np-007-98 (НП 007-98)

Документ из полнотекстовой базы данных НТЦ ЯРБ Госатомнадзора России

Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности

(Госатомнадзор России)

ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА В ОБЛАСТИ

ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

УТВЕРЖДЕНЫ

постановлением

Госатомнадзора России

от 31 декабря 1998 г. № 11

ПРАВИЛА

ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ

ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ

ПРОМЫШЛЕННЫХ РЕАКТОРОВ

НП - 007 - 98

ВВЕДЕНЫ в действие

с 1 июля 1999 г.

Москва 1998

УДК 621.039.58

ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ПРОМЫШЛЕННЫХ РЕАКТОРОВ

(НП-007-98)

Госатомнадзор России

Москва, 1998

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”

СОДЕРЖАНИЕ

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, заменах 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 сохраняются 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.