НП-057-04
ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА
В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ
ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА
Дата введения 2005-06-06
Настоящие федеральные нормы и правила "Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла" устанавливают требования к обеспечению безопасности при выводе из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла (ЯУ ЯТЦ), к программе их вывода из эксплуатации, комплексному инженерному и радиационному обследованию ЯУ ЯТЦ, а также к проекту вывода из эксплуатации ЯУ ЯТЦ.
Распространяются на проектируемые, сооружаемые, эксплуатируемые и выводимые из эксплуатации ядерные установки ядерного топливного цикла.
Выпускаются впервые*.
________________
* Разработаны при участии Б.В.Гусакова (ФГУП "ГИ "ВНИПИЭТ"), В.М.Ирюшкина, А.И.Кислова (Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору), Е.Г.Кудрявцева (Федеральное агентство по атомной энергии), В.В.Фролова (ФГУП "ГНЦ РФ-ФЭИ"), Р.Б.Шарафутдинова, С.Г.Цыпина (НТЦ ЯРБ).
При разработке рассмотрены и учтены предложения: Федерального агентства по атомной энергии, ФГУП "ГИ "ВНИПИЭТ", ФГУП "ГХК", ФГУП "ПО "Маяк", ОАО "ТВЭЛ", ФГУП "ГНЦ РФ-ФЭИ", ФГУП "ГНЦ РФ НИИАР" и др.
Разработаны на основании нормативных правовых актов Российской Федерации, Объединенной конвенции о безопасности обращения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами, федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, а также рекомендаций МАГАТЭ серии изданий по безопасности N WS-G-2.4 "Вывод из эксплуатации установок ядерного топливного цикла".
Нормативный документ прошел правовую экспертизу Минюста России (письмо Минюста России от 18 февраля 2005 г. N 07/1206-ВЯ).
Перечень сокращений
КИРО | - комплексное инженерное и радиационное обследование |
РАО | - радиоактивные отходы |
РВ | - радиоактивные вещества |
ЯУ ЯТЦ | - ядерная установка ядерного топливного цикла |
1. Основные термины и определения
В целях настоящего документа используются следующие термины и определения:
Вывод из эксплуатации ядерной установки ядерного топливного цикла - деятельность, осуществляемая после прекращения эксплуатации ядерной установки ядерного топливного цикла, исключающая ее использование по проектному назначению и направленная на обеспечение безопасности работников (персонала), населения и окружающей среды вплоть до освобождения от регламентации норм радиационной безопасности.
Комплексное инженерное и радиационное обследование ядерной установки ядерного топливного цикла - комплекс организационных и технических мероприятий, необходимых для получения исходных данных для разработки проекта вывода из эксплуатации ядерной установки ядерного топливного цикла.
Ядерная установка ядерного топливного цикла - сооружение, комплекс, установка с ядерными материалами, за исключением промышленного реактора, исследовательской ядерной установки, критического или подкритического стенда, предназначенные для производства ядерных материалов и ядерного топлива, конверсии оружейных материалов (урана и плутония), изготовления смешанного уран-плутониевого топлива, гидрометаллургической переработки, аффинажа, сублиматного производства, металлургического производства, разделения изотопов урана и переработки отработавшего ядерного топлива.
2. Назначение и область применения
2.1. Настоящий документ "Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла" разработан на основании федеральных законов "Об использовании атомной энергии"*, "О радиационной безопасности населения"** и федеральных норм и правил в области использования атомной энергии.
________________
* Федеральный закон от 21.11.1995 г. N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии", Собрание законодательства Российской Федерации, 1995 г. N 48, ст.4552 с изменениями, внесенными от 10.02.1997 г. N 28-ФЗ, Собрание законодательства Российской Федерации, 1997 г., N 7, ст.808; от 10.07.2001 г. N 94-ФЗ, Собрание законодательства Российской Федерации, 2001 г., N 29, ст.2949; от 28.03.2002 г. N 33-ФЗ, Собрание законодательства Российской Федерации, 2002 г., N 13, ст.1180; от 11.11.2003 N 140-ФЗ, Собрание законодательства Российской Федерации, 2003 г., N 46 (часть I), ст.4436.
** Федеральный закон от 9.01.1996 г. N 3-ФЗ "О радиационной безопасности населения", Собрание законодательства Российской Федерации, 1996 г. N 3, ст.141.
2.2. Настоящий документ устанавливает требования к обеспечению безопасности при выводе из эксплуатации ЯУ ЯТЦ, программе их вывода из эксплуатации, комплексному инженерному и радиационному обследованию ЯУ ЯТЦ, а также к проекту вывода из эксплуатации ЯУ ЯТЦ.
2.3. Настоящий документ распространяется на проектируемые, сооружаемые, эксплуатируемые и выводимые из эксплуатации ЯУ ЯТЦ, за исключением объектов добычи урановых руд.
3. Общие требования к обеспечению безопасности вывода из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла
3.1. Вывод из эксплуатации ЯУ ЯТЦ удовлетворяет требованиям безопасности, если радиационное воздействие на работников (персонал), население и окружающую среду на всех этапах работ по выводу из эксплуатации не приводит к превышению установленных пределов доз облучения работников (персонала) и населения и нормативов выбросов и сбросов радиоактивных веществ.
3.2. Эксплуатирующая организация должна обеспечить безопасность вывода из эксплуатации ЯУ ЯТЦ, включая разработку и реализацию организационных и технических мероприятий по предотвращению аварий и снижению их последствий, по безопасному обращению с радиоактивными веществами и радиоактивными отходами, их учету и контролю, физической защите ЯУ ЯТЦ, РВ и РАО, контролю за состоянием окружающей среды на площадке ЯУ ЯТЦ, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.
3.3. Организационные и технические мероприятия при сооружении и эксплуатации ЯУ ЯТЦ должны проводиться с учетом ее предстоящего вывода из эксплуатации.
3.4. Вывод из эксплуатации ЯУ ЯТЦ должен проводиться в соответствии с программой вывода из эксплуатации и проектом вывода из эксплуатации ЯУ ЯТЦ.
3.5. Радиационная безопасность при выводе из эксплуатации ЯУ ЯТЦ должна обеспечиваться в соответствии с принципами нормирования, обоснования и оптимизации.
Организационные и технические мероприятия, осуществляемые при подготовке к выводу из эксплуатации и выводе из эксплуатации ЯУ ЯТЦ, должны быть направлены на снижение радиационного воздействия на работников (персонал), население и окружающую среду до возможно низких достижимых уровней с учетом социальных и экономических факторов.
3.6. Эксплуатирующая организация должна обеспечить разработку и выполнение программы обеспечения качества при выводе из эксплуатации ЯУ ЯТЦ и контролировать обеспечение качества деятельности организаций, выполняющих работы и (или) предоставляющих услуги эксплуатирующей организации.
4. Требования к обеспечению безопасности вывода из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла, реализуемые при их проектировании, сооружении и эксплуатации
4.1. Проектирование и сооружение ядерных установок ядерного топливного цикла
4.1.1. В проекте сооружаемой ЯУ ЯТЦ должны содержаться положения об обеспечении безопасности вывода из эксплуатации ЯУ ЯТЦ, включая концепцию вывода из эксплуатации, в том числе:
- выбор материалов для изготовления систем (элементов) ЯУ ЯТЦ, обладающих низкой сорбционной способностью по отношению к радионуклидам;
- использование при сооружении ЯУ ЯТЦ строительных конструкций, позволяющих упростить демонтаж систем (элементов) при выводе из эксплуатации ЯУ ЯТЦ;
- возможность демонтажа и удаления крупногабаритных элементов ЯУ ЯТЦ;
- применение конструкции и компоновки систем (элементов) и радиационной защиты, обеспечивающих минимизацию облучения работников (персонала) и их контакта с радиоактивными и токсичными веществами;
- обеспечение несущей способности строительных конструкций зданий и сооружений при эксплуатации и выводе из эксплуатации ЯУ ЯТЦ;
- перечень систем ЯУ ЯТЦ, необходимых для проведения работ по выводу из эксплуатации ЯУ ЯТЦ;
- документирование и хранение информации, требуемой для вывода из эксплуатации ЯУ ЯТЦ.
4.1.2. В проекте сооружаемой ЯУ ЯТЦ должны содержаться положения, направленные на снижение образования РАО до минимального, практически достижимого уровня и обеспечение безопасного обращения с ними, в том числе:
- минимизация поверхностного загрязнения радиоактивными веществами систем (элементов) и конструкций ЯУ ЯТЦ при ее эксплуатации;
- возможность дезактивации помещений, систем (элементов) и конструкций ЯУ ЯТЦ;
- оценка общего количества, вида и активности РАО, образующихся при выводе из эксплуатации ЯУ ЯТЦ;
- возможность извлечения из хранилищ РАО, образующихся при эксплуатации ЯУ ЯТЦ;
- возможность дистанционного обращения с высокоактивными элементами ЯУ ЯТЦ;
- возможность размещения на площадке ЯУ ЯТЦ оборудования и хранилищ, предназначенных для сбора, хранения, переработки и кондиционирования РАО, образующихся при выводе из эксплуатации ЯУ ЯТЦ;
- наличие путей и средств транспортирования РАО с площадки ЯУ ЯТЦ на хранение и (или) захоронение.
4.1.3. Предусматриваемые в проекте сооружаемой ЯУ ЯТЦ организационные и технические мероприятия по обеспечению безопасности при выводе из эксплуатации должны учитывать особенности ЯУ ЯТЦ (размеры площадки, технологическая схема, габариты оборудования, компоновочные решения, характеристики систем (элементов) и конструкций) и возможные варианты вывода из эксплуатации ЯУ ЯТЦ.
4.1.4. В качестве возможных вариантов вывода из эксплуатации ЯУ ЯТЦ рассматриваются:
- демонтаж оборудования и ликвидация ЯУ ЯТЦ;
- демонтаж оборудования, хранение РАО, образующихся при демонтаже оборудования, в хранилище, размещенном на площадке ЯУ ЯТЦ;
- консервация оборудования с последующим его демонтажем и ликвидацией ЯУ ЯТЦ;
- демонтаж оборудования, использование зданий и сооружений ЯУ ЯТЦ по другому назначению;
- захоронение ЯУ ЯТЦ (на месте).
4.2. Эксплуатация ядерных установок ядерного топливного цикла
4.2.1. В период эксплуатации ЯУ ЯТЦ эксплуатирующая организация должна осуществлять документирование и хранение информации, необходимой для вывода из эксплуатации ЯУ ЯТЦ, включая проектную и эксплуатационную документацию, в том числе информацию:
- об изменениях технологических схем, проведенных реконструкциях (модернизациях);
- о радионуклидном составе отложений на внутренних поверхностях трубопроводов и оборудования перед началом работ по выводу из эксплуатации;
- об уровнях загрязнения РВ поверхностей систем (элементов), помещений, площадки ЯУ ЯТЦ перед началом работ по выводу из эксплуатации;
- о количестве и радионуклидном составе накопленных РАО, их характеристиках и местах хранения;
- о вместимости хранилищ РАО и свободных объемах в них;
- об авариях на ЯУ ЯТЦ, приведших к радиоактивному загрязнению систем (элементов), помещений и строительных конструкций и (или) к распространению ядерных материалов в не предусмотренные проектной и эксплуатационной документацией системы (элементы) и помещения.
4.2.2. До истечения назначенного (или 30-летнего) срока эксплуатации ЯУ ЯТЦ эксплуатирующая организация на основе результатов планирования вывода из эксплуатации ЯУ ЯТЦ должна обеспечить разработку программы вывода из эксплуатации. Требования к программе вывода из эксплуатации ЯУ ЯТЦ приведены в приложении 1.
Разработка программы вывода из эксплуатации должна быть завершена до останова ЯУ ЯТЦ для вывода из эксплуатации. При изменении сроков останова и вывода из эксплуатации ЯУ ЯТЦ, а также в случае получения в период эксплуатации ЯУ ЯТЦ дополнительной, влияющей на безопасность вывода из эксплуатации информации, указанная программа должна быть пересмотрена.
4.2.3. В программе вывода из эксплуатации должны быть приведены возможные варианты вывода из эксплуатации ЯУ ЯТЦ, выбор которых должен осуществляться с учетом следующих факторов:
- особенности ЯУ ЯТЦ (технологическая схема, размеры площадки, габариты оборудования, компоновочные решения, характеристики систем (элементов) и конструкций;
- количество находящихся на площадке ЯУ ЯТЦ ядерных материалов и РВ, их форма, агрегатное состояние, удельная (объемная) и суммарная активность;
- обеспечение несущей способности строительных конструкций зданий и сооружений при эксплуатации и выводе из эксплуатации ЯУ ЯТЦ;
- обеспечение ресурса необходимых для вывода из эксплуатации ЯУ ЯТЦ систем (элементов) либо обеспечение возможности их замены после исчерпания ресурса;
- количество накопленных на площадке РАО, их радионуклидный состав, удельная (объемная) и суммарная активность;
- наличие свободных объемов в хранилищах РАО;
- наличие и количество на площадке ЯУ ЯТЦ ядовитых и токсичных веществ;
- наличие и количество на площадке взрыво- и пожароопасных веществ;
- радиационные последствия произошедших аварий при эксплуатации ЯУ ЯТЦ;
