Федеральная служба
по экологическому, технологическому
и атомному надзору
|
УТВЕРЖДЕНО
приказом
Федеральной службы
по экологическому,
технологическому
и атомному надзору
от 30 июня 2011 г.
№ 344
|
ПОЛОЖЕНИЕ
О СТРУКТУРЕ И СОДЕРЖАНИИ ПРИНЦИПИАЛЬНОЙ
ПРОГРАММЫ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ
(РБ-063-11)
Введены в действие
с 30 июня
2011 г.
Москва
2011
«Положение о структуре и содержании Принципиальной программы
вывода из эксплуатации исследовательской ядерной установки» носит
рекомендательный характер и не является нормативным правовым актом.
Настоящее Положение содержит рекомендации Федеральной службы
по экологическому, технологическому и атомному надзору к планированию
организационно-технических мероприятий, направленных на обеспечение безопасного
проведения работ, выполняемых на основании лицензии на вывод из эксплуатации
исследовательской ядерной установки.
Выпускается впервые1.
______________
1 Разработано коллективом
авторов в составе: В.В. Парамонов, Г.А. Молчанова, Д.Н. Поляков (ФБУ «НТЦ
ЯРБ»), С.И. Морозов, А.И. Сапожников (Ростехнадзор) и др.
I. Общие положения
1. Положение о структуре и содержании Принципиальной
программы вывода из эксплуатации исследовательской ядерной установки (далее -
Положение) входит в число руководств по безопасности, носит рекомендательный
характер и не является нормативным правовым актом.
2. Настоящее Положение содержит рекомендации Федеральной
службы по экологическому, технологическому и атомному надзору к планированию
организационно-технических мероприятий, направленных на обеспечение безопасного
проведения работ, выполняемых на основании лицензии на вывод из эксплуатации
исследовательской ядерной установки (далее - ВЭ ИЯУ).
3. Рекомендации настоящего Положения, относящиеся к
структуре Принципиальной программы ВЭ ИЯУ (далее - Программы ВЭ ИЯУ),
распространяются на все выводимые из эксплуатации исследовательские ядерные
установки (далее - ИЯУ) независимо от их типа и потенциальной радиационной
опасности предстоящих работ.
4. Рекомендации настоящего Положения, касающиеся перечня и
детализации планируемых организационно-технических мероприятий по ВЭ ИЯУ,
целесообразно использовать с учётом специфики конкретной ИЯУ и потенциальной
радиационной опасности предстоящих работ.
II. Рекомендуемые структура и содержание
Принципиальной программы вывода из эксплуатации исследовательской ядерной
установки
5. В главе «Введение» рекомендуется привести перечень
правовых актов, организационно-распорядительных документов и положений
эксплуатирующей организации, определяющих необходимость разработки Программы ВЭ
ИЯУ, а также назначение и цели Программы ВЭ ИЯУ. Целесообразно указать, что
одной из целей Программы ВЭ ИЯУ является разработка перечня мероприятий и работ
с установленными сроками и очередностью, обеспечивающих безопасный ВЭ ИЯУ, и
что Программа ВЭ ИЯУ является основой для разработки проекта ВЭ ИЯУ.
6. В главе «Основания для вывода из эксплуатации
исследовательской ядерной установки» рекомендуется указать причину и цель ВЭ
ИЯУ и дать ссылку на решение о ВЭ ИЯУ федерального органа исполнительной
власти, осуществляющего управление использованием атомной энергии.
7. В главе «Описание и обоснование принятого варианта вывода
из эксплуатации исследовательской ядерной установки» рекомендуется привести
описание и краткое обоснование:
1) принятого варианта ВЭ ИЯУ;
2) основных этапов работ по ВЭ ИЯУ с указанием
ориентировочной продолжительности каждого этапа и всего комплекса работ;
3) мероприятия, исключающие влияние выводимой из
эксплуатации ИЯУ на безопасность других ИЯУ, расположенных на смежных
площадках;
4) конечного состояния ИЯУ после её вывода из эксплуатации и
предполагаемого сценария использования площадки ИЯУ в будущем.
8. В главе «Исходные данные для разработки Принципиальной
программы вывода из эксплуатации исследовательской ядерной установки»
рекомендуется привести используемые при разработке Программы ВЭ ИЯУ федеральные
нормы и правила в области использования атомной энергии и другие правовые акты,
указать проектную, конструкторскую и эксплуатационную документацию, информацию
из базы данных и учтенных записей, касающихся истории эксплуатации реактора, а
также документы, содержащие результаты обследований оборудования, строительных
конструкций, зданий, сооружений и площадки ИЯУ.
8.1. В главе «Основные характеристики ИЯУ» рекомендуется
привести следующую информацию.
8.1.1. Исходя из проекта и эксплуатационной документации
ИЯУ, целесообразно привести:
▪ основные проектно-конструкторские и эксплуатационные
характеристики ИЯУ, оказывающие влияние на ВЭ ИЯУ, а также краткие сведения об
истории эксплуатации ИЯУ, сведения об авариях, приведших к загрязнению
радиоактивными веществами технологического оборудования, помещений ИЯУ и ее
площадки;
▪ сведения о замене основного реакторного и
технологического оборудования, о материалах, облучаемых нейтронами или
работающих в контакте с радиоактивными технологическими средами;
▪ сведения об имевших место уровнях выбросов и сбросов
радиоактивных веществ в окружающую среду;
▪ поэтажный план здания и размещение ИЯУ относительно
других основных технологических помещений и других ядерных установок, если они
имеются в здании;
▪ перечень помещений, зданий и сооружений, где будут
проводиться работы по ВЭ ИЯУ;
▪ данные об имеющихся на площадке ИЯУ ядерных
материалах, радиоактивных веществах, радиоактивных отходах (далее - РАО) и
закрытых радиационных источниках.
8.1.2. Целесообразно привести основные параметры и
характеристики конструкций, систем и оборудования ИЯУ (в том числе
экспериментальных устройств), подлежащих демонтажу или влияющих на обеспечение
безопасности работ при ВЭ ИЯУ, указать используемые в проекте ИЯУ технические
решения, направленные на обеспечение безопасности при ВЭ ИЯУ.
8.1.3. Для конструкций, систем и оборудования ИЯУ,
подлежащих демонтажу, целесообразно привести условия, которые рекомендуется
выполнить на момент начала работ по демонтажу, а также специфику предстоящих
работ (необходимость дезактивации, наличие специальных устройств и
приспособлений, демонтажных проемов в строительных конструкциях, готовность
специальных участков для временного хранения демонтированного оборудования).
8.1.4. Целесообразно представить перечень уже существующих
систем и оборудования, важных для обеспечения безопасности при ВЭ ИЯУ,
обосновать необходимость их модернизации, а также привести перечень новых
систем и оборудования, необходимых для обеспечения безопасности работ.
8.2. В главе «Текущее состояние ИЯУ» рекомендуется использовать
информацию, полученную при комплексном инженерном и радиационном обследовании
(далее - КИРО) ИЯУ, результаты работ, выполненных после проведения КИРО, а
также работ, которые планируется завершить при эксплуатации ИЯУ в режиме
окончательного останова.
8.2.1. В пункте «Системы, важные для обеспечения
безопасности» рекомендуется привести информацию о состоянии систем, влияющих на
ядерную и радиационную безопасность ИЯУ в текущий Момент и на момент окончания
режима окончательного останова, в том числе на состояние активной зоны, первого
контура реактора, вентиляции, системы радиационного контроля.
8.2.2. В пункте «Радиационная обстановка» рекомендуется
привести оформленные в виде картограмм и таблиц данные по радиационной
обстановке на площадке ИЯУ, в зданиях и помещениях, где предполагается
проведение демонтажных работ и где возможно внешнее или внутреннее облучение
персонала или выход радиоактивности в окружающую среду. Указанную информацию
рекомендуется дать в объеме, достаточном для оценки доз персонала при ВЭ ИЯУ.
8.2.3. В пункте «Радиоактивные отходы» рекомендуется
привести характеристики (объём, агрегатное состояние и нуклидный состав)
имеющихся на площадке ИЯУ РАО, а также характеристики ожидаемых при ВЭ ИЯУ РАО,
указать используемые и предполагаемые к использованию технологии обращения с
РАО, порядок учёта и контроля РАО.
8.2.4. В пункте «Эксплуатационная документация»
рекомендуется указать имеющуюся эксплуатационную документацию, которую можно
использовать при ВЭ ИЯУ, и эксплуатационную документацию, которую
предполагается разработать после разработки проекта ВЭ ИЯУ.
8.2.5. В пункте «Научно-исследовательские, конструкторские и
проектные работы» рекомендуется привести информацию по научно-исследовательским
и опытно-конструкторским работам, которые были выполнены или выполняются в
обеспечение безопасности работ при ВЭ ИЯУ, и указать предполагаемые сроки
начала и окончания разработки проекта ВЭ ИЯУ.
9. В главе «Планирование работ по выводу из эксплуатации
исследовательской ядерной установки», исходя из принятого варианта ВЭ ИЯУ и
предполагаемого сценария последующего использования площадки ИЯУ, рекомендуется
привести весь перечень основных взаимоувязанных работ по ВЭ ИЯУ.
9.1. Весь комплекс работ по ВЭ ИЯУ целесообразно представить
в виде отдельных этапов, включающих выполнение работ в конкретном помещении
(здании) ИЯУ или объединённых технологией, или проводимых одновременно в разных
помещениях (зданиях).
9.2. В составе работ по ВЭ ИЯУ целесообразно предусмотреть
следующие этапы:
1) выгрузка из активной зоны и удаление ядерного топлива и
других ядерных материалов с площадки ИЯУ с использованием мер безопасности,
определённых инструкциями и положениями по ядерной безопасности (если эти
работы не были выполнены ранее в режиме окончательного останова в соответствии
с технологией, установленной в проекте ИЯУ);
2) демонтаж нерадиоактивного оборудования, не используемого
в работах по ВЭ ИЯУ;
3) демонтаж оборудования, которое по удельной активности
может быть отнесено к низкоактивным или среднеактивным РАО;
4) обеспечение условий безопасной выдержки под наблюдением
оборудования, которое по удельной активности может быть отнесено к
высокоактивным РАО;
5) дезактивация оборудования, помещений и зданий после
завершения или в процессе проведения демонтажных работ;
6) проведение заключительного радиационного обследования
площадки ИЯУ;
7) снятие площадки ИЯУ с государственного надзора.
9.3. Для каждого из этапов работ по ВЭ ИЯУ рекомендуется
определить:
1) условия, выполнение которых необходимо для начала данного
этапа работ;
2) меры по обеспечению ядерной безопасности (для этапа
работ, связанных с ядерными материалами), радиационной и технической
безопасности;
3) технологию, технические средства, оборудование и
эксплуатационную документацию, используемые при проведении работ;
4) численный состав и квалификацию персонала, необходимость
обучения и стажировки персонала;
5) прогнозируемые дозы облучения персонала, характеристики и
ожидаемое количество радионуклидов, поступающих в окружающую среду;
6) характеристики и ожидаемое количество материалов
неограниченного использования, материалов ограниченного использования и РАО;
7) организацию работ, в том числе необходимость оформления
сменных заданий, нарядов-допусков на работы с повышенной опасностью;
8) порядок оформления результатов работ по завершению этапа.
СОДЕРЖАНИЕ
I. Общие положения. 1
II. Рекомендуемые структура и содержание Принципиальной
программы вывода из эксплуатации исследовательской ядерной установки. 2
|