3. Требования к обеспечению безопасности при подготовке к выводу из эксплуатации промышленных реакторов

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.