НП-007-98 Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации промышленных реакторов

     3. ТРЕБОВАНИЯ К ОБЕСПЕЧЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ПОДГОТОВКЕ К ВЫВОДУ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ПРОМЫШЛЕННЫХ РЕАКТОРОВ

3.1. Особенности вывода из эксплуатации ПР должны учитываться при эксплуатации ПР, включая его техническое обслуживание и ремонт.

3.2. Эксплуатирующая организация в период эксплуатации ПР должна организовать сбор, систематизацию и хранение информации, требуемой для вывода из эксплуатации ПР, в том числе данные о:

- изменении тепловой мощности в процессе эксплуатации ПР;

- выбросах радиоактивных веществ в помещения ПР и на площадку его размещения;

- сбросах радиоактивных веществ в систему промышленной канализации;

- авариях, радиационные последствия которых привели к загрязнению помещений, сооружений и окружающей среды;

- результатах проведенных работ по дезактивации на основном оборудовании ПР;

- проведенных капитальных ремонтных работах, реконструкциях, демонтаже, заменах основного оборудования, загрязненного радиоактивными веществами;

- результате дозиметрических измерений оборудования и помещений ПР;

- количестве накопленных жидких и твердых радиоактивных отходах и местах их хранения.

3.3. При подготовке к выводу из эксплуатации ПР после его останова ПР должен быть переведен в ядерно-безопасное состояние. Остановленный для вывода из эксплуатации ПР считается находящимся в эксплуатации до момента его перевода в ядерно-безопасное состояние. На этот период сохраняются все действовавшие при эксплуатации требования к работникам (персоналу) и эксплуатационной документации.

3.4. Ядерное топливо должно быть выгружено из активной зоны реактора, технологических систем, бассейна выдержки, помещений и других транспортно-технологических емкостей ПР и размещено в специальном хранилище.

3.4.1. В случае если в процессе эксплуатации ПР не происходило разрушения ядерного топлива в активной зоне реактора, технологических системах, бассейне выдержки, помещениях и других транспортно-технологических емкостях, то приведение ПР в ядерно-безопасное состояние осуществляется по проектной схеме.

3.4.2. В случае аварий, приведших к разрушению топливных элементов и попаданию ядерных материалов в технологические системы, элементы конструкций или бассейн выдержки в количестве, превышающем значения, установленные нормативными документами, приведение ПР в ядерно-безопасное состояние должно осуществляться по специальной программе, учитывающей особенности происшедших аварий. Указанная программа разрабатывается эксплуатирующей организацией и утверждается органом государственного управления использованием атомной энергии.

3.5. После удаления ядерного топлива до начала работ по выводу из эксплуатации ПР вывод из эксплуатации отдельных систем или оборудования, сокращение объема технического обслуживания и (или) численности работников (персонала) ПР осуществляются в соответствии с технологическим регламентом.

3.6. Работы по подготовке к выводу из эксплуатации ПР должны осуществляться в соответствии с нормативными документами. При производстве работ по подготовке к выводу из эксплуатации ПР не допускается нарушение целостности защитных барьеров на пути возможного распространения радиоактивности за пределы ПР.

3.7. До начала работ по выводу из эксплуатации ПР должно быть проведено комплексное обследование ПР комиссией, назначаемой эксплуатирующей организацией. Комплексное обследование ПР должно выполняться по специальной программе.

3.8. Основной целью комплексного обследования ПР является детальное обследование ядерного и радиационного состояния оборудования, систем, коммуникаций, зданий, сооружений и площадки размещения ПР (далее - площадка ПР), включая:

- обследование радиационной обстановки в помещениях ПР и на площадке его размещения, составление картограмм радиоактивных загрязнений и (или) мощностей доз облучения;

- обследование состояния подлежащих демонтажу сооружений, систем, оборудования и конструкций, зданий и сооружений ПР с целью оценки их прочностного состояния и остаточного ресурса с учетом данных длительных наблюдений воздействия природных процессов и явлений на основания зданий и сооружений, включая гидрологические особенности состояния площадки ПР;

- обследование состояния сооружений, оборудования и систем, необходимых для производства работ по выводу из эксплуатации ПР, с целью оценки их работоспособности и надежности при использовании в процессе вывода из эксплуатации ПР;

- определение радионуклидного состава и физико-химического состояния радиоактивных материалов, их активностей, зон локализации, природы их образования (активация, перенос теплоносителем, аварии и др.);

- оценку радиационных характеристик просыпей и фрагментов ядерного топлива в графитовой кладке, образовавшихся в результате аварий и оставшихся в активной зоне реактора;

- выполнение исследований по определению масс и зон локализации просыпей ядерного топлива с оформлением результатов и заключения о ядерной безопасности;

- проведение экспериментальных исследований по зондированию, отбору и анализу проб с целью определения активностей долгоживущих продуктов деления и зон их локализации в графитовой кладке уран-графитового ПР, при эксплуатации которых имели место аварии с тепловыделяющими сборками;

- определение количественных данных по массе, составу и состоянию делящихся материалов с целью регламентации отличающихся от проекта ПР условий ядерной безопасности бассейнов выдержки и хранилищ отработавшего ядерного топлива, оборудования с отложениями делящихся материалов, могильников и хранилищ с радиоактивными отходами, содержащими делящиеся материалы;

- определение объемов (масс) и радиационных характеристик радиоактивных и нерадиоактивных отходов;

- проведение других при необходимости экспериментальных и расчетных исследований ядерно-физических и радиационных характеристик оборудования, материалов, радиоактивных и нерадиоактивных отходов, находящихся в пределах ПР.