Решение для управления процессами
производственной безопасности

     

ГЛАВНЫЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ САНИТАРНЫЙ ВРАЧ
РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ПОСТАНОВЛЕНИЕ

от 28 мая 2007 года N 29

Об утверждении санитарных правил СП 2.6.1.2205-07 "Обеспечение
радиационной безопасности при выводе из эксплуатации
 блока атомной станции"

____________________________________________________________________

Настоящий документ включен в Перечень нормативных правовых актов и групп нормативных правовых актов, содержащих обязательные требования, в отношении которых не применяются положения частей 1, 2 и 3 статьи 15 Федерального закона "Об обязательных требованиях в Российской Федерации", утвержденный постановлением Правительства Российской Федерации от 31 декабря 2020 года N 2467.

- Примечание изготовителя базы данных.

____________________________________________________________________



В соответствии с Федеральным законом от 30 марта 1999 года N 52-ФЗ "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" (Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, N 14, ст.1650) и Положением о государственном санитарно-эпидемиологическом нормировании, утвержденным постановлением Правительства Российской Федерации от 24 июля 2000 года N 554 (Собрание законодательства Российской Федерации, 2000, N 31, ст.3295), с изменениями в редакции постановления Правительства Российской Федерации от 15 сентября 2005 года N 569 (Собрание законодательства Российской Федерации, 2005, N 39, ст.3953)

постановляю:

1. Утвердить санитарные правила "Обеспечение радиационной безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции" СП 2.6.1.2205-07 (приложение).     

2. Ввести в действие санитарные правила "Обеспечение радиационной безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции" с 1 августа 2007 года.

Г.Г.Онищенко

     

Зарегистрировано
в Министерстве юстиции
Российской Федерации
27 июня 2007 года,
регистрационный N 9726

     Приложение


2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

Обеспечение радиационной безопасности при выводе
из эксплуатации блока атомной станции

Санитарные правила СП ВЭ БАС-07 СП 2.6.1.2205-07

I. Область применения

1.1. Санитарные правила "Обеспечение радиационной безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции" (далее - Правила) устанавливают санитарно-гигиенические и организационные требования по защите персонала, населения и окружающей среды от радиационного воздействия при выводе из эксплуатации (далее - ВЭ) блока атомной станции (далее - БАС).

1.2. Настоящие Правила разработаны в целях реализации требований НРБ-99, на основе и в развитие ОСПОРБ-99 и в дополнение к Санитарным правилам проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03) СанПиН 2.6.1.24-03.

1.3. Требования, изложенные в настоящих Правилах, являются обязательными для проектных и эксплуатирующих организаций при проектировании, организации и выполнении работ по ВЭ блоков атомных станций (далее - АС) различного типа.

1.4. Требования по обеспечению радиационной безопасности при выполнении штатных технологических операций по выгрузке и удалению ядерного топлива с БАС, предшествующих работам по ВЭ, настоящими Правилами не регламентируются.

1.5. Ответственными за выполнение требований Правил при ВЭ являются эксплуатирующая организация и администрация АС, на площадке которой проводятся работы по ВЭ, в соответствии с действующим законодательством Российской Федерации.

II. Нормативные ссылки


Настоящие Правила разработаны на основании и с учетом следующих законодательных и нормативных правовых актов Российской Федерации:

Федеральный закон от 30 марта 1999 года N 52-ФЗ "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" (Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, N 14, ст.1650);

Федеральный закон от 9 января 1996 года N 3-ФЗ "О радиационной безопасности населения" (Собрание законодательства Российской Федерации, 1996, N 3, ст.141);

Федеральный закон от 21 ноября 1995 года N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии"  (Собрание законодательства Российской Федерации, 1995, N 48, ст.4552);

Федеральный закон от 10 января 2002 года N 7-ФЗ "Об охране окружающей среды" (Собрание законодательства Российской Федерации, 2002, N 2, ст.133);

Гигиенические требования к проектированию предприятий и установок атомной промышленности (СПП ПУАП-03) СанПиН 2.6.1.07-03. Зарегистрированы в Минюсте России 3 апреля 2003 года, регистрационный N 4365;

СП 2.6.1.758-99. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). НРБ-99 не нуждаются в государственной регистрации (письмо Минюста России от 29.07.99 N 6014-ЭР);

Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99). СП 2.6.1.799-99. Не нуждаются в государственной регистрации (письмо Минюста России от 01.06.2000 N 4214-ЭР);

Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002). СП 2.6.6.1168-02. Зарегистрированы в Министерстве юстиции Российской Федерации 6 декабря 2002 года, регистрационный N 4005;

Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03) СанПиН 2.6.1.24-03. Зарегистрированы в Минюсте России 26 мая 2003 года, регистрационный N 4593.

III. Общие положения

3.1. Вывод из эксплуатации БАС осуществляется после завершения использования блока АС в качестве источника энергии и удаления ядерного топлива и ядерных материалов и направлен на последовательное уменьшение объема и количества источников ионизирующего излучения (далее - ИИИ), размещенных на площадке блока АС, вплоть до их полного удаления.

3.2. Обеспечение радиационной безопасности (далее - РБ) при ВЭ блока АС считается достаточным, если техническими средствами и организационными мерами, предусмотренными проектом ВЭ, обеспечиваются непревышение основных пределов доз облучения персонала и населения и реализация основных принципов РБ, установленных НРБ-99 и ОСПОРБ-99.

3.3. Требования к ВЭ должны разрабатываться на этапе проектирования блока АС. В техническом проекте реакторной установки и проекте блока АС должен быть раздел "Вывод из эксплуатации" с описанием планируемого варианта ВЭ и предварительным обоснованием обеспечения его РБ.

3.4. Блок АС до полного удаления ядерного топлива с территории его площадки относится к I категории потенциальной опасности радиационных объектов. Категория потенциальной опасности выводимого из эксплуатации блока АС может изменяться в зависимости от этапа ВЭ.

3.5. Мероприятия по обеспечению РБ при ВЭ должны быть предусмотрены Программой ВЭ, которая должна быть разработана не позднее чем за пять лет до истечения назначенного проектом АС срока службы блока АС и представлена органам, уполномоченным осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, для согласования в установленном порядке.

3.6. Вопрос об окончательном останове блока АС для ВЭ должен рассматриваться в связи с:

окончанием назначенного срока службы БАС;

невозможностью дальнейшей безопасной эксплуатации, установленной по результатам плановых проверок и наблюдений;

аварией и установленной по результатам расследования аварии невозможностью восстановления работоспособности и безопасной эксплуатации блока АС.

3.7. Решение об окончательном останове блока АС или о продлении сроков его эксплуатации готовится комиссией, назначаемой эксплуатирующей организацией, и принимается в установленном порядке Правительством Российской Федерации.

3.8. В период после окончательного останова блока АС до начала ВЭ эксплуатирующая организация должна обеспечить осуществление следующих основных мероприятий по подготовке к ВЭ:

удаление отработавшего ядерного топлива и всех ядерных материалов с площадки блока АС;

удаление радиоактивных рабочих сред из контура теплоносителя реактора;

комплексное обследование радиационного и технического состояния (далее - комплексное обследование) зданий и сооружений, систем и оборудования блока АС;

разработку проекта ВЭ и комплекта документов для получения санитарно-эпидемиологического заключения органов, уполномоченных осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, на проведение работ по ВЭ.

РБ на площадке блока АС в период ВЭ должна обеспечиваться в соответствии с требованиями СП АС-03.

3.9. Удаление ядерного топлива, радиоактивных рабочих сред и переработка эксплуатационных радиоактивных отходов (далее - РАО) должны быть предусмотрены технологическим регламентом эксплуатации блока АС и соответствующей эксплуатационной документацией.

3.10. Проведение комплексного обследования радиационного и технического состояния выводимого из эксплуатации блока АС должно осуществляться с учетом положений раздела 4 настоящих Правил.

3.11. При разработке проекта ВЭ должен быть определен один из следующих вариантов конечного состояния объекта по завершении работ по ВЭ на площадке блока АС:

1) площадка блока АС - не радиационный объект: все радиоактивные конструкции и РАО с площадки удалены. Решением органов, уполномоченных осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, площадка выводится из-под действия НРБ-99 и освобождается от радиационного контроля;

2) площадка блока АС - радиационный объект: все радиоактивные конструкции и РАО локализованы (размещены) в специально сооруженном на площадке АС хранилище (или пункте захоронения). Получено санитарно-эпидемиологическое заключение органов, уполномоченных осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, о соответствии хранилища (пункта захоронения) как самостоятельного радиационного объекта санитарному законодательству.

3.12. Работы по ВЭ блока АС могут быть начаты при наличии положительного санитарно-эпидемиологического заключения, выдаваемого в установленном порядке органами, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

3.13. Организация работ по ВЭ отдельного блока (для многоблочной АС) должна отвечать общим требованиям обеспечения безопасности АС в целом. Должна быть обеспечена преемственность системы обеспечения РБ при эксплуатации и ВЭ блока АС.

3.14. Значения контролируемых параметров, определяющих уровень РБ на площадке блока АС на всех этапах ВЭ, должны быть не хуже соответствующих значений при его эксплуатации.

3.15. Эксплуатирующая организация должна обеспечить оценку РБ на каждом этапе ВЭ, включая систематическую оценку радиационного состояния на площадке блока АС, ведение постоянного учета и контроля источников ионизирующего излучения, идентифицируемых в соответствии с положениями проекта ВЭ.

3.16. На всех этапах ВЭ должен осуществляться государственный санитарно-эпидемиологический надзор на площадке блока АС в соответствии с установленным порядком.

3.17. Разделение процесса ВЭ на отдельные этапы обусловливается последовательным изменением состояния высокоактивных конструкций реактора. Основными этапами ВЭ блока АС являются:

локализация высокоактивных конструкций реактора;

сохранение под наблюдением высокоактивных конструкций реактора;

удаление (ликвидация) конструкций реактора.

3.18. На начало работ по ВЭ, по завершении каждого этапа и по завершении работ по ВЭ эксплуатирующая организация обеспечивает оформление радиационно-гигиенического паспорта установленной формы, а органами, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, выдается санитарно-эпидемиологическое заключение о соответствии радиационной обстановки на площадке блока АС характеристикам, установленным в нормативных документах и в проекте ВЭ.

3.19. Ответственной за обеспечение РБ в процессе ВЭ является администрация АС. Распределение ответственности за РБ при выполнении различных видов деятельности в процессе ВЭ устанавливается программой обеспечения качества при ВЭ блока АС.

3.20. Привлекаемые к комплексному обследованию и работам на отдельных этапах ВЭ специализированные организации должны иметь лицензию на соответствующий вид деятельности, программу обеспечения качества проводимых ими работ, аттестованные методики и средства измерения, технологии и средства технологического оснащения.

3.21. Защита населения, проживающего в районе расположения выводимого из эксплуатации БАС, и предотвращение загрязнения окружающей среды должны осуществляться в соответствии с требованиями СП АС-03.

IV. Требования к комплексному обследованию радиационного
и технического состояния блока АС

4.1. После окончательного останова блока АС, выгрузки из реактора отработавшего ядерного топлива и его удаления с территории БАС должно быть проведено комплексное обследование радиационного и технического состояния зданий, сооружений, систем, оборудования и площадки блока АС.

4.2. Комплексное обследование должно проводиться по специальной программе комиссией, назначаемой эксплуатирующей организацией.

4.3. В программе комплексного обследования должны быть определены меры по обеспечению безопасности при проведении работ по обследованию, указаны нормативные, методические и инструктивно-технические документы, в соответствии с которыми проводится обследование.

4.4. Ответственной за безопасность работ при проведении комплексного обследования является администрация АС, на площадке которой размещен выводимый из эксплуатации блок.

4.5. Целью комплексного обследования является оценка фактического радиационного и технического состояния оборудования, систем, коммуникаций, зданий, сооружений и территории площадки размещения остановленного для ВЭ блока АС и формирование базы данных, являющейся информационной основой для:

разработки проекта ВЭ и отчета по обоснованию безопасности при ВЭ;

составления радиационно-гигиенического паспорта блока АС на начало работ по ВЭ;

Доступ к полной версии документа ограничен
Этот документ доступен в системах «Техэксперт» и «Кодекс».