Действующий

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

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;