— Все документы — Нормативные документы по надзору в области строительства — Нормативные документы по атомному надзору — НП 028-01 ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

НП 028-01 ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

НП 028-01 ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности

(Госатомнадзор России)

Федеральные нормы и правила

в области использования атомной энергии

Утверждены
постановлением
Госатомнадзора России
от 30 марта 2001 г. № 4

Правила обеспечения безопасности при выводе из
эксплуатации исследовательских ядерных установок

НП-028-01

Введены в действие

с 1 октября 2001 г.

Москва 2001

 

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

Правила 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, СИ. Морозова, Р. В. Никольского, В.В. Парамонова, М.И. Сысоева, И. И. Титаева.

Правила выпускаются впервые.

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 ящерной 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;

▪ результаты наблюдения за радиационной обстановкой в местах размещения РАО.

4. Подготовка к выводу из эксплуатации ИЯУ

4.1. После принятия федеральным органом исполнительной власти, осуществляющим управление использованием атомной энергии, решения о выводе из эксплуатации ИЯУ эксплуатирующая организация должна провести следующие организационно-технические мероприятия по обеспечению безопасности при выводе из эксплуатации ИЯУ:

▪ удалить с площадки ИЯУ ядерные материалы, нейтронные и другие источники ионизирующего излучения, используемые при экспериментальных исследованиях, и передать их в установленном порядке в централизованное хранилище, или на переработку, или для использования на других ИЯУ;

▪ удалить из оборудования и технологических систем ИЯУ все радиоактивные рабочие среды, провести дезактивацию оборудования, систем и строительных конструкций установки по технологии, определенной проектом ИЯУ, переработать и (или) удалить с площадки ИЯУ РАО, накопленные при эксплуатации;

▪ удалить из помещений ИЯУ все пожаро - и взрывоопасные вещества, токсические вещества, которые не предполагается использовать в последующих работах;

▪ провести комплексное инженерное и радиационное обследование ИЯУ;

▪ разработать и согласовать с органом управления использованием атомной энергии Принципиальную программу вывода из эксплуатации ИЯУ;

▪ обеспечить разработку проекта вывода из эксплуатации ИЯУ и отчета по обоснованию безопасности вывода из эксплуатации ИЯУ (далее - ООБВЭ ИЯУ).

4.2. Программой комплексного инженерного и радиационного обследования ИЯУ должно быть предусмотрено получение уточняющей информации для разработки Принципиальной программы вывода из эксплуатации ИЯУ и проекта вывода из эксплуатации ИЯУ, включающей:

▪ оценку фактического состояния и остаточного ресурса строительных конструкций ИЯУ на период проведения обследования;

▪ оценку работоспособности и надежности сооружений, оборудования и систем, необходимых для выполнения работ по выводу из эксплуатации ИЯУ;

▪ результаты детального обследования радиационного состояния территории площадки ИЯУ, сооружений, оборудования и систем, зданий и помещений, в том числе данные об уровнях поверхностных и глубинных загрязнений РВ и уровнях наведенной активности конструкционных и защитных материалов, о радионуклидах, определяющих дозовые нагрузки для работников (персонала) при выполнении демонтажных работ;

▪ данные об объемах, агрегатном состоянии и нуклидном составе РАО, накопленных за период эксплуатации ИЯУ;

▪ данные о заполнении имеющихся на площадке ИЯУ хранилищах РАО;

▪ результаты оценки ожидаемого количества (объема) РАО при выводе из эксплуатации ИЯУ;

▪ отбор и анализ проб с целью определения состава и возможных зон локализации продуктов деления и ядерных материалов в петле (экспериментальной ампуле) материаловедческого реактора и в контуре реактора с циркулирующим растворным топливом;

▪ определение наличия поверхностных загрязнений помещений и оборудования альфа-излучателями на ИЯУ, использующих, например, ядерное топливо на основе плутония;

▪ определение наличия поверхностных загрязнений полонием и наличия в воздухе полоний содержащих аэрозолей при выполнении работ по демонтажу ИЯУ со свинцово-висмутовым теплоносителем;

▪ определение других факторов, влияющих на безопасность работ при выводе из эксплуатации ИЯУ.

Результаты комплексного инженерного и радиационного обследования ИЯУ должны быть оформлены отчетом и введены в базу данных.

4.3. Принципиальная программа вывода из эксплуатации ИЯУ должна разрабатываться с учетом возможных вариантов вывода из эксплуатации ИЯУ.

4.4. Принципиальная программа вывода из эксплуатации ИЯУ должна содержать:

▪ краткое описание принятого варианта вывода из эксплуатации ИЯУ и основных организационно-технических мероприятий по его реализации;

▪ предложения по обращению с РАО, образующимися при выводе из эксплуатации ИЯУ, и последующему использованию высвобождающихся материалов и их радиационному контролю;

▪ перечень помещений, зданий и сооружений, где будут проводиться работы по выводу из эксплуатации ИЯУ, с указанием ожидаемой в них радиационной обстановки на начало производства работ по выводу из эксплуатации ИЯУ и их состояния после окончания этих работ;

▪ мероприятия по подготовке работников (персонала);

▪ мероприятия, исключающие влияние выводимой из эксплуатации ИЯУ на безопасность других ИЯУ, расположенных на смежных площадках;

▪ план-график подготовки и производства работ по выводу из эксплуатации ИЯУ, определяющий ориентировочную продолжительность каждого из этапов работ.

4.5. Принципиальная программа вывода из эксплуатации ИЯУ подлежит корректировке в случае, если результаты последующих инженерно-технических обследований зданий, оборудования и строительных конструкций и (или) сложившаяся радиационная обстановка на ИЯУ не подтверждают возможность безопасного и своевременного выполнения всего объема работ, предусмотренного этой программой.

4.6. Проект вывода из эксплуатации ИЯУ должен предусматривать:

▪ перечень систем, важных для безопасности, который должен включать системы жизнеобеспечения (энергоснабжение, вентиляцию и т.п.), емкости и контейнеры для сбора (хранения) РАО, систему радиационного контроля и аварийного оповещения работников (персонала) и населения;

▪ зонирование помещений (зданий) на площадке ИЯУ на период выполнения работ по выводу из эксплуатации ИЯУ;

▪ объем доработки и доукомплектации с учетом условий и специфики предстоящих работ систем и оборудования, необходимых для выполнения работ по выводу из эксплуатации ИЯУ;

▪ проектирование, конструирование и сооружение дополнительных систем и оборудования, например, дополнительных систем спецканализации, вентиляции, пылеподавления, местный отсос воздуха с очисткой на аэрозольных фильтрах;

▪ контроль за состоянием целостности физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и РВ;

▪ порядок проверки работоспособности и испытания на соответствие проектным показателям систем, важных для безопасности;

▪ объем, способы и технические средства радиационного и дозиметрического контроля;

- мероприятия по обеспечению безопасности при выполнении демонтажных работ;

▪ режимы работы систем вентиляции и спецканализации;

▪ перечень и оценки объемов материалов повторного использования, предполагаемый порядок их передачи в дальнейшее хозяйственное использование;

▪ ожидаемые количества (объемы) жидких и твердых РАО, их активность и характерный радионуклидный состав;

▪ мероприятия по учету, контролю, хранению и физической защите РВ и РАО, переработке и захоронению РАО;

▪ организационную структуру эксплуатирующей организации на период выполнения работ по выводу из эксплуатации ИЯУ.

4.7. В случае опасности переоблучения работников (персонала) при выполнении демонтажных работ проектом вывода их эксплуатации исследовательского реактора должно предусматриваться использование дистанционно управляемой техники.

4.8. Допускается не разрабатывать проект вывода из эксплуатации критических стендов и подкритических стендов в случае незначительной радиационной опасности предстоящих работ, что должно быть обосновано в ООБВЭ ИЯУ.

4.9. ООБВЭ ИЯУ должен разрабатываться на основе проекта ИЯУ, Принципиальной программы вывода из эксплуатации ИЯУ и проекта вывода из эксплуатации ИЯУ. Основные требования к ООБВЭ ИЯУ приведены в приложении.

5. Вывод из эксплуатации ИЯУ


Возврат к списку
(Нет голосов)

Комментарии (0)


Чтобы оставить комментарий вам необходимо авторизоваться
Самые популярные документы
Новости
Все новости