підвищеної активності в другому контурі, порядок скидання продувної води з парогенератора;
- температура котлової води, при якій дозволяється спорожнювання парогенератора;
- періодичність оглядів, а також умови, за яких необхідні промивання й очищення теплообмінних поверхонь;
- порядок проведення промивання і консервації;
- інші вказівки, обумовлені конструкцією парогенератора.
10.2.32 3 появою радіоактивності в продувній воді парогенератора за ним повинен бути встановлений додатковий контроль. У разі перевищення граничної допустимої радіоактивності в продувній воді чи
її різкому зростанні парогенератор повинен бути відключений за наявності відключаючої арматури за проектом, а в разі її відсутності енергоблок повинен бути зупинений.
10.2.33 Під час заповнення парогенераторів водою з боку другого контуру з метою проведення їхніх гідравлічних випробувань частина петлі, що відключається, повинна бути з'єднана з атмосферою чи здренована, якщо інші рішення не передбачені технологічним регламентом чи проектно-конструкторською документацією.
10.2.34 Під час експлуатації РУ повинен вестися температурний контроль товстостінних елементів устатковання ГЦК охолодження ЯР, контроль за щільністю роз'ємів і появою витікань в устаткованні і трубопроводах.
10.2.35 Під час експлуатації компенсаторів тиску в них повинно підтримуватися номінальне значення рівня теплоносія. Забороняється експлуатація компенсаторів тиску, якщо рівень теплоносія виходить за межі встановлених максимального чи мінімального значень.
Забороняються опробування і включення електричних нагрівників компенсатора тиску, якщо компенсатор тиску не наповнений теплоносієм до номінального рівня.
10.2.36 Забороняються роботи на барботерах та інших пристроях, призначених для приймання скидів від запобіжних клапанів ГЦК, якщо контур знаходиться під тиском.
10.2.37 Під час закриття головних запірних засувок (ГЗЗ), якщо такі є в ГЦК, забороняється використовувати пристосування, що збільшують величину моменту затягування порівняно з вказаним заводом-виробником значенням.
Заслони ГЗЗ повинні бути в крайньому положенні (відкриті чи закриті). У разі несправності будь-якої ГЗЗ можливість подальшої експлуатації енергоблока визначається технічним керівником АЕС.
Підтягування чи заміна защільникового ущільнення забороняється у разі наявності тиску теплоносія в контурі.
10.2.38 Після проведення дезактиваційних робіт у боксах чи
усунення витікання теплоносія, а також після спрацьовування спринклерної установки повинен бути виміряний опір ізоляції всіх електродвигунів, кабелів, ЗВТ, нагрівників компенсаторів тиску, а також іншого електротехнічного устатковання і пристроїв, що потрапили в зону поширення вологи.
10.2.39 Забороняється розгерметизація герметичних приміщень, доступ до яких під час роботи ЯР не передбачений проектом.
До завантаження ЯП у ЯР і потім періодично (не рідше ніж один раз на рік) повинна контролюватися щільність герметичних приміщень,
штокових проходок, ущільнень кабелів і трубопроводів, клапанів системи вентиляції, люків, шлюзів та інших проходів через стіни
герметичних приміщень для підтвердження відповідності фактичної
герметичності проектній.
10.2.40 Системи і елементи РУ, важливі для безпеки, з метою підтримання і підтвердження проектних характеристик, повинні підлягати контролю і випробуванням в процесі виготовлення, монтажу і налагодження, а також періодичній перевірці в процесі експлуатації.
10.2.41 Періодична перевірка роботи запобіжних клапанів компенсатора тиску і парогенераторів повинна проводитися відповідно до вимог технологічного регламенту й органу державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки України.
10.2.42 Під час експлуатації ЯР з борною системою регулювання повинен постійно підтримуватися необхідний аварійний запас розчину борної кислоти. Ємності системи повинні бути в стані готовності для прийому теплоносія з бором з першого контуру.
Не менше двох помп подачі розчину бору в кожній групі під час експлуатації ЯР повинні бути справними й у стані готовності до роботи; повинні діяти всі блокування системи аварійного охолодження активної зони ЯР і спринклерна система.
10.2.43 Після завершення ремонту устатковання і систем РУ, важливих для безпеки, повинна бути проведена перевірка характеристик даних систем на відповідність проектним характеристикам. Перевірка проводиться за програмами, розробленими адміністрацією АЕС.