ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ,
ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ
И АТОМНОМУ НАДЗОРУ
ПРИКАЗ
от 30 июня 2011 г. N 334
ОБ УТВЕРЖДЕНИИ ПОЛОЖЕНИЯ О СТРУКТУРЕ И СОДЕРЖАНИИ
ПРИНЦИПИАЛЬНОЙ ПРОГРАММЫ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ
В целях реализации
полномочий, установленных Положением о Федеральной службе по экологическому,
технологическому и атомному надзору, утвержденным Постановлением Правительства
Российской Федерации от 30 июля 2004 г. N 401, приказываю:
Утвердить
прилагаемое Положение о структуре и содержании Принципиальной программы вывода из
эксплуатации исследовательской ядерной установки.
Руководитель
Н.Г.КУТЬИН
Утверждено
Приказом Федеральной
службы по экологическому,
технологическому
и атомному надзору
от 30 июня 2011 г.
N 334
ПОЛОЖЕНИЕ
О СТРУКТУРЕ И СОДЕРЖАНИИ ПРИНЦИПИАЛЬНОЙ ПРОГРАММЫ
ВЫВОДА
ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ
I. Общие
положения
1. Положение о
структуре и содержании Принципиальной программы вывода из эксплуатации
исследовательской ядерной установки (далее - Положение) входит в число
руководств по безопасности, носит рекомендательный характер и не является
нормативным правовым актом.
2. Настоящее
Положение содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому,
технологическому и атомному надзору к планированию организационно-технических
мероприятий, направленных на обеспечение безопасного проведения работ,
выполняемых на основании лицензии на вывод из эксплуатации исследовательской
ядерной установки (далее - ВЭ ИЯУ).
3. Рекомендации
настоящего Положения, относящиеся к структуре Принципиальной программы ВЭ ИЯУ
(далее - Программы ВЭ ИЯУ), распространяются на все выводимые из эксплуатации
исследовательские ядерные установки (далее - ИЯУ) независимо от их типа и
потенциальной радиационной опасности предстоящих работ.
4. Рекомендации
настоящего Положения, касающиеся перечня и детализации планируемых
организационно-технических мероприятий по ВЭ ИЯУ, целесообразно использовать с
учетом специфики конкретной ИЯУ и потенциальной радиационной опасности
предстоящих работ.
II. Рекомендуемые структура и содержание
Принципиальной
программы вывода из эксплуатации
исследовательской
ядерной установки
5. В главе
"Введение" рекомендуется привести перечень правовых актов,
организационно-распорядительных документов и положений эксплуатирующей
организации, определяющих необходимость разработки Программы ВЭ ИЯУ, а также
назначение и цели Программы ВЭ ИЯУ. Целесообразно указать, что одной из целей
Программы ВЭ ИЯУ является разработка перечня мероприятий и работ с
установленными сроками и очередностью, обеспечивающих безопасный
ВЭ ИЯУ, и что Программа ВЭ ИЯУ является основой для разработки проекта ВЭ ИЯУ.
6. В главе
"Основания для вывода из эксплуатации исследовательской ядерной
установки" рекомендуется указать причину и цель ВЭ ИЯУ и дать ссылку на
решение о ВЭ ИЯУ федерального органа исполнительной власти, осуществляющего
управление использованием атомной энергии.
7. В главе
"Описание и обоснование принятого варианта вывода из эксплуатации
исследовательской ядерной установки" рекомендуется привести описание и
краткое обоснование:
1) принятого
варианта ВЭ ИЯУ;
2) основных этапов
работ по ВЭ ИЯУ с указанием ориентировочной продолжительности каждого этапа и
всего комплекса работ;
3)
мероприятия, исключающие влияние выводимой из эксплуатации ИЯУ на безопасность
других ИЯУ, расположенных на смежных площадках;
4) конечного
состояния ИЯУ после ее вывода из эксплуатации и предполагаемого сценария
использования площадки ИЯУ в будущем.
8. В главе "Исходные данные для разработки Принципиальной
программы вывода из эксплуатации исследовательской ядерной установки"
рекомендуется привести используемые при разработке Программы ВЭ ИЯУ федеральные
нормы и правила в области использования атомной энергии и другие правовые акты,
указать проектную, конструкторскую и эксплуатационную документацию, информацию
из базы данных и учтенных записей, касающихся истории эксплуатации реактора, а также
документы, содержащие результаты обследований оборудования, строительных
конструкций, зданий, сооружений и площадки ИЯУ.
8.1. В главе
"Основные характеристики ИЯУ" рекомендуется привести следующую
информацию.
8.1.1. Исходя из
проекта и эксплуатационной документации ИЯУ, целесообразно привести:
основные
проектно-конструкторские и эксплуатационные характеристики ИЯУ, оказывающие
влияние на ВЭ ИЯУ, а также краткие сведения об истории эксплуатации ИЯУ,
сведения об авариях, приведших к загрязнению радиоактивными веществами
технологического оборудования, помещений ИЯУ и ее площадки;
сведения о замене
основного реакторного и технологического оборудования, о материалах, облучаемых
нейтронами или работающих в контакте с радиоактивными технологическими средами;
сведения об имевших
место уровнях выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду;
поэтажный план
здания и размещение ИЯУ относительно других основных технологических помещений
и других ядерных установок, если они имеются в здании;
перечень помещений,
зданий и сооружений, где будут проводиться работы по ВЭ ИЯУ;
данные об имеющихся
на площадке ИЯУ ядерных материалах, радиоактивных веществах, радиоактивных
отходах (далее - РАО) и закрытых радиационных источниках.
8.1.2.
Целесообразно привести основные параметры и характеристики конструкций, систем
и оборудования ИЯУ (в том числе экспериментальных устройств), подлежащих
демонтажу или влияющих на обеспечение безопасности работ при ВЭ ИЯУ, указать
используемые в проекте ИЯУ технические решения, направленные на обеспечение
безопасности при ВЭ ИЯУ.
8.1.3. Для
конструкций, систем и оборудования ИЯУ, подлежащих демонтажу, целесообразно
привести условия, которые рекомендуется выполнить на момент начала работ по
демонтажу, а также специфику предстоящих работ (необходимость дезактивации,
наличие специальных устройств и приспособлений, демонтажных проемов в
строительных конструкциях, готовность специальных участков для временного
хранения демонтированного оборудования).
8.1.4.
Целесообразно представить перечень уже существующих систем и оборудования,
важных для обеспечения безопасности при ВЭ ИЯУ, обосновать необходимость их
модернизации, а также привести перечень новых систем и оборудования,
необходимых для обеспечения безопасности работ.
8.2. В главе
"Текущее состояние ИЯУ" рекомендуется использовать информацию,
полученную при комплексном инженерном и радиационном обследовании (далее -
КИРО) ИЯУ, результаты работ, выполненных после проведения КИРО, а также работ,
которые планируется завершить при эксплуатации ИЯУ в режиме окончательного
останова.
8.2.1. В пункте
"Системы, важные для обеспечения безопасности" рекомендуется привести
информацию о состоянии систем, влияющих на ядерную и радиационную безопасность
ИЯУ в текущий момент и на момент окончания режима окончательного останова, в
том числе на состояние активной зоны, первого контура реактора, вентиляции,
системы радиационного контроля.
8.2.2. В пункте
"Радиационная обстановка" рекомендуется привести оформленные в виде
картограмм и таблиц данные по радиационной обстановке на площадке ИЯУ, в
зданиях и помещениях, где предполагается проведение демонтажных работ и где
возможно внешнее или внутреннее облучение персонала или выход радиоактивности в
окружающую среду. Указанную информацию рекомендуется дать в объеме, достаточном
для оценки доз персонала при ВЭ ИЯУ.
8.2.3. В пункте
"Радиоактивные отходы" рекомендуется привести характеристики (объем,
агрегатное состояние и нуклидный состав) имеющихся на
площадке ИЯУ РАО, а также характеристики ожидаемых при ВЭ ИЯУ РАО, указать
используемые и предполагаемые к использованию технологии обращения с РАО,
порядок учета и контроля РАО.
8.2.4. В пункте
"Эксплуатационная документация" рекомендуется указать имеющуюся эксплуатационную
документацию, которую можно использовать при ВЭ ИЯУ, и эксплуатационную
документацию, которую предполагается разработать после разработки проекта ВЭ
ИЯУ.
8.2.5. В пункте
"Научно-исследовательские, конструкторские и проектные работы"
рекомендуется привести информацию по научно- исследовательским и
опытно-конструкторским работам, которые были выполнены или выполняются в
обеспечение безопасности работ при ВЭ ИЯУ, и указать предполагаемые сроки
начала и окончания разработки проекта ВЭ ИЯУ.
9. В главе
"Планирование работ по выводу из эксплуатации исследовательской ядерной
установки", исходя из принятого варианта ВЭ ИЯУ и предполагаемого сценария
последующего использования площадки ИЯУ, рекомендуется привести весь перечень
основных взаимоувязанных работ по ВЭ ИЯУ.
9.1. Весь комплекс
работ по ВЭ ИЯУ целесообразно представить в виде отдельных этапов, включающих
выполнение работ в конкретном помещении (здании) ИЯУ или объединенных
технологией, или проводимых одновременно в разных помещениях (зданиях).
9.2. В составе
работ по ВЭ ИЯУ целесообразно предусмотреть следующие этапы:
1) выгрузка из
активной зоны и удаление ядерного топлива и других ядерных материалов с
площадки ИЯУ с использованием мер безопасности, определенных инструкциями и
положениями по ядерной безопасности (если эти работы не были выполнены ранее в
режиме окончательного останова в соответствии с технологией, установленной в
проекте ИЯУ);
2) демонтаж
нерадиоактивного оборудования, не используемого в работах по ВЭ ИЯУ;
3) демонтаж
оборудования, которое по удельной активности может быть отнесено к низкоактивным или среднеактивным
РАО;
4) обеспечение
условий безопасной выдержки под наблюдением оборудования, которое по удельной
активности может быть отнесено к высокоактивным РАО;
5) дезактивация оборудования,
помещений и зданий после завершения или в процессе проведения демонтажных
работ;
6) проведение
заключительного радиационного обследования площадки ИЯУ;
7) снятие площадки
ИЯУ с государственного надзора.
9.3. Для каждого из
этапов работ по ВЭ ИЯУ рекомендуется определить:
1) условия,
выполнение которых необходимо для начала данного этапа работ;
2) меры по
обеспечению ядерной безопасности (для этапа работ, связанных с ядерными
материалами), радиационной и технической безопасности;
3) технологию, технические
средства, оборудование и эксплуатационную документацию, используемые при
проведении работ;
4) численный состав
и квалификацию персонала, необходимость обучения и стажировки персонала;
5) прогнозируемые
дозы облучения персонала, характеристики и ожидаемое количество радионуклидов,
поступающих в окружающую среду;
6) характеристики и
ожидаемое количество материалов неограниченного использования, материалов
ограниченного использования и РАО;
7) организацию
работ, в том числе необходимость оформления сменных заданий, нарядов-допусков
на работы с повышенной опасностью;
8) порядок
оформления результатов работ по завершению этапа.