НП-028-01 Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок

     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;