Зарегистрировано в Минюсте РФ 27 июня 2007 г


с. 1 с. 2 с. 3 с. 4
Зарегистрировано в Минюсте РФ 27 июня 2007 г. N 9726


ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО НАДЗОРУ В СФЕРЕ ЗАЩИТЫ

ПРАВ ПОТРЕБИТЕЛЕЙ И БЛАГОПОЛУЧИЯ ЧЕЛОВЕКА
ГЛАВНЫЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ САНИТАРНЫЙ ВРАЧ

РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
ПОСТАНОВЛЕНИЕ

от 28 мая 2007 г. N 29
ОБ УТВЕРЖДЕНИИ САНИТАРНЫХ ПРАВИЛ СП 2.6.1.2205-07

"ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ВЫВОДЕ

ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЛОКА АТОМНОЙ СТАНЦИИ"
В соответствии с Федеральным законом "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" от 30 марта 1999 года N 52-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, N 14, ст. 1650) и Положением о государственном санитарно-эпидемиологическом нормировании, утвержденным Постановлением Правительства Российской Федерации от 24 июля 2000 г. N 554 (Собрание законодательства Российской Федерации, 2000, N 31, ст. 3295) с изменениями в редакции Постановления Правительства Российской Федерации от 15 сентября 2005 г. N 569 (Собрание законодательства Российской Федерации, 2005, N 39, ст. 3953), постановляю:

1. Утвердить санитарные правила "Обеспечение радиационной безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции" СП 2.6.1.2205-07 (приложение).

2. Ввести в действие санитарные правила "Обеспечение радиационной безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции" с 1 августа 2007 г.
Г.Г.ОНИЩЕНКО
Приложение
Утверждено

Постановлением

Главного государственного

санитарного врача

Российской Федерации

от 28 мая 2007 г. N 29


2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЛОКА АТОМНОЙ СТАНЦИИ
Санитарные правила СП ВЭ БАС-07

СП 2.6.1.2205-07
I. ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ
1.1. Санитарные правила "Обеспечение радиационной безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции" (далее - Правила) устанавливают санитарно-гигиенические и организационные требования по защите персонала, населения и окружающей среды от радиационного воздействия при выводе из эксплуатации (далее - ВЭ) блока атомной станции (далее - БАС).

1.2. Настоящие Правила разработаны в целях реализации требований НРБ-99, на основе и в развитие ОСПОРБ-99 и в дополнение к Санитарным правилам проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03) СанПиН 2.6.1.24-03.

1.3. Требования, изложенные в настоящих Правилах, являются обязательными для проектных и эксплуатирующих организаций при проектировании, организации и выполнении работ по ВЭ блоков атомных станций (далее - АС) различного типа.

1.4. Требования по обеспечению радиационной безопасности при выполнении штатных технологических операций по выгрузке и удалению ядерного топлива с БАС, предшествующие работам по ВЭ, настоящими Правилами не регламентируются.

1.5. Ответственными за выполнение требований Правил при ВЭ являются эксплуатирующая организация и администрация АС, на площадке которой проводятся работы по ВЭ, в соответствии с действующим законодательством Российской Федерации.
II. НОРМАТИВНЫЕ ССЫЛКИ
Настоящие Правила разработаны на основании и с учетом следующих законодательных и нормативных правовых актов Российской Федерации:

Федеральный закон от 30 марта 1999 г. N 52-ФЗ "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" (Собрание законодательства Российской Федерации от 5 апреля 1999 г., N 14, ст. 1650);

Федеральный закон от 9 января 1996 г. N 3-ФЗ "О радиационной безопасности населения" (Собрание законодательства Российской Федерации от 15 января 1996 г., N 3, ст. 141);

Федеральный закон "Об использовании атомной энергии" от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации от 27 ноября 1995 г., N 48, ст. 4552);

Федеральный закон от 10 января 2002 г. N 7-ФЗ "Об охране окружающей среды" (Собрание законодательства Российской Федерации от 14 января 2002 г., N 2, ст. 133);

Гигиенические требования к проектированию предприятий и установок атомной промышленности (СПП ПУАП-03) СанПиН 2.6.1.07.03, зарегистрированы в Минюсте России 3 апреля 2003 г., регистрационный номер 4365;

СП 2.6.1.758-99 Нормы радиационной безопасности (НРБ-99), НРБ-99 не нуждаются в государственной регистрации (письмо Минюста России от 29.07.1999 N 6014-ЭР);

Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99). СП 2.6.1.799-99, не нуждаются в государственной регистрации (письмо Минюста России от 01.06.2000 N 4214-ЭР);

Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002). СП 2.6.6.1168-02. Зарегистрированы в Министерстве юстиции Российской Федерации (регистрационный N 4005 от 6 декабря 2002 г.);

Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03) СанПиН 2.6.1.24-03, зарегистрированы в Минюсте России 26 мая 2003 г., регистрационный N 4593.


III. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
3.1. Вывод из эксплуатации БАС осуществляется после завершения использования блока АС в качестве источника энергии и удаления ядерного топлива и ядерных материалов и направлен на последовательное уменьшение объема и количества источников ионизирующего излучения (далее - ИИИ), размещенных на площадке блока АС, вплоть до их полного удаления.

3.2. Обеспечение радиационной безопасности (далее - РБ) при ВЭ блока АС считается достаточным, если техническими средствами и организационными мерами, предусмотренными проектом ВЭ, обеспечивается непревышение основных пределов доз облучения персонала и населения и реализация основных принципов РБ, установленных НРБ-99 и ОСПОРБ-99.

3.3. Требования к ВЭ должны разрабатываться на этапе проектирования блока АС. В техническом проекте реакторной установки и проекте блока АС должен быть раздел "Вывод из эксплуатации" с описанием планируемого варианта ВЭ и предварительным обоснованием обеспечения его РБ.

3.4. Блок АС до полного удаления ядерного топлива с территории его площадки относится к I категории потенциальной опасности радиационных объектов. Категория потенциальной опасности выводимого из эксплуатации блока АС может изменяться в зависимости от этапа ВЭ.

3.5. Мероприятия по обеспечению РБ при ВЭ должны быть предусмотрены Программой ВЭ, которая должна быть разработана не позднее чем за пять лет до истечения назначенного проектом АС срока службы блока АС и представлена органам, уполномоченным осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, для согласования в установленном порядке.

3.6. Вопрос об окончательном останове блока АС для ВЭ должен рассматриваться в связи:

с окончанием назначенного срока службы БАС;

с невозможностью дальнейшей безопасной эксплуатации, установленной по результатам плановых проверок и наблюдений;

с аварией и установленной по результатам расследования аварии невозможностью восстановления работоспособности и безопасной эксплуатации блока АС.

3.7. Решение об окончательном останове блока АС или о продлении сроков его эксплуатации готовится комиссией, назначаемой эксплуатирующей организацией, и принимается в установленном порядке Правительством России.

3.8. В период после окончательного останова блока АС до начала ВЭ эксплуатирующая организация должна обеспечить осуществление следующих основных мероприятий по подготовке к ВЭ:

удаление отработавшего ядерного топлива и всех ядерных материалов с площадки блока АС;

удаление радиоактивных рабочих сред из контура теплоносителя реактора;

комплексное обследование радиационного и технического состояния (далее - комплексное обследование) зданий и сооружений, систем и оборудования блока АС;

разработку проекта ВЭ и комплекта документов для получения санитарно-эпидемиологического заключения органов, уполномоченных осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, на проведение работ по ВЭ.

РБ на площадке блока АС в период ВЭ должна обеспечиваться в соответствии с требованиями СП АС-03.

3.9. Удаление ядерного топлива, радиоактивных рабочих сред и переработка эксплуатационных радиоактивных отходов (далее - РАО) должны быть предусмотрены технологическим регламентом эксплуатации блока АС и соответствующей эксплуатационной документацией.

3.10. Проведение комплексного обследования радиационного и технического состояния выводимого из эксплуатации блока АС должно осуществляться с учетом положений раздела 4 настоящих Правил;

3.11. При разработке проекта ВЭ должен быть определен один из следующих вариантов конечного состояния объекта по завершению работ по ВЭ на площадке блока АС:

1) площадка блока АС - не радиационный объект: все радиоактивные конструкции и РАО с площадки удалены. Решением органов, уполномоченных осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, площадка выводится из-под действия НРБ-99 и освобождается от радиационного контроля;

2) площадка блока АС - радиационный объект: все радиоактивные конструкции и РАО локализованы (размещены) в специально сооруженном на площадке АС хранилище (или пункте захоронения). Получено санитарно-эпидемиологическое заключение органов, уполномоченных осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор о соответствии хранилища (пункта захоронения) как самостоятельного радиационного объекта санитарному законодательству.

3.12. Работы по ВЭ блока АС могут быть начаты при наличии положительного санитарно-эпидемиологического заключения, выдаваемого в установленном порядке органами, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

3.13. Организация работ по ВЭ отдельного блока (для многоблочной АС) должна отвечать общим требованиям обеспечения безопасности АС в целом. Должна быть обеспечена преемственность системы обеспечения РБ при эксплуатации и ВЭ блока АС.

3.14. Значения контролируемых параметров, определяющих уровень РБ на площадке блока АС на всех этапах ВЭ, должны быть не хуже соответствующих значений при его эксплуатации.

3.15. Эксплуатирующая организация должна обеспечить оценку РБ на каждом этапе ВЭ, включая систематическую оценку радиационного состояния на площадке блока АС, ведение постоянного учета и контроля источников ионизирующего излучения, идентифицируемых в соответствии с положениями проекта ВЭ.

3.16. На всех этапах ВЭ должен осуществляться государственный санитарно-эпидемиологический надзор на площадке блока АС в соответствии с установленным порядком.

3.17. Разделение процесса ВЭ на отдельные этапы обусловливается последовательным изменением состояния высокоактивных конструкций реактора. Основными этапами ВЭ блока АС являются:

локализация высокоактивных конструкций реактора;

сохранение под наблюдением высокоактивных конструкций реактора;

удаление (ликвидация) конструкций реактора.

3.18. На начало работ по ВЭ, по завершении каждого этапа и по завершении работ по ВЭ эксплуатирующая организация обеспечивает оформление радиационно-гигиенического паспорта установленной формы, а органами, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, выдается санитарно-эпидемиологическое заключение о соответствии радиационной обстановки на площадке блока АС характеристикам, установленным в нормативных документах и в проекте ВЭ.

3.19. Ответственной за обеспечение РБ в процессе ВЭ является администрация АС. Распределение ответственности за РБ при выполнении различных видов деятельности в процессе ВЭ устанавливается программой обеспечения качества при ВЭ блока АС.

3.20. Привлекаемые к комплексному обследованию и работам на отдельных этапах ВЭ специализированные организации должны иметь лицензию на соответствующий вид деятельности, программу обеспечения качества проводимых ими работ, аттестованные методики и средства измерения, технологии и средства технологического оснащения.

КонсультантПлюс: примечание.

В официальном тексте документа, видимо, допущена опечатка: имеются в виду Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций СП АС-03, а не СП АЭС-03.

3.21. Защита населения, проживающего в районе расположения выводимого из эксплуатации БАС, и предотвращение загрязнения окружающей среды должны осуществляться в соответствии с требованиями СП АЭС-03.


IV. ТРЕБОВАНИЯ К КОМПЛЕКСНОМУ ОБСЛЕДОВАНИЮ

РАДИАЦИОННОГО И ТЕХНИЧЕСКОГО СОСТОЯНИЯ БЛОКА АС


4.1. После окончательного останова блока АС, выгрузки из реактора отработавшего ядерного топлива и его удаления с территории БАС должно быть проведено комплексное обследование радиационного и технического состояния зданий, сооружений, систем, оборудования и площадки блока АС.

4.2. Комплексное обследование должно проводиться по специальной программе комиссией, назначаемой эксплуатирующей организацией.

4.3. В программе комплексного обследования должны быть определены меры по обеспечению безопасности при проведении работ по обследованию, указаны нормативные, методические и инструктивно-технические документы, в соответствии с которыми проводится обследование.

4.4. Ответственной за безопасность работ при проведении комплексного обследования является администрация АС, на площадке которой размещен выводимый из эксплуатации блок.

4.5. Целью комплексного обследования является оценка фактического радиационного и технического состояния оборудования, систем, коммуникаций, зданий, сооружений и территории площадки размещения остановленного для ВЭ блока АС и формирование базы данных, являющейся информационной основой для:

разработки проекта ВЭ и отчета по обоснованию безопасности при ВЭ;

составления радиационно-гигиенического паспорта блока АС на начало работ по ВЭ;

получения положительного санитарно-эпидемиологического заключения органов, уполномоченных осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

4.6. Основными задачами комплексного обследования являются:

1) идентификация (инвентаризация) по документации проекта блока АС и эксплуатационной документации объектов обследования, влияющих на РБ:

зданий;

сооружений;



помещений;

строительных конструкций;

систем;

оборудования;



2) определение радиационного состояния объектов обследования;

3) определение технического состояния объектов обследования.

4.7. Радиационное состояние блока АС оценивается следующими характеристиками:

сбросов и выбросов радиоактивных веществ с блока АС в окружающую среду;

радиационной обстановки в помещениях и на площадке блока АС;

объема, активности и нуклидного состава РАО, накопленных за время эксплуатации в хранилищах блока АС;

массы и габаритов радиоактивных конструкций и оборудования, мощности дозы излучения от них.

4.8. Техническое состояние блока АС должно оцениваться характеристиками:

1) работоспособности и надежности объектов (указанных в п. 4.6);

2) целостности и прочности физических барьеров на пути распространения радиоактивных веществ.

4.9. Радиационное обследование должно быть проведено с использованием методов и средств существующей системы радиационного контроля АС.

4.10. По результатам радиационного обследования должны быть составлены:

картограммы уровней и радионуклидного состава загрязнения реакторного оборудования и производственных помещений;

картограммы уровней загрязнения территории выводимого из эксплуатации БАС;

картограммы мощностей доз излучения по объему конструкции реактора;

прогноз величин эффективных доз облучения персонала по перечню основных технологических операций при ВЭ;

прогноз величин коллективных доз облучения и трудозатрат;

прогноз радиационной обстановки на различных этапах программных работ по выводу из эксплуатации блока АС с учетом спада активности и уточнения необходимого времени проведения работ.

4.11. Обследование технического состояния должно быть проведено с использованием методов и средств существующей системы технического обслуживания и ремонта оборудования АС.

4.12. Использование при обследовании специальных, не предусмотренных технологическим регламентом методов и средств, должно быть отражено в программе комплексного обследования и документально оформлено в соответствии с действующей системой качества на АС.

4.13. По результатам комплексного обследования должен быть выпущен отчет, который должен входить в состав документов для получения санитарно-эпидемиологического заключения органов, уполномоченных осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, и использоваться при разработке программы и проекта ВЭ блока АС.
V. ТРЕБОВАНИЯ К ОБЕСПЕЧЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ

ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЛОКА АС, РЕАЛИЗУЕМЫЕ

ПРИ ИХ ПРОЕКТИРОВАНИИ
5.1. Общие требования к проектным решениям
5.1.1. Все виды деятельности на этапах ВЭ должны осуществляться в соответствии с проектом ВЭ блока АС. Проектные решения по ВЭ должны быть направлены на обеспечение безопасности персонала, населения и охрану окружающей среды.

5.1.2. В проекте ВЭ следует отразить следующие общие сведения об обеспечении РБ при ВЭ блока АС:

перечень законодательных и регулирующих документов, в рамках которых спланирован процесс ВЭ;

требования по соответствующим радиологическим критериям, которыми следует руководствоваться при ВЭ;

обоснование варианта ВЭ, которому отдано предпочтение;

перечень и описание мер радиационной защиты, которые будут применяться во время ВЭ;

программа мониторинга окружающей среды, которая должна осуществляться во время ВЭ;

потребность специальных услуг, технологий и методов обращения с радиоактивными конструкциями, ранее не применяемых на данной АС;

инфраструктура (производственные площади, технологические установки и системы, технические средства), обеспечивающая заданные производственные (эксплуатационные) режимы;

физическая защита и меры аварийной готовности;

порядок документирования и хранения информации, требуемой для ВЭ блока АС.

5.1.3. Для каждого этапа ВЭ в проекте ВЭ должны быть конкретизированы факторы, определяющие РБ:

характеристики и местонахождение на площадке ИИИ;

техническое и радиационное состояние систем и элементов, отнесенных по влиянию на безопасность к классу не ниже третьего, на начало каждого этапа;

меры по обеспечению учета и контроля радиоактивных веществ и РАО;

методы и средства обеспечения радиационной защиты персонала и населения;

методы и средства обеспечения пожаро- и взрывобезопасности;

методы и средства физической защиты радиоактивных конструкций и РАО;

требуемый объем радиационного контроля и индивидуального дозиметрического контроля облучения персонала и соответствующих технических средств для их проведения;

оценки индивидуальных и коллективных доз облучения персонала;

ожидаемые выбросы и сбросы радиоактивных и токсических веществ в окружающую среду.


с. 1 с. 2 с. 3 с. 4

скачать файл

Смотрите также: