Открытый конкурс №16 Москва 2009 извещение о проведении открытого конкурса

Вид материалаКонкурс

Содержание


III. Техническое задание
1. Основание для оказания услуг
2. Цели и назначение работ
3. Объем и сроки выполнения услуг
4. Требования к качеству и содержанию работ
5. Место внедрения и тематика работ
6. Требования к разрабатываемой продукции
7. Порядок выполнения и приемки работ
Приложение к техническому заданию
Паротурбинная установка
Системы и элементы противопожарной защиты
Оценка ВАБ первого уровня для режима работы энергоблока на мощности
Система управления и аварийной защиты реактора
Оценка анализа значимости, чувствительности, неопределенности и представления результатов ВАБ
Оценка анализа эксплуатационных состояний энергоблока для режимов работы на малой мощности
Подобный материал:
1   2   3   4   5   6   7   8


^ III. Техническое задание


на оказание услуг по проведению в 2009 году экспертизы безопасности
объектов использования атомной энергии в рамках процедуры
лицензирования, осуществляемой Федеральной службой
по экологическому, технологи­ческому и атомному надзору



^ 1. Основание для оказания услуг

Проведение экспертизы является составной частью исполняемой Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору (далее – Ростехнадзор) государственной функции по лицензированию деятельности в области использования атомной энергии. Экспертиза проводится в соответствии с требованиями и положениями следующих правовых нормативных документов и административных актов:

- Федеральный закон Российской Федерации от 21.11.1995 N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии" (Собрание законодательства Российской Федерации, 27.11.1995, N 48, ст. 4552; Российская газета, N 30, 13.02.1997, Парламентская газета, N 129, 13-19.07.2001; Российская газета, N 256, 31.12.2001; Собрание законодательства Российской Федерации, 01.04.2002, N 13, ст. 1180; Парламентская газета, N 211, 14.11.2003; Собрание законодательства Российской Федерации, 30.08.2004, N 35, ст. 3607; Парламентская газета, N 214-215, 21.12.2006; Парламентская газета, N 20, 08.02.2007; Собрание законодательства Российской Федерации, 03.12.2007, N 49, ст. 6079);

- Постановление Правительства Российской Федерации от 14 июля 1997 года N 865 "Об утверждении Положения о лицензировании деятельности в области использования атомной энергии" (Собрание законодательства Российской Федерации, 1997, N 29, ст. 3528; 2002, N 41, ст. 3983; 2005, N 7, ст. 560; Российская газета, N 22, 02.02.2007) (далее - Положение о лицензировании);

- Постановление Правительства Российской Федерации от 30 июля 2004 года N 401 "О Федеральной службе по экологическому, технологическому и атомному надзору" (Собрание законодательства Российской Федерации, 2004, N 32, ст. 3348; 2006, N 5, ст. 544; 2006, N 23, ст. 2527; 2006, N 52 (ч. III), ст. 5587; 2008, N 22, ст. 2581);

- Административный регламент исполнения Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору государственной функции по лицензированию деятельности в области использования атомной энергии (Бюллетень нормативных актов федеральных органов исполнительной власти, 23.02.2009 № 8) (далее - Административный регламент);

Письмо Министерства финансов Российской Федерации от 04.07.2008 № 02-02-05/1959) о распределении общего (предельного) объема бюджетных ассигнований федерального бюджета на 2009-2011 годы.


^ 2. Цели и назначение работ

В рамках лицензирования деятельности в области использования атомной энергии заявитель (лицензиат) представляет в Ростехнадзор обоснование безопасности заявленной деятельности, которое разрабатывается научными, конструкторскими и проектными институтами (организациями) на основе экспериментальных, теоретических и аналитических исследований.

По каждому заявлению заявителя (лицензиата), поступающему в Ростехнадзор и требующему принятия соответствующих решений со стороны Ростехнадзора в отношении выдачи лицензии или изменения условий выданной лицензии, требуется проведение экспертизы, целью которой является подтверждение достаточности представленного заявителем (лицензиатом) обоснования, а также подтверждение объективности его информации.

В соответствии с Положением о лицензировании, экспертиза проводится при лицензировании следующих видов деятельности:

- размещение, сооружение (строительство), эксплуатация, вывод из эксплуатации ядерных установок, включая:

атомные станции (блоки атомных станций);

комплексы (сооружения) с промышленными ядерными реакторами, экспериментальными ядерными реакторами, стендами-прототипами ядерных реакторов судов, исследовательскими ядерными реакторами, критическими ядерными стендами;

комплексы (сооружения, полигоны, установки) с ядерными зарядами, пред­назначенные для использо­вания в мирных целях;

комплексы (сооружения, установки) с ядерными материалами, предназна­чен­ные для производства, переработки, транспорти­рования ядерного топлива и ядерных материалов;

- сооружение (строительство), эксплуатация, вывод из эксплуатации ядерных установок судов, транспортных и транспортабельных средств с ядерными реакторами;

- размещение, сооружение, эксплуатация, вывод из эксплуатации радиационных источников, включая комплексы (установки), содержащие радиоактивные вещества;

- размещение, сооружение (строительство), эксплуатация, вывод из эксплуатации стационарных пунктов хранения (объектов, сооружений) для хранения ядерных материалов и (или) радиоактивных отходов, содержащих ядерные материалы, а также для захоронения радиоактивных отходов;

- обращение с ядерными материалами и радиоак­тивными веществами, в том числе при разведке и добыче урановых руд, при производстве, использо­вании, переработке, транспортировании и хранении ядерных материалов и радио­активных веществ;

- обращение с радиоак­тивными отходами, содержащими ядерные материалы, при их хранении, переработке, транспортировании и захоронении;

- использование ядерных материалов и (или) радиоактивных веществ при проведении научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ;

- конструирование, конструирование и изготовление оборудо­вания для ядерных установок, радиационных источников, пунктов хранения ядерных мате­риалов, радиоак­тивных веществ, радиоактивных отходов.


^ 3. Объем и сроки выполнения услуг

По каждому обоснованию, поступающему в Ростехнадзор вместе с заявлением заявителя (лицензиата) и требующему принятия соответствующих решений со стороны Ростехнадзора в рамках лицензирования, разрабатывается перечень тематических вопросов экспертизы.

Разработка перечня тематических вопросов экспертизы выполняется на основе результатов предварительного рассмотрения представленных заявителем (лицензиатом) обоснований с учетом заявленного вида деятельности, подлежащего лицензированию, требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, а также накопленного опыта эксплуатации объектов использования атомной энергии.

Экспертиза проводится по тематическим вопросам, которые указаны в технических заданиях, утвержденных Ростехнадзором. В качестве примера в приложении к настоящему техническому заданию приведен типовой перечень тематических вопросов экспертизы, проводимой при лицензировании сооружаемого энергоблока атомной станции.

Стоимость услуг, оказываемых в рамках государственного контракта, определяется общим количеством тематических вопросов экспертиз, указанных в утвержденных Ростехнадзором технических заданиях, при этом общее количество тематических вопросов должно быть не менее 750.

Экспертизы представленных заявителем (лицензиатом) обоснований проводятся по мере поступления указанных обоснований в Ростехнадзор в период действия государственного контракта и в объеме его цены.


^ 4. Требования к качеству и содержанию работ

При проведении экспертизы должен соблюдаться порядок организации ее проведения, установленный требованиями Положения о лицензировании, Административного регламента и иных руководящих документов Ростехнадзора.

Критериями оценки при экспертизе должны служить требования безопасности, установленные в федеральных нормах и правилах и иных нормативных документах, действующих в области использования атомной энергии.

Экспертиза должна проводиться с учетом достигнутого в настоящее время уровня развития науки и техники. Это означает, что при экспертизе должен учитываться весь предшествующий опыт эксплуатации российских и зарубежных объектов использования атомной энергии, использоваться доступные сведения о событиях, имевших место на российских и зарубежных объектах использования атомной энергии, оцениваться достаточность мер, предусмотренных заявителем (лицензиатом) для обеспечения ядерной и радиационной безопасности.

При экспертизе должны применяться специализированные расчетные средства (компьютерные программы) и методики исследований, а также результаты экспериментальных, теоретических и аналитических научно-исследо­вательских работ, выполненных в области использования атомной энергии в нашей стране и за рубежом.

По итогам каждой экспертизы в Ростехнадзор представляется экспертное заключение экспертной организации, содержащее результаты исследований и выводы по всем тематическим вопросам, указанным в техническом задании, утвержденном Ростехнадзором.


^ 5. Место внедрения и тематика работ

Результаты экспертизы используются Ростехнадзором при рассмотрении заявлений заявителей (лицензиатом), поступающих в Ростехнадзор и требующих принятия соответствующих решений со стороны Ростехнадзора в отношении выдачи лицензии или изменения условий выданной лицензии.


^ 6. Требования к разрабатываемой продукции


Результаты экспертиз должны быть оформлены и представлены в Ростехнадзор в виде экспертных заключений экспертной организации - в печатном виде в 3-х экземплярах (в переплете) и в электронной версии на CD (выполненной в программной среде не ниже уровня WORD 2003). Отчетная документация представляется на бумажном и электронном носителе и оформляется в соответствии с ГОСТ 7.32-91 (ИСО 5966-82)


^ 7. Порядок выполнения и приемки работ


7.1. Приемка экспертных заключений, разработанных экспертной организацией, осуществляется Ростехнадзором в порядке, установленном требованиями Административного регламента.

7.2. В случае отказа в приемке экспертного заключения экспертная организация обязана выполнить его доработку без привлечения дополнительных средств.

7.3. Выполнение услуг оформляется актами сдачи-приемки с представлением отчета об экспертных заключениях, принятых Ростехнадзором.


^ Приложение к техническому заданию

Пример перечня тематические вопросов
при экспертизе безопасности сооружаемого энергоблока АЭС с ВВЭР-1200


1

Характеристика района и площадки АС

1.1

Топографические и демографические условия района размещения АС

1.2

Техногенные условия размещения АС

1.3.

Гидрометеорологические условия

1.4

Геологические, гидрогеологические и инженерно-геологические условия

1.5

Сейсмотектонические условия и программа наблюдений

1.6

Воздействие АЭС на окружающую среду

2

Концепция безопасности энергоблока

2.1

Нормативная база, принятая при разра­бот­ке проекта

2.2

Принципы и критерии построения глубо­ко эшелонированной защиты

2.3

Принципы и критерии обеспечения ядерной безопасности

2.4

Принципы и критерии обеспечения радиационной безопасности

2.5

Принципы и критерии, принятые в проекте при разработке противоаварийных мероприятий

2.6

Принципы и критерии обеспечения пожарной безопасности

2.7

Принципы и критерии безопасности обращения с ядерным топливом

2.8

Принципы и критерии безопасности обращения с РАО

2.9

Пределы безопасной эксплуатации

2.10

Классификация систем, оборудования, элементов, зданий, сооружений и строительных конструкций энергоблока

2.11

Общая программа обеспечения качества

2.12

Концепция вывода энергоблока из эксплуатации

2.13

Учет и контроль ЯМ и РАО, физическая защита энергоблока

3

Реакторная установка

3.1

Прочность и работоспособность твэлов, твэгов и ТВС

3.2

Конструкция и прочность корпуса и крышки реактора

3.3

Прогноз охрупчивания корпуса реактора и обоснование проектного срока службы

3.4

Конструкция и прочность внутрикорпусных устройств реактора

3.5

Конструкция и прочность элементов первого контура и их опорных конструкций

3.6

Нейтронно-физические характеристики активной зоны

3.7

Теплогидравлические характеристики активной зоны

3.8

Исполнительные механизмы и рабочие органы СУЗ

3.9

Концепция «Течь перед разрывом». Определение протечек через границы давления первого контура

3.10

Конструкция и прочность парогенераторов

3.11

Главный циркуляционный насосный агрегат

3.12

Система поддержания давления в первом контуре

3.13

Водно-химический режим первого контура. Системы пробоотбора и контроля поддержания ВХР.

4

Прочность и устойчивость зданий и сооружений

4.1

Генеральный план площадки АС. Компоновочные и инженерно-технические решения зданий и сооружений первой категории ответственности

4.2

Воздействия на строительные конструкции, вызванные авариями в зданиях реактора и турбины

4.3

Прочность несущих строительных конструкций зданий и сооружений первой категории ответственности

4.4

Устойчивость оснований и фундаментов зданий и сооружений первой категории ответственности

5.

Прочность и работоспособность систем и элементов АС при природных и техногенных воздействиях

5.1

Внешние нагрузки на оборудование и трубопроводы, передаваемые через строительные конструкции

5.2

Прочность и работоспособность систем и элементов АС с учётом внешних нагрузок, передаваемых через строительные конструкции зданий и сооружения

6.

Обеспечение качества на этапе сооружения

7

^ Паротурбинная установка

7.1

Турбоагрегат (включая конденсаторы, систему вакуумирования конденсаторов, систему основного конденсата, систему регенерации и вспомогательные системы турбины).

7.2

Система паропроводов свежего пара

7.3

Система сброса пара из второго контура в конденсаторы турбины

7.4

Система питательной воды (включая систему основной питательной воды и систему вспомогательной питательной воды)

7.5

Система обессоленной воды

7.6

Водно-химический режим второго контура и системы его контроля и поддержания. Система отбора проб второго контура. БОУ.

8

Системы контроля и управления

8.1

Блочный и резервный пункты управления

8.2

Система управления и защиты реакторной установки

8.2.1

Аварийная и предупредительная защита

8.2.2

Аппаратура контроля нейтронного потока, система группового и индивидуального управления приводами, разгрузка и ограничение мощности, автоматический регулятор мощности.

8.3

Управляющие системы безопасности (УСБТ)

8.4

Системы контроля и управления нормальной эксплуатации

8.4.1

Система верхнего (блочного) уровня (СВБУ)

8.4.2

Системы контроля и управления нормальной эксплуатации (СКУ НЭ)

8.4.3

Системы контроля, управления и диагностики реакторной установки (СКУД)

8.4.4

Основные регуляторы реакторной установки. Аварийный уровнемер в реакторе. Средства контроля за содержанием поглотителя.

8.4.5

Система внутриреакторного контроля

9

Электроснабжение

9.1

Внешняя энергосистема

9.2

Главная схема электрических соединений АЭС

9.3

Система электроснабжения собственных нужд нормальной эксплуатации

9.4

Защита оборудования и кабельного хозяйства от пожара

10

Комплекс систем хранения и обращения с ядерным топливом

10.1

Система хранения и обращения со свежим ядерным топливом

10.2

Система перегрузки активной зоны

10.3

Система приреакторного хранения отработавшего (облучённого) ядерного топлива. Система контроля плотности облицовки бассейна выдержки

10.4

Система контроля герметичности оболочек твэлов на остановленном реакторе

10.5

Система подачи вод бассейна выдержки на очистку

10.6

Система охлаждения бассейна выдержки

10.7

Система внутристанционного транспортирования ядерного топлива

11

Технологические системы нормальной эксплуатации

11.1

Система продувки, подпитки первого контура и борного регулирования (включая систему хранения теплоносителя эксплуатационного качества, систему борного концентрата, систему подачи реагентов в теплоноситель первого контура)

11.2

Система дренажей и организованных протечек первого контура

11.3

Система хранения и подачи «чистого конденсата».

11.4

Система охлаждения потребителей здания 10UMA

11.5

Система промконтура потребителей нормальной эксплуатации здания 10UJA.

11.6

Системы спецводоочистки

11.7

Система спецканализации

11.8

Система дезактивации

11.9

Система сжатого воздуха

11.10

Система азота

11.11

Система газовых сдувок

11.12

Системы очистки радиоактивных сдувок

11.13

Система дожигания водорода

12

Системы вентиляции нормальной эксплуатации

13

^ Системы и элементы противопожарной защиты

13.1

Система общестанционного пожарного водопровода высокого давления. Стационарные установки водяного пожаротушения помещений и оборудования нормальной эксплуатации. Автоматические установки водяного пожаротушения для помещений и оборудования систем безопасности.

13.2

Установки автоматического газового пожаротушения. Установки автоматического порошкового пожаротушения. Противопожар­ные мероприятия в системах вентиляции. Системы дымоудаления.

14

Системы безопасности

14.1

Защитные системы безопасности

14.1.1

Система аварийного и планового расхолаживания первого контура и охлаждения бассейна выдержки

14.1.2

Система аварийного ввода бора

14.1.3

Пассивная часть САОЗ

14.1.4

Cистема гидроемкостей второй ступени

14.1.5

Система защиты первого контура от превышения давления

14.1.6

Система защиты второго контура от превышения давления

14.1.7

Система аварийного газоудаления

14.1.8

Система аварийного расхолаживания парогенераторов

14.1.9

Система отсечения главных паропроводов

14.1.10

Система пассивного отвода теплаи

14.2

Локализующие системы безопасности

14.2.1

Система герметичного ограждения (герметичная оболочка с герметизирующей облицовкой, защитная оболочка, изолирующие устройства)

14.2.2

Спринклерная система и водосборники насосов спринклерной системы

14.2.3

Системы контроля концентрации и удаления водорода из ЗЛА

14.2.4

Пассивная система фильтрации межоболочечного пространства

14.2.5

Вытяжная система создания разрежения в межоболочечном пространстве

14.2.6

Система улавливания и охлаждения расплавленной активной зоны вне реактора

14.2.7

Испытания, содержание и техническое обслуживание ЛСБ и их элементов

14.3

Обеспечивающие системы безопасности

14.3.1

Электротехническая часть САЭ

14.3.2

Система хранения и подачи топлива для ДГ. Система смазки ДГ.

14.3.3

Система охлаждающей воды для ДГ. Система включения ДГ. Система забора воздуха и выхлопа его из камеры сгорания блока ДГ.

14.3.4

Система охлаждающей воды ответственных потребителей

14.3.5

Система промконтура ответственных потребителей

14.3.6

Система холодоснабжения ответственных потребителей

14.4

Системы вентиляции

14.4.1

Рециркуляционные системы охлаждения проходок кабелей систем безопасности в наружном контайнменте

14.4.2

Рециркуляционные системы охлаждения помещений технологических систем безопасности. Приточно-вытяжные системы вентиляции паровых камер.

14.4.3

Приточно-вытяжные системы вентиляции кабельных тоннелей СБ, кабельных помещений БПУ и РПУ, помещений АБ, электротехнических помещений СБ, помещений ДГУ, а также помещений УСБ.

14.4.4

Системы кондиционирования воздуха и жизнеобеспечения БПУ и РПУ.

15

Обращение с радиоактивными отходами

15.1

Обращение с газообразными РАО

15.2

Обращение с жидкими РАО

15.3

Обращение с твёрдыми РАО

16

Радиационная защита

16.1

Источники радиации

16.2

Проектные решения по радиационной защите

16.3

Системы радиационного контроля

17

Нарушения нормальной эксплуатации, проектные и запроектные аварии

17.1

Оценка перечня исходных событий и методики анализа нарушений нормальной эксплуатации и проектных аварий

17.1.1

Оценка перечня исходных событий

17.1.2

Оценка расчетных методик и исходных данных для расчетов

17.2

Увеличение отвода тепла вторым контуром

17.2.1

Нарушения в системе питательной воды (снижение температуры питательной воды, увеличение расхода питательной воды)

17.2.2

Нарушения, связанные с увеличением расхода пара из ПГ (непредусмот­рен­ное срабатывание сбросных клапанов - ПК ПГ, БРУ-А, БРУ-К, увеличение расхода пара на турбину вследствие отказа регулятора турбины)

17.2.3

Разрывы паропровода внутри и вне защитной оболочки

17.3

Уменьшение отвода тепла вторым контуром

17.3.1

Закрытие стопорных клапанов турбины, снижение расхода пара на турбину, обесточивание, ложное закрытие БЗОК

17.3.2

Потеря нормального расхода питательной воды (за исключением разрыва трубопровода питательной воды), обесточивание, аварийные отклонения частоты в сети

17.3.3

Разрыв трубопровода питательной воды парогенератора

17.4

Уменьшение расхода теплоносителя первого контура (отключение различного числа ГЦНА, заклинивание одного ГЦНА).

17.5

Изменения реактивности и распределения тепловыделения

17.5.1

Неуправляемое извлечение рабочей группы ОР СУЗ из активной зоны при работе реактора на номинальной мощности и на МКУ

17.5.2

Непреднамеренное разбавление борной кислоты в теплоносителе первого контура

17.5.3

Ошибка оператора при подавлении ксеноновых колебаний

17.5.4

Неправильная загрузка и эксплуатация ТВС в этом положении

17.5.5

Рассогласование ОР СУЗ

17.5.6

Выброс одного ОР СУЗ

17.5.7

Подключение ранее не работавшее петли без предварительного снижения мощности

17.6

Уменьшение массы теплоносителя первого контура

17.7

Увеличение массы теплоносителя первого контура (нарушение в системе подпитки-продувки, ложный впрыск в КД)

17.7.1

Непредусмотренное открытие предохранительного клапана компенсатора давления с последующей непосадкой

17.7.2

Компенсируемая течь внутри контайнмента. Малые течи теплоносителя в результате разрыва трубопровода первого контура эквивалентным диаметром менее 100 мм

17.7.3

Большие течи теплоносителя в результате разрыва трубопровода первого контура эквивалентным диаметром более 100 мм, включая разрыв главного циркуляционного трубопровода

17.7.4

Разрывы линий КИП или других линий, содержащих теплоноситель первого контура за пределами защитной оболочки

17.7.5

Течи из первого контура во второй

17.7.6

Потеря теплоносителя из реактора во время остановки на разуплотненном реакторе и в условиях перегрузки топлива

17.8

Нарушения при обращении с ядерным топливом

17.8.1

Нарушение крепления упаковок во время транспортирования ядерного топлива. Падение транспортного контейнера с отработавшими ТВС

17.8.2

Отказы оборудования комплекса систем хранения и обращения с ядерным топливом, включая полное прекращение энергоснабжения. Зависание отработавшей ТВС в процессе выполнения перегрузочных работ

17.8.3

Падение отдельных тепловыделяющих сборок, пеналов, чехлов с ТВС при ТТО. Падение тяжелых предметов, которые могут нарушать целостность ТВС, в том числе в реактор и в БВ.

17.8.4

Уменьшение концентрации гомогенного поглотителя в воде бассейна выдержки

17.8.5

Отказы оборудования внутри защитной оболочки. Нарушения в удалении тепла из-под оболочки

17.8.6

Повреждение системы охлаждения бассейна выдержки. Течь из бассейна выдержки или разрыв трубопровода, приводящего к снижению уровня воды в бассейне

17.8.7

Выброс радиоактивных сред из систем и оборудования других контуров и систем

17.9

Ложное срабатывание систем

17.9.1

Оценка выбора определяющих режимов

17.9.2

Ложное срабатывание автоматики управления аварией для течи из первого контура во второй

17.9.3

Ложный впрыск в компенсатор давления с напора главного циркуляционного насосного агрегата.

17.9.4

Непредусмотренное срабатывание емкости САОЗ

17.9.5

Ложное срабатывание системы аварийного расхолаживания ПГ

17.9.6

Ложное срабатывание системы пассивного отвода тепла через ПГ

17.10

Радиационные последствия проектных аварий

17.11

Запроектные аварии

17.11.1

Оценка перечня запроектных аварий

17.11.2

Оценка методики и достаточности анализа запроектных аварий

17.11.3

Отказ всех источников электроснабжения переменного тока на 8 и 24 часа

17.11.4

Прекращение охлаждения бассейна выдержки на 8 и 24 часа

17.11.5

Спектр разрывов паропроводов внутри и вне контейнмента вплоть до максимального диаметра паропровода с разрывом одной трубки парогенератора

17.11.6

Полное прекращение подачи питательной воды

17.11.7

Аварии с потерей теплоносителя при большой течи с отказом активной части САОЗ

17.11.8

Аварии с потерей теплоносителя при малых течах с отказом активной части САОЗ

17.11.9

Длительное (до 24 ч) прекращение отвода тепла системами планового и аварийного расхолаживания при снятой крышке реактора или уплотненном реакторе

17.11.10

Течь из первого контура во второй в случае множественного разрушения трубок ПГ или течи из коллектора первого контура ПГ эквивалентным диаметром Ду100

17.11.11

Спектр аварий с потерей теплоносителя при разрыве трубопроводов первого контура диаметром до Ду 850 с полной потерей всех источников переменного тока

17.12

Запроектные аварии типа ATWS

17.12.1

Потеря неаварийного питания переменного тока вспомогательного стационарного оборудования (обесточивание АЭС) с несрабатыванием аварийной защиты

17.12.2

Ложное закрытие быстродействующего запорного отсечного клапана с несрабатыванием аварийной защиты

17.12.3

Неуправляемое извлечение одного или группы органов регулирования на МКУ и на мощности с несрабатыванием аварийной защиты

17.12.4

Непреднамеренное разбавление борной кислоты в теплоносителе первого контура с несрабатыванием аварийной защиты

17.12.5

Непредусмотренное открытие предохранительного клапана ПГ, сбросного клапана (БРУ-А) или байпасного клапана турбины (БРУ-К) с их последующей непосадкой с несрабатыванием аварийной защиты

17.12.6

Потеря нормального расхода питательной воды (за исключением разрыва трубопровода питательной воды) с несрабатыванием аварийной защиты

17.12.7

Отказ всех источников электроснабжения переменного тока на 24 часа с несрабатыванием аварийной защиты

17.13

Оценка анализа радиационных последствий запроектных аварий

18

^ Оценка ВАБ первого уровня для режима работы энергоблока на мощности

18.1

Оценка целей, объема, методики, организации выполнения и мер по обеспечению качества ВАБ

18.2

Оценка анализа, отбора и группировки инициирующих событий

18.3

Аварийные последовательности, включая критерии успеха функций безопасности

18.3.1

Оценка моделирования аварийных последовательностей для аварий с потерей теплоносителя 1-го контура

18.3.2

Оценка моделирования аварийных последовательностей для аварий с течами из 1-го контура во 2-й контур

18.3.2

Оценка моделирования аварийных последовательностей для аварий с течами из второго контура

18.3.2

Оценка моделирования аварийных последовательностей для аварий типа “Переходные процессы”

18.4

Оценка анализа систем

18.4.1
^

Система управления и аварийной защиты реактора


18.4.2

Система аварийного и планового расхолаживания первого контура (JNA)

18.4.3

Система аварийного расхолаживания парогенераторов (JNB10-40)

18.4.4

Система пассивного отвода тепла (JNB 50-80)

18.4.5

Система аварийного ввода бора (JND)

18.4.6

Система гидроемкостей первой ступени (пассивная часть системы аварийного охлаждения зоны (JNG50-80)) и системы гидроемкостей второй ступени (JNG10-40)

18.4.7

Система защиты второго контура от превышения давления (LBA)

18.4.8

Система отсечения парогенераторов по пару и питательной воде (LAB)

18.4.9

Система промежуточного контура (KAA)

18.4.10

Система охлаждающей воды ответственных потребителей РО и РДЭС (PE)

18.4.11

Система аварийного электроснабжения (САЭ) и дизель-генераторные установки

18.4.12

Система надежного электроснабжения (СНЭ)

18.4.13

Система охлаждения воздуха помещений насосов и теплообменников аварийного и планового расхолаживания первого контура (KLC01), помещений насосов и теплообменников расхолаживания парогенераторов (KLC03), машзалов (SAD01)

18.4.14

Система вентиляции помещений распредустройств и АБП (SAC45, SAC25), кабельных помещений СБ (SAE24, SAE44), кабельных тоннелей (SAE21, SAE41)

18.4.15

Система вентиляции помещений холодильных машин и установок (SAC01, SAC47, SAC27) и система холодоснабжения ответственных потребителей

18.4.16

Система трубопроводов основной питательной воды (LAB) и вспомогательной питательной воды (LAH), система байпасирования турбины (MAN) и система основного конденсата (LCA)

18.5

Оценка анализа явных и неявных зависимостей и их представления в вероятностной модели

18.6

Оценка количественных данных и параметров

18.6.1

Оценка определения частот групп инициирующих событий

18.6.2

Оценка определения данных по надежности оборудования

18.6.3

Оценка параметров моделей отказов по общим причинам

18.7

Оценка анализа надежности персонала

18.8

^ Оценка анализа значимости, чувствительности, неопределенности и представления результатов ВАБ

19

Оценка ВАБ для режимов работы энергоблока на малой мощности и останова

19.1

^ Оценка анализа эксплуатационных состояний энергоблока для режимов работы на малой мощности

19.2

Оценка анализа эксплуатационных состояний энергоблока для режимов останова

19.3

Оценка анализа, отбора и группировки инициирующих событий

19.4

Оценка анализа аварийных последовательностей

19.5

Оценка систем

19.5.1

Система аварийного и планового расхолаживания первого контура и охлаждения бассейна выдержки (JNA)

19.5.2

Система охлаждения бассейна выдержки (FAK)

19.6

Оценка количественных данных и параметров

19.6.1

Оценка определения частот групп инициирующих событий

19.6.2

Оценка определения данных по надежности оборудования и оценка параметров моделей отказов по общим причинам

19.7

Оценка анализа надежности персонала

19.8

Оценка анализа значимости, чувствительности, неопределенности и представления результатов ВАБ

20

Оценка мер по повышению безопасности, сформулированных на основе результатов ВАБ




1 В случае освобождения от уплаты НДС указать причину освобождения.