ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ

БЕЗОПАСНОСТЬ

Ежеквартальный научно-практический журнал

ОФИЦИАЛЬНОЕ ИЗДАНИЕ ФЕДЕРАЛЬНОЙ СЛУЖБЫ ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ

ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Ежеквартальный научно-практический журнал Федеральной службы по экологическому, технологическому

и атомному надзору

Официальное издание    Издается    с    1998 года

№ 3 (81 )-2016

Редакционный совет: А.В. Ферапонтов, М.И. Мирошниченко, Е.Г. Кудрявцев. В.А. Сидоренко

СОДЕРЖАНИЕ

СТАТЬИ

Хомяков А.П., Морданов С.В., Никулин В.А., Корченкин К.К.,

Мелентьев А.Б. Интенсификация процессов усреднения химического состава и радиационной активности

азотнокислых растворов урана.........................................................................3

Павлов Д.И., Сорокин B.T., Гатауллин Р.М., Шарафутдинов Р.Б.

Состояние и основные направления создания порка контейнеров для кондиционирования и захоронения

радиоактивных отходов......................................................................................18

Дживанова З.В., Белова Е.В., Соколов И.П., Родин А.В. О снижении содержания карбоновых кислот при регенерации деградированного экстрагента.......................................................................30

радиоактивными отходалки. НП-014-16..........................................................56

Изменения в федеральные нормы и правило в облости использования атомной энергии «Основные требования к продлению срока эксплуатации блока атомной станции». НП-017-2000................................69

ПРОЕКТЫ НОРМАТИВНЫХ ДОКУМЕНТОВ

Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации

исследовательских ядерных установок. НП-028-ХХ.....................................70

Площадка атоллной станции. Основные критерии и требования

по обеспечению безопасности. НП-032-16..................................................93

Изменения в федеральные нормы и правила в области использования атоллной энергии «Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких радиоактивных отходов. Требования безопасности».

НП-019-15............................................................................................................102

МЕЖДУНАРОДНАЯ ИНФОРМАЦИЯ

Перечень документов международных организаций,

утвержденных в 2016 г.......................................................................................104

ПЕРСОНАЛИИ........................................................................................Ю6

www.secnrs.ru

ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

результаты выполненных обследований площадки ИЯУ на этапе размещения ИЯУ с учетом уточняющей информации, полученной при сооружении ИЯУ, уровни внешних воздействий, учитываемых при анализе устойчивости строительных конструкций;

чертежи и техническое описание ИЯУ, зданий и сооружений с учетом внесенных изменений; паспортные данные материалов, систем и элементов;

комплекты документов на получение лицензии на размещение и сооружение ИЯУ; ежегодные справки эксплуатирующей организации по оценке текущего состояния ИЯУ (на этапе сооружения).

11.    На этапе эксплуатации ИЯУ в базу данных должна быть внесена следующая информация: данные об имевших место нарушениях в работе ИЯУ и их последствиях, отказах в системах, важных

для безопасности при ВЭ ИЯУ (энергоснабжения, вентиляции, радиационного контроля) и в других системах;

результаты инженерных обследований зданий и сооружений на площадке ИЯУ в хронологическом порядке;

данные о наличии и радионуклидном составе отложений на внутренних поверхностях трубопроводов и оборудования;

данные о поверхностных загрязнениях оборудования и помещений;

данные о количестве (объеме), активности и радионуклидном составе накопленных на площадке ИЯУ жидких и твердых РАО, местах и способах их хранения, переработки и захоронения;

данные о проведенных заменах (демонтаже) элементов и систем, важных для безопасности при ВЭ ИЯУ;

конструкторская и эксплуатационная документация на вновь разработанное специальное оборудование, предполагаемое к использованию при ВЭ ИЯУ;

данные о проведенных ремонтах, методах демонтажа старого оборудования и монтажа нового, использовании временной защиты и других способах обеспечения безопасности с целью использования полученного опыта для минимизации облучения персонала при проведении работ по выводу из эксплуатации; изменения, внесенные в проектно-конструкторскую документацию ИЯУ; документация по учету и контролю ЯМ, РВ и РАО;

документация по результатам обследования и анализа радиационной обстановки на ИЯУ, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения (при наличии); программа КИРО; отчет по результатам КИРО; программа ВЭ ИЯУ; проектная документация ВЭ ИЯУ; полученные лицензии с условиями их действия;

комплект документов, направляемых в Ростехнадзор для получения лицензии на вывод из эксплуатации; годовые отчеты эксплуатирующей организации по оценке состояния ядерной и радиационной безопасности ИЯУ.

12.    При выводе ИЯУ из эксплуатации в базу данных должна быть внесена следующая информация: планы-графики выполнения работ;

акты-заключения по выполненным работам;

результаты радиационного обследования площадки, оборудования и материалов; инструкции по безопасности;

информация по результатам дозиметрического контроля работников (персонала); информация по выбросам (сбросам) РВ;

информация по разделению материалов повторного использования на материалы, пригодные для ограниченного и неограниченного использования;

годовые отчеты эксплуатирующей организации по оценке состояния ядерной и радиационной безопасности ИЯУ;

результаты заключительного обследования.

~-Г.

WWW.SECNRS.RU

N? 3(81)-2016

ПРИЛОЖЕНИЕ № 2 к федеральным нормам и правилам в области использования атомной энергии «Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок», утвержденным приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от« »    20    г.    №

Требования к структуре и содержанию программы вывода из эксплуатации исследовательской ядерной установки

1.    В составе программы ВЭ ИЯУ должны быть предусмотрены следующие главы:

Введение;

Описание конечного состояния и выбранного варианта вывода из эксплуатации исследовательской ядерной установки;

Документы, использованные при разработке программы вывода из эксплуатации исследовательской ядерной установки;

Основные характеристики исследовательской ядерной установки;

Текущее состояние исследовательской ядерной установки;

Вывод из эксплуатации исследовательской ядерной установки.

2.    В главе «Введение» должны быть приведены причина и основание для вывода ИЯУ из эксплуатации.

3.    В главе «Описание конечного состояния и выбранного варианта вывода из эксплуатации исследовательской ядерной установки» необходимо привести описание:

выбранного варианта ВЭ ИЯУ;

основных этапов работ по ВЭ ИЯУ с указанием планируемой продолжительности каждого этапа и всего комплекса работ;

конечного состояния ИЯУ после ее вывода из эксплуатации и предполагаемого сценария использования площадки ИЯУ в будущем.

4.    В главе «Документы, использованные для разработки программы вывода из эксплуатации исследовательской ядерной установки» необходимо привести перечень используемых при разработке программы ВЭ ИЯУ федеральных норм и правил в области использования атомной энергии и других нормативных правовых актов, указать проектную, конструкторскую и эксплуатационную документацию, информацию из базы данных и учтенных записей, касающихся истории эксплуатации ИЯУ, вывоза РАО и ЯМ, а также документы, содержащие результаты обследований оборудования, строительных конструкций, зданий, сооружений и площадки ИЯУ.

5.    В главе «Основные характеристики исследовательской ядерной установки», исходя из проекта и эксплуатационной документации ИЯУ, следует привести:

границы площадки ИЯУ, выводимой из эксплуатации;

перечень зданий, сооружений, помещений, где будут проводиться работы по ВЭ ИЯУ;

основные проектно-конструкторские и эксплуатационные характеристики ИЯУ, оказывающие влияние на безопасность при ВЭ ИЯУ;

сведения о нарушениях и авариях, приведших к загрязнению РВ технологического оборудования, помещений ИЯУ и ее площадки;

поэтажный план здания и размещения ИЯУ относительно других основных технологических помещений и других ядерных установок, если они имеются в здании;

данные об имеющихся на площадке ИЯУ ЯМ. РВ, РАО, закрытых радионуклидных источниках и местах их размещения;

www.secnrs.ru

ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

перечень уже существующих систем и оборудования, важных для безопасности при ВЭ ИЯУ, а также перечень новых сооружений, зданий, систем и оборудования, необходимых для обеспечения безопасности работ.

6.    В главе «Текущее состояние исследовательской ядсрной установки» необходимо, используя информацию, полученную при КИРО ИЯУ, привести:

оформленные в виде картограмм и таблиц данные по радиационной обстановке на площадке ИЯУ, в зданиях и помещениях, где предполагается проведение демонтажных работ и те возможно внешнее или внутреннее облучение персонала или выход радиоактивности в окружающую среду;

характеристики (объем, удельная активность, агрегатное состояние и нуклидный состав) и места размещения имеющихся на площадке ИЯУ РАО;

используемые и предполагаемые к использованию технологии обращения с РАО; перечень эксплуатационной документации, которая будет использоваться при ВЭ ИЯУ, и перечень эксплуатационной документации, которую предполагается разработать по мере выполнения работ.

7.    В главе «Вывод из эксплуатации исследовательской ядерной установки», исходя из выбранного варианта ВЭ ИЯУ и предполагаемого сценария последующего использования площадки ИЯУ, необходимо привести перечень планируемых основных работ по ВЭ ИЯУ в виде отдельных этапов, включающих выполнение работ в конкретном помещении (здании) ИЯУ или объединенных технологией, или проводимых одновременно в разных помещениях (зданиях), при этом следует предусмотреть следующие этапы:

завершение работ по извлечению ЯМ из систем и оборудования ИЯУ и удаление ЯМ с площадки ИЯУ с использованием мер безопасности, определенных инструкциями и положениями по ядерной безопасности, если эти работы не были выполнены ранее в режиме окончательного останова; демонтаж нсрадиоактивного оборудования, не используемого в работах по ВЭ ИЯУ; демонтаж оборудования, которое по удельной активности может быть отнесено к очень иизкоактив-ным, низкоактивным и среднеактивным;

обеспечение условий безопасной выдержки под наблюдением оборудования, которое по удельной активности может быть отнесено к особым и высокоактивным РАО;

перевод пункта размещения особых РАО (в случае их наличия) в пункт консервации особых РАО; дезактивация оборудования, помещений и зданий после завершения или в процессе проведения демонтажных работ;

проведение заключительного радиационного обследования площадки ИЯУ.

8.    Для каждого из этапов работ по ВЭ ИЯУ следует определить: условия, выполнение которых необходимо для начала данного этапа работ;

технологию, технические средства, оборудование и эксплуатационную документацию, используемые при проведении работ;

требования к квалификации персонала;

прогнозируемые дозы облучения персонала, допустимый выход РВ в окружающую среду; характеристики и ожидаемое количество материалов неограниченного использования, материалов ограниченного использования и РАО;

организацию работ, в том числе необходимость оформления сменных заданий, нарядов-допусков на работы с повышенной опасностью;

порядок оформления результатов работ по завершению этапа.

WWW.SECNRS.RU

№ 3(81)-2016

ПРИЛОЖЕНИЕ №3 к федеральным нормам и правилам в области использования атомной энергии «Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок», утвержденным приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от « »_20    г.    №_

Требования к структуре и содержанию программы комплексного инженерного и радиационного обследования исследовательской ялерной установки

1.    В составе программы КИРО ИЯУ необходимо предусмотреть следующие главы:

Общие положения;

Инженерное обследование;

Радиационное обследование;

Организация работ.

2.    В плаве «Общие положения» необходимо привести: основание для разработки программы КИРО; назначение и область применения программы КИРО;

схему (план) площадки ИЯУ и краткое описание объектов на площадке ИЯУ, подлежащих обследованию;

источники информации, которые использовались при разработке программы КИРО: краткую информацию о технических характеристиках ИЯУ и историю эксплуатации ИЯУ; основные положения концепции вывода ИЯУ из эксплуатации, установленной в ООБ ИЯУ; информацию об удалении с площадки ИЯУ или места и условия хранения ЯМ, РАО, теплоносителя и других рабочих сред;

информацию о текущем состоянии ИЯУ; причины и последствия имевших место аварий;

назначенный срок эксплуатации систем и элементов, важных для безопасности.

3.    В главе «Инженерное обследование» должны быть предусмотрены следующие разделы:

Цели и задачи инженерного обследования;

Объекты инженерного обследования;

Объем инженерного обследования;

Методы и средства инженерного обследования.

4.    В разделе «Цели и задачи инженерного обследования» следует указать, что целью инженерного обследования ИЯУ является оценка технического состояния и остаточного ресурса систем, важных для безопасности ИЯУ при ВЭ ИЯУ, зданий и сооружений на площадке ИЯУ, используемых при ВЭ ИЯУ.

5.    В разделе «Объекты инженерного обследования» следует привести перечень объектов на площадке ИЯУ. подлежащих инженерному обследованию, при этом указать:

здания и сооружения, которые предполагается эксплуатировать после завершения работ по ВЭ ИЯУ; здания и сооружения (включая строящиеся), предполагаемые к использованию при проведении работ по ВЭ ИЯУ или оказывающие влияние на безопасность работ, в том числе здание ИЯУ, хранилище РАО;

системы и оборудование ИЯУ, которые предполагается использовать на всех или отдельных этапах ВЭ ИЯУ, включая системы, обеспечивающие электро-, газо-, воздухо- и водоснабжение, а также противопожарные системы и грузоподъемные механизмы;

элементы систем и оборудования, которые предполагается демонтировать и использовать в качестве материалов повторного использования или отправить на захоронение.

ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

6.    В разделе «Объем инженерного обследования» следует показать, что процедура инженерного обследования предусматривает:

рассмотрение строительно-монтажной, проектно-конструкторской, эксплуатационной и другой документации, включая результаты ранее выполненных обследований ИЯУ;

выявление недостающей документации, касающейся параметров и характеристик обследуемых объектов;

оценку технического состояния обследуемых объемов, в том числе по внешним признакам (наличие повреждений, локальных разрушений);

оценку технического состояния строительных конструкций с учетом старения материалов (включая коррозию арматуры и потерю несущей способности железобетонных конструкций);

оценку остаточного ресурса зданий, сооружений, систем и оборудования, важных для обеспечения безопасности при ВЭ ИЯУ.

7.    В разделе «Методы и средства инженерного обследования» следует привести расчетные и инструментальные методики, а также средства измерений, которые будут использоваться для получения информации по оценке контролируемых параметров и характеристик обследуемых объектов и оценке их фактического состояния и остаточного ресурса.

8.    В главе «Радиационное обследование» следует предусмотреть следующие разделы:

Цели и задачи радиационного обследования;

Объекты радиационного обследования;

Радиационное обследование оборудования и технологических помещений ИЯУ;

Радиационное обследование зданий, сооружений и территории;

Методы и средства радиационного обследования.

9.    В разделе «Цели и задачи радиационного обследования» следует указать, что цель радиационного обследования - получение детальной информации о радиационной обстановке в помещениях и на площадке ИЯУ, загрязненности РВ систем, оборудования и строительных конструкций ИЯУ, а также об объемах, агрегатном состоянии и нуклидном составе РАО, накопленных за период эксплуатации ИЯУ.

10.    В разделе «Объекты радиационного обследования» следует привести перечень и краткое описание всех подлежащих радиационному обследованию систем и элементов, оборудования, зданий и сооружений, которые непосредственно контактировали с источниками радиоактивного загрязнения, подвергались облучению нейтронами или в которых хранились РВ, РАО, ЯМ. Следует также указать, что радиационному обследованию подлежит территория площадки ИЯУ.

11.    В разделе «Радиационное обследование оборудования и технологических помещений ИЯУ» следует указать, что при радиационном обследовании систем и элементов ИЯУ должны быть определены следующие радиационные факторы:

мощность дозы излучения от обследуемого элемента; места локализации источников ионизирующего излучения;

плотность и радионуклидный состав радиоактивного загрязнения оборудования, поверхностей пола, стен, потолков технологических помещений.

12.    В разделе «Радиационное обследование зданий, сооружений и территории» следует указать, что при радиационном обследовании зданий, сооружений и территории могут использоваться прямые измерения радиационных параметров обследуемого объекта, спектрометрические и радиометрические анализы отбираемых проб, при этом должны быть определены:

мощность дозы гамма-излучения от стен, кровли, грунта, отдельных конструкций; мощность дозы гамма-излучения и величина радиоактивного загрязнения в помещениях зданий и сооружений с целью выявления помещений с повышенным уровнем загрязненности радионуклидами;

локальные источники радиоастивных излучений;

нуклидный состав радиоактивного загрязнения;

плотность радиоактивного загрязнения доступных поверхностей;

объемы и нуклидный состав РАО, содержащихся в хранилищах на территории площадки ИЯУ.

www.secnrs.ru

ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

I. Назначение и область применения

1.    Настоящие федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок» (далее -Правила) разработаны в соответствии с Федеральным законом от 21 ноября 1995 г. № 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии» (Собрание законодательства Российской Федерации, 1995, № 48, ст. 4552; 1997, № 7, ст. 808; 2001, № 29, ст. 2949; 2002. № 1, ст. 2; № 13, ст. 1180; 2003, № 46, ст. 4436; 2004, Xs 35, ст. 3607; 2006, Хв 52, ст. 5498; 2007, X® 7, ст. 834; № 49, ст. 6079; 2008, Хв 29, ст. 3418; № 30, ст. 3616; 2009, Хв I, ст. 17; Хв 52, ст. 6450; 2011, Хв 29, ст. 4281; № 30, ст. 4590, ст. 4596; Хв 45, ст. 6333; Хв 48, ст. 6732; Хв 49, ст. 7025; 2012, Хв 26, ст. 3446; 2013, Хв 27, ст. 3451; 2016, Хв 14, ст. 1904), постановлением Правительства Российской Федерации от 1 декабря 1997 г. Хв 1511 «Об утверждении Положения о разработке и утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии» (Собрание законодательства Российской Федерации, 1997, Хв 49, ст. 5600; 1999, Хв 27, ст. 3380; 2000, Хв 28, ст. 2981; 2002, Хв 4, ст. 325; Хв 44, ст. 4392; 2003, Хв 40, ст. 3899; 2005, Хв 23, ст. 2278; 2006, Хв 50, ст. 5346; 2007, Хв 14, ст. 1692; № 46, ст. 5583; 2008, Хв 15, ст. 1549; 2012, Хв 51, ст. 7203).

2.    Настоящие Правила устанавливают требования к организационным и техническим мероприятиям, направленным на обеспечение безопасности при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок (далее - ИЯУ).

3.    В целях настоящих Правил используются термины и определения, установленные в федеральных законах и в следующих федеральных нормах и правилах в области использования атомной энергии:

«Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» (НП-ОЗЗ-11), утвержденные приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 30 июня 2011 г. Хв 348 (зарегистрировано Министерством юстиции Российской Федерации 29 августа 2011 г.; регистрационный Xs 21700; Российская газета, 2011, № 195);

«Обеспечение безопасности при выводе из эксплуатации объектов использования атомной энергии. Общие положения» (НП-091-14), утвержденные приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 20 мая 2014 г. Хв 216 (зарегистрировано Министерством юстиции Российской Федерации 14 июля 2014 г.; регистрационный Хв 33086, Бюллетень нормативных актов федеральных органов исполнительной власти, 2014, j\s37).

II. Общие требования к обеспечению безопасности при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок

4.    Вывод из эксплуатации ИЯУ (далее - ВЭ ИЯУ) должен выполняться в соответствии принципами обеспечения безопасности, установленными в НП-033-11 и НП-091-14. Реализуемые на ИЯУ организационные и технические мероприятия должны обеспечивать:

нспревышение регламентируемых нормами радиационной безопасности основных пределов доз облучения работников (персонала) и населения, нормативов выбросов (сбросов) радиоактивных веществ (далее - РВ);

снижение радиационного воздействия ВЭ ИЯУ на работников (персонал), население и окружающую среду до минимально возможных значений с учетом экономических и социальных факторов;

исключение применения в хозяйственной деятельности материалов повторного использования, имеющих радиоактивное загрязнение выше установленных пределов.

5.    Планирование эксплуатирующей организацией работ по ВЭ ИЯУ должно проводиться на основе проектной документации (далее - проекта) ИЯУ, концепции ВЭ ИЯУ, определяющей конечное состояние ИЯУ и представленной в проекте ИЯУ и в отчете по обоснованию безопасности ИЯУ (далее - ООБ ИЯУ), и завершается разработкой программы ВЭ ИЯУ, определяющей порядок, условия и планируемые сроки выполнения основных мероприятий по ВЭ ИЯУ.

Для ИЯУ, введенных в эксплуатацию до утверждения настоящих Правил, концепция ВЭ ИЯУ может быть представлена только в ООБ ИЯУ.

6.    При выборе и актуализации концепции ВЭ ИЯУ должен учитываться опыт обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации аналогичных ИЯУ, а также:

www.secnrs.ru

ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

наличие (отсутствие) на площадке ИЯУ особых радиоактивных отходов; результаты оценки возможного количества радиоактивных отходов (далее - РАО); результаты ликвидации последствий имевших место аварий;

условия захоронения, переработки или долговременного хранения удаляемых РАО, образующихся при ВЭ ИЯУ;

наличие рядом с площадкой ВЭ ИЯУ других объектов использования атомной энергии;

ожидаемые дозы облучения работников (персонала) и населения;

ожидаемое радиационное воздействие на окружающую сред)’ работ по ВЭ ИЯУ;

необходимость разработки и использования нового оборудования;

установленные сроки реализации ВЭ ИЯУ;

финансовое обеспечение работ по ВЭ ИЯУ.

7.    Эксплуатирующая организация должна разработать и реализовать Профамму обеспечения качества при ВЭ ИЯУ.

8.    С целью сбора и сохранения информации, необходимой для принятия обоснованных решений в обеспечении безопасности при ВЭ ИЯУ, эксплуатирующая организация должна сформировать и вести базу данных по ВЭ ИЯУ. Требования к порядку формирования и содержанию базы данных по ВЭ ИЯУ приведены в приложении Xs 1 к настоящим Правилам.

9.    Подготовка и проведение ВЭ ИЯУ должны основываться на дифференцированном подходе, учитывающем конструктивные, технологические и эксплуатационные особенности ИЯУ и потенциальную опасность работ по ВЭ ИЯУ.

III. Требования к обеспечению безопасности при выводе из эксплуатации исследовательской ядерной установки, реализуемые на этапах размещения, проектирования, сооружения и эксплуатации

10.    На этапе размещения ИЯУ должна оцениваться пригодность площадки ИЯУ для осуществления в будущем деятельности по ВЭ ИЯУ. В ООБ ИЯУ должно быть показано, что при обосновании возможности размещения ИЯУ, проведенном по результатам анализа характеристик площадки ИЯУ и внешних воздействий природного и техногенного характера, учитывались работы по ВЭ ИЯУ.

11.    На этапе размещения ИЯУ следует провести радиационное обследование площадки ИЯУ и обеспечить последующее использование полученной информации для обоснования достижения планируемого конечного состояния площадки ИЯУ после завершения работ по ВЭ ИЯУ.

12.    Для действующих ИЯУ концепция ВЭ ИЯУ должна разрабатываться с учетом характеристик площадки ИЯУ, наличия путей и средств транспортирования РАО с площадки ИЯУ на хранение и (или) захоронение, наличия мест хранения РАО, которые будут образовываться при ВЭ ИЯУ.

13.    Проектом ИЯУ в составе технических решений, напра&тенных на обеспечение безопасности при ВЭ ИЯУ, должно быть предусмотрено использование при изготовлении оборудования, конструкций и радиационной защиты ИЯУ материалов, которые при выполнении возложенных на них функций обеспечивают:

наименьшие уровни активации при эксплуатации;

возможность использования образцов-свидетелей с целью оценки радиационной нафузки на корпус, внутрикорпусные устройства активной зоны и оборудование;

возможность использования для покрытия бетонных конструкций в радиационно-опасных помещениях влагостойких материалов с малой сорбционной способностью, допускающих проведение дезактивации;

радиационную безопасность при ВЭ ИЯУ.

14.    В проекте ИЯУ должны быть приведены предварительные технические решения и оценки, касающиеся:

перечня систем и оборудования, необходимых для выполнения работ по ВЭ ИЯУ;

технологий, приемлемых для дезактивации и демонтажа оборудования и конструкций ИЯУ при ВЭ ИЯУ;

www.secnrs.ru

количества (объема) и активности РАО, образующихся при ВЭ ИЯУ;

порядка формирования, ведения и использования базы данных по ВЭ ИЯУ;

радиационной обстановки на площадке ИЯУ после окончания эксплуатации ИЯУ.

15.    На этапе сооружения исследовательского реактора эксплуатирующая организация должна обеспечить сбор и систематизацию данных о химическом составе материалов оборудования, конструкций и радиационной защиты реактора с целью обеспечения возможности оценки наведенной активности при эксплуатации.

16.    На этапе эксплуатации ИЯУ эксплуатирующая организация должна дополнять базу данных по ВЭ ИЯУ и, по мерс необходимости, но не реже одного раза в десять лет, уточнять представленную в ООБ ИЯУ концепцию ВЭ ИЯУ с учетом опыта эксплуатации ИЯУ.

17.    На этапе эксплуатации ИЯУ в режиме окончательного останова эксплуатирующая организация должна по технологии, определенной в проекте ИЯУ, удалить с площадки ИЯУ отработавшее ядерное топливо (далее - ОЯТ), и/или ядерные материалы (далее - ЯМ), радиоактивные технологические среды из оборудования, систем и помещений ИЯУ, провести комплексное инженерно-радиационное обследование (далее - КИРО).

18.    В случае невозможности удаления части ЯМ с площадки ИЯУ по технологии, определенной в проекте ИЯУ, без проведения дополнительных демонтажных работ и при условии, что суммарная масса плутония, нуклидов уран-233 и уран-235 не превышает 300 г., вышеуказанные работы допускается выполнять в соответствии с проектной документацией ВЭ ИЯУ.

IV.    Программа вывода из эксплуатации исследовательской

ядерной установки

19.    Программа ВЭ ИЯУ должна быть разработана до проведения КИРО и актуализирована по результатам КИРО.

20.    Структура и содержание программы ВЭ ИЯУ должны соответствовать требованиям, установленным в приложении № 2 к настоящим Правилам.

V.    Комплексное инженерное и радиационное обследование

исследовательской ядерной установки

21.    КИРО ИЯУ должно проводиться в соответствии с программой, требования к структуре и содержанию которой приведены в приложении Л® 3 к настоящим Правилам.

22.    По результатам КИРО должна быть получена информация, касающаяся инженерно-технического состояния зданий, сооружений, систем и оборудования ИЯУ и радиационной обстановки в зданиях (помещениях) и на площадке ИЯУ. Объем информации, полученной при КИРО и представленной в отчете по результатам КИРО, должен быть достаточным для разработки (корректировки) программы ВЭ ИЯУ и разработки проектной документации ВЭ ИЯУ (далее - проект ВЭ ИЯУ).

VI. Требования к проектной документации вывода из эксплуатации исследовательской ядерной установки

23.    Проект ВЭ ИЯУ должен разрабатываться на основе концепции ВЭ ИЯУ и программы ВЭ ИЯУ.

24.    В проектной документации ВЭ ИЯУ должны быть приведены:

конечное состояние и ожидаемый сценарий последующего использования площадки ИЯУ после завершения ВЭ ИЯУ;

технико-экономическое обоснование выбранного варианта ВЭ ИЯУ;

перечень систем, важных для безопасности при ВЭ ИЯУ;

зонирование, в соответствии с требованиями санитарных правил, помещений (зданий) на площадке ИЯУ на период выполнения работ по ВЭ ИЯУ;

технические решения, касающиеся изменения (сохранения) имеющихся систем и оборудования, необходимых для выполнения работ по ВЭ ИЯУ;

ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

документация на сооружение дополнительных систем и оборудования, зданий и сооружений, в том числе дополнительных систем спеиканализации, вентиляции, пылеподавления, местного отсоса воздуха с очисткой на аэрозольных фильтрах в случае необходимости их использования для обеспечения безопасности работников (персонала) и населения;

порядок контроля состояния физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и РВ;

порядок проверки работоспособности и соответствия проекту систем, важных для безопасности при ВЭ ИЯУ;

объем, способы и технические средства дозиметрического контроля и контроля радиационной обстановки;

мероприятия по обеспечению безопасности при выполнении демонтажных и дезактивационных работ;

режимы работы систем вентиляции и спеиканализации;

перечень и результаты оценки объемов материалов повторного использования, предполагаемый порядок их передачи для дальнейшего хозяйственного использования;

ожидаемые количества (объемы) жидких и твердых РАО, их активность и характерный радионуклидный состав;

мероприятия по переработке и захоронению РАО;

результаты анализа радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду и обоснование выполнения норм радиационной безопасности;

программа по управлению ресурсом систем и элементов, важных для безопасности при ВЭ ИЯУ; критерии, которые должны быть использованы для подтверждения достижения конечного состояния площадки ИЯУ.

25.    Устанавливаемые в проектной документации ВЭ ИЯУ объем, методы и средства радиационного контроля должны соответствовать требованиям норм радиационной безопасности и обеспечивать:

индивидуальный дозиметрический контроль персонала;

контроль радиационной обстановки в помещениях ИЯУ, на площадке, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения ИЯУ (при их наличии); контроль выбросов (сбросов) РВ;

радиационный контроль РВ, РАО и материалов, предназначенных для повторного использования; радиационный контроль транспортных средств и материалов при их перемещении за границы площадки ИЯУ.

26.    Проектом ВЭ ИЯУ должно предусматриваться использование дистанционно управляемой техники в случае, если при проведении демонтажных работ без использования дистанционно управляемой техники есть риск радиационного воздействия на персонал выше допустимого.

27.    Если для выполнения работ по выводу критических и подкритических стендов из эксплуатации не требуется разработка дополнительных технических средств и в проектах критических и подкритических стендов определены все необходимые мероприятия по обеспечению безопасности, работы по выводу их из эксплуатации допускается проводить в соответствии с проектам ИЯУ и программой ВЭ ИЯУ без разработки проекта ВЭ ИЯУ.

VII. Требования к отчету по обоснованию безопасности работ по выводу из эксплуатации исследовательской ядерной установки

28.    Отчет по обоснованию безопасности вывода из эксплуатации исследовательской ядерной установки (далее - ООБ ВЭ ИЯУ) должен разрабатываться на основе проекта ИЯУ, программы ВЭ ИЯУ, проектной документации ВЭ ИЯУ и ООБ ИЯУ.

29.    В ООБ ВЭ ИЯУ должно быть обосновано, что предусмотренные в проектной документации ВЭ ИЯУ технические решения и организационные мероприятия обеспечивают безопасное выполнение всех этапов и видов работ, установленных в программе ВЭ ИЯУ и проектной документации ВЭ ИЯУ.

30.    Требования к содержанию ООБ ВЭ ИЯУ приведены в приложении № 4 к настоящим Правилам.

ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

VIII. Обеспечение безопасности при провслении работ по выволу из эксплуатации исследовательской ядерной установки

Организация работ

31.    Деятельность эксплуатирующей организации по ВЭ ИЯУ должна проводиться в соответствии с программой ВЭ ИЯУ, проектной документацией ВЭ ИЯУ и программой обеспечения качества при ВЭ ИЯУ.

32.    Эксплуатирующая организация должна обеспечить регулярную проверку работоспособности, техническое обслуживание, ремонт и оценку ресурса систем, важных для безопасности при ВЭ ИЯУ.

33.    Работы по ВЭ ИЯУ на каждом конкретном участке должны проводиться на основании рабочих программ, разработанных на основе программы ВЭ ИЯУ и проектной документации ВЭ ИЯУ с учетом текущей радиационной обстановки на площадке ИЯУ.

34.    В рабочих программах для конкретного помещения, здания или участка на площадке ИЯУ должно быть приведено краткое описание предстоящих работ и определены:

условия, необходимые для начала работ, технология и последовательность выполнения работ по ВЭ ИЯУ, а также перечень необходимого оборудования, транспортных средств, механизмов и инструментов; организационные и технические мероприятия по обеспечению безопасности; исполнители работ;

разрешенные дозы облучения работников (персонала) и допустимые выбросы (сбросы) РВ в окружающую среду при выполнении конкретных работ;

объем радиационного контроля и перечень средств индивидуальной защиты персонала; порядок допуска исполнителей к работе; порядок документирования и принятия работы.

35.    До начала выполнения работ по ВЭ ИЯУ эксплуатирующая организация должна:

установить порядок допуска работников (персонала) к работам по ВЭ ИЯУ, предусматривающий допуск к работам по ВЭ ИЯУ работников (персонала), имеющих профессиональные навыки, прошедших обучение и комиссионную проверку знаний, инструктаж по безопасности проведения работ, не имеющих медицинских противопоказаний для работы в области использования атомной энергии;

в соответствии с проектной документацией ВЭ ИЯУ провести зонирование площадки ИЯУ и организовать ограниченный доступ работников (персонала) в зону контролируемого доступа, обеспечить пересмотр зонирования в процессе выполнения работ по ВЭ ИЯУ при выявлении не обнаруженных ранее источников излучения и изменении радиационной обстановки;

предусмотреть использование средств охранной сигнализации и других мер по предотвращению несанкционированного доступа работников (персонала) в зону контролируемого доступа.

36.    В процессе ВЭ ИЯУ эксплуатирующая организация должна обеспечить: работоспособность систем, важных для безопасности при ВЭ ИЯУ; безопасность при выполнении демонтажных работ и работ по дезактивации;

контроль качества выполняемых работ и услуг, предоставляемых эксплуатирующей организации; условия безопасного обращения с РВ и РАО, физическую защиту, учет и контроль РВ и РАО, образующихся при ВЭ ИЯУ.

37.    Физические барьеры на пути распространения ионизирующего излучения и РВ при выполнении работ по ВЭ ИЯУ должны находиться в работоспособном состоянии и соответствовать требованиям, установленным к ним в проектной документации ВЭ ИЯУ. Демонтаж физических барьеров должен проводиться в последовательности, определенной в проектной документации ВЭ ИЯУ.

38.    При выявлении в ходе выполнения работ по выводу из эксплуатации ИЯУ ЯМ, в том числе в составе РАО, должны быть определены их характеристики (форма, тип, агрегатное состояние, плотность, изотопный состав) и количество. Работы по обращению с ЯМ должны проводиться по специальным программам, определяющим:

условия ядерной безопасности при выполнении работ; методы и средства для сбора ЯМ;

места и условия хранения ЯМ до момента их удаления с площадки ИЯУ;

............................—lift

www.secnrs.ru

№ 3(81)-2016

ПРИЛОЖЕНИЕ Хв 1 к федеральным нормам и правилам в области использования атомной энергии «Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок», утвержденным приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от« »    20    г.    №

Требования к порядку формирования и содержанию базы данных по выводу из эксплуатации исследовательской ялерной установки

I. Общие требования

1.    В настоящих Правилах под базой данных по выводу из эксплуатации ИЯУ (далее - база данных) понимается совокупность самостоятельных документов, содержащих информацию, важную для обеспечения безопасности при ВЭ ИЯУ и систематизированных таким образом, чтобы эти документы могли быть найдены и обработаны с помощью электронной вычислительной техники.

2.    Сбор, обработка и хранение данных, необходимых для обеспечения безопасного вывода из эксплуатации ИЯУ, должны проводиться на всех этапах жизненного цикла ИЯУ, включая размещение, проектирование. сооружение, эксплуатацию и вывод ИЯУ из эксплуатации. На всех указанных этапах информация должна обрабатываться, накапливаться и храниться как в электронном виде, так и на бумажных носителях, или в виде материальных образцов (образцов-свидетелей, образцов конструкционных и других материалов).

3.    База данных формируется на этапе эксплуатации.

4.    Содержание и детализация информации, представляемой в базе данных, должны учитывать особенности ИЯУ и площадки (района) ее размещения, а также категорию потенциальной радиационной опасности ИЯУ.

5.    Эксплуатирующая организация должна организовать периодическую проверку подготовки информации и ведения базы данных. Если проверка выявила отсутствие необходимой информации в базе данных, то должны быть приняты меры для восстаноатсния недостающей информации.

6.    В эксплуатирующей организации должны быть определены лица, ответственные за ввод, обработку, архивирование и использование информации базы данных.

7.    Для обеспечения эффективного использования базы данных эксплуатирующая организация должна обеспечить управление базой данных и разработку сопровождающей документации, определяющей порядок:

отбора информации для внесения в базу данных;

ввода и обработки информации;

контролируемого доступа к имеющейся информации;

надежного длительного хранения имеющейся информации.

8.    Деятельность эксплуатирующей организации по созданию и функционированию базы данных должна осуществляться в рамках действующей системы обеспечения качества при ВЭ ИЯУ.

9.    Информация базы данных должна быть доступна организациям, участвующим в работах по вывод)' из эксплуатации ИЯУ. В случае наличия информации ограниченного пользования, база данных должна содержать указание на наличие такой информации.

II. Содерж*анис базы данных по выводу из эксплуатации исследовательской ядерной установки

10. На этапах размещения, проектирования и сооружения ИЯУ в базу данных должна быть внесена следующая информация:

www.secnrs.ru