НП-028-01

ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА
В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

     

ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

     

Дата введения 2001-10-01

РАЗРАБОТАНЫ в Научно-техническом центре по ядерной и радиационной безопасности Госатомнадзора России при участии В.П.Горбунова, А.А.Дроздова, И.В.Калиберды, В.А.Литицкого, С.И.Морозова, Р.В.Никольского, В.В.Парамонова, М.И.Сысоева, И.И.Титаева.

УТВЕРЖДЕНЫ постановлением Госатомнадзора России от 30 марта 2001 г. N 4.

ВЫПУСКАЮТСЯ ВПЕРВЫЕ.

Настоящие правила устанавливают принципы и общие требования, направленные на обеспечение безопасности при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок.

В нормативном документе учтены замечания и предложения Минатома России, ФУМБ и ЭП при Минздраве России, ГНЦ РФ ФЭИ, ГНЦ РФ НИИАР, РНЦ "Курчатовский институт", ГНЦ РФ ИБФ, ГСПИ, ПИЯФ им. Б.П.Константинова, МИФИ, ОАО "Машиностроительный завод", ОКБМ, а также НТЦ ЯРБ, структурных подразделений центрального аппарата и межрегиональных территориальных округов Госатомнадзора России после их обсуждения на совещаниях и выработки согласованных решений.     

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

ВАРИАНТ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ (ИЯУ) - один из способов достижения заданного конечного состояния ИЯУ и ее площадки при выводе из эксплуатации ИЯУ.

ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИЯУ - деятельность, осуществляемая после удаления ядерных материалов с площадки ИЯУ, направленная на достижение заданного конечного состояния ИЯУ и ее площадки.

ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКАЯ ЯДЕРНАЯ УСТАНОВКА - ядерная установка, включающая исследовательский ядерный реактор или критический ядерный стенд, или подкритический ядерный стенд с комплексом сооружений, систем, экспериментальных устройств и необходимыми работниками (персоналом), располагающаяся в пределах определенной проектом территории и предназначенная для получения и использования нейтронов и ионизирующего излучения в исследовательских или других целях, определенных проектом.

КОМПЛЕКСНОЕ ИНЖЕНЕРНОЕ И РАДИАЦИОННОЕ ОБСЛЕДОВАНИЕ ИЯУ - комплекс мероприятий, направленных на получение информации о техническом состоянии зданий, сооружений, строительных конструкций, оборудования и систем, а также о радиационной обстановке в помещениях и на территории площадки ИЯУ, необходимых для разработки Принципиальной программы вывода из эксплуатации ИЯУ и проекта вывода из эксплуатации ИЯУ.

МАТЕРИАЛЫ ПОВТОРНОГО ИСПОЛЬЗОВАНИЯ - приборы, оборудование и материалы выводимой из эксплуатации ИЯУ, удельная активность радионуклидов и мощность дозы гамма-излучения которых не превышают пределов, установленных Основными санитарными правилами обеспечения радиационной безопасности соответственно для материалов ограниченного использования и материалов неограниченного использования.

ПЛОЩАДКА ИЯУ - определенные проектом ИЯУ территория вместе с сооружениями и зданиями или помещения отдельных зданий, где расположена выводимая из эксплуатации ИЯУ. Общие с другими ИЯУ сооружения, здания и помещения и т.п. не относятся к площадке выводимой из эксплуатации ИЯУ.

ПРИНЦИПИАЛЬНАЯ ПРОГРАММА ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИЯУ - документ, включающий в себя описание состояния площадки ИЯУ после завершения всех работ по выводу из эксплуатации ИЯУ, основные организационные и технические мероприятия по реализации выбранного варианта вывода из эксплуатации ИЯУ, перечень и последовательность выполнения основных работ.

ПРОЕКТ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИЯУ - документ, разработанный с учетом результатов комплексного инженерного и радиационного обследования ИЯУ и положений Принципиальной программы вывода из эксплуатации ИЯУ, в котором определены конкретные виды работ по выводу из эксплуатации ИЯУ с указанием технологий и последовательности их выполнения и необходимых людских, финансовых и материально-технических ресурсов, а также мер по обеспечению безопасности работ.

РАБОЧИЕ ПРОГРАММЫ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИЯУ - документы, разработанные на основе Принципиальной программы вывода из эксплуатации ИЯУ и проекта вывода из эксплуатации ИЯУ с учетом текущей радиационной обстановки на площадке ИЯУ, в которых для конкретного помещения, здания или участка на площадке ИЯУ определяются необходимые условия для начала работ по выводу из эксплуатации ИЯУ, технология и последовательность их выполнения, организационные и технические мероприятия по обеспечению безопасности, исполнители работ, а также в соответствии с установленными контрольными уровнями определяются допустимые дозы облучения работников (персонала) и допустимые выбросы (сбросы) радиоактивных веществ (РВ) в окружающую среду при выполнении конкретных работ.

СИСТЕМЫ, ВАЖНЫЕ ДЛЯ БЕЗОПАСНОСТИ - системы, отказы которых или неправильное обращение с которыми при выполнении работ по выводу из эксплуатации ИЯУ приводят или могут приводить к аварии.

     1. НАЗНАЧЕНИЕ И ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ

1.1. Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок (далее - Правила) устанавливают основные принципы и требования, которые должны выполняться при проектировании, эксплуатации, подготовке и производстве работ по выводу из эксплуатации ИЯУ.

1.2. Настоящие Правила разработаны в соответствии с федеральными законами "Об использовании атомной энергии", "О радиационной безопасности населения", "Об охране окружающей природной среды", "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" и нормативными документами в области использования атомной энергии.

     2. ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ И ТРЕБОВАНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИЯУ

2.1. Вывод из эксплуатации ИЯУ должен выполняться в соответствии со следующими основными принципами обеспечения безопасности:

- непревышение регламентируемых Нормами радиационной безопасности основных пределов доз облучения работников (персонала) и населения, нормативов по выбросу (сбросу) РВ и снижение радиационного воздействия ИЯУ на работников (персонал), население и окружающую среду до минимальных разумных значений с учетом санитарно-гигиенических нормативов, экономических и социальных факторов;

- минимизация количества (объема) радиоактивных отходов (РАО);

- исключение применения в хозяйственной деятельности материалов повторного использования, имеющих уровни загрязнения РВ выше пределов, установленных Основными санитарными правилами обеспечения радиационной безопасности.

2.2. При производстве работ по выводу из эксплуатации ИЯУ необходимо обеспечить:

- поддержание в работоспособном состоянии оборудования, систем и конструкций, необходимых для осуществления безопасного вывода из эксплуатации ИЯУ;

- сохранность физических барьеров, необходимых для ограничения распространения ионизирующего излучения и РВ при выводе из эксплуатации ИЯУ с учетом возможных аварий и внешних воздействий природного и техногенного происхождения;

- необходимую квалификацию и культуру безопасности работников (персонала);

- качество выполняемых работ и предоставляемых услуг эксплуатирующей организации;

- условия безопасного обращения с РАО;

- учет, контроль и физическую защиту РАО и РВ.

2.3. Деятельность эксплуатирующей организации по выводу из эксплуатации ИЯУ должна проводиться в соответствии с Принципиальной программой вывода из эксплуатации ИЯУ и проектом вывода из эксплуатации ИЯУ, разработанными на основе консервативного подхода и апробированных технических решений.

     3. МЕРЫ ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИЯУ

3.1. При размещении новых ИЯУ должна оцениваться пригодность площадки для осуществления в будущем деятельности по выводу из эксплуатации ИЯУ в соответствии с возможными вариантами вывода. Для действующих ИЯУ вариант вывода из эксплуатации должен выбираться с учетом условий размещения ИЯУ.

3.2. В проекте ИЯУ должны быть предусмотрены меры по обеспечению безопасности вывода из эксплуатации ИЯУ, в том числе:

- использование для изготовления оборудования, конструкций и радиационной защиты исследовательских реакторов и критических сборок материалов, которые при выполнении требований к надежности и ресурсу обеспечивают наименьшие уровни активации при эксплуатации;

- наличие специальных каналов и полостей в активной зоне и на оборудовании исследовательских реакторов для размещения активационных индикаторов и "образцов-свидетелей" с целью экспериментального исследования активации нейтронами оборудования и строительных конструкций;

- использование для покрытия бетонных конструкций материалов с малой абсорбционной способностью;

- использование при сооружении ИЯУ конструкций, позволяющих упростить выполнение демонтажных работ при выводе из эксплуатации ИЯУ;

- обеспечение ресурса невосстанавливаемых строительных конструкций зданий, сооружений и оборудования на период эксплуатации ИЯУ, а также на период вывода из эксплуатации ИЯУ;

- наличие специально оборудованных мест (участков) для проведения на площадке ИЯУ работ по дезактивации радиоактивного оборудования и его разделки, кондиционирования, переработки и временного хранения РАО, образующихся при выводе из эксплуатации ИЯУ.

3.3. В проекте ИЯУ должны быть определены:

- перечень систем и оборудования, необходимых для выполнения работ по выводу из эксплуатации ИЯУ, а также требования к их техническому состоянию в период производства работ по выводу из эксплуатации ИЯУ;

- технологии, приемлемые для демонтажа и дезактивации оборудования и конструкций ИЯУ, высвобождаемых при выводе из эксплуатации ИЯУ;

- количество (объем) и активность РАО, образующихся при выводе из эксплуатации ИЯУ;

- структура и принципы построения базы данных по выводу из эксплуатации ИЯУ;

- радиационная обстановка на площадке ИЯУ после окончания эксплуатации ИЯУ.

3.4. При сооружении исследовательского реактора должна предусматриваться паспортизация химического состава материалов радиационной защиты и технологического оборудования с указанием содержания микропримесей, определяющих величину наведенной активности при эксплуатации.

3.5. При эксплуатации исследовательского реактора должен проводиться анализ экспериментальных данных по результатам облучения активационных индикаторов и "образцов-свидетелей", размещенных в реакторе и на его оборудовании.

3.6. При эксплуатации ИЯУ должен проводиться анализ радиационной обстановки на площадке установки и в пределах санитарно-защитной зоны.

3.7. База данных, формируемая на этапе эксплуатации ИЯУ, должна включать в себя:

- данные о среднемесячной мощности исследовательского реактора за период эксплуатации;

- данные об имевших место авариях и их последствиях, отказах в системах энергоснабжения, вентиляции, радиационного контроля и в других системах, важных для безопасности;

- результаты периодических инженерных обследований зданий и сооружений на площадке ИЯУ;

- данные о радионуклидном составе коррозионных и других типов 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;