NP-007-98.doc

Утверждены
Постановлением
Госатомнадзора России
от 31 декабря 1998 г. N 11

Введены в действие
с 1 июля 1999 года


ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА
В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

ПРАВИЛА

ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ

ПРОМЫШЛЕННЫХ РЕАКТОРОВ

НП-007-98


Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации промышленных реакторов относятся к федеральным правилам в области использования атомной энергии. Настоящие Правила регламентируют общие принципы и требования обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации промышленных реакторов, требования обеспечения безопасности, реализуемые при подготовке к выводу из эксплуатации промышленных реакторов и на стадии проектирования вывода из эксплуатации промышленных реакторов, а также требования обеспечения безопасности, реализуемые при выводе из эксплуатации промышленных реакторов. В качестве рекомендуемого Приложения к настоящим Правилам приводятся требования к отчету по обоснованию безопасности вывода из эксплуатации промышленных реакторов.
Правила выпускаются впервые.
Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации промышленных реакторов разработаны в Научно-техническом центре по ядерной и радиационной безопасности при участии М.И. Абрамова, Б.К. Былкина, Ю.А. Зверкова, В.М. Ирюшкина, В.В. Киселева, И.Д. Куликова, А.Г. Николаева, М.И. Сысоева, Б.Г. Силина, В.В. Фролова, С.Г. Цыпина, Р.Б. Шарафутдинова, В.В. Шидловского.
В процессе разработки Правил рассмотрены и учтены замечания Минатома РФ, ФУМБЭП Минздрава России, ГНЦ ФЭИ, РНЦ "Курчатовский Институт", НИКИЭТ, ВНИПИЭТ, Сибирского химического комбината, ПО "Маяк".

1. НАЗНАЧЕНИЕ И ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ ДОКУМЕНТА

1.1. Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации промышленных реакторов регламентируют общие принципы и требования к обеспечению безопасности при выводе из эксплуатации промышленных реакторов, требования к обеспечению безопасности, реализуемые при подготовке к выводу из эксплуатации промышленных реакторов и на стадии проектирования вывода из эксплуатации промышленных реакторов, а также требования к обеспечению безопасности, реализуемые при выводе из эксплуатации промышленных реакторов.
1.2. Настоящие Правила распространяются на вывод из эксплуатации проектируемых, сооружаемых, эксплуатируемых и остановленных промышленных реакторов - ядерных установок, предназначенных для промышленного производства в полях нейтронного и других видов облучения новых ядерных материалов и радиоактивных веществ (далее - ПР), независимо от их типа и проектного назначения.
1.3. Сроки и объем приведения ПР в соответствие с настоящими Правилами определяются в каждом конкретном случае в порядке, установленном для лицензирования деятельности по эксплуатации ПР и выводу из эксплуатации ПР.

2. ОБЩИЕ ПРИНЦИПЫ И ТРЕБОВАНИЯ К ОБЕСПЕЧЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ
ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ПРОМЫШЛЕННЫХ РЕАКТОРОВ

2.1. Любая деятельность по выводу из эксплуатации ПР должна осуществляться при соблюдении требований к обеспечению безопасности работников (персонала), населения и окружающей среды.
2.2. Вывод из эксплуатации ПР должен осуществляться в соответствии с принципом оптимизации, то есть должно быть обеспечено снижение уровней дозовых нагрузок на работников (персонал), а также уровней выбросов и содержания радиоактивных веществ в окружающей среде до разумно достижимых минимальных уровней с учетом влияния социальных и экономических факторов.
2.3. Критерии безопасности при выводе из эксплуатации ПР устанавливаются федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии. При проведении анализа и оценки безопасности вывода из эксплуатации ПР могут быть использованы рекомендации МАГАТЭ и других международных организаций.
2.4. Эксплуатирующая организация обеспечивает безопасность вывода из эксплуатации ПР и несет за нее полную ответственность, включая меры по предотвращению аварий и снижению их последствий, учет, контроль и физическую защиту ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов, охрану окружающей среды и контроль за ее состоянием в пределах площадки размещения ПР и санитарно-защитной зоны.
2.5. Технические и организационные решения, принимаемые для обеспечения безопасности вывода из эксплуатации ПР, должны быть апробированы прежним опытом или испытаниями, необходимыми исследованиями или опытом ведения работ на прототипах и соответствовать федеральным нормам и правилам в области использования атомной энергии и другим нормативным документам, обоснованность применения которых для конкретных видов деятельности при выводе из эксплуатации ПР должна подтверждаться Госатомнадзором России при лицензировании.
При отсутствии необходимых нормативных документов предлагаемые конкретные технические решения обосновываются и устанавливаются разработчиком. Приемлемость таких решений подтверждается Госатомнадзором России.
2.6. После принятия решения об останове ПР и до получения лицензии на вывод из эксплуатации ПР эксплуатирующая организация создает структурные подразделения для осуществления непосредственно на площадке размещения ПР деятельности по обеспечению безопасности при выводе из эксплуатации ПР, наделяя их необходимыми правами, финансовыми средствами, материальными и людскими ресурсами, и возлагает на них ответственность за эту деятельность, а также осуществляет контроль этой деятельности.
2.7. Работы по выводу из эксплуатации ПР выполняются после получения эксплуатирующей организацией лицензии Госатомнадзора России на вывод из эксплуатации ПР.

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, замене 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 сохраняйте 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.
3.9. На основе материалов комплексного обследования эксплуатирующая организация обеспечивает разработку программы вывода из эксплуатации ПР, проекта вывода из эксплуатации и отчета по обоснованию безопасности вывода из эксплуатации ПР.
3.10. По результатам комплексного обследования эксплуатирующая организация оформляет уточненный санитарный паспорт остановленного ПР, содержащий основные радиационные характеристики ПР и площадки его размещения, определяющие уровень радиационного воздействия ПР на работников (персонал), население и окружающую среду.
3.11. С целью планирования и осуществления организационно-технической деятельности по выводу из эксплуатации ПР эксплуатирующая организация разрабатывает программу обеспечения качества, в которой должны быть отражены:
- процедуры работ, осуществляемых на плановой основе в соответствии с общим порядком организационно-технической деятельности;
- система контроля качества, включающая:
создание и аттестацию подразделений (организаций), выполняющих контроль качества работ, изделий и услуг;
процедуры контроля выполнения работ, осуществляемых на этапах вывода из эксплуатации ПР, а также контроля качества изделий и услуг;
порядок отчетности о результатах выполнения процедур контроля;
метрологическое обеспечение;
система сбора и обработки данных о нарушениях и причинах их возникновения;
другие вопросы организации обеспечения качества работ.
3.12. Программа вывода из эксплуатации ПР должна содержать концепцию выбранного варианта вывода из эксплуатации ПР и ее обоснование, в том числе:
- краткое описание и обоснование выбранного варианта вывода из эксплуатации ПР;
- основные этапы работ по выводу из эксплуатации ПР и их ориентировочную продолжительность;
- краткую характеристику этапов работ по выводу из эксплуатации ПР;
- принципы обеспечения безопасности вывода из эксплуатации ПР на каждом из этапов;
- краткое описание и обоснование мер безопасности на каждом из этапов вывода из эксплуатации ПР, включая краткое описание и обоснование последовательности нарушения целостности защитных барьеров;
- краткое описание конечных состояний выводимого из эксплуатации ПР при завершении работ по каждому из этапов вывода из эксплуатации ПР;
- критерии достижения требуемого уровня безопасности ПР при завершении работ по каждому из этапов вывода из эксплуатации ПР.

4. ТРЕБОВАНИЯ К ОБЕСПЕЧЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ, РЕАЛИЗУЕМЫЕ
НА СТАДИИ ПРОЕКТИРОВАНИЯ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ
ПРОМЫШЛЕННЫХ РЕАКТОРОВ

4.1. Проект вывода из эксплуатации ПР должен предусматривать:
4.1.1. Безопасное обращение со всеми видами отходов, в том числе:
- сортировку радиоактивных отходов от нерадиоактивных отходов;
- представительный отбор проб и радиационный контроль на всех стадиях обращения с радиоактивными и нерадиоактивными отходами;
- переработку и кондиционирование жидких и твердых отходов;
- очистку газообразных радиоактивных отходов;
- обеспечение пожаро- и взрывобезопасности;
- обеспечение сбора и временного хранения радиоактивных некондиционированных и кондиционированных радиоактивных отходов;
- упаковку кондиционированных радиоактивных отходов и транспортирование их на захоронение;
- обеспечение сбора и временного хранения нерадиоактивных отходов;
- системы учета радиоактивных и нерадиоактивных отходов, наличие сопроводительной документации, содержащей характеристики отходов, при их транспортно-технологических перемещениях, транспортировании и временном хранении;
- транспортирование радиоактивных отходов по специальным маршрутам с использованием защитных контейнеров.
4.1.2. Физическую защиту, учет и контроль ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов.
4.1.3. Дозиметрический контроль работников (персонала) ПР.
4.1.4. Контроль радиационной обстановки на ПР и в окружающей среде с учетом специфики выполняемых работ.
4.1.5. Объем радиационного контроля на ПР и площадке его размещения, обеспечивающий своевременное обнаружение изменения радиационной обстановки, проведение анализа причин ухудшения радиационной обстановки в сравнении с исходным после удаления ядерного топлива состоянием остановленного ПР, а также проведение оценок уровня облучения работников (персонала) и выбора решений о локализации радиоактивного загрязнения.
4.1.6. Оптимальное планирование последовательности работ с учетом обеспечения безопасности вывода из эксплуатации ПР.
4.1.7. Системы вентиляции и спецгазоочистки, обеспечивающие поддержание в требуемых пределах чистоты воздуха рабочей зоны, предотвращение загрязнения радиоактивными веществами помещений ПР и окружающей среды.
4.2. Проект вывода из эксплуатации ПР должен содержать описание и обоснование:
4.2.1. Последовательности нарушения целостности защитных барьеров ПР, в том числе:
- последовательности демонтажа систем, оборудования и трубопроводов, а также технологий выполнения указанных работ;
- сооружения в случае необходимости дополнительных защитных барьеров и (или) повышения эффективности и надежности существующих защитных барьеров ПР, в случае если последние не в полной мере удовлетворяют целям проекта вывода из эксплуатации ПР.
4.2.2. Методов и средств, используемых для дезактивации оборудования, систем и помещений ПР, и их эффективности.
4.2.3. Методов и средств радиационного контроля и регистрации образующихся в ходе демонтажа оборудования, систем и строительных конструкций ПР отходов и методов их разделения на радиоактивные и нерадиоактивные отходы.
4.2.4. Методов и средств обращения с радиоактивными отходами, включая их сбор, сортировку, переработку, кондиционирование, хранение, транспортирование, учет и контроль.
4.2.5. Границ зон и сроков возможной консервации и расконсервации оборудования ПР, а также технологии, методов, средств и объема контроля консервации и расконсервации ПР.
4.2.6. Границ зон возможного захоронения оборудования и защитных барьеров, а также объема, методов и средств контроля за состоянием зон захоронения оборудования и окружающей среды.
4.2.7. Методов и средств защиты от внешних воздействий и несанкционированного доступа.
4.2.8. Методов и средств фрагментации крупногабаритного реакторного оборудования и обращения с ним.
4.2.9. Методов и средств обращения с графитовой кладкой, в том числе при наличии в кладке просыпей ядерного топлива уран-графитового ПР.
4.3. Проект должен содержать количественные оценки объемов и характеристик радиоактивных и нерадиоактивных отходов, образующихся в ходе вывода из эксплуатации ПР.
4.4. В материалах проекта разрабатываются предложения по установлению предельных значений выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду.
Проектные значения выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду устанавливаются органами санитарно-эпидемиологического надзора по согласованию с природоохранными органами.
4.5. В составе проекта вывода из эксплуатации ПР должен быть разработан отчет по обоснованию безопасности вывода из эксплуатации ПР. Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности вывода из эксплуатации ПР приведены в Приложении (рекомендуемом).

Новости