III. Требования к обеспечению безопасности при выводе из эксплуатации исследовательской ядерной установки, реализуемые на этапах размещения, проектирования, сооружения и эксплуатации

III. Требования к обеспечению безопасности при выводе

из эксплуатации исследовательской ядерной установки,

реализуемые на этапах размещения, проектирования,

сооружения и эксплуатации

10. На этапе размещения ИЯУ должна оцениваться пригодность площадки ИЯУ для осуществления в будущем деятельности по ВЭ ИЯУ. В ООБ ИЯУ должно быть показано, что при обосновании возможности размещения ИЯУ, проведенном по результатам анализа характеристик площадки ИЯУ и внешних воздействий природного и техногенного характера, учитывались работы по ВЭ ИЯУ.

11. На этапе размещения ИЯУ следует провести радиационное обследование площадки ИЯУ и обеспечить последующее использование полученной информации для обоснования достижения планируемого конечного состояния площадки ИЯУ после завершения работ по ВЭ ИЯУ.

12. Для действующих ИЯУ концепция ВЭ ИЯУ должна разрабатываться с учетом характеристик площадки ИЯУ, наличия путей и средств транспортирования РАО с площадки ИЯУ на хранение и (или) захоронение, наличия мест хранения РАО, которые будут образовываться при ВЭ ИЯУ.

13. Проектом ИЯУ в составе технических решений, направленных на обеспечение безопасности при ВЭ ИЯУ, должно быть предусмотрено использование при изготовлении оборудования, конструкций и радиационной защиты ИЯУ материалов, которые при выполнении возложенных на них функций обеспечивают:

наименьшие уровни активации при эксплуатации;

возможность использования образцов-свидетелей с целью оценки радиационной нагрузки на корпус, внутрикорпусные устройства активной зоны и оборудование;

возможность использования для покрытия бетонных конструкций в радиационно-опасных помещениях влагостойких материалов с малой сорбционной способностью, допускающих проведение дезактивации;

радиационную безопасность при ВЭ ИЯУ.

14. В проекте ИЯУ должны быть приведены предварительные технические решения и оценки, касающиеся:

перечня систем и оборудования, необходимых для выполнения работ по ВЭ ИЯУ;

технологий, приемлемых для дезактивации и демонтажа оборудования и конструкций ИЯУ при ВЭ ИЯУ;

количества (объема) и активности РАО, образующихся при ВЭ ИЯУ;

порядка формирования, ведения и использования базы данных по ВЭ ИЯУ;

радиационной обстановки на площадке ИЯУ после окончания эксплуатации ИЯУ.

15. На этапе сооружения исследовательского реактора эксплуатирующая организация должна обеспечить сбор и систематизацию данных о химическом составе материалов оборудования, конструкций и радиационной защиты реактора с целью обеспечения возможности оценки наведенной активности при эксплуатации.

16. На этапе эксплуатации ИЯУ эксплуатирующая организация должна дополнять базу данных по ВЭ ИЯУ и, по мере необходимости, но не реже одного раза в десять лет, уточнять представленную в ООБ ИЯУ концепцию ВЭ ИЯУ с учетом опыта эксплуатации ИЯУ.

17. На этапе эксплуатации ИЯУ в режиме окончательного останова эксплуатирующая организация должна по технологии, определенной в проекте ИЯУ, удалить с площадки ИЯУ отработавшее ядерное топливо (далее - ОЯТ) и (или) ядерные материалы (далее - ЯМ), радиоактивные технологические среды из оборудования, систем и помещений ИЯУ, провести комплексное инженерно-радиационное обследование (далее - КИРО).

18. В случае невозможности удаления части ЯМ с площадки ИЯУ по технологии, определенной в проекте ИЯУ, без проведения дополнительных демонтажных работ и при условии, что суммарная масса плутония, нуклидов уран-233 и уран-235 не превышает 300 г., вышеуказанные работы допускается выполнять в соответствии с проектной документацией ВЭ ИЯУ.