Товары в корзине: 0 шт Оформить заказ
Стр. 1 

10 страниц

191.00 ₽

Купить РБ 063-11 — бумажный документ с голограммой и синими печатями. подробнее

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

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

 Скачать PDF

Консультация по подбору ГОСТабесплатно

Оглавление

1. Общие положения

2. Рекомендуемые структура и содержание Принципиальной программы вывода из эксплуатации исследовательской ядерной установки

 
Дата введения30.06.2011
Добавлен в базу01.09.2013
Завершение срока действия08.05.2018
Актуализация01.02.2020

Этот документ находится в:

Организации:

30.06.2011УтвержденФедеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору344
ИзданНТЦ ЯРБ2011 г.
РазработанФБУ НТЦ ЯРБ
РазработанРостехнадзор
Стр. 1
стр. 1
Стр. 2
стр. 2
Стр. 3
стр. 3
Стр. 4
стр. 4
Стр. 5
стр. 5
Стр. 6
стр. 6
Стр. 7
стр. 7
Стр. 8
стр. 8
Стр. 9
стр. 9
Стр. 10
стр. 10

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