Критерии отнесения к радиоактивным отходам

Объекты использования атомной энергии (далее сокращенно оаиэ) — это комплексное обозначение объектов атомной промышленности и энергетики, подлежащих эксплуатации, возведению, использованию в научно-технических, исследовательских, медицинских и иных целях. Основные характеристики оиаэ — это безопасность как в условиях надлежащей эксплуатации, так и при нарушениях эксплуатационного режима, техническое состояние и остаточный ресурс, определяющийся на основании комплексных обследований и экспертиз.

Определение ОИАЭ

Что такое оиаэ — определение и подробное описание этих объектов значится в ст. 3 ФЗ-170 «Об использовании атомной энергии». Согласно ФЗ, объекты использования атомной энергии это:

  • ядерные установки;
  • радиационные источники;
  • пункты хранения ядерных материалов и радиоактивных веществ, пункты хранения, хранилища радиоактивных отходов;
  • тепловыделяющая сборка ядерного реактора;
  • облученные тепловыделяющие сборки ядерного реактора;
  • ядерные материалы — материалы, содержащие или способные воспроизвести делящиеся (расщепляющиеся) ядерные вещества;
  • радиоактивные вещества — не относящиеся к ядерным материалам вещества, испускающие ионизирующее излучение;
  • радиоактивные отходы;
  • ядерное топливо;
  • отработавшее ядерное топливо, облученное в активной зоне реактора и окончательно удаленное из нее.

При определении установки, здания, агрегата как объекта использования атомной энергии надлежит руководствоваться «Положением об отнесении объектов использования атомной энергии к отдельным категориям и определении состава и границ таких объектов», утвержденным Постановлением Правительства Российской Федерации от 30 декабря 2012 г. № 1494. В частности, ядерные установки признаются ОИЭА на основании сведений в паспорте на объект, пункты хранения радиоактивных веществ и ядерных материалов — на основании сведений в эксплуатационно-технологической документации.

Радиоактивные отходы, согласно «Положению», относятся к ОИЭА при условии, что соответствуют критериям, обозначенным Постановлением Правительства РФ от 19 октября 2012 года № 1069 «О критериях отнесения твердых, жидких и газообразных отходов к радиоактивным отходам, критериях отнесения радиоактивных отходов к особым радиоактивным отходам и к удаляемым радиоактивным отходам и критериях классификации удаляемых радиоактивных отходов».

Перечень ОИАЭ, подлежащих постоянному государственному надзору

Некоторые объекты использования атомной энергии, перечень которых утверждается Правительством РФ, именно, ядерные установки, хранилища радиоактивных отходов, радиационные источники, пункты хранения ядерных материалов ввиду их стратегической, научно-технической, промышленной важности и в целях обеспечения безопасности подлежат постоянному госнадзору. Полный список таких объектов включает «Перечень объектов использования атомной энергии, в отношении которых вводится режим постоянного государственного надзора», утвержденный распоряжением Правительства Российской Федерации от 23 апреля 2012 года № 610-р.

Подлежат постоянному госнадзору ядерные установки радиационные источники, пункты хранения ядерных материалов:

  • филиалов АО «Концерн Росэнергоатом»;
  • филиалов «РосРАО»;
  • Курчатовского института;
  • Физико-энергетического института имени А.И. Лейпунского;
  • МИФИ;
  • ФГУП «Маяк»
  • Объединенного института ядерных исследований в Дубне;
  • и ряда других промышленных предприятий, научно-исследовательских центров и филиалов госкорпораций.

Реестр ОИАЭ

В целях повышения безопасности опасные промышленные и производственные объекты атомной отрасли вносятся в сводный Государственный реестр объектов использования атомной энергии, пополняемый при участии Ростехнадзора и его региональных отделов (инспекций) в округах субъектов РФ.

ДНАОП 0.04-1.06-90. (ПБЯ РУ АС-89) ПНАЭГ-1-024-90) Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций

2.7.2.11. В устройствах перегрузки должны быть предусмотрены пульты (панели) для представления информации о положении (состоянии) и ориентации ТВС и захватов.

2.7.2.12. Должна быть исключена возможность перемещения устройств перегрузки в момент соединения с технологическим каналом или ввода ТВС в активную зону.

2.7.2.13. Должны быть предусмотрены блокировки для предотвращения перемещения устройств перегрузки при нахождении ТВС в проектном положении.

2.7.2.14. Должна быть предусмотрена система промышленного телевидения для контроля перегрузки. В техническом проекте РУ должен быть определен перечень операций при перегрузке, контролируемых с использованием промышленного телевидения.

2.7.2.15. Проект устройства перегрузки топлива должен быть согласован с Госпроматомнадзором СССР, если он не согласован в составе технического проекта РУ.

3. ТРЕБОВАНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ

3.1. Основным документом, определяющим безопасную эксплуатацию РУ, является технологический регламент эксплуатации РУ, содержащий правила и основные приемы безопасной эксплуатации, общий порядок выполнения операций, связанных с безопасностью РУ, а также пределы и условия безопасной эксплуатации.

Технологический регламент эксплуатации РУ, регламент технического обслуживания и ремонта оборудования РУ, а также регламент проверок и испытаний систем РУ, важных для безопасности, разрабатывается Генеральным конструктором РУ на основании технического проекта РУ.

3.2. Эксплуатация реакторной установки должна проводиться в соответствии с инструкцией по эксплуатации РУ и инструкциями по эксплуатации систем и оборудования РУ, разработанными персоналом АЭС на основании проектно-конструкторской документации и технологического регламента эксплуатации РУ, откорректированных по результатам физического и энергетического пусков и опыта эксплуатации.

Инструкция по эксплуатации РУ должна быть согласована с Генеральным конструктором РУ, Научным руководителем, Генеральным проектировщиком АС и утверждена главным инженером АС.

3.3. Изменения, вносимые в проектную документацию и конструкцию оборудования РУ, влияющую на ядерную безопасность, в том числе по результатам физического и

энергетического пусков, должны быть обоснованы Генеральным конструктором РУ, Научным руководителем, Генеральным проектировщиком АС, согласованы с Госпроматомнадзором СССР и утверждены эксплуатирующей организацией до введения на РУ.

Эксплуатация АС разрешается при наличии оформленного в Госпроматомнадзоре СССР паспорта на реакторную установку и разрешения эксплуатирующей организации, согласованного с Госпроматомнадзором СССР. Изменения параметров, указанных в паспорте на РУ, требует оформления нового паспорта. Эти изменения должны быть предварительно согласованы с Научным руководителем и Генеральным конструктором РУ Форма паспорта и объем вносимой в него информации устанавливаются Госпроматомнадзором СССР.

3.4 Административное руководство АС на основе проектных материалов, с учетом требований технологического регламента эксплуатации РУ, регламента технического обслуживания и ремонта оборудования РУ организует разработку и выпуск для систем, важных для безопасности.

инструкций по проведению проверок и испытаний;

графиков проведения техобслуживания, планово-предупредительных и капитальных ремонтов систем и элементов;

графиков проведения испытаний и проверок функционирования систем безопасности.

3.5. Состояние систем РУ и условия, при которых разрешается пуск и эксплуатация реакторной установки, должны быть обоснованы в техническом проекте РУ и приведены в технологическом регламенте эксплуатации РУ.

3.6. Любые испытания на реакторной установке, не предусмотренные технологическим регламентом эксплуатации РУ, инструкциями по эксплуатации РУ, систем и оборудования РУ, должны проводиться по программам и методикам, содержащим обоснование ядерной безопасности и меры по обеспечению ядерной безопасности этих испытаний, согласованным Научным руководителем, Генеральным конструктором РУ, Генеральным проектировщиком АС и Госпроматомнадзором СССР и утвержденным эксплуатирующей организацией, и с разрешения Госпроматомнадзора СССР и эксплуатирующей организации.

3.7. При нарушении эксплуатационных пределов оперативным персоналом должна быть выполнена определенная последовательность действий, установленная в техническом проекте РУ и направленная на приведение РУ к нормальной эксплуатации.

В случае невозможности восстановления нормальной эксплуатации, РУ должна быть остановлена.

3.8. В случае возникновения на РУ аварийной ситуации должны быть выяснены и устранены причины ее возникновения и приняты меры для восстановления нормальной эксплуатации РУ. Эксплуатация РУ может быть продолжена только после выяснения и устранения причин возникновения аварийной ситуации по письменному распоряжению главного инженера АС.

3.9. Эксплуатирующая организация должна разработать перечень и порядок сообщений о нарушениях нормальной эксплуатации, аварийных ситуациях и авариях с указанием форм, сроков и организаций, которым направляются эти сообщения. Перечень должен быть согласован Госпроматомнадзором СССР.

3.10. Начальник смены АС обязан доложить административному руководству АС о каждом случае нарушений нормальной эксплуатации.

3.11. Оператор РУ имеет право и обязан самостоятельно остановить реактор, в случаях, предусмотренных технологическим регламентом, и если дальнейшая работа угрожает безопасности АС.

3.12. Для проектных аварий (включая ядерную аварию) действия персонала должны определяться Инструкцией по ликвидации аварий на АС, разрабатываемой административным руководством АС на основе ТОБ РУ и ТОБ АС. В инструкции должны быть рассмотрены проектные аварии и разработаны меры по ликвидации последствий аварий. Инструкция должна быть согласована Научным руководителем, Генеральным конструктором РУ и Генеральным проектировщиком АС.

3.13. Для управления запроектными авариями в соответствии с проектными материалами должно быть разработано специальное руководство, которое должно быть согласовано с Научным руководителем, Генеральным конструктором РУ и Генеральным проектировщиком АС.

3.14. С персоналом АС должны проводиться противоаварийные тренировки. Периодичность и порядок их проведения утверждается административным руководством АС.

3.15. В инструкции по ликвидации аварий на АС должен быть указан порядок ввода в действие планов мероприятий по защите персонала и населения в случае возникновения запроектной аварии.

3.16. С момента возникновения аварии и до начала работы комиссии по выявлению причин аварии категорически запрещается вскрывать контрольно-измерительную аппаратуру и устройства, менять уставки аварийной и предупредительной сигнализации и защиты.

Должны быть предусмотрены организационно-технические меры, исключающие возможность утраты зарегистрированной информации и несанкционированного доступа к устройствам и элементам, базам данных и архивам системы контроля и управления, в которых зафиксирована ситуация на РУ перед возникновением аварии и в последующий период.

3.17. В техническом проекте РУ должны быть обоснованы и в технологическом регламенте эксплуатации РУ приведены условия эксплуатации остановленного реактора с топливом в активной зоне, включая режимы загрузки и перегрузки. Для этих режимов должны быть, как минимум, определены:

объем контроля, в соответствии с требованиями пунктов 2.3.3.1, 2.3.3.3. и 2.3.3.6 настоящих Правил, с обязательным контролем плотности нейтронного потока и концентрации раствора жидкого поглотителя, если он применяется для данного типа РУ;

требования к готовности систем РУ, важных для безопасности.

3.18. Во время загрузки и перегрузки, а также при проведении на первом контуре РУ испытаний и ремонтных работ, заполнение реактора, первого контура РУ и связанных с ним систем должно производиться раствором жидкого поглотителя с концентрацией, не ниже определенной техническим проектом РУ.

Примечание: Данное требование относится к реакторам, в которых загрузка и перегрузка выполняются при заполненных однородным раствором жидкого поглотителя реактора и системах РУ.

3.19. Административное руководство АС на основе проектной документации и опыта эксплуатации должно разработать перечень ядерно-опасных работ.

3.20. Работы с системами (элементами), важными для безопасности, по выводу в ремонт и вводу в эксплуатацию, а также испытания, не предусмотренные технологическим регламентом эксплуатации блока (РУ), инструкциями по эксплуатации РУ, систем и оборудования являются ядерно-опасными.

3.21. Ядерно-опасные работы должны проводиться по специальному техническому решению (программе), утвержденному административным руководством АС.

Техническое решение (программа) должно содержать:

цель проведения ядерно-опасных работ,

перечень ядерно-опасных работ;

технические и организационные меры по обеспечению ядерной безопасности;

критерии и контроль правильности завершения ядерно-опасных работ,

указание о назначении ответственного за проведение ядерно-опасных работ.

Ядерно-опасные работы должны проводиться, как правило, на остановленном реакторе.

3.22. Подкритичность остановленного реактора при проведении ядерно-опасных работ должна быть не менее 0,02 для состояния активной зоны с максимальным эффективным коэффициентом размножения (для реакторов канального типа рабочие органы A3 должны быть взведены, а остальные рабочие органы СУЗ введены в активную зону).

3.23. После завершения ремонта оборудования и систем РУ, важных для безопасности, должна быть проведена проверка характеристик данных систем на соответствие проектным характеристикам. Проверка должна проводиться по программам, разработанным административным руководством АС, составленным на основании регламентов, разработанных Генеральным проектировщиком АС, Генеральным конструктором РУ и согласованных Научным руководителем.

3.24. В процессе любых испытаний систем, важных для безопасности должна проводиться проверка соответствия результатов испытаний критериям, установленным в техническом проекте РУ. Результаты испытаний должны оформляться актом.

4. ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАДЗОР И КОНТРОЛЬ ЗА

СОБЛЮДЕНИЕМ ПРАВИЛ И ОТВЕТСТВЕННОСТЬ ЗА ИХ НАРУШЕНИЕ

4.1. Государственный надзор за ядерной безопасностью осуществляет Государственный комитет СССР по надзору за безопасным ведением работ в промышленности и атомной энергетике (Госпроматомнадзор СССР) в соответствии с положением о нем, руководствуясь правилами и нормами по безопасности в атомной энергетике

4 2 Эксплуатирующая организация обязана осуществлять постоянный контроль за соблюдением требований настоящих Правил при вводе в эксплуатацию, эксплуатации и снятии с эксплуатации РУ.

4.3. Эксплуатирующая организация несет ответственность за создание необходимой организационной структуры на АС, которая обеспечивала бы соблюдение требований настоящих Правил на АС.

4.4. Эксплуатирующая организация должна организовывать периодические (1 раз в 1-2 года) инспекции по контролю за соблюдением на АС требований настоящих Правил и представлять результаты этих инспекций в Госпроматомнадзор СССР.

4.5. Периодически (не реже одного раза в год) приказом административного руководства АС должна назначаться внутренняя комиссия по проверке состояния ядерной безопасности на АС, в том числе выполнения требований настоящих Правил Акт комиссии должен утверждаться административным руководством АС. Один экземпляр акта направляется в Госпроматомнадзор СССР.

4.6. Организации, предприятия и ведомства, осуществляющие проектирование АС (РУ), разработку оборудования, его изготовление, сооружение и эксплуатацию АС (РУ), обязаны представлять органам Госпроматомнадзора СССР по их требованию информацию в виде проектных материалов, результатов исследований и расчетов, инструкций по эксплуатации и ремонту, актов о выполненных испытаниях и проверках систем (элементов), материалов по контролю качества изготовления элементов, сведений по подготовке персонала, сведений по эксплуатации систем (элементов), отказам работы элементов и результатам их анализа и др.

4 7. Должностные лица и инженерно-технические работники предприятий и организаций, виновные в нарушении настоящих Правил, несут ответственность в соответствии с действующим законодательством.

4.8. Руководители проектно-конструкторских, научно-исследовательских, строительно-монтажных, наладочных, ремонтных предприятий и организаций, а также предприятий изготовителей оборудования обязаны осуществлять контроль за соблюдением требований настоящих Правил при проектировании (конструировании), при выполнении строительно-монтажных, наладочных, ремонтных работ и при изготовлении оборудования РУ.

4.9. Административное руководство АС несет ответственность за обеспечение ядерной безопасности, организацию и проведение работ по обеспечению безопасного технического состояния РУ и АС и подготовленность персонала.

Административное руководство АС в соответствии с предоставленными ему эксплуатирующей организацией правами обязано определить ответственность конкретных должностных лиц и персонала АС за соблюдение требований ядерной безопасности в цехах, сменах, других подразделениях АС и конкретных рабочих местах.

4.10. Расследование ядерных аварий должно проводиться в соответствии со специальным документом, разрабатываемым эксплуатирующей организацией и согласованным с Госпроматомнадзором СССР.

Приложение

ДОПОЛНИТЕЛЬНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ ПО БЕЗОПАСНОСТИ АС

С НАИБОЛЕЕ РАСПРОСТРАНЕННЫМИ В СССР ТИПАМИ

РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК 4