Стр. 4
Страницы:
Стр.1 |
Стр.2 |
Стр.3 |
Стр.4 |
Стр.5 |
Стр.6 |
Стр.7 |
Стр.8 |
Стр.9 |
Стр.10 |
Стр.11 |
Стр.12 |
Стр.13 |
Стр.14 |
Стр.15
138. После завершения ремонтных работ системы, важные для
безопасности, должны проверяться на работоспособность и соответствие
проектным характеристикам с документальным оформлением результатов
этих проверок.
139. В эксплуатационных документах ИЯУ должны быть установлены
меры безопасности при проведении ядерно-опасных работ (частичная,
полная замена тепловыделяющих сборок активной зоны, ремонтом,
заменой исполнительных механизмов рабочих органов системы управления
и защиты и иное).
140. Целесообразность перевода ИЯУ в режим длительного останова
рассматривается эксплуатирующей организацией в случае, если начатые
экспериментальные работы закончены, и эксплуатация в режиме пуска до
конца срока действия лицензии на эксплуатацию не планируется.
141. При принятии решения о переводе ИЯУ в режим длительного
останова эксплуатирующая организация должна разработать мероприятия,
обеспечивающие безопасность в режиме длительного останова и
предотвращающие ускоренную коррозию и старение систем, важных для
безопасности.
142. Используемые методы консервации систем и оборудования и
объем технического обслуживания ИЯУ в режиме длительного останова
должны соответствовать требованиям проекта и должны быть
представлены в разделе «Отчет по обоснованию безопасности ИЯУ».
143. Эксплуатирующая организация должна уведомить
республиканский орган государственного управления в области ядерной
и радиационной безопасности о переводе ИЯУ в режим длительного
останова.
144. Режим окончательного останова вводится по решению
республиканского органа государственного управления в области
ядерной и радиационной безопасности.
145. В режиме окончательного останова ИЯУ эксплуатирующая
организация должна выполнить организационно-технические мероприятия
по подготовке предстоящих работ по выводу из эксплуатации, включая:
выгрузку из активной зоны ядерных материалов по технологии,
определенной в проекте, и вывоз ядерных материалов с площадки ИЯУ;
проведение комплексного инженерного и радиационного
обследования систем, оборудования, сооружений и зданий ИЯУ с целью
оценки их технического состояния, а также для составления картограмм
мощности доз облучения и радиоактивных загрязнений;
разработку принципиальной программы вывода из эксплуатации ИЯУ,
включающей основные организационные и технические мероприятия по
реализации выбранного варианта вывода из эксплуатации;
разработку проекта вывода из эксплуатации ИЯУ, где должны быть
определены конкретные виды работ по выводу из эксплуатации с
указанием технологий и последовательности их выполнения, необходимых
материально-технических ресурсов и состояние площадки ИЯУ после
окончания работ;
разработку Отчета по обоснованию безопасности исследовательской
ядерной установки при выводе из ее эксплуатации, где должно быть
обосновано, что при выполнении предусмотренных принципиальной
программой и проектом вывода из эксплуатации ИЯУ организационно-
технических мероприятий обеспечивается безопасность работников
(персонала) и населения.
146. Для ИЯУ, эксплуатируемой в режиме окончательного останова,
сокращение объема технического обслуживания и численности работников
(персонала) должно проводиться в соответствии с требованиями,
установленными в проекте, и обосновано в Отчете по обоснованию
безопасности исследовательской ядерной установки.
ГЛАВА 17
ВНЕСЕНИЕ ИЗМЕНЕНИЙ В КОНСТРУКЦИЮ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ
147. Вносимые изменения в конструкцию действующей ИЯУ в
зависимости от характера и объема подразделяются на две категории:
реконструкция (коренное переустройство), связанная с заменой
активной зоны или изменением основных проектных решений;
замена отдельных или установка дополнительных элементов
конструкции и систем.
148. Реконструкция подкритического стенда проводится по
техническому проекту на реконструкцию, согласованному с
республиканским органом государственного управления в области
ядерной и радиационной безопасности.
149. Ввод реконструированного стенда в эксплуатацию
производится в соответствии с требованиями главы 15 настоящих
Правил.
150. В организации, для которой разрабатывается новая ИЯУ или
реконструируется существующая, назначается специалист,
контролирующий стадии проектирования, изготовления и монтажа.
151. Замена отдельных или установка дополнительных элементов
конструкции и систем ИЯУ допускается по техническим решениям,
согласованным с проектной организацией, и утвержденным руководителем
эксплуатирующей организации. В техническом решении отражаются
вносимые в конструкцию стенда изменения и дается оценка их
возможного влияния на условия ядерной безопасности.
РАЗДЕЛ IV
ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ
ГЛАВА 18
ОСНОВНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ
152. Технические и организационные мероприятия, необходимые для
снятия ИЯУ с эксплуатации, должны быть предусмотрены при
проектировании и строительстве, а также должны учитываться при
эксплуатации, ремонте и реконструкции.
153. Эксплуатирующая организация до истечения проектного срока
эксплуатации должна обеспечить разработку проекта снятия ИЯУ с
эксплуатации включающего:
организацию работ по безопасному удалению топлива из активной
зоны реактора и последующему вывозу его с площадки ИЯУ;
проведение дезактивации с целью уменьшения общего уровня
облучения персонала и населения в результате проведения работ по
снятию с эксплуатации ИЯУ;
проведение демонтажа оборудования на площадке ИЯУ;
обращение с радиоактивными отходами;
организационно-технические меры по радиационной безопасности,
предусматривающие непревышение установленных пределов для
индивидуальных доз облучения персонала при работах по снятию ИЯУ с
эксплуатации;
оценка радиационного воздействия на окружающую среду при
проведении работ по снятию с эксплуатации;
возможность дальнейшего использования площадки ИЯУ
демонтированного оборудования и материалов;
количество и квалификацию необходимого для проведения работ
персонала;
меры по обеспечению безопасности при возможных авариях в
процессе снятия ИЯУ с эксплуатации;
организационные и технические меры обеспечения физической
защиты.
154. При проектировании должны быть обоснованы предельные сроки
работы основного оборудования и определены критерии его замены.
155. До начала выполнения проектных работ по снятию ИЯУ с
эксплуатации должна быть разработана программа обеспечения качества
выполняемых работ.
ГЛАВА 19
ОБЕСПЕЧЕНИЕ КАЧЕСТВА
156. Обеспечение качества применительно к проектированию,
строительству, вводу в эксплуатацию и снятию с эксплуатации ИЯУ
должно осуществляться постоянно на всех этапах любой конкретной
работы.
157. Эксплуатирующая организация обеспечивает разработку и
проведение мероприятий по обеспечению качества на всех этапах
жизненного цикла ИЯУ и в этих целях разрабатывает программы
обеспечения качества и контролирует деятельность организаций,
выполняющих работы или предоставляющих услуги для ИЯУ.
158. Составной частью обеспечения качества является контроль на
всех этапах создания и эксплуатации ИЯУ.
159. Эксплуатирующая организация обеспечивает разработку и
выполнение программ обеспечения качества на всех этапах организации,
подготовки и проведения экспериментальных работ.
РАЗДЕЛ V
ОБЕСПЕЧЕНИЕ ФИЗИЧЕСКОЙ ЗАЩИТЫ
ГЛАВА 20
МЕРЫ ФИЗИЧЕСКОЙ ЗАЩИТЫ
160. Обеспечение физической защиты (далее - ФЗ) должно
осуществляться на всех этапах проектирования, сооружения,
эксплуатации и вывода из эксплуатации ИЯУ, пунктов хранения ядерных
материалов, а также при обращении с ядерными материалами, в том
числе при их транспортировке.
161. Эксплуатирующая организация должна принять необходимые
меры по защите информации об организации и функционировании ФЗ.
162. Физическая защита должна обеспечивать выполнение следующих
функций:
предупреждение несанкционированного доступа;
своевременное обнаружение несанкционированного действия;
задержку (замедление) нарушителя;
пресечение несанкционированных действий;
задержание лиц, причастных к подготовке или совершению
противоправных действий.
163. Ответственность за обеспечение ФЗ ИЯУ несет руководитель
эксплуатирующей организации.
164. На каждой ядерной установке должна быть определена
объектовая проектная угроза, учитывающая специфику установки,
особенности эксплуатации, уровень подготовки персонала, сил
реагирования и другие факторы.
165. В зависимости от категории используемых ядерных
материалов, особенностей ИЯУ, пункта хранения ядерных материалов
предусматриваются соответствующие охранные зоны. В особо опасной
зоне должно выполняться правило двух (трех) лиц. Ядерные материалы I
и II категорий должны использоваться и храниться во внутренней или
особо важной зоне, а ядерные материалы III категории - в любой
охраняемой зоне. Ядерные материалы, не относящиеся к I, II и III
категории, должны быть обеспечены ФЗ исходя из соображений
практической целесообразности.
166. Ядерная установка должна быть размещена во внутренней или
особо важной зоне.
167. Система ФЗ должна включать организационные мероприятия,
инженерно-технические средства, действия подразделений охраны.
168. Организационные мероприятия в рамках обеспечения ФЗ должны
включать:
168.1. разработку и создание системы ФЗ;
168.2. проведение анализа уязвимости ядерно-опасной установки
совместно со специализированными организациями;
168.3. оценку возможного экологического и экономического
ущерба;
168.4. оценку эффективности действующей системы ФЗ и путей ее
совершенствования;
168.5. разработку и утверждение:
положения о пропускном режиме и разрешительной системе допуска
и доступа к ядерным материалам;
план охраны и обороны объекта;
план взаимодействия подразделений охраны, персонала объекта и
службы ФЗ;
план проверки технического состояния ФЗ;
контроль за соблюдением требований указанных документов.
169. Инженерно-технические средства ФЗ состоят из технических
средств и физических барьеров.
170. Технические средства должны включать:
систему охранной сигнализации, расположенную по периметру
охраняемых зон, зданий, сооружений, помещений;
средства для осуществления доступа, установленные на контрольно-
пропускных пунктах и охраняемых объектах;
систему оптикоэлектронного наблюдения за периметрами охраняемых
зон, контрольно-пропускными пунктами, охраняемыми объектами;
систему специальной связи;
средства обнаружения проноса (провоза) ядерных материалов,
взрывчатых веществ и предметов из металла;
системы обеспечения (электропитания, освещения и другое).
171. Внутренняя и особо опасная зона, контрольно-пропускной
пункт должны быть оборудованы средствами для осуществления доступа и
средствами обнаружения проноса ядерных материалов, взрывчатых
веществ и предметов из металла.
172. Все технические средства, входящие в систему ФЗ, в случае
отключения основного электропитания должны сохранять
работоспособность, что обеспечивается путем их автоматического
переключения на резервные источники.
173. Физическими барьерами являются строительные, а также
специально разработанные конструкции ядерно-опасного объекта,
противотаранные устройства.
174. Все лица при выходе из особо важной зоны проходят проверку
на наличие у них ядерного материала.
175. Все транспортные средства, выезжающие за пределы
охраняемых зон, а также вывозимые контейнеры и емкости должны
проходить проверку с применением правила двух (трех) лиц в целях
выявления несанкционированного вывоза ядерных материалов.
176. Управление инженерно-техническими средствами
осуществляется с центрального пункта управления или локальных
пультов управления ФЗ, которые размещаются в специально
приспособленных помещениях, имеющих пуленепробиваемые двери и
стекла. Информация, поступающая с локального пульта управления,
должна дублироваться на центральном пункте управления.
ГЛАВА 21
МЕРОПРИЯТИЯ ПО ЗАЩИТЕ РАБОТНИКОВ И НАСЕЛЕНИЯ В СЛУЧАЕ АВАРИИ
177. До ввода ИЯУ в эксплуатацию должны быть разработаны,
согласованы, утверждены и обеспечены необходимыми ресурсами планы
мероприятий по защите работников (персонала) и населения в случае
аварии на ИЯУ, учитывающие радиационные последствия возможных
аварий.
178. План мероприятий по защите работников (персонала) в случае
аварии разрабатывается эксплуатирующей организацией и должен
предусматривать координацию действий эксплуатирующей организации,
органов внутренних дел, органов и подразделений по чрезвычайным
ситуациям, медицинских учреждений, органов местного управления
самоуправления в пределах зоны планирования защитных мероприятий.
Обеспечение готовности и реализация плана возлагается на
эксплуатирующую организацию.
179. План мероприятий по защите населения в случае аварии,
разрабатываемый в установленном порядке компетентными органами
местной исполнительной власти, должен предусматривать координацию
действий органов государственного управления, органов местного
управления и самоуправления, а также иных организаций, участвующих в
реализации мероприятий по защите населения и ликвидации последствий
аварии.
180. Планами мероприятий по защите работников (персонала) и
населения должно быть определено, при каких условиях, по каким
средствам связи, кто и в какой последовательности оповещает об
аварии и о начале выполнения этих планов. Планами должны быть
предусмотрены необходимое оборудование и средства его доставки.
181. Эксплуатирующая организация должна разрабатывать методики
и программы проведения противоаварийных тренировок для отработки
действий работников (персонала) в условиях аварий и обеспечивать
периодическое (не реже одного раза в два года) проведение указанных
тренировок с учетом текущей деятельности на площадке ИЯУ.
182. Эксплуатирующая организация должна обеспечить готовность
работников (персонала) к действиям при проектных и запроектных
авариях. В соответствующих инструкциях и руководствах должны быть
определены первоочередные действия работников (персонала) по
локализации возможных аварий и ликвидации их последствий.
183. Нарушения в работе ИЯУ должны расследоваться в
установленном законодательством порядке. Результаты расследования с
выводами и рекомендациями должны направляться эксплуатирующей
организацией в орган государственного надзора и в другие организации
в соответствии с установленным порядком.
УТВЕРЖДЕНО
Постановление
Министерства по
чрезвычайным ситуациям
Республики Беларусь
30.12.2006 № 72
ПРАВИЛА
безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на
комплексах систем хранения и обращения с отработавшим ядерным
топливом
РАЗДЕЛ I
ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ
ГЛАВА 1
ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
1. Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного
топлива на комплексах систем хранения и обращения с отработавшим
ядерным топливом (далее - Правила) устанавливают основные
технические и организационные требования к комплексу систем хранения
и обращения с отработавшим ядерным топливом (далее - комплекс),
транспортировке отработавшего ядерного топлива на комплексе.
2. Настоящие Правила не распространяются на требования:
промышленной безопасности, не связанные со спецификой
отработавшего ядерного топлива как источника ионизирующих излучений
и радиоактивных веществ;
безопасности при проектировании транспортных упаковочных
комплектов, предназначенных для транспортировки отработавшего
ядерного топлива на переработку или длительное хранение.
3. Настоящие Правила обязательны для всех организаций
независимо от их формы собственности и ведомственной принадлежности,
которые осуществляют деятельность по проектированию, изготовлению,
монтажу, ремонту, модернизации, вводу в эксплуатацию, эксплуатации,
выводу из эксплуатации комплекса и транспортировке отработавшего
ядерного топлива.
4. Отказы, аварийные ситуации и аварии комплекса должны
расследоваться в порядке, согласованном с Департаментом по надзору
за безопасным ведением работ в промышленности и атомной энергетике
Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь (далее -
Проматомнадзор).
5. Для целей настоящих Правил употребляются следующие термины и
их определения:
аварийная ситуация - состояние комплекса, характеризующееся
нарушением предела и/или безопасной эксплуатации и не перешедшее в
аварию.
авария - нарушение нормальной эксплуатации комплекса, при
котором произошел выход радиоактивных веществ и/или ионизирующего
излучения за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации
границы в количествах, превышающих установленные пределы безопасной
эксплуатации. Авария характеризуется исходным событием, путями
протекания и последствиями;
авария проектная - авария, для которой проектом определены
исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы
безопасности, обеспечивающие с учетом принципа единичного отказа
системы безопасности или одной независимой от исходного события
ошибки персонала ограничение ее последствий установленных для таких
аварий пределами;
авария запроектная - авария, вызванная не учитываемыми для
проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся
дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами системы
безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений
персонала; несанкционированным вмешательством, которое может
привести к тяжелым повреждениям и, как следствие, реализации планов
мероприятий по защите персонала и населения;
безопасность комплекса ядерная, радиационная (далее -
безопасность) - свойство комплекса при нормальной эксплуатации,
нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, ограничивать
радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду
установленными пределами;
ввод комплекса в эксплуатацию - деятельность, во время которой
проверяется соответствие проекту систем, оборудования и комплекса в
целом, готовность комплекса к пуску и обеспечивается достижение
установленных в проекте характеристик;
вывод комплекса из эксплуатации - деятельность, осуществляемая
после удаления ядерных материалов с площадки комплекса, направленная
на достижение заданного конечного состояния комплекса и его
площадки;
исходное событие - единичный отказ в системах комплекса,
внешнее воздействие или ошибка персонала, которые приводят к
нарушению нормальной эксплуатации и могут привести к нарушению
пределов и/или условий нормальной эксплуатации. Исходное событие
включает все зависимые отказы, являющиеся его следствием;
комплекс систем хранения и обращения с отработавшим ядерным
топливом - совокупность систем, устройств, элементов,
предназначенных для хранения, загрузки, выгрузки, транспортировки и
контроля отработавшего ядерного топлива;
локализующие системы (элементы) безопасности - технологические
системы (элементы), предназначенные для предотвращения или
ограничения распространения выделяющихся при аварии РВ и
ионизирующих излучений за установленные при проектировании пределы и
выход их в окружающую среду;
норма хранения (транспортировки) отработавшего ядерного
топлива - количество отработавшего ядерного топлива, которое
разрешается хранить (транспортировать) с учетом ограничений на его
расположение;
нормальная эксплуатация комплекса - эксплуатация в определенном
проектом эксплуатационных пределах и условиях;
отработавшее ядерное топливо (далее - ОЯТ) - отработавшее
ядерное топливо, отдельные тепловыделяющие элементы (твэлы) или
изделия с тепловыделяющими элементами (сборки твэлов, активные зоны
в сборе), извлеченные из реактора после их облучения;
объект атомной энергетики - атомная станция, опытные и
исследовательские реакторы, хранилища отработавшего ядерного
топлива;
пределы безопасной эксплуатации - установленные проектом
значения параметров технологического процесса, отклонения от которых
могут привести к аварии;
самоподдерживающаяся цепная реакция - цепная ядерная реакция,
характеризующаяся значением эффективного коэффициента размножения
нейтронов (Кэфф), превышающим единицу или равным ей;
система - совокупность элементов, предназначенная для
выполнения заданных функций;
системы (элементы) безопасности локализующие - системы
(элементы), предназначенные для ограничения распространения РВ и
ионизирующего излучения за предусмотренные проектом комплекса
пределы и предотвращения их выхода в окружающую среду;
снятие комплекса с эксплуатации - совокупность мер по
прекращению эксплуатации комплекса, исключающая его дальнейшее
использование и обеспечивающая безопасность персонала, населения и
окружающей среды;
транспортный упаковочный комплект (далее - ТУК) - комплект
средств, используемых при транспортировке и хранении отработавшего
ядерного топлива, обеспечивающий его сохранность, предотвращение
попадания радиоактивных веществ в окружающую среду, а также ядерную
и радиационную безопасность;
транспортный упаковочный комплект внутриобъектовый (далее -
ВТУК) - комплекс средств, обеспечивающий сохранность отработавшего
ядерного топлива, ядерную и радиационную безопасность при
внутриобъектовой транспортировке отработавшего ядерного топлива;
упаковка - упаковочный комплект с отработавшим ядерным
топливом;
упаковочный комплект - совокупность компонентов, необходимых
для обеспечения соответствия упаковки требованиям безопасности;
физическая защита - совокупность организационно-правовых,
оперативно-розыскных, инженерно-технических мероприятий, средств и
действий подразделений охраны с целью предотвращения диверсий или
хищений отработавшего ядерного топлива, радиоактивных отходов и
радиоактивных веществ;
шаг решетки - расстояние между осями соседних тепловыделяющих
сборок, пеналов или упаковок, расположенных в узлах регулярной
решетки;
эксплуатация комплекса - деятельность, направленная на
достижение безопасным образом цели, для которой сооружался комплекс,
включая проведение экспериментов, измерения, техническое
обслуживание, ремонт и другую, связанную с этим деятельность;
элементы - оборудование, приборы, трубопроводы, арматура,
кабели, строительные конструкции и другие изделия, обеспечивающие
выполнение заданных функций самостоятельно или в составе систем и
рассматриваемые в проекте в качестве структурных единиц при
выполнении анализов надежности и безопасности;
ядерная авария комплекса - авария, связанная с повреждением
твэлов, превышающим установленные пределы безопасной эксплуатации,
и/или с облучением персонала, превышающим допустимое для нормальной
эксплуатации, вызванная образованием критической массы при хранении,
транспортировке, выгрузке, загрузке отработавшего ядерного топлива и
нарушением теплоотвода от твэлов;
ядерная безопасность - свойство комплекса, исключающее
возможность возникновения ядерной аварии техническими средствами и
организационными мероприятиями;
ядерно-опасный объект - исследовательский ядерный комплекс,
включающий в себя ядерную установку и комплекс помещений, систем,
экспериментальных устройств, располагающихся в пределах определенной
проектом площадки.
6. Руководители и специалисты организаций, осуществляющих
проектирование, изготовление, монтаж, ремонт, модернизацию, ввод в
эксплуатацию, эксплуатацию, вывод из эксплуатации комплекса и
транспортировку ОЯТ, виновные в нарушении требований настоящих
Правил, несут ответственность в порядке, установленном
законодательством Республики Беларусь.
РАЗДЕЛ II
БЕЗОПАСНОСТЬ КОМПЛЕКСА СИСТЕМ ХРАНЕНИЯ И ОБРАЩЕНИЯ С ОТРАБОТАВШИМ
ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ
ГЛАВА 2
ОБЩИЕ ПРИНЦИПЫ И ТРЕБОВАНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ
7. Безопасность комплекса обеспечивается выбором площадки для
размещения хранилища ОЯТ, установлением санитарно-защитной зоны и
зоны наблюдения вокруг хранилища, высоким качеством проекта
комплекса, техническим совершенством и надежностью оборудования,
контролем за его состоянием, а также организацией и выполнением
работ в соответствии с требованиями нормативных правовых актов и
технических нормативных правовых актов, эксплуатационных документов,
профессиональной квалификацией, психологической подготовленностью и
дисциплиной персонала.
8. Перечни проектных и запроектных аварий при хранении,
перегрузке, транспортировке ОЯТ должны быть включены в
соответствующие перечни аварий, которые приводятся в разделе проекта
«Техническое обосновании безопасности комплекса».
9. Радиационная безопасность при хранении, перегрузке,
транспортировке ОЯТ регламентируется гигиеническими нормативами ГН
2.6.1.8-127-2000 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-2000)»,
утвержденными постановлением Главного государственного санитарного
врача Республики Беларусь от 25 января 2000 г. № 5 (Национальный
реестр правовых актов Республики Беларусь, 2000 г., № 35, 8/3037),
санитарными правилами и нормами 2.6.1.8-8-2002 «Основные санитарные
правила обеспечения радиационной безопасности (ОСП-2002)»,
утвержденными постановлением Главного государственного санитарного
врача Республики Беларусь от 22 февраля 2002 г. № 6
(Национальный реестр правовых актов Республики Беларусь, 2002 г.,
№ 35, 8/7859).
10. При проектировании зданий для комплекса должны быть
Страницы:
Стр.1 |
Стр.2 |
Стр.3 |
Стр.4 |
Стр.5 |
Стр.6 |
Стр.7 |
Стр.8 |
Стр.9 |
Стр.10 |
Стр.11 |
Стр.12 |
Стр.13 |
Стр.14 |
Стр.15
|
