РБ-099-14
РУКОВОДСТВО ПО БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
"РЕКОМЕНДАЦИИ ПО СОСТАВУ И СОДЕРЖАНИЮ ОТЧЕТА ПО ОБОСНОВАНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА"
Дата введения 2014-09-19
Введено в действие с 19 сентября 2014 г.
Настоящее Руководство по безопасности разработано в соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии", в целях содействия соблюдению требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла" (НП-057-04), утвержденных постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 31 декабря 2004 г. N 14.
Руководство по безопасности содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору, касающиеся состава и содержания отчета по обоснованию безопасности при выводе из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла.
Действие настоящего Руководства по безопасности распространяется на вывод из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла.
Выпускается впервые.
________________
Разработано коллективом авторов в составе: Шарафутдинов Р.Б., Бочкарев В.В., Гуськов А.В., Щадилов А.Е. (ФБУ "НТЦ ЯРБ").
I. Общие положения
1. Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендации по составу и содержанию отчета по обоснованию безопасности при выводе из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла" (РБ-099-14) (далее - Руководство по безопасности) разработано в соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии", в целях содействия соблюдению требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла" (НП-057-04), утвержденных постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 31 декабря 2004 г. N 14 (далее - НП-057-04).
2. Настоящее Руководство по безопасности содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору, касающиеся состава и содержания отчета по обоснованию безопасности при выводе из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла.
3. Действие настоящего Руководства по безопасности распространяется на вывод из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла.
4. Настоящее Руководство по безопасности предназначено для применения специалистами эксплуатирующей организации, участвующими в разработке отчета по обоснованию безопасности при выводе из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла.
5. Список использованных сокращений приведен в приложении к настоящему Руководству по безопасности.
II. Структура и содержание отчета по обоснованию безопасности при выводе из эксплуатации ядерной установки ядерного топливного цикла
6. В ООБ ВЭ ЯУ ЯТЦ рекомендуется включать следующие основные разделы:
введение;
техническое состояние и ресурс систем, оборудования, конструкций, зданий и сооружений на начало выполнения и на основных этапах работ по ВЭ ЯУ ЯТЦ;
радиационная безопасность при ВЭ ЯУ ЯТЦ;
безопасность при обращении с РАО и материалами повторного использования при ВЭ ЯУ ЯТЦ;
анализ возможных аварий при ВЭ ЯУ ЯТЦ;
обоснование пожарной безопасности и взрывопожаробезопасности при ВЭ ЯУ ЯТЦ;
организация работ по ВЭ ЯУ ЯТЦ;
физическая защита при ВЭ ЯУ ЯТЦ;
аварийное планирование при ВЭ ЯУ ЯТЦ;
завершение работ по ВЭ ЯУ ЯТЦ.
Далее в настоящем Руководстве по безопасности приведено рекомендуемое содержание разделов ООБ ВЭ ЯУ ЯТЦ.
Введение
7. В данном разделе рекомендуется привести информацию о принятом в соответствии с законодательством Российской Федерации решении о ВЭ ЯУ ЯТЦ.
8. Рекомендуется привести краткие характеристики ЯУ ЯТЦ, остановленной для ВЭ, включая:
назначение ЯУ ЯТЦ;
принципиальную технологическую схему ЯУ ЯТЦ и ее описание;
срок эксплуатации ЯУ ЯТЦ;
категорию по потенциальной радиационной опасности на момент разработки ООБ ВЭ ЯУ ЯТЦ.
9. Рекомендуется привести информацию об истории эксплуатации остановленной для ВЭ ЯУ ЯТЦ, включая краткое описание основных технологических процессов, осуществлявшихся при эксплуатации ЯУ ЯТЦ в режиме нормальной эксплуатации, а также информацию об их прекращении после останова ЯУ ЯТЦ для вывода из эксплуатации, виды выпускавшейся продукции, информацию об имевших место нарушениях в работе ЯУ ЯТЦ, включая аварии, с указанием выходных данных отчетов о проведенных расследованиях нарушений.
10. Рекомендуется привести сведения о качественном и количественном составе РАО, находившихся на площадке ЯУ ЯТЦ на момент окончательного останова ЯУ, а также сведения о выполнении работ по подготовке к ВЭ ЯУ ЯТЦ, включая сведения об обосновании ядерной безопасности при ВЭ ЯУ ЯТЦ, в том числе при проведении дезактивации и обращении с жидкими и твердыми РАО.
11. Рекомендуется привести обобщенные сведения об уровнях загрязнения РВ поверхностей помещений и систем (элементов) до начала работ по ВЭ ЯУ ЯТЦ, сведения о радиоактивном загрязнении грунтовых вод и территории площадки к моменту ВЭ ЯУ ЯТЦ. Информацию рекомендуется представлять с учетом результатов КИРО в объеме, достаточном для обоснования безопасности работ по ВЭ ЯУ ЯТЦ.
12. При описании выбранного варианта ВЭ ЯУ ЯТЦ рекомендуется представить следующие сведения:
основные результаты технико-экономического анализа, проведенного в обоснование выбранного варианта ВЭ ЯУ ЯТЦ;
планируемое конечное состояние площадки ЯУ ЯТЦ после завершения работ по ВЭ ЯУ ЯТЦ;
наименование, последовательность и продолжительность этапов ВЭ ЯУ ЯТЦ;
состояние ЯУ ЯТЦ после завершения работ на каждом из этапов ВЭ ЯУ ЯТЦ;
оценку ресурсов (людских и материально-технических), необходимых для проведения работ на каждом этапе ВЭ ЯУ ЯТЦ;
последовательность демонтажа физических барьеров безопасности на различных этапах ВЭ ЯУ ЯТЦ;
оценки индивидуальных и коллективных доз облучения персонала и населения при ВЭ ЯУ ЯТЦ и сравнение этих оценок с соответствующими дозами облучения, полученными в ходе работ по ВЭ ОИАЭ, завершенных в Российской Федерации или за рубежом;
порядок документирования результатов завершения каждого этапа ВЭ ЯУ ЯТЦ;
перечень отступлений от требований действующих нормативных правовых актов по безопасности ВЭ ЯУ ЯТЦ и анализ мер, предпринятых с целью удовлетворения требований безопасности для компенсации отступлений.
Техническое состояние и ресурс систем, оборудования, конструкций, зданий и сооружений на начало выполнения и на основных этапах работ по выводу из эксплуатации ядерной установки ядерного топливного цикла
13. В данном разделе рекомендуется обосновать выбор систем, оборудования, металлоконструкций и строительных конструкций, зданий и сооружений, которые будут использованы в процессе проведения работ по ВЭ ЯУ ЯТЦ.
14. Рекомендуется привести перечень и классификацию зданий, сооружений, систем и элементов выводимой из эксплуатации ЯУ ЯТЦ.
15. Рекомендуется обосновать объем технического обслуживания и планово-предупредительного ремонта систем, оборудования, металлоконструкций и строительных конструкций, зданий и сооружений ЯУ ЯТЦ, которые будут использованы в процессе проведения работ по ВЭ ЯУ ЯТЦ, и привести для них план-график технического обслуживания и планово-предупредительного ремонта.
16. Рекомендуется привести результаты анализа технического состояния и оценки достаточности ресурсов существующих систем, оборудования, металлоконструкций и строительных конструкций, зданий и сооружений, которые будут использованы в процессе ВЭ ЯУ ЯТЦ, с учетом изменяющихся условий их эксплуатации.
17. Рекомендуется привести описание новых (дополнительных) систем, оборудования, металлоконструкций и строительных конструкций, зданий и сооружений, которые будут специально созданы для использования при ВЭ ЯУ ЯТЦ, с указанием их проектного ресурса.
18. Рекомендуется привести информацию о мероприятиях по продлению срока эксплуатации систем, оборудования, металлоконструкций и строительных конструкций, зданий и сооружений, которые будут использованы в процессе ВЭ ЯУ ЯТЦ, включая сведения:
о проведенном КИРО в целях продления срока эксплуатации, реквизитах программы КИРО, полученных результатах, оценке возможности продления срока эксплуатации;
о мероприятиях по подготовке к продлению срока эксплуатации;
об обосновании остаточного ресурса элементов, замене элементов, выработавших свой ресурс, необходимости их модернизации и (или) реконструкции;
о проведении испытаний элементов, необходимых для подтверждения соответствия проектной документации по ВЭ ЯУ ЯТЦ.
19. Рекомендуется привести сведения о методах и средствах контроля технического состояния систем, оборудования, металлоконструкций и строительных конструкций, зданий и сооружений, которые будут использованы в процессе ВЭ ЯУ ЯТЦ, обосновании их достаточности для оценки фактического состояния, а также для идентификации и предупреждения исходных событий, приводящих к проектным авариям.
20. Рекомендуется привести сведения о принятых решениях, продлении срока эксплуатации и программах управления ресурсом металлоконструкций и строительных конструкций, зданий и сооружений, которые будут использованы в процессе ВЭ ЯУ ЯТЦ, в соответствии с федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии.
Радиационная безопасность при выводе из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла
21. В данном разделе рекомендуется показать, что ВЭ ЯУ ЯТЦ будет выполняться в соответствии со следующими основными задачами обеспечения радиационной безопасности:
минимизация радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду;
минимизация РАО (по объему и массе), образующихся при ВЭ ЯУ ЯТЦ;
недопущение выбросов и сбросов РВ в окружающую среду в количествах, превышающих пределы, установленные в соответствии с нормативными правовыми актами.
