• Текст документа
  • Статус
Оглавление
Поиск в тексте
Действующий

РБ-159-19


Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендации по проведению комплексного инженерного и радиационного обследования объекта использования атомной энергии"


УТВЕРЖДЕНО приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 11 ноября 2019 г. N 432

I. Общие положения

1. Настоящее руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендации по проведению комплексного инженерного и радиационного обследования объекта использования атомной энергии" (РБ-159-19) (далее - Руководство по безопасности) разработано в соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии" в целях содействия соблюдению требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Обеспечение безопасности при выводе из эксплуатации объектов использования атомной энергии. Общие положения" (НП-091-14), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 20 мая 2014 г. N 216 (зарегистрирован Минюстом России 14 июля 2014 г., регистрационный N 33086) (далее - НП-091-14), "Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов" (НП-007-17), утвержденных приказом Ростехнадзора от 8 сентября 2017 г. N 357 (зарегистрирован Минюстом России 2 октября 2017 г., регистрационный N 48383), "Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла" (НП-057-17), утвержденных приказом Ростехнадзора от 14 июня 2017 г. N 205 (зарегистрирован Минюстом России 11 июля 2017 г., регистрационный N 47355), и "Требования к обеспечению безопасности при выводе из эксплуатации пунктов хранения радиоактивных отходов" (НП-097-16), утвержденных приказом Ростехнадзора от 21 июля 2016 г. N 304 (зарегистрирован Минюстом России 12 августа 2016 г., регистрационный N 43223).

2. Настоящее Руководство по безопасности распространяется на объекты использования атомной энергии, подлежащие выводу из эксплуатации в соответствии с требованиями НП-091-14, за исключением исследовательских ядерных установок, блоков атомных станций, судов и других плавсредств с атомными реакторами, судов атомно-технологического обслуживания.

3. Настоящее Руководство по безопасности содержит рекомендации по способам подготовки и проведения комплексного инженерного и радиационного обследования объектов использования атомной энергии, остановленных для вывода из эксплуатации, и оформлению его результатов. Рекомендации настоящего Руководства по безопасности могут быть также использованы при проведении комплексного инженерного и радиационного обследования пунктов захоронения радиоактивных отходов, выполняемого при их подготовке к закрытию, за исключением обследования барьеров, предназначенных для обеспечения долговременной безопасности захоронения радиоактивных отходов в период после закрытия пункта захоронения радиоактивных отходов.

4. Перечень используемых сокращений приведен в приложении N 1 к настоящему Руководству по безопасности, термины и определения - в приложении N 2.

II. Общие рекомендации

5. КИРО ОИАЭ рекомендуется выполнять с целью получения информации, необходимой для разработки проектной документации вывода из эксплуатации ОИАЭ и уточнения программы вывода из эксплуатации ОИАЭ. С учетом особенностей ОИАЭ и возможных вариантов его вывода из эксплуатации в ходе КИРО ОИАЭ рекомендуется получать данные, характеризующие фактическое состояние ОИАЭ на момент проведения обследования и позволяющие оценить состояние ОИАЭ на момент начала и в ходе его вывода из эксплуатации.

6. Для выполнения КИРО ОИАЭ рекомендуется разрабатывать программу КИРО с целью установления взаимосвязанного по срокам и очередности перечня мероприятий и работ по инженерному и радиационному обследованию ОИАЭ.

Рекомендации по содержанию и оформлению программы КИРО приведены в руководстве по безопасности при использовании атомной энергии, содержащем рекомендации по разработке программы комплексного инженерного и радиационного обследования объекта использования атомной энергии.

7. КИРО ОИАЭ рекомендуется проводить с привлечением организаций, имеющих соответствующую лицензию в области использования атомной энергии и аккредитованных в соответствующей области, имеющих материально-технические ресурсы и квалифицированных сотрудников для выполнения работ по проведению инженерных и радиационных обследований.

8. При проведении КИРО рекомендуется применять технологии, позволяющие сохранять получаемые результаты измерений в цифровом виде, например в цифровой инженерно-радиационной модели ОИАЭ.

9. При подготовке к выводу из эксплуатации ОИАЭ рекомендуется анализировать влияние работ, проводимых после завершения обследования конкретных объектов (зданий, сооружений, систем и элементов ОИАЭ, объектов на площадке ОИАЭ), на техническое или радиационное состояние объектов с целью предупреждения незапланированного изменения состояния объектов, при котором потребуется их повторное обследование, и мероприятий по его предупреждению.

III. Подготовка к проведению комплексного инженерного и радиационного обследования объекта использования атомной энергии

10. К основным задачам, решаемым при подготовке к проведению КИРО ОИАЭ, рекомендуется относить:

сбор и анализ существующей информации, необходимой для подготовки программы КИРО ОИАЭ;

определение подлежащих обследованию объектов (здания, сооружения, системы и элементы, строительные конструкции, оборудование ОИАЭ, объекты окружающей среды на площадке ОИАЭ);

разработку программы КИРО ОИАЭ.

11. Для сбора существующей информации, необходимой для подготовки программы КИРО ОИАЭ, рекомендуется проанализировать существующую документацию, содержащую сведения, характеризующие состояние ОИАЭ, включая следующую (при ее наличии):

проектную документацию ОИАЭ, технические планы, техническую документацию на отдельные системы и элементы ОИАЭ, регламенты и инструкции по эксплуатации;

документацию, содержащую сведения о выполненных реконструкциях, капитальных ремонтах ОИАЭ, перепланировках технологических помещений ОИАЭ, заменах или модернизациях систем и оборудования ОИАЭ;

документацию, содержащую сведения о свойствах и характеристиках радиоактивных веществ, ядерных делящихся материалов (веществ), химических токсичных материалов (веществ), обращение с которыми происходило на ОИАЭ;

документацию, содержащую сведения о характеристиках РАО, размещенных в имеющихся на площадке ОИАЭ пунктах хранения (хранилищах) РАО, включая сведения о применяемых и применявшихся на ОИАЭ технологических процессах обращения с РАО;

документацию, содержащую сведения о последствиях нормальной эксплуатации, нарушений нормальной эксплуатации (включая аварии), приведших к радиоактивному загрязнению систем и помещений ОИАЭ, а также радиоактивному или химическому загрязнению объектов и территорий на его площадке;

отчеты, содержащие сведения о результатах мониторинга и оценки технического состояния систем и оборудования ОИАЭ, их радиационных обследований, полученных на этапе эксплуатации ОИАЭ с использованием инструментальных или расчетных методов;

документы (например, протоколы, журналы), содержащие результаты радиационного контроля, производственно-экологического контроля, выполнявшегося на ОИАЭ;

иную документацию, содержащую сведения, важные для обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации ОИАЭ.

12. По результатам анализа указанной документации рекомендуется определять перечень объектов, подлежащих обследованию, включающий, в том числе, следующие объекты:

здания, сооружения ОИАЭ, помещения в зданиях и сооружениях;

системы, элементы, оборудование и инженерные коммуникации, находящиеся в зданиях и сооружениях ОИАЭ;

инженерные системы и коммуникации, проходящие по площадке ОИАЭ;

объекты окружающей среды и инфраструктуры на площадке ОИАЭ (например, дороги, насыпи, другие твердые покрытия, участки площадки ОИАЭ, в том числе отдельные территории, на которых зафиксированы случаи радиоактивного и химического загрязнения грунта, подземных вод).

Примерный перечень объектов, подлежащих обследованию, приведен в приложении N 3 к настоящему Руководству по безопасности.

13. При отсутствии для отдельных зданий, сооружений или производственных помещений ОИАЭ существующей информации, необходимой для подготовки программы КИРО ОИАЭ, рекомендуется провести по отдельной программе предварительное обследование их технического состояния и значений параметров, характеризующих радиационную обстановку в них.

14. В состав предварительного обследования в зависимости от объема требуемой информации рекомендуется включать:

визуальный осмотр зданий, сооружений и помещений с целью предварительного определения имеющихся в них систем и элементов, выявления видимых дефектов строительных конструкций, систем и оборудования;

определение радиационной обстановки в помещениях и на площадке ОИАЭ (мощности амбиентного эквивалента дозы, уровня радиоактивного загрязнения поверхностей помещений, объемной активности радионуклидов в воздухе помещений и их радионуклидного состава);

выявление помещений (труднодоступных мест в помещениях), доступ персонала (работников) в которые затруднен или невозможен вследствие технического состояния помещений или радиационной обстановки в них и (или) геометрических размеров помещений.

15. При определении объема мероприятий КИРО в зависимости от предусмотренных в концепции вывода из эксплуатации ОИАЭ возможных вариантов его вывода из эксплуатации рекомендуется обратить особое внимание на проведение:

радиационного обследования для ОИАЭ, для которых возможен вывод из эксплуатации по варианту "Ликвидация" по способу "Немедленная ликвидация";

инженерного обследования для:

ОИАЭ, для которых возможен вывод из эксплуатации по варианту "Ликвидация" по способу "Отложенная ликвидация";

ОИАЭ, для которых возможен вывод из эксплуатации по варианту "Ликвидация", предусматривающему увеличение нагрузок на несущие строительные конструкции ОИАЭ (например, в результате размещения дополнительного оборудования, необходимости оборудования новых проемов в строительных конструкциях);

ОИАЭ, для которых возможен вывод из эксплуатации по варианту "Ликвидация" по способу "Немедленная ликвидация", при этом назначенный срок службы систем и элементов ОИАЭ, необходимых для выполнения работ по выводу из эксплуатации, истекает до завершения срока вывода из эксплуатации ОИАЭ.

Для ОИАЭ, выводимых из эксплуатации по варианту "Захоронение", при проведении инженерного обследования рекомендуется дополнительно предусматривать сбор данных о характеристиках площадки и района размещения ОИАЭ, влияющих на выбор в проектной документации вывода из эксплуатации ОИАЭ решений по укреплению существующих или созданию дополнительных барьеров безопасности.

16. Для проведения КИРО ОИАЭ рекомендуется предусматривать мероприятия, направленные на получение следующих сведений:

техническое состояние зданий и сооружений ОИАЭ, необходимых для его вывода из эксплуатации, остаточный ресурс несущих строительных конструкций ОИАЭ;

техническое состояние систем и элементов ОИАЭ, необходимых для выполнения работ по его выводу из эксплуатации или обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации ОИАЭ, в том числе техническое состояние конструкций, оборудования, инженерных коммуникаций ОИАЭ, их работоспособность, надежность и остаточный ресурс;

радионуклидный состав и уровень радиоактивного загрязнения, в том числе ядерно-опасными делящимися нуклидами, систем и элементов ОИАЭ, а также объектов окружающей среды на площадке ОИАЭ, в его санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения (если таковые установлены);

радиационная обстановка в помещениях зданий и сооружений ОИАЭ, а также на площадке ОИАЭ;

содержание химических токсичных (ядовитых, химически опасных) веществ, других опасных веществ и материалов в системах и оборудовании ОИАЭ;

химический состав радиоактивных отложений на поверхностях систем и оборудования, влияющий на выбор методов их дезактивации, демонтажа, консервации и изоляции;

состояние пунктов хранения (хранилищ) РАО, имеющихся на ОИАЭ, включая характеристики размещенных в них РАО, в том числе сведения об объеме, виде РАО, их физической форме, радиационных характеристиках, в том числе о содержании ядерно-опасных делящихся нуклидов, содержании в РАО химических токсичных веществ и иных опасных веществ (например, взрывоопасных, горючих), состоянии упаковок РАО (наличии локальной коррозии конструкционных материалов упаковок РАО), содержании свободной жидкости в хранилищах ТРО;

параметры микроклимата, температурно-влажного режима в помещениях ОИАЭ.

17. Для каждого параметра или характеристики рекомендуется устанавливать требования к полноте и структуре данных, получаемых в ходе КИРО для этого параметра или характеристики, с целью обеспечения возможности хранения получаемых результатов в базе данных по выводу из эксплуатации ОИАЭ и, при необходимости, создания цифровой инженерно-радиационной модели ОИАЭ.

18. Сроки радиационного обследования отдельных объектов, а также обследования содержания в них опасных веществ и материалов рекомендуется определять с учетом необходимости проведения радиационного обследования после завершения всех предусмотренных в отношении данных объектов в программе вывода из эксплуатации ОИАЭ мероприятий по дезактивации соответствующих помещений зданий, систем и оборудования ОИАЭ, демонтажу радиоактивно загрязненного оборудования в помещениях ОИАЭ, удалению накопленных отходов (включая отходы в виде оборудования, не требующего демонтажа, мебели, бумаги, ветоши и другие).

19. Сроки и последовательность мероприятий КИРО рекомендуется устанавливать с учетом ожидаемой радиационной обстановки в местах выполнения работ по КИРО, возможности организации доступа работников (персонала) к зонам обследования, наличия и готовности соответствующего оборудования и средств измерений, необходимых для обследования. При этом рекомендуется учитывать необходимость использования дистанционного-управляемого оборудования и других технических средств для проведения обследования труднодоступных мест, в том числе помещений, радиационное и техническое состояние которых препятствуют нахождению в них работников (персонала).

Сроки обследования пунктов хранения (хранилищ) РАО, включающего выполнение работ по оборудованию скважин или разработке грунта, рекомендуется устанавливать с учетом климатических и гидрогеологических условий площадки ОИАЭ таким образом, чтобы эти сроки приходились на теплый период года с наименьшим количеством осадков и уровнем подземных вод.

20. Объем радиационного обследования объектов рекомендуется определять с учетом, что основной целью данного обследования является сбор данных, необходимых при разработке проектной документации вывода из эксплуатации для:

определения необходимых этапов вывода из эксплуатации ОИАЭ, выбора и обоснования технологий и последовательности выполнения работ на различных этапах вывода из эксплуатации;

оценки доз облучения персонала и населения при выполнении работ по выводу из эксплуатации ОИАЭ, а также при возможных радиационных авариях;

предварительной оценки количества и категории РАО, количества и характеристик иных отходов, а также материалов ограниченного и неограниченного использования, образующимися при выводе из эксплуатации ОИАЭ.

21. В программе КИРО для каждого объекта, подлежащего радиационному обследованию, рекомендуется определить стратегию выбора точек измерений радиационных параметров (точек отбора проб или проведения измерений прямыми методами), основанную в общем случае на следующих подходах:

подход с применением экспертных оценок специалистов о выборе точек измерения;

вероятностный подход с отбором точек измерения или регулярной сети контрольных точек на основе случайного выбора.

При выборе применяемых подходов рекомендуется учитывать следующее:

подход с применением экспертных оценок специалистов целесообразно применять при обследовании мест с наихудшими показателями радиационной обстановки, однако он мало пригоден для определения усредненных значений показателей или проверки гипотез, так как приводит к получению смещенных оценок параметров. Достоверность результатов таких обследований в значительной степени зависит от уровня квалификации и опыта специалистов, определяющих точки измерений, и знания ими особенностей объектов обследования;

вероятностный подход обычно требует наличия математической модели, то есть гипотез о законе распределения измеряемой величины и ее пространственном распределении, для выбора которых, в свою очередь, необходима информация о характере радиоактивного загрязнения и истории его образования. Результаты таких обследований позволяют количественно оценить неопределенность измеряемой величины.

В сложных случаях (например, при наличии большого количества сложноизмеряемых радионуклидов (таких как H-3, Ni-63, Ni-59, Sr-90, Tc-99, изотопы U, Pu, Cm, Am и другие), измерение активностей которых связано с дорогостоящими, дозо- и времязатратными процедурами отбора, подготовки и измерения проб) рекомендуется использовать комбинацию вероятностного подхода и подхода с применением экспертных оценок специалистов.

22. Рекомендации по определению стратегии выбора точек измерений радиационных факторов, основанной на применении вероятностного подхода, а также гипотетический пример, поясняющий их применение, приведены в приложении N 5 к настоящему Руководству по безопасности.

23. При выборе средств измерений, методик выполнения измерений необходимо обеспечить соответствие их характеристик диапазонам изменения параметров, контролируемым при проведении КИРО, а также их соответствие требованиям законодательства в области обеспечения единства измерений, в том числе необходимой точности измерений. При выборе рекомендуется учесть ГОСТ 8.638-2013 "Государственная система обеспечения единства измерений. Метрологическое обеспечение радиационного контроля. Основные положения", введенный в действие приказом Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии от 13 марта 2014 г. N 138-ст, а также методические указания МУ 2.6.5.008-2016 "Контроль радиационной обстановки. Общие требования", утвержденные Главным государственным санитарным врачом ФМБА России 22 апреля 2016 г.

24. Для проведения КИРО рекомендуется выбирать средства измерений и другие технические средства, способные передавать данные в формате, обеспечивающем их обработку с помощью средств электронной вычислительной техники для целей использования в базе данных по выводу из эксплуатации ОИАЭ и (при необходимости) в цифровой инженерно-радиационной модели ОИАЭ.

IV. Рекомендации по проведению комплексного инженерного и радиационного обследования объекта использования атомной энергии

25. Инженерное обследование зданий, сооружений, конструкций, систем и элементов ОИАЭ рекомендуется проводить на основе анализа документации, содержащей сведения, характеризующие состояние ОИАЭ, с последующим определением недостающих параметров экспериментальными или расчетными методами с учетом нормативных документов по обследованию зданий и сооружений производственного назначения (например, СП 13-102-2003 "Правила обследования несущих строительных конструкций зданий и сооружений", введен в действие постановлением Госстроя Российской Федерации от 21 августа 2003 г. N 153, ГОСТ 31937-2011 "Здания и сооружения. Правила обследования и мониторинга технического состояния", введен в действие приказом Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии от 27 декабря 2012 N 1984-ст).

26. Для определения технического состояния зданий, сооружений и конструкций (строительных, защитных конструкций и оснований) ОИАЭ в объеме, предусмотренном в программе КИРО, рекомендуется выполнять, в том числе:

обмерные работы (определение конфигурации, размеров, положения в плане и по вертикали конструкций и их элементов), в том числе для размещенных под землей строительных конструкций с использованием радиолокационных инструментов (георадаров, сонаров, металлодетекторов);

определение характеристик материалов конструкций (бетонных, железобетонных, металлических, каменных и деревянных);

инженерное обследование грунтов оснований и фундаментов зданий и сооружений.

27. Поверочные расчеты, выполняемые для определения несущей способности зданий, сооружений, конструкций ОИАЭ и усилий в элементах зданий, сооружений, конструкций, ОИАЭ от нагрузок, возможных при подготовке к выводу и выводе из эксплуатации ОИАЭ, рекомендуется проводить на основании и с учетом уточненных при обследовании характеристик зданий, сооружений, конструкций ОИАЭ.

28. При проведении поверочных расчетов рекомендуется использовать программы для электронных вычислительных машин, прошедшие экспертизу в установленным порядком, в области применения, указанной в аттестационных паспортах программ для электронных вычислительных машин и апробированные методики.

29. Оценку остаточного ресурса систем и элементов ОИАЭ, а также оценку их работоспособности и надежности рекомендуется проводить для систем и элементов, эксплуатация которых предусматривается при подготовке к выводу или выводе из эксплуатации ОИАЭ. Оценку остаточного ресурса, работоспособности и надежности рекомендуется проводить для всех несущих строительных конструкций зданий и сооружений ОИАЭ.

Для загрязненных радионуклидами технологических систем и оборудования ОИАЭ, дальнейшая эксплуатация которых не предусматривается, рекомендуется оценивать работоспособность, надежность (долговечность) и остаточный ресурс элементов, выполняющих функции по предотвращению выхода радиоактивных веществ за границы данных систем и оборудования.

Оценку остаточного ресурса, работоспособности и надежности рекомендуется проводить с учетом механизма старения.

30. Надежность и остаточный ресурс обследуемых объектов рекомендуется оценивать с учетом возможного изменения режимов эксплуатации сооружений, систем (элементов) и конструкций (например, изменение температурных режимов, влажности) при подготовке или выводе из эксплуатации ОИАЭ.

31. Рекомендации по объему инженерного обследования отдельных систем и оборудования при проведении КИРО ОИАЭ представлены в приложении N 4 к настоящему Руководству по безопасности.

32. При проведении радиационного обследования объектов рекомендуется определять значения следующих параметров, характеризующих радиационную обстановку в зданиях и сооружениях ОИАЭ и на его площадке:

мощность амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения на площадке ОИАЭ и в его санитарно-защитной зоне;

удельная активность радионуклидов в почве, поверхностных и грунтовых водах на площадке ОИАЭ, а также в его санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения (если таковые установлены), радионуклидный состав загрязнения и его пространственное распределение;

мощность амбиентного эквивалента дозы излучения на поверхности зданий, сооружений, а также от конструкций, систем (элементов) и оборудования, ее пространственное распределение внутри помещений;

уровень и радионуклидный состав поверхностного (снимаемого и неснимаемого) загрязнения зданий, сооружений, конструкций, систем (элементов) и оборудования ОИАЭ;

объемное распределение активности радионуклидов в материалах конструкций, систем, элементов ОИАЭ, в том числе образовавшейся в результате активации нейтронами;

суммарная и удельная наведенная активность оборудования и трубопроводов ОИАЭ, а также активность отложений на внутренних поверхностях технологических систем, трубопроводов и оборудования;

активность и радионуклидный состав радиоактивных аэрозолей в воздухе рабочих помещений ОИАЭ.

33. Для ОИАЭ, на которых происходило обращение с ядерными делящимися материалами (веществами), рекомендуется проводить оценку остаточного количества таких веществ (материалов) в системах и оборудовании, в том числе в средах, которые невозможно извлечь до начала работ по выводу из эксплуатации (например, просыпи ядерного топлива, технологически неизвлекаемые остатки из оборудования).

34. При проведении радиационного обследования рекомендуется уделять особое внимание местам возможного скопления радиоактивных веществ (например, места изгибов трубопроводов, коробов спецвентиляции, пороги, гидрозатворы систем спецканализации, места нарушения защитных покрытий помещений).

35. При проведении обследования графитовой кладки промышленного уран-графитового реактора рекомендуется, в том числе, предусматривать для:

инженерного обследования - определение наличия дефектов в графитовых блоках, изменений физико-механических свойств кладки, кривизны колонн графитовой кладки, влажности графита, состояния бандажей и кожуха графитовой кладки, формоизменения и степени спекания соседних графитовых блоков;

радиационного обследования - исследование удельной и суммарной активности радионуклидов в графитовой кладке, радионуклидного состава и пространственного распределения радиоактивного загрязнения графита, массы урана и плутония, а также их распределения в ячейках графитовой кладки.

V. Документирование результатов комплексного инженерного и радиационного обследования объекта использования атомной энергии

36. Полученные при проведении КИРО ОИАЭ результаты обследований рекомендуется оформлять документально (например, в виде актов, заключений, протоколов измерений) и вносить в базу данных по выводу из эксплуатации ОИАЭ в порядке, установленном в организации, эксплуатирующей ОИАЭ.

37. На основе результатов обследований, полученных при проведении КИРО ОИАЭ, и в соответствии с требованиями федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, регулирующих безопасность при выводе из эксплуатации ОИАЭ, рекомендуется разрабатывать отчет по результатам КИРО, содержащий:

цели, задачи и объем выполненного КИРО ОИАЭ;

перечень рассмотренной проектной и эксплуатационной документации;

сведения о методиках, методах и технических средствах измерений, использованных при проведении КИРО ОИАЭ;

параметры и характеристики, которые контролировались при проведении КИРО ОИАЭ;

оценку фактического состояния ОИАЭ с рекомендуемыми мероприятиями по подготовке к выводу и выводу из эксплуатации, в том числе мероприятиями по предупреждению незапланированного изменения состояния объектов, при котором потребуется их повторное обследование;

результаты и выводы, полученные в ходе КИРО.

Приложение N 1. Перечень сокращений

Приложение N 1
к руководству по безопасности
при использовании атомной энергии
"Рекомендации по проведению
комплексного инженерного и
радиационного обследования объекта
использования атомной энергии"
,
утвержденному приказом Федеральной
службы по экологическому,
технологическому
и атомному надзору

от "

"

20

г. N

*

________________
* Вероятно, ошибка оригинала. Следует читать: приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 11.11.2019 г. N 432, здесь и далее по тексту. - Примечание изготовителя базы данных.

Перечень сокращений

КИРО

-

комплексное инженерное и радиационное обследование

ОИАЭ

-

объект использования атомной энергии

РАО

-

радиоактивные отходы

ТРО

-

твердые радиоактивные отходы

ЖРО

-

жидкие радиоактивные отходы


Приложение N 2. Термины и определения

Приложение N 2
к руководству по безопасности
при использовании атомной энергии
"Рекомендации по проведению
комплексного инженерного и
радиационного обследования объекта
использования атомной энергии"
,
утвержденному приказом Федеральной
службы по экологическому,
технологическому
и атомному надзору

от "

"

20

г. N

Термины и определения


В настоящем Руководстве по безопасности используются следующие термины и определения.

Вероятность ошибки второго рода - "вероятность допустить ошибку второго рода" (ГОСТ Р 50779.10-2000 (ИСО 3534.1-93) "Статистические методы. Вероятность и основы статистики. Термины и определения", принят и введен в действие Постановлением Госстандарта России от 29 декабря 2000 г. N 429-ст) (далее - ГОСТ Р 50779.10-2000).

Вероятность ошибки первого рода - "вероятность допустить ошибку первого рода" (ГОСТ Р 50779.10-2000).

Дефект - "отдельное несоответствие конструкций какому-либо параметру, установленному проектом или нормативным документом" (СНиП, ГОСТ, ТУ, СН и другие) (СП 13-102-2003 "Правила обследования несущих строительных конструкций зданий и сооружений", введен в действие постановлением Госстроя Российской Федерации от 21 августа 2003 г. N 153).

Долговечность - "свойство объекта, заключающееся в его способности выполнять требуемые функции в заданных режимах и условиях использования, технического обслуживания и ремонта до достижения предельного состояния" (ГОСТ 27.002-2015 "Надежность в технике. Термины и определения", введен в действие приказом Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии от 21 июня 2016 г. N 654-ст) (далее - ГОСТ 27.002-2015).

Захоронение объекта использования атомной энергии - вариант вывода из эксплуатации ОИАЭ, предусматривающий создание на площадке ОИАЭ системы захоронения РАО.

Категория технического состояния - "степень эксплуатационной пригодности несущей строительной конструкции или здания и сооружения в целом, а также грунтов их основания, установленная в зависимости от доли снижения несущей способности и эксплуатационных характеристик" (ГОСТ 31937-2011 "Здания и сооружения. Правила обследования и мониторинга технического состояния", введен в действие приказом Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии от 27 декабря 2012 г. N 1984-ст) (далее - ГОСТ 31937-2011).

Кластерный отбор - "способ отбора, при котором совокупность разделяют на взаимно-исключающие и исчерпывающие группы или кластеры, в которых выборочные единицы объединены определенным образом, и выборку из этих кластеров берут случайно, причем все выборочные единицы включают в общую выборку" (ГОСТ Р 50779.10-2000).

Ликвидация объекта использования атомной энергии - вариант вывода из эксплуатации ОИАЭ, предусматривающий дезактивацию загрязненных радионуклидами зданий, сооружений, систем и элементов ОИАЭ до приемлемого уровня в соответствии с действующими нормами радиационной безопасности и (или) их демонтаж, обращение с образующимися РАО и другими опасными отходами, а также подготовку площадки выводимого из эксплуатации ОИАЭ для дальнейшего ограниченного или неограниченного использования.

Надежность - "свойство объекта сохранять во времени способность выполнять требуемые функции в заданных режимах и условиях применения, технического обслуживания, хранения и транспортирования" (ГОСТ 27.002-2015).

Немедленная ликвидация объекта использования атомной энергии - способ реализации варианта "Ликвидация ОИАЭ", при котором работы по демонтажу или дезактивации зданий, сооружений, систем и элементов ОИАЭ начинаются непосредственно после прекращения эксплуатации ОИАЭ.

Обследование технического состояния здания (сооружения) - "комплекс мероприятий по определению и оценке фактических значений контролируемых параметров, характеризующих работоспособность объекта обследования и определяющих возможность его дальнейшей эксплуатации, реконструкции или необходимость восстановления, усиления, ремонта, и включающий в себя обследование грунтов основания и строительных конструкций на предмет выявления изменения свойств грунтов, деформационных повреждений, дефектов несущих конструкций и определения их фактической несущей способности" (ГОСТ 31937-2011).

Остаточный ресурс - "суммарная наработка объекта от момента контроля его технического состояния до момента достижения предельного состояния" (ГОСТ 27.002-2015).

Отбор выборки - "процесс извлечения или составления выборки" (ГОСТ Р 50779.10-2000).

Отложенная ликвидация объекта использования атомной энергии - способ реализации варианта "Ликвидация ОИАЭ", при котором работы по демонтажу или дезактивации зданий, сооружений, систем и элементов ОИАЭ начинаются после их безопасного сохранения на площадке выводимого из эксплуатации ОИАЭ в течение длительного времени до тех пор, пока содержание в них радиоактивных веществ в результате естественного распада не снизится до установленных в проектной документации уровней.

Ошибка второго рода - "ошибка принять нулевую гипотезу, поскольку статистика принимает значение, не принадлежащее критической области, в то время как нулевая гипотеза не верна" (ГОСТ Р 50779.10-2000).

Ошибка первого рода - "ошибка, состоящая в отбрасывании нулевой гипотезы, поскольку статистика принимает значение, принадлежащее критической области, в то время как эта нулевая гипотеза верна" (ГОСТ Р 50779.10-2000).

Площадка объекта использования атомной энергии - территория с находящимися на ней зданиями и сооружениями ОИАЭ, границы которой определены эксплуатирующей организацией и указаны в программе вывода из эксплуатации ОИАЭ.

Поверочный расчет - "расчет существующей конструкции и (или) грунтов основания по действующим нормам проектирования с введением в расчет полученных в результате обследования или по проектной и исполнительной документации: геометрических параметров конструкций, фактической прочности строительных материалов и грунтов основания, действующих нагрузок, уточненной расчетной схемы с учетом имеющихся дефектов и повреждений" (ГОСТ-31937-2011).

Простая случайная выборка - "выборка n выборочных единиц, взятых из совокупности таким образом, что все возможные комбинации из n единиц имеют одинаковую вероятность быть отобранными" (ГОСТ Р 50779.10-2000).

Систематическая выборка - выборка, получаемая с использованием систематического отбора, при котором выборочные единицы (пробы) берутся по решетке, построенной на регулярной пространственной основе, например с использованием квадратной, прямоугольной, треугольной или радиальной сетки. При этом положение начальной точки отсчета решетки выбирается случайным образом.

Сканирование - перемещение датчика средства измерения вдоль выбранной траектории на заданном расстоянии от поверхности измеряемого объекта и с одновременной регистрацией информационного сигнала.

Систематический отбор - "отбор выборки каким-либо систематическим методом" (ГОСТ Р 50779.10-2000).

Составная выборка - выборка, получаемая с использованием кластерного отбора (отбора методом группировки), при котором пробы, отобранные из каждого кластера, физически объединяются и смешиваются для получения одной гомогенной выборочной единицы (пробы).

Техническое состояние - "состояние объекта, характеризуемое совокупностью установленных в документации параметров, описывающих его способность выполнять требуемые функции в рассматриваемых условиях" (ГОСТ 27.002-2015).

Цифровая инженерно-радиационная модель объекта использования атомной энергии - логико-математическое представление в цифровой форме зданий, сооружений, систем и элементов ОИАЭ, объектов на площадке ОИАЭ и топологических отношений между ними, включающее данные об их техническом и радиационном состоянии.

Приложение N 3. Примерный перечень объектов, подлежащих обследованию

Приложение N 3
к руководству по безопасности
при использовании атомной энергии
"Рекомендации по проведению
комплексного инженерного и
радиационного обследования объекта
использования атомной энергии"
,
утвержденному приказом Федеральной
службы по экологическому,
технологическому
и атомному надзору

от "

"

20

г. N

Примерный перечень объектов, подлежащих обследованию


Примерный перечень объектов, подлежащих обследованию:

отдельные здания и сооружения (в зоне контролируемого доступа, зоне свободного доступа);

строительные конструкции;

установки по дезактивации;

системы обращения с ТРО и ЖРО, в том числе хранилища РАО, установки по переработке РАО;

системы спецвентиляции;

системы спецканализации;

системы электроснабжения;

системы газоснабжения;

системы водоснабжения, водоотведения;

системы микроклимата (отопление, вентиляция, кондиционирование воздуха);

тепловые сети;

сети связи;

инженерно-технические средства системы радиационного контроля;

инженерно-технические средства системы физической защиты;

технические системы (средства) противопожарной защиты;

грузоподъемные механизмы;

объекты окружающей среды и объекты инфраструктуры на площадке ОИАЭ (например, подземные и поверхностные грунтовые воды, почва, растительность; дороги, по которым транспортировались ядерные материалы, радиоактивные вещества, РАО):

части ядерного реактора (корпус, шахта, кладка, биологическая защита, другие элементы конструкции ядерного реактора);

бассейн выдержки;

технологические шахты;

технологическое оборудование;

технологические трубопроводы, в том числе проходящие по площадке ОИАЭ;

иные системы и элементы ОИАЭ, загрязненные радионуклидами.

Приложение N 4. Рекомендации по объему инженерного обследования отдельных систем и оборудования при проведении комплексного инженерного и радиационного обследования объекта использования атомной энергии

Приложение N 4
к руководству по безопасности
при использовании атомной энергии
"Рекомендации по проведению
комплексного инженерного и
радиационного обследования объекта
использования атомной энергии"
,
утвержденному приказом Федеральной
службы по экологическому,
технологическому
и атомному надзору

от "

"

20

Доступ к полной версии этого документа ограничен

Ознакомиться с документом вы можете, заказав бесплатную демонстрацию систем «Кодекс» и «Техэксперт».

Что вы получите:

После завершения процесса оплаты вы получите доступ к полному тексту документа, возможность сохранить его в формате .pdf, а также копию документа на свой e-mail. На мобильный телефон придет подтверждение оплаты.

При возникновении проблем свяжитесь с нами по адресу spp@kodeks.ru

РБ-159-19 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендации по проведению комплексного инженерного и радиационного обследования объекта использования атомной энергии"

Название документа: РБ-159-19 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендации по проведению комплексного инженерного и радиационного обследования объекта использования атомной энергии"

Номер документа: 159-19

Вид документа: РБ

Принявший орган: Ростехнадзор

Статус: Действующий

Дата принятия: 11 ноября 2019

Дата начала действия: 11 ноября 2019
Информация о данном документе содержится в профессиональных справочных системах «Кодекс» и «Техэксперт»
Узнать больше о системах