Лицензия на право проектирования и конструирования объекта применения атомной энергии выдается Федеральной службой по экологическому технологическому и атомному надзору согласно Административному регламенту Приказ Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 08 октября 2014 г. № 453
Код деятельности — 10.
Для определения объекта следует обратиться к регламенту:
Объекты и орган Ростехнадзора ответственный за выдачу лицензии
Как Росатом строит передовые атомные электростанции во всем мире
Выдача лицензий на вид деятельности организациям АО «АЭП»; АО «НИАЭП»; АО «НИКИЭТ им Н.А. Доллежаля»;АО «ОКБМ Африкантов»; АО «АТОМПРОЕКТ»; АО Санкт-Петербургский «Атомэнергопроект»; АО ОКБ «Гидропресс»; ФГБУ «НИЦ «Курчатовский институт»; АО «ВНИИАЭС».
организациям, осуществляющим проектирование и конструирования систем контроля и управления и надежного электроснабженияядерных установок (блоков атомных станций)
На что следует обратить внимание при подаче заявления на проектирование и конструирование объектов АЭ.
Приступая к лицензированию, вы должны точно знать категорию объектов, на которых собираетесь вести свою деятельность.
В идеале, если вы планируете заходить на конкретный объект, знать к какому типу он относится, или, если рассматриваете оформление лицензии для расширения сфер работы компании, посмотрите информацию по тем объектам использования атомной энергии (ОИАЭ), где работают ваши конкуренты или требования в тендерной документации с закупками работ, которые вы сможете выполнять или уже выполняете на гражданских и особо опасных объектах.
Наши эксперты помогут вам разобраться с кодом объекта, если у Вас возникнут трудности.
У нас есть опыт работы как с Межрегиональными территориальными управлениями, так и с Центральным аппаратом Ростехнадзора.
В штате организации должен быть квалифицированный аттестованный персонал, который и будет заниматься разработкой проектов для заявляемых объектов, причем, следует учитывать, что для разработки отдельных разделов проектной документации, требуются сотрудники определенной квалификации с соответствующим образованием и удостоверениями.
Самая крупная атомная стройка страны
Для того, чтобы понять какие требования предъявляются к специалистам обратитесь к нашим экспертам за консультацией.
В случае, если заявляемые виды деятельности входят в перечень видов работ по проектированию согласно Приказа Министерства регионального развития Российской Федерации от 30 декабря 2009 года №624 » Об утверждении Перечня видов работ по инженерным изысканиям, по подготовке проектной документации, по строительству, реконструкции, капитальному ремонту объектов капитального строительства, которые оказывают влияние на безопасность объектов капитального строительства» у организации лицензиата обязательно должно быть оформлено СРО на проектные виды работ, причем для объектов в том чисте особо опасных и технически сложных. После успешного получения атомной лицензии на проектирование и конструирование, ваше СРО по заявлению сможет расширить ваш допуск на атомные объекты (если у СРО есть разрешение Ростехнадзора открывать допуск на атомные объекты).
В случае, если у вас нет СРО, мы можем оказать помощь с вступлением в проектное СРО.
- Наличие в организации внедренных стандартов менеджмента качества (например ГОСТ Р ИСО 9001).
Стандартизация процессов внутри организации помогает с повышением эффективности компании и сокращает количество возможных ошибок, которые могут быть допущены в результате выполнения работ и оказания услу на атомных объектахг. Поскольку проектирование — это один из самых важных этапов, соблюдение высоких стандартов качества очень важно и контроллируется при инспекции в ходе получения лицензии.
Мы предлагаем вам получение лицензии с полным сопровождением, начиная с определения кода объекта и оценки готовности к лицензированию и до получения готового бланка лицензии на руки.
Почему нужно работать с нами?
1. Богатый опыт в работе с проектными компаниями при оформлении лицензии в том числе и в Центральном Аппарате Ростехнадзора. Все компании успешно прошли процедуру лицензирования и работают на атомных объектах.
2. Наша цель не только облегчить вам процесс получения лицензии, но и передать знания и тонкости взаимодействия с Ростехнадзором в ходе дальнейшей деятельности на атомных объектах.
3. Легкое прохождение проверки. Вы встретите инспектора уверенно, потому что будете готовы ответить на все его вопросы, более того при прохождении внеплановых проверок, вы тоже будете спокойны — все документы разрабатываются в полном объеме и передаются вам.
4. Учет индивидуальных особенностей документооборота каждого лицензиата. Мы согласуем вашу форму договора и поможем в согласовании договора с экспертной организацией.
Источник: protos.su
Список организаций отрасли
Производство общестроительных работ по строительству атомных электростанций (ОКВЭД: 45.21.52)
«КУРЧАТОВСКОЕ» ПРЕД ООО «СЕВЗАПАТОМЭНЕРГОСТРОЙ» не действующее
«КУРЧАТОВСКОЕ» ПРЕДСТАВИТЕЛЬСТВО ОБЩЕСТВА С ОГРАНИЧЕННОЙ ОТВЕТСТВЕННОСТЬЮ «СЕВЗАПАТОМЭНЕРГОСТРОЙ»
ИНН: 6916011869
адрес: 307251, КУРСКАЯ ОБЛАСТЬ, Г КУРЧАТОВ, ПРОМЗОНА КАЭС
АО «БВЭМ»
АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО «БАЛАКОВОВОЛГОЭНЕРГОМОНТАЖ»
ИНН: 6439039541
адрес: САРАТОВСКАЯ ОБЛ.,Г БАЛАКОВО,ПРОМЗОНА БАЭС
АО «ИЦ «ПСП»
АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО «ИНЖИНИРИНГОВЫЙ ЦЕНТР «ПРОМСТРОЙПРОЕКТ»
ИНН: 7704688964
адрес: 115114, МОСКВА Г, ДЕРБЕНЕВСКАЯ НАБ, 7, 10, 233
АО «КОНЦЕРН ТИТАН-2»
АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО «КОНЦЕРН ТИТАН-2»
ИНН: 7827004484
адрес: Г САНКТ-ПЕТЕРБУРГ,УЛ ЯКУБОВИЧА, 24 ПОМ 12 Н ЛИТЕР А 3 ЭТАЖ
ЗАО «АТОМСПЕЦСЕРВИС» не действующее
ЗАКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО «АТОМСПЕЦСЕРВИС»
ИНН: 7719247017
адрес: 105023, Г МОСКВА, ПЕР МЕДОВЫЙ, Д 3, КОРП 1
ЗАО «МСУ-21» не действующее
ЗАКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО «МОНТАЖНОЕ СПЕЦИАЛИЗИРОВАННОЕ УПРАВЛЕНИЕ N 21» (КОНКУРСНОЕ УПРАВЛЕНИЕ)
ИНН: 3651004057
адрес: 394026, Г ВОРОНЕЖ,УЛ СОЛНЕЧНАЯ Д 12 А
ЗАО «НПП «СПЕЦСТРОЙМОДУЛЬ» не действующее
НАУЧНО-ПРОИВОДСТВЕННОЕ ПРЕДПРИЯТИЕ «СПЕЦИАЛЬНЫЙ СТРОИТЕЛЬНЫЙ МОДУЛЬ» (ЗАКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО)
ИНН: 7839378741
адрес: 190103, Г САНКТ-ПЕТЕРБУРГ, ПРОСП РИЖСКИЙ, 19 ПОМ 6 Н
ЗАО «ОЛЬВЕКС» не действующее
ЗАКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО «ОЛЬВЕКС»
ИНН: 7803014878
адрес: ЛЕНИНГРАДСКАЯ ОБЛ.,Г ВОЛОСОВО,УЛ КРАСНЫХ ПАРТИЗАН, 5
ЗАО «ПАТЭС» не действующее
ЗАКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО «ПАТЭС»
ИНН: 7838454750
адрес: 197341, Г САНКТ-ПЕТЕРБУРГ, ПРОСП КОРОЛЕВА, 19 ЛИТЕР А ПОМ 40Н
ЗАО «СТРОМП И К» не действующее
ЗАКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО «СТРОМП И К»
ИНН: 6439040875
адрес: САРАТОВСКАЯ ОБЛ.,Г БАЛАКОВО,ПРОМЗОНА БАЭС
Курский филиал ООО «СМУ № 1»
Курский филиал Общества с ограниченной ответственностью «Строительно-монтажное управление № 1»
ИНН: 5260234539
адрес: 307251, КУРСКАЯ ОБЛАСТЬ, Г. КУРЧАТОВ, УЛ. МОЛОДЕЖНАЯ, Д. 9, ПОМЕЩ. 5
ОАО «АТОМЭНЕРГОРЕМСТРОЙ» не действующее
ОТКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО «АТОМЭНЕРГОРЕМСТРОЙ»
ИНН: 7706696110
адрес: 119017, Г МОСКВА, ПЕР ЛАВРУШИНСКИЙ, Д 17, СТР 4
ОАО «АТОМЭНЕРГОЭКСПОРТ» не действующее
ОТКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО «ВНЕШНЕЭКОНОМИЧЕСКОЕ ОБЪЕДИНЕНИЕ «АТОМЭНЕРГОЭКСПОРТ»
ИНН: 7705004617
адрес: Г МОСКВА,УЛ МАЛАЯ ОРДЫНКА, Д 35, СТР 3
ОАО «АЭСМ» не действующее
ОТКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО «АТОМЭНЕРГОСТРОЙМОНТАЖ»
ИНН: 4714010298
адрес: 188540, ЛЕНИНГРАДСКАЯ ОБЛ.,Г СОСНОВЫЙ БОР,УЛ 50 ЛЕТ ОКТЯБРЯ, 4 А/Я 12/6
ОБОСОБЛЕННОЕ ПОДРАЗДЕЛЕНИЕ ООО «СМУ N2»
ОБОСОБЛЕННОЕ ПОДРАЗДЕЛЕНИЕ ОБЩЕСТВА С ОГРАНИЧЕННОЙ ОТВЕТСТВЕННОСТЬЮ «СТРОИТЕЛЬНО-МОНТАЖНОЕ УПРАВЛЕНИЕ N2»
ИНН: 6916015670
адрес: 347388, РОСТОВСКАЯ ОБЛАСТЬ, Г ВОЛГОДОНСК, 28, СТРОЙБАЗА РОАЭС
ОБП «КОНЦЕРН ТИТАН-2»
ОБП «КОНЦЕРН ТИТАН-2»
ИНН: 7827004484
адрес: 123112, МОСКВА Г, ПРЕСНЕНСКАЯ НАБ, ДОМ 12, ПОМЕЩЕНИЕ III
ООО » МАС » не действующее
ОБЩЕСТВО С ОГРАНИЧЕННОЙ ОТВЕТСТВЕННОСТЬЮ » МОНОЛИТ АТОМ СТРОЙ»
ИНН: 3651008781
адрес: 443091, САМАРСКАЯ ОБЛ, САМАРА Г, просп Карла Маркса, д 410, офис 5
ООО «А-3» не действующее
ОБЩЕСТВО С ОГРАНИЧЕННОЙ ОТВЕТСТВЕННОСТЬЮ «А-3»
ИНН: 6439089951
адрес: 413860, САРАТОВСКАЯ ОБЛ, БАЛАКОВО Г, НАБЕРЕЖНАЯ ЛЕОНОВА УЛ, ДОМ 63/1
ООО «АБРИС» не действующее
ОБЩЕСТВО С ОГРАНИЧЕННОЙ ОТВЕТСТВЕННОСТЬЮ «АБРИС»
ИНН: 7014026322
адрес: Г ТОМСК,УЛ ГЕРЦЕНА, Д 13″А»
ООО «АПРОМ» не действующее
ОБЩЕСТВО С ОГРАНИЧЕННОЙ ОТВЕТСТВЕННОСТЬЮ «АПРОМ»
ИНН: 6439029670
адрес: САРАТОВСКАЯ ОБЛ.,Г БАЛАКОВО,ПРОМПЛОЩАДКА БАЛАКОВСКОЙ АЭС, КОРП 32
ООО «АПРОМ»
ОБЩЕСТВО С ОГРАНИЧЕННОЙ ОТВЕТСТВЕННОСТЬЮ «АПРОМ»
ИНН: 6441022979
адрес: 412913, обл САРАТОВСКАЯ, г ВОЛЬСК, ул ТОКИНА, д.ДОМ 1
ООО «АСГ» не действующее
ОБЩЕСТВО С ОГРАНИЧЕННОЙ ОТВЕТСТВЕННОСТЬЮ «АТОМСТРОЙГРУПП»
ИНН: 6143084803
адрес: РОСТОВСКАЯ ОБЛ.,Г ШАХТЫ,УЛ САДОВАЯ, 25
ООО «АСК-НН» не действующее
ОБЩЕСТВО С ОГРАНИЧЕННОЙ ОТВЕТСТВЕННОСТЬЮ «АТОМНАЯ СТРОИТЕЛЬНАЯ КОМПАНИЯ -НН»
ИНН: 5248028258
адрес: 690001, ПРИМОРСКИЙ КРАЙ, ВЛАДИВОСТОК Г, СВЕТЛАНСКАЯ УЛ, ДОМ 165, ПОМЕЩЕНИЕ 37
ООО «АСК» не действующее
ОБЩЕСТВО С ОГРАНИЧЕННОЙ ОТВЕТСТВЕННОСТЬЮ «Атомстройкомплекс»
ИНН: 7806462839
адрес: 195213, Г САНКТ-ПЕТЕРБУРГ, ПРОСП ШАУМЯНА, 26 ЛИТЕР А
ООО «Атомспецпроектстрой» не действующее
ОБЩЕСТВО С ОГРАНИЧЕННОЙ ОТВЕТСТВЕННОСТЬЮ «Атомспецпроектстрой»
ИНН: 7804427966
адрес: 195009, САНКТ-ПЕТЕРБУРГ ГОРОД, ПР-КТ ЛЕСНОЙ, Д.1 А, ПОМЕЩЕНИЕ 8
ООО «Атомстрой» не действующее
ОБЩЕСТВО С ОГРАНИЧЕННОЙ ОТВЕТСТВЕННОСТЬЮ «Атомстрой»
ИНН: 1831151378
адрес: 445036, Самарская область, г Тольятти, ул Дзержинского, д 68 а, офис 3/17
ООО «АтомСтройМонтаж» не действующее
Общество с ограниченной ответственностью «АтомСтройМонтаж»
ИНН: 7723609485
адрес: 115162, МОСКВА Г, ШУХОВА УЛ, 14, КОМНАТЫ 5 5А 5Б
ООО «АТОМСТРОЙРЕЗЕРВ»
ОБЩЕСТВО С ОГРАНИЧЕННОЙ ОТВЕТСТВЕННОСТЬЮ «АТОМСТРОЙРЕЗЕРВ»
ИНН: 5261088954
адрес: 603107, НИЖЕГОРОДСКАЯ ОБЛАСТЬ, ГОРОД НИЖНИЙ НОВГОРОД, ПРОСПЕКТ ГАГАРИНА, 65, ОФИС 2
ООО «АТЭИ» не действующее
ОБЩЕСТВО С ОГРАНИЧЕННОЙ ОТВЕТСТВЕННОСТЬЮ «АТОМЭНЕРГОИНЖИНИРИНГ»
ИНН: 7840347956
адрес: 680000, ХАБАРОВСКИЙ КРАЙ, ГОРОД ХАБАРОВСК, УЛИЦА КОМСОМОЛЬСКАЯ, 85, ОФИС 1
ООО «АЭК» не действующее
ОБЩЕСТВО С ОГРАНИЧЕННОЙ ОТВЕТСТВЕННОСТЬЮ «АТОМЭНЕРГОКОМПЛЕКТ»
ИНН: 6143064691
адрес: РОСТОВСКАЯ ОБЛ.,Г ВОЛГОДОНСК,А/Я 1307,УЛ 8-Я ЗАВОДСКАЯ, 25
Мы используем метаданные пользователя (cookie, данные об ip-адресе) для функционирования сайта. Если вы не хотите, чтобы эти ваши данные обрабатывались, то вам следует покинуть сайт.
Источник: www.list-org.com
СТО 95 12009-2017
Объекты использования атомной энергии. Строительство атомных электростанций. Правила проведения совмещенных строительно-монтажных работ
Цена на этот документ пока неизвестна. Нажмите кнопку «Купить» и сделайте заказ, и мы пришлем вам цену.
Распространяем нормативную документацию с 1999 года. Пробиваем чеки, платим налоги, принимаем к оплате все законные формы платежей без дополнительных процентов. Наши клиенты защищены Законом. ООО «ЦНТИ Нормоконтроль»
Наши цены ниже, чем в других местах, потому что мы работаем напрямую с поставщиками документов.
Способы доставки
- Срочная курьерская доставка (1-3 дня)
- Курьерская доставка (7 дней)
- Самовывоз из московского офиса
- Почта РФ
Устанавливает общие правила проведения совмещенных строительно-монтажных работ, осуществляемых одновременно несколькими строительно-монтажными организациями или подразделениями одной организации на одном объекте строительной площадки или в одном помещении при сооружении АЭС.
Оглавление
1 Область применения
2 Нормативные ссылки
3 Термины и определения
4 Обозначения и сокращения
5 Общие положения
6 Общие правила организации и координации проведения совмещенных строительно-монтажных работ
| 01.01.2021 |
| 01.01.2019 |
| 01.01.2021 |
Этот документ находится в:
- Раздел Экология
- Раздел 27 ЭНЕРГЕТИКА И ТЕПЛОТЕХНИКА
- Раздел 27.120 Атомная энергетика
- Раздел 27.120.20 Атомные электростанции. Безопасность
- Раздел Строительство
- Раздел Нормативные документы
- Раздел Отраслевые и ведомственные нормативно-методические документы
- Раздел Проектирование и строительство объектов энергетического комплекса
- Раздел Ценообразование
- Раздел Раздел II. Государственное регулирование безопасности при использовании атомной энергии
- Раздел Остальные документы
Организации:
| Утвержден | Госкорпорация Росатом | 1/546-П |
| Разработан | ООО Центр технических компетенций атомной отрасли |
- СНиП 12-03-2001Безопасность труда в строительстве. Часть 1. Общие требования
- СНиП 12-04-2002Безопасность труда в строительстве. Часть 2. Строительное производство
- СП 48.13330.2011Организация строительства
- СП 70.13330.2012Несущие и ограждающие конструкции
Чтобы бесплатно скачать этот документ в формате PDF, поддержите наш сайт и нажмите кнопку:
РОСЭНЕРГОАТОМ
Акционерное общество «Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях»
(АО «Концерн Росэнергоатом»)
ПРИКАЗ
О внедрении СТО 95 12005-2017,
СТО 95 12007-2017, СТО 95 12008-2017 СТО 95 12009-2017 и утверждении Плана мероприятий
Во исполнение приказов Госкорпорации «Росатом» от 06.06.2017 № 1/497-П «Об утверждении и введении в действие стандарта Госкорпорации «Росатом» СТО 95 12005-2017 «Объекты использования атомной энергии. Работы бетонные при строительстве защитной оболочки реакторной установки атомных электростанций.
Основные требования», от 08.06.2017 № 1/509-П «Об утверждении и введении в действие стандарта Госкорпорации «Росатом» СТО 95 12007-2017 «Объекты использования атомной энергии. Строительные материалы, изделия и конструкции, применяемые при сооружении атомных электростанций.
Входной контроль», от 20.06.2017 № 1/546-П «Об утверждении и введении в действие стандарта Госкорпорации «Росатом» СТО 95 12009-2017 «Объекты использования атомной энергии. Строительство атомных электростанций. Правила проведения совмещенных строительно-монтажных работ» и от 21.06.2017 № 1/550-П «Об утверждении и введении в действие стандарта Госкорпорации «Росатом» СТО 95 12008-2017 «Объекты использования атомной энергии. Строительство атомных электростанций. Требования к обращению исполнительной документации»
1. Внедрить в АО «Концерн Росэнергоатом» следующие стандарты Госкорпорации «Росатом»:
1.1. СТО 95 12005-2017 «Объекты использования атомной энергии. Работы бетонные при строительстве защитной оболочки реакторной установки атомных электростанций. Основные требования и организация контроля качества» (далее — СТО 95 12005-2017, приложение 1).
1.2. СТО 95 12007-2017 «Объекты использования атомной энергии. Строительные материалы, изделия и конструкции, применяемые при сооружении атомных электростанций. Входной контроль» (далее — СТО 95 12007-2017, приложение 2).
1.3. СТО 95 12008-2017 «Объекты использования атомной энергии. Строительство атомных электростанций. Требования к обращению исполнительной документации» (далее — СТО 95 12008-2017, приложение 3).
1.4. СТО 95 12009-2017 «Объекты использования атомной энергии. Строительство атомных электростанций. Правила проведения совмещенных строительно-монтажных работ» (далее — СТО 95 12009-2017, приложение 4).
2. Утвердить План организационно-технических мероприятий АО «Концерн
Росэнергоатом» по внедрению СТО 95 12005-2017, СТО 95 12007-2017,
СТО 95 12008-2017, СТО 95 12009-2017 (далее — План мероприятий, приложение 5).
3. Первому заместителю Генерального директора — директору Филиала
АО «Концерн Росэнергоатом» по реализации капитальных проектов Жукову А.Г., первому заместителю Генерального директора по эксплуатации АЭС
Шутикову А.В., заместителям Генерального директора — директорам филиалов АО «Концерн Росэнергоатом» — действующих атомных станций со строящимися энергоблоками АЭС, директорам филиалов АО «Концерн Росэнергоатом» — дирекций строящихся атомных станций принять СТО 95 12005-2017, СТО 95 12007-2017, СТО 95 12008-2017, СТО 95 12009-2017 к руководству и исполнению.
4. Первому заместителю Генерального директора — директору Филиала АО «Концерн Росэнергоатом» по реализации капитальных проектов Жукову А.Г., первому заместителю Генерального директора по эксплуатации АЭС
Шутикову А.В. обеспечить выполнение Плана мероприятий.
5. Заместителям Генерального директора — директорам филиалов АО «Концерн Росэнергоатом» — действующих атомных станций со строящимися энергоблоками АЭС, директорам филиалов АО «Концерн Росэнергоатом» — дирекций строящихся атомных станций обеспечить разработку и реализацию планов организационно-технических мероприятий по внедрению СТО 95 12005-2017, СТО 95 12007-2017, СТО 95 12008-2017, СТО 95 12009-2017.
6. Департаменту планирования производства, модернизации и продления срока эксплуатации (Максимов Ю.М.) внести в установленном порядке СТО 95 12005-2017, СТО 95 12007-2017, СТО 95 12008-2017, СТО 95 12009-2017 в подраздел 3.1 части I Указателя технических документов, регламентирующих обеспечение безопасности на всех этапах жизненного цикла атомных станций (обязательных и рекомендуемых к использованию).
7. Первому заместителю Генерального директора — директору Филиала АО «Концерн Росэнергоатом» по реализации капитальных проектов Жукову А.Г. обеспечить координацию работ по внедрению в АО «Концерн Росэнергоатом» СТО 95 12005-2017, СТО 95 12007-2017, СТО 95 12008-2017, СТО 95 12009-2017.
Источник: standartgost.ru
1. Общие указания
1.1 . Нас тоящие нормы распространяются на проектирование новых, расширяемых и реконструируемых атомных станций.
Нормы не распространяются на проектирование соору жений транспортных и исследовательских реакторов, а также на сооружение реакторных установок специального назначения.
Пр и проектировании атомных станций следует руководствоваться действующими нормативными документами, перечень которых приведен в приложении № 2.
Примечание : Сроки и объем при ведения действующих и строящихся атомных станций в соответствие с настоящими «Нормами. » устанавливаются в каждом конкретном случае органами, утвердившими настоящий документ.
1.3 . Деление зданий и помещений, в зависимости от воздействия на персонал радиационных факторов на зоны строгого и свободного режима, должно выполняться в соответствии с «Санитарными правилами проектирования и эксплуатации атомных электростанций — СП АЭС».
1.4 . Прямое сообщение между зонами строгого режима и свободного режима не допускается. Вход в помещения зоны строгого режима и выход из них должны осуществляться только через санпропускник. Как исключение допускается устройство аварийных выходов из помещений зоны строгого режима в зону свободного режима, минуя санпропускник. Двери аварийного выхода должны быть постоянно закрыты, опломбированы, иметь соответствующую надпись, открываться в сторону зоны свободного режима и со стороны зоны свободного режима не иметь дверной скобы.
1.5 . Здани я и сооружения атомных станций по условиям их ответственности за радиационную и ядерную безопасность и обеспечения функционирования размещаемого в них оборудования и систем, подразделяются на три категории.
1.5.1 . К I категории относятся здания, соору жения и конструкции, разрушение или повреждение которых может привести путем силового воздействия на важные для безопасности системы нормальной эксплуатации к выходу радиоактивных продуктов в количествах, приводящих к дозовым нагрузкам для персонала и для населения сверх установленных значений при максимальной проектной аварии, или к отказу в работе систем безопасности, обеспечивающих поддержание активной зоны в подкритическом состоянии, аварийный отвод тепла от реактора, локализацию радиоактивных продуктов.
1.5.2 . Ко II категории относятся здания, со оружения, конструкции и их элементы (не вошедшие в первую категорию), нарушение работы которых в отдельности или в совокупности с другими может привести к перерыву в выработке атомной станцией ее продукции и/или к дозовым нагрузкам сверх допустимых годовых, установленных для нормальной эксплуатации действующими нормативными документами.
1.5.3 . К III категории относятся все остальные здания, сооружения, конструкции и их элементы, не вошедшие в категории I и II .
1.6 . Нагрузки и воздействия на здания и сооружения АС должны при ниматься согласно СНиП II-6-74 , а также дополнительным требованиям настоящих норм.
1.7 . Сочетания нагрузок и воздействий при расчете зданий и сооружений атомных станций следует принимать согласно указаниям настоящих «Норм» и СНиП II-6-74 .
1.8 . Конструкции зданий и сооружени й I категории необход имо рассчитывать с учетом следующих особых воздействий:
1. 8.1 . Экстремальных ветровых и снеговых нагрузок — повторяемостью один раз в 10000 лет.
1.8.3 . Ураганов, смерчей (торнадо), волн цу нами.
1.8.4 . Максимального расчетного землетрясения (МРЗ).
1.8.5 . Максимальной проектной аварии (МПА).
1.8.6 . Пад ения самолета.
Примечание : Необходимость учета воздействия от падения самолета определяется «Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации», а также специальными требованиями Заказчика.
1.8.7 . Воздушной ударной волны.
1.9 . Строительные конструкции и основан ия зданий и сооружений атомных станций следует рассчитывать на силовые воздействия по методу предельных состояний.
1.10 . Ветровые и снеговые экстремальные нагрузки по п. 1.8.1 ., при отсутствии других данных, следует определять в соответствии с главой СНиП II-6-74 , пр инимая коэффициенты перегрузок:
1.10.1 . Д ля ветровых нагрузок — Кп = 2,5
1.10.2 . Для снеговых нагрузок — Кп = 2,0
1.11 . Ра счетные температуры наружного воздуха по п. 1.8.2 . принимаются исходя из периода повторяемости раз в 10000 лет.
1.12 . Расчетные нагрузки по п. 1.8.3 пр инимаются исходя из периода повторяемости событий один раз в 100000 лет.
1.13 . Расчет зданий и сооружений на сейсмические воздействия по п. 1.8.4 следует выполнять в соответств ии с «Нормами проектирования сейсмостойких атомных станций».
1.14 . Нагрузки и воздействия по п. 1.8.5 (параметры аварийного давления, разрежения, температуры, теплового удара, струй, летящих предметов, радиации и прочие воздействия, не оговоренные настоящими нормами) определяются технологическими требованиями применительно для каждого типа АС.
1.15 . При расчете зданий и сооружений атомных станций на воздействие от падения самолёта по п. 1.8.6 следует:
1.15.1 . Угол падения самолёта к горизонту принимать в интервале от 10 до 45 ° .
1.15.2 . При определении динамич еской нагрузки на ограждающие конструкции зданий и сооружений от удара самолета принимать деформирование самолёта по упругопластической модели (динамическая нагрузка от удара самолёта, график изменения площади контакта — согласно обязательному приложению 1 ) .
1.15.3 . Величину коэффициента динамичности при расчете эквивалентной статической нагрузки принимать на основании динамического расчета. При отсутствии данных для выполнения динамического расчета допускается принимать величину коэффициента динамичности Кд = 1,1.
1.15.4 . При расчете конструкций на падение самолёта не допускать выкол бетона по внутренней поверхности; требования к герметичности покрытия, в ыполняемого по внутренней железобетонной поверхност и не предъявлять.
1.15.5 . Выполнять динамический расчет зданий и сооружений с определением поэтажных спектров ответа.
1.16 . Расчетные параметра воздушной ударной волны по п. 1.8.7 при нимаются:
1.16.1 . Для АСТ давление во фронте ударной волны в соответствии с ОПБ-82.
1.16.2 . Для АЭС и АТЭЦ давление во фронте ударной волны с учётом внутренних источников взрывной опасности, расположенных на территории АС (склады ГСМ, ресиверы водорода, производство ацетилена в объёме утверждённого проекта атомной станции), принимается 10 кПа. При этом в течение всего периода эксплуатации не допускается размещение на указанной территории объектов — источников взрывной опасности интенсивностью воздействия на сооружения первой категории свыше 10 кПа.
При наличии (или предполагаемом размещении) на расстоянии до 5 км от сооружений первой категории АЭС и АТЭЦ внешних источников взрывной опасности (нефтеперерабатывающие заводы, базисные склады ГСМ и взрывчатых веществ, магистральные газопроводы, тепловые аккумуляторы, судоходные речные пути, железные дороги общего назначения и т.п.) давление во фронте взрывной волны определяется расчётом или принимается 30 кПа.
1.16.3 . Продолжительность фазы сжатия — до 1 сек.
1.16.4 . Направление распространения — горизонтальное.
Примечание : Нагрузки на плоские ограждающие поверхности и расчёт сооружений выполнять по СНиП II-11-77*.
1.17 . Расчёт зданий, сооружений и конструкций при возможном изменении параметров нагрузки (угла приложения, величины, длительности действия и т.д.) следует выполнять для наиболее неблагоприятных параметров нагрузок и соответствующих им усилий.
1.18 . Перед сдачей в эксплуатацию объём контура герметизации реакторного отделения должен испытываться на прочность и герметичность в соответствии с де йствующими нормативными документами.
1. 19 . Особы е нагрузки по п. 1.8 на здания и сооружения атомных станций I категории следует принимать действующими разновременно.
1.20 . При расчёте зданий и сооружений на особые воздействия по п. 1.8.6 допуска ется:
1.20.1 . Работа железобетонных конструкций за пределами упругости.
1.20.2 . Не ограничивать ширину раскрытия трещин в железобетонных конструкциях при отсутствии опасности неконтролируемых протечек радиоактивных жидкостей и газов.
1.20.3 . Расчетные хар актеристики материалов принимать в соответствии со СНиП II-11-77 .
1.21 . При расчёте зданий, сооружений и конструкций I I категории, нарушение работы которых монет привести к дозовым нагрузкам сверх допустимых годовых, установленных для нормальной эксплуатации действующими нормативными документами, необходимо учитывать коэффициент условий работы (m э = 0,9).
1.22 . Проектирование зданий, сооружений и конструкций III к атегор ии следует выполнять в соответствии с действующими нормативными документами.
1.23 . Крен сооружений I категории при нормативных осадках не должен превышать 1/1000. При учете особых воздействий по п.п. 1.8.1 ; 1.8.3 ; 1.8.4 ; 1.8.6 ; 1.8.7 допустимый крен до 3/1000.
1.24 . Срок службы сооружений атомных станций принимается 40 лет.
1.25 . Для гол овных образцов ответственных зданий и сооружений (защитных оболочек реакторных отделений атомных станций, корпусов тепловых аккумуляторов и др.) с целью определения напряженного состояния в процессе проведения испытаний и эксплуатации необходима установка соответствующих приборов и датчиков. Необходимость установки приборов на последующих образцах определяется Генпроектировщиком.
1.26 . Для зданий и сооружений, в которых возможны протечки радиоактивной жидкости, с целью своевременного обнаружения и организованного сбора протечек, следует предусм атр ивать в фундаментных плитах устройство дренажного приямка.
Дно приямка не доводить до низа фундаментной плиты на 100 мм.
1.27 . Для зданий и сооружений, служащих для хранения и переработки радиоакти вных сред, должна предусматриваться ниже отметки планировки внешняя гидроизоляция.
В случае расположения подошвы фундаментной плиты зданий и сооружений ниже прогнозируемого уровня грунтовых вод, должна предусматриваться усиленная внешняя гидроизоляция.
2 . О бъемно-планировочные и конструктивные решения зданий и сооружений.
2. 1 . При проектировании зданий и сооружени й атомных станций следует прим енять унифицированные сборные железобетонные и стальные конструкции, закладные детали и проходки.
2.2 . Шаг разбивоч ных осей помещений зданий и сооружений следует принимать, как правило, кратным 3 м.
Внутренние размеры помещений принимать кратными 100 мм.
2.3 . Применяемые материалы должны быть стойкими к разрушающим факторам ионизирующего излучения в пределах заданных интегральных доз.
2.4 . В зданиях и сооружениях I категории:
2.4. 1 . Входы в здания должны иметь тамбуры-шлюзы, оборудованные двойными дверями. При этом запорные устройства дверей должны быть снабжены автоматическими устройствами, обеспечивающими открывание одной двери только при закрытой другой.
2.4.2 . Проемы в ограждающих конструкциях должны закрываться люками специальной конструкции, оборудованными автоматическими запорами. (Двери и люки должны обеспечивать восприятие воздушной ударной волны).
2.5 . Стены и перекрытия спец иальных помещений атомной станции, используемые в качестве биологической защиты, рекомендуется выполнять в индустриальных конструкциях. Монолитный железобетон следует применять в конструкциях, насыщенных закладными технологическими деталями и отверстиями.
2.6 . Для железобетонных конс трукций следует применять тяжелый бетон с объемным весом 2200 — 2400 кг/м 3 , выполняющий помимо несущих, функции биологической защиты. Особо тяжелый бетон с объемным весом γ ≥ 3350 кг/м 3 рекомендуется применять только в случае, когда по требованиям компоновочных решений невозможно обеспечить требуемую толщину конструкций биологической защиты из тяжелого бетона.
2.7 . Для бетонны х и железобетонных конструкций стен и перекрытий, облицованных с двух сторон сталью или другим герметичным материалом и подвергающихся длительному нагреву (t ° = 100 ° C и выше) необходимо проведение конструктивных мероприятий, пре дотвращающих повышение давления водяных паров за облицовкой.
2.8 . В местах ослабления конструкци й биологической защиты шахтами, вентиляционными трубами и другими проходками в стесненных условиях следует, в случае необходимости выполнять дополнительную защиту из защитного материала с большим объемным весом.
2.9 . Для конструкций атомной станции при температуре на внутренней поверхности стен и перекрытий более 200 ° С следует применять жаростойкий бетон, теплоизоляцию или устраивать специальную систему охлаждения. Выбор решения должен обосновываться технико-экономическими расчетами с учетом срока эксплуатации АС.
2. 10 . Для зданий и сооружений, в которых возможно повышение избыточного аварийного давления или наличие протечек радиоактивной жидкости, следует применять бетоны класса W 6 по водонепроницаемости.
2. 11 . Не допуска ется введение в качестве добавок в бетон хлористых солей. Допуска ется применение пласти фицирующих, морозостойких и др. добавок в т.ч. и суперпластификаторов, не вызывающих коррозию бетона и металла при соответствующем технико-экономическом обосновании.
2. 12 . В помещен иях с бетонными поверхностями, облицованными сталью, рекомендуется углеродистую облицовку использовать как листовую арматуру. Анкеровка облицовки должна при этом обеспечивать совместность работы рассчитываемого сечения.
2. 13 . В зависимости от вида анкеровки принимаются следующие краевые условия закрепления облицовки:
2. 13.1 . Шарнирное — при приварке к облицовке точечных анкеров .
2. 13.2 . Заделка — при приварке к обли цовке жестких анкерующих элементов.
2. 14 . По железобетонны м поверхностям помещений, в которых возможно возникновение избыточного давления и протечек, должно предусматриваться защитное покрытие, препятствующее радиоактивному загрязнению бетона. Выбор типа покрытия определяется на основании технико-экономического анализа.
2. 14.1 . Для поме щений с локальными протечками радиоактивной жидкости следует применять по полам облицовки из углеродистой стали с отбортовкой на стены ≥ 2 00 мм. Необходимость облицовки поверхностей стен и потолка определяется в соответствии с условиями эксплуатации помещений по п. 2.14 .
2.14.2 . Для поверхностей помещений бассей нов выдержки , колодцев, емкостей, находящихся под длительным заливом радиоактивной жидкости, а также помещений, в которых возможен вылив радиоактивного жидко ме таллического натриевого теплоносителя, следует выполнять облицовку из нержавеющей стали. Стены и днища указанных поме щений, следует, как правило, выполнять двойными с целью организованного отвода и оперативного обнаружения протечек. Облицовку со стороны бетона допускается выполнять из углеродистой стали.
2. 15 . Поверхности конструкций в помещениях зоны возможного загрязнения следует выполнять таким образом, чтобы они были легко доступны для осмотра, дезактивации, исключалось скопление пыли и влаги.
2. 16 . Облицовку лотков в герметичных помещ ениях, облицованных углеродистой сталью, рекомендуется выполнять из нержавеющей стали.
2. 17 . Толщина облицовок определяется усло виями эксплуатации и действующими нагрузками и принимается не менее 3 мм.
2. 18 . При проектировании облицовок контур а герметизации необходимо обеспечивать выполнение требований «Правил устройства и эксплуатации систем локализации аварии (СЛА)».
2. 19 . Тип и шаг анкеровки облицовки в бетоне должен быть выбран, исходя из условий недопущения потери устойчивости облицовки контура герметизации при наиболее невыгодных комбинациях нагрузок.
2.20 . Принятые проектные р еш ения должны обеспечивать контроль монтажных сварных соединений контура герметизации в процесс е приемки и эксплуатации сооружения и оперативное обнаружение дефектов.
2.2 1 . В зонах, недоступных для контроля и ремонта в процессе эксплуатации, должны предусматриваться проектные решения, обеспечивающие повышение надежности контура герметизации.
2.22 . Допускаемое отклонение установленной в проектное положение облицовки по плоскостности не более 10 мм при базовом замере 1 м.
2.23 . Методы и объемы контроля сварных соединени й металлических конструкций атомных станций в случаях, нерегламентированных действующими нормативными документами, определяются Генпроектировщиком и должны быть указаны в проекте.
2.24 . При проектировании помещений, связанных с хранен ием необлученного топлива, должны быть обеспечены следующие положения:
2.24.1 . Через помещения хранения не должны проходить маршруты к другим эксплуатационным помещениям.
2.24.2 . Компоновка помещений и проектные решения должны исключать возможность затопления водой и поступление других «замедляющих» материалов в зоны хранения необлученного топлива.
2.25 . Полы, по которым предусматриваются покрытия н а основе эпоксидных смол, необходимо выполнять из бетонов и растворов марок не ниже М200.
2.26 . Применяемые в зонах строгого режима защитны е покрытия должны быть согласованы в установленном порядке с Госсаннадзором.
2.27 . Температурно -осадочные швы в сооружениях атомных станций следует назначать с учетом технологических особенностей. Для снижения температурных усилий в монолитных железобетонных конструкциях биологической защиты, в которых устройство швов недопустимо, следует предусматривать их членение на период строительства временными швами с последующим замоноличиванием (замыканием). Размеры временных температурных блоков и температура замыкания устанавливаются расчетом.
2.28 . Для организации монтажа строительны х конструкций и технологического оборудования и контроля за осадками в помещениях зданий и сооружений, специфичных для атомных электростанций в проекте должна быть предусмотрена система высотных и осевых реперов.
2.29 . При проектировании внутренней антикоррозионной защиты вентиляционных труб следует учитывать, что их внутренняя поверхность недоступна для осмотра и ремонта во время всего периода эксплуатации трубы.
2.30 . Полы в помещениях, в котор ых возможно радиоактивное загрязнение, надлежит проектировать с уклоном не менее 0,01. Каналы и лотки спецканализации следует выполнять с уклоном не менее 0,005.
2.3 1 . Помещения, в которых располагаются емкости с радиоак т ивными средами, должны иметь металлическую облицовку пола и части стены.
Высоту облицовки стены следует принимать на 200 мм выше ур овня жидкости, устанавливающегося в помещении при аварийном опорожнении емкости.
2.32 . В помещениях с возможным радиоактивным загрязнен ием следует, как правило, предусматривать искусственное освещение.
Естественное освещение при соответству ющем обосновании в таких помещениях следует проектировать с применением видов остекления, поддающихся дезактивации.
2.33 . В помещениях, оборудованных системами пожаротушения, должны предусматриваться гидроизоляция и организованный дренаж с целью предотвращения попадания влаги в соседние помещения.
2.34 . Конструкция хранилищ радиоактивных отходов должна исключать возможность радиоактивного загрязнения грунтовых и поверхностных вод, обеспечивать контроль за плотностью хранилищ и организованный сбор возможных протечек.
2.35 . При проектировании помещений электротехнических устройств и АСУ ТП должны быть предусмотрены мероприятия, исключающие неконтролируемое попадание влаги в эти помещения.
2.36 . Для наблюдения за химическим составом и радиоактивностью грунтовых вод на территории электростанции необходимо предусматривать не менее четырех соответственно оборудованных скважин, располагая их преимущественно у зданий и сооружений, могущих служить источником повышения радиоактивности и изменения химического состава грунтовых вод.
3 . Водос набжение и канализация.
3.1 . Сооружения, от которых зависит работоспособность систем охлаждения и водоснабжения реакторного отделения, обеспечивающих радиационную безопасность АС, следует относить к I категории независимо от мощности электростанции.
3.2 . В качестве охладителей оборотных систем охлаждения и водоснабжения реакторного отделения, как правило, следует применять брызгательные бассейны, а при прямоточном и морском водоснабжении — промежуточные теплообменные контуры.
3.3 . Бры згальные бассейны систем охлаждения реакторного отделения следует проектировать водонепроницаемыми с наружной железобетонной облицовкой толщиной не менее 200 мм и противофильтрационным водонепроницаемым экраном.
Протечки через нар ужную облицовку не должны превышать 0,1 л/ч на 1 м 2 смоченной поверхности.
Для контроля водонепроницаемости наружной облицовки между последней и противофильтрационным экраном следует предусматривать слой фильтрующего материала с дренажом.
Для обеспечения возможности наблюдений и измерений расхода выводы из контрольных дрен следует предусматривать свободным изливом выше пьезометрического уровня воды в колодцах на коллекторах сбора и возврата в систему дренажных вод.
3.4 . Вокруг брызгальны х бассейнов следует предусматривать асфальтовое покрытие с уклоном 0,02 в сторону бассейнов. Ширину асфальтового покрытия следует принимать не менее 12 м от бровки бассейна.
3.5 . Для изготовления стальных трубопроводов систем охлажд ения и водоснабжения реакторного отделения следует применять следующие марки сталей:
В ра йонах с расчетной температурой наружного воздуха не ниже минус 30 °С следует применять трубы из стали марок 20 и 10 по ТУ 14-3-190-82, ТУ 14-3-808-78 и ТУ 95-499-83. Для прямых участков трубопроводов допускается применять спиральношовные электросварные трубы из стали марки ВСт3сп5 по ТУ 14-3-954-80.
Трубы диаметром более 1600 мм следует изготавливать из листовой стали марок 20К-5 по ГОСТ 5520-79 и ВСт3сп5 по ГОСТ 380-71.
В районах с расчетной температурой наружного воздуха не ниже минус 40 °С следует применять трубы из низколегированных марок сталей 16ГС-12, 16ГС-6, 09Г2С-12, 10Г2С1-12, 09Г2С-6, 17Г1С-6, 17Г1С-12, 17Г1С-У.
Для изготовления труб диаметром более 1600 мм следует применять низколегированную листовую сталь указанных марок.
Контроль сварных соед инений подземных трубопроводов выполняется по ПК 1514-72 в указанных ниже объёмах.
Для трубопроводов диаметром менее 1200 мм, недоступных для ревизии и ремонта изнутри:
— внешний осмотр и измерения — 100 %;
— цветная дефектоскопия — 50 %;
— гидравлические испытания на монтаже — 100 %;
— для трубопроводов с рабочим избыточным давлением более 0, 7 кгс/см 2 — просвечивание 12,5 %;
— испытания на статический изгиб при нормальной температуре.
Для трубопроводов диаметром 1200 мм и более:
— внешний осмотр и измерения — 100 %;
— ультразвуковая дефектоскопия — 10 %;
— гидроиспытания на монтаже — 100 %;
— испытания на статический изгиб при нормальной температуре;
— испытания на статическое растяжение.
Контроль сварных соединений трубопроводов надземной прокладки, доступных для ревизии и ремонта, следует проводить 100 % внешним осмотром и измерениями и 100 % гидравлическими испытаниями на монтаже.
Стальн ые трубопроводы системы охлаждения реакторного отделения должны иметь весьма усиленную наружную антикоррозионную защиту согласно ГОСТ 9.015-74.
3.6 . Для постоянного контроля уровне й и качества грунтовых вод на площадке при проектировании, строительстве и эксплуатации АС следует предусматривать сеть пьезометрических скважин и, при необходимости, мероприятия, обеспечивающие проектные условия работы сооружений.
3.7 . Сооружения противопожарного и хозяйственно-питьевого водоснабжени я следует проектировать, руководствуясь соответствующими СНиП и нормами проектирования.
Приложение 1
График нагрузки — время с учетом изменения площади деформирования F(t) падающего самолета
Скорость — 200 м /с
Пр иложение 2
к нормам ст роительного проектирования атомных станций
ПЕРЕЧЕНЬ
действующих нормативных документов
1 . Строительные нормы и правила (СНиП).
2 . « Общие положения обеспечения безопасности АЭС при проектировании, строительстве и эксплуатации» (ОПБ-82).
3 . «Правила устро йства и безопасной эксплуатации оборудования АЭС, опытных и исследовательских реакторов и установок».
4 . «Правила ядерной безопасности АЭС (ПБЯ)».
5 . «Правила устройства электроустановок».
6 . «Са нитарные нормы проектирования промышленных предприятий».
7 . «Нормы проектирования сейс мостойких атомных станций».
8 . Основные санитарные правила работы с радиоактивны ми веществами и другими источниками ионизирующих излучений.
9 . «Санитарные правила проектирования и эксплуатации АЭС». (СПАЭС-79).
10 . « Методика определения категорий производства в Минэнерго СССР по взрывной, взрывопожарной и пожарной опасности».
11 . «Правила контроля сварных соединений и наплавки узлов и конструкций АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок» (ПК 1514-72).
12 . «Правила проектирования вентиляции кабельных тоннелей». Руководящий технический материал (РТМ 34-2 45-75).
13 . «Технические правила по экономному расходованию основных строительных материалов» (ТП 101-81).
14 . «Нормы технологического проектирования атомных электрическ их станций» (ВНТП-80).
15 . «Нормы технологического проектирования тепловых электрических станций и тепловых сетей».
16 . «Основные положения по сварке и наплавке узлов и констру кций АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок» (ОП 1513-72).
17 . «Инструкция по проектированию комплекса ин женерно-технических средств охраны на предприятиях Минэнерго СССР».
18 . «Противопожарные нормы проектирования атомных станций».
19 . «Временные указания по подготовке производств а к проведению работ по сварке и контролю сварных соединений герметизирующих облицовок защитных оболочек и помещений системы локализации аварий АЭС, подконтрольных Госгортехнадзору СССР — ВУ-1С-83».
20 . «Временные указания по методам и нормам контроля сварных соединений герметизирующих облицовок защитных оболочек и помещений системы локализации аварий АЭС, подконтрольных Госгортехнадзору СССР — ВУ-2С-83».
ОСНОВНЫЕ ОПРЕДЕЛЕНИЯ
1 . Атомная станция (АС) — ядерный реактор или реакторы с комплексом систем, устройств, оборудования и сооружений, предназначенные для безопасного производства тепловой и/или электрической энергии.
2 . Атомная электрическая станция (АЭС) — атомная станция, предназначенная для производства электрической энергии.
3 . Атомная теплоэлектроцентраль (АТЭ Ц) — атомная станция, предназначенная для производства тепловой и электрической энергии.
4 . Атомная станция теплоснаб жения (АСТ) — атомная станция, предназначенная для выработки горячей воды для бытовых целей.
5 . Атомная станция промышленного теплоснабжения (АСПТ) — атомная станция, предназначенная для выработки горячей воды и пара для технических и бытовых целей.
6 . Безопасность АС — качеств о АС, исключающее техническими средствами и организационными мероприятиями превышение установленных доз по внутреннему и внешнему облучению персонала и населения и нормативов по содержанию радиоактивных продуктов в окружающей среде.
7 . Системы нормальной эксплуатации — системы, предназначенные для осуществления нормальной эксплуатации.
8 . Системы безопасности — системы, предназначенные для пре дупреждения аварий и ограничения их последствий.
Примечание : Системы безопасности по функциям разделяются на защитные, локализующие, обеспечивающие и управляющие.
9 . Системы, важны е для безопасности — системы нормальной эксплуатации, повреждения или отказы которых являются исходными событиями аварий, и системы безопасности.
10 . Защитные системы безопасности — с истемы, предназначенные для предотвращения или ограничения повреждений ядерного топлива, оболочек тепловыделяющих элементов, первого контура и предотвращение ядерных аварий.
11 . Локализующие системы безопасности — системы, пр едназначенные для предотвращения или ограничения распространения внутри АС и выхода в окружающую среду выделяющихся при авариях радиоактивных веществ.
12 . Обеспечивающие системы безопасности — системы, предназначенные для снабжения систем безопасности энергией, рабочей средой и создания условий их функционирования.
13 . Нормальная эксплуа тация АС — все состояния АС в соответствии с принятой в проекте технологией производства энергии, включая работу на заданных уровнях мощности, процессы пуска и останова, техническое обслуживание, ремонты, перегрузку ядерного топлива.
14 . Проектная авария — авария, исходное событие которой устанавливается действующей нормативно-технической документацией и для которой проектом предусматривается обеспечение безопасности АС.
15 . Максимальная проектная авария (МПА) — проектная авария с наиболее тяжелым исходным событием, устанавливаемым для каждого типа реакторов.
16 . Контур герметизации — непрерывная конструкци я, ограничивающая герметичный объем и обеспечивающая его плотность в пределах заданных параметров.
17 . Силовы е воздействия — воздействия как непосредственно от нагрузок, так и воздействия от смещения опор, изменения температуры, усадки и других подобных явлений, вызывающих реактивные силы.
Источник: gostrf.com
Эксплуатация АЭС — Типовая организационная структура управления эксплуатацией АЭС
Организационная структура управления АЭС построена по иерархическому принципу (рис. 12.3), как многоуровневая иерархическая структура. Иерархический принцип управления — это такой принцип построения многоступенчатых систем управления, при котором функции управления распределяются между соподчиненными частями системы. В соответствии с иерархическим принципом обобщенные сигналы подсистем высшего уровня поступают для управления подчиненными подсистемами, и наоборот, конкретные осведомительные и задающие сигналы низших уровней иерархии используются для формирования управляющих сигналов вышестоящих. При сильной иерархии соподчинение подсистем осуществляется только «вниз/вверх»; при слабой иерархии возможны подчинения одного нижнего звена управления двум верхним и сильные горизонтальные связи.
Организационная структура системы управления российскими АЭС как с ЭБ ВВЭР, так и с ЭБ РБМК, примерно одинакова (рис. 12.4), хотя на каждой АЭС имеются свои небольшие отличия. На рис. 12.5 приведена структура управления эксплуатацией АЭС с ВВЭР.
Обозначения на рис. 12.4 и 12.5 следующие:
ПЭО — планово-экономический отдел;
ОТиЗ — отдел труда и зарплаты;
ОМТС — отдел материально-технического снабжения;
ОК — отдел кадров;
ПТО — производственно-технический отдел;
РЦ — реакторный цех;
ТЦ — турбинный цех;
ХЦ — химический цех;
Рис. 12.4. Укрупненная схема структуры управления АЭС
ЭЦ — электроцех;
ЦВК — цех вентиляции и кондиционирования;
ЦТАИ — цех тепловой автоматики и измерений;
ОЯБ — отдел ядерной безопасности;
ОРБ — отдел радиационной безопасности, внешней дозиметрии и защиты;
ЦЦР — цех централизованного ремонта;
ОППР — отдел организации подготовки и проведения ремонта;
УКС — управление капитального строительства;
ООТ и ТБ — отдел охраны труда и техники безопасности;
УТП — учебно-тренировочный пункт.
На некоторых АЭС имеются заместители главного инженера (ЗГИ) по науке, по эксплуатации П очереди АЭС, и нет ЗГИ по АСУ и технической поддержке; есть цех наладки и испытаний оборудования и т.д.
Оперативное управление на АЭС осуществляет дежурная смена. Ее состав, подготовленность к решению задач обеспечения нормальной эксплуатации энергоблока АЭС, психологический климат в коллективе существенным образом влияют на безопасность атомных станций. На рис. 12.6 приведен пример состава дежурной смены двух энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 («малой серии»).
Дежурную смену АЭС в этом случае можно рассматривать как совокупность двух дежурных смен ЭБ. На схеме 12.6 специалистам, работающим на определенном ЭБ, соответствует цифра 1 или 2. Сокращения на рис. 12.6 следующие:
НС — начальник смены;
Рис. 12.5. Основные звенья структуры управления эксплуатацией АЭС
Рис. 12.6. Состав дежурной смены АЭС с двумя ЭБ ВВЭР-1000 «малой серии»
ЗНС — заместитель начальника смены;
ВИУР — ведущий инженер по управлению реактором;
ВИУТ — ведущий инженер по управлению турбиной;
ОРО — оператор реакторного отделения РД;
СОРО — старший инженер реакторного отделения РЦ;
ДЭС — дежурный электрослесарь;
МОТО — машинист-обходчик турбинного оборудования;
МОВТО — машинист-обходчик вспомогательного турбинного оборудования;
АКС — азотно-кислородная станция;
ОКУ — общеблочная компрессорная установка;
БНС — береговая насосная станция;
ДЭМ — дежурный электромонтер;
СДЭМ — старший дежурный электромонтер;
ОРУ — открытое распределительное устройство;
ОСВО — оператор спецводоочистки;
СО С ВО — старший оператор спецводоочистки;
Ряс. 12.7. Схема организации реакторного цеха энергоблока с ВВЭР»1000:
НС РЦ — начальник смены РЦ; ВИУР — ведущий инженер управления реактором; ИОРЭ — инженер по организации ремонта и эксплуатации; СНС — старший начальник смены; ВИЭ — ведущий инженер по эксплуатации; ВИР — ведущий инженер по ремонту; СОРО — старший оператор реакторного отделения; ОРО — оператор реакторного отделения
ХВО — химводоочистка;
ПРК — пускорезервная котельная;
БОУ — блочная обессоливающая установка;
КО — котельное оборудование;
ФБ — фильтровальный блок.
Начальник смены энергоблока (НСБ) выполняет функции заместителя начальника смены станции (ЗНС).
ОП выполняет важные для безопасности функции в составе АСУ ТП ЭБ с помощью соответствующего комплекса технических средств (КТС). В соответствии с системным подходом ОП должен рассматриваться во взаимосвязи с остальными компонентами АЭС как целостная система.
Основным производственно-структурным подразделением АЭС является цех. В качестве примера на рис. 12.7 показана схема структуры реакторного цеха энергоблока с ВВЭР-1000. В составе РЦ, как правило, пять дежурных смен и одна смена резервная.
Источник: forca.ru