4. Вывод из эксплуатации ИЯУ (далее - ВЭ ИЯУ) должен выполняться в соответствии принципами обеспечения безопасности, установленными в НП-033-11 и НП-091-14. Реализуемые на ИЯУ организационные и технические мероприятия должны обеспечивать:

непревышение регламентируемых нормами радиационной безопасности основных пределов доз облучения работников (персонала) и населения, нормативов выбросов (сбросов) радиоактивных веществ (далее - РВ);

снижение радиационного воздействия ВЭ ИЯУ на работников (персонал), население и окружающую среду до минимально возможных значений с учетом экономических и социальных факторов;

исключение применения в хозяйственной деятельности материалов повторного использования, имеющих радиоактивное загрязнение выше установленных пределов.

5. На этапе эксплуатации ИЯУ планирование эксплуатирующей организацией работ по ВЭ ИЯУ должно проводиться на основе проектной документации (далее - проекта) ИЯУ, концепции ВЭ ИЯУ, представленной в проекте ИЯУ и в отчете по обоснованию безопасности ИЯУ (далее - ООБ ИЯУ), и завершается разработкой программы ВЭ ИЯУ, определяющей порядок, условия и планируемые сроки выполнения основных мероприятий по ВЭ ИЯУ.

Для ИЯУ, введенных в эксплуатацию до утверждения настоящих Правил, концепция ВЭ ИЯУ может быть представлена только в ООБ ИЯУ.

Концепция вывода из эксплуатации ИЯУ должна содержать описание планируемого варианта вывода из эксплуатации ИЯУ, предполагаемого конечного состояния площадки, зданий и сооружений ИЯУ, основные меры по обеспечению безопасности при обращении с РАО, образующимися при выводе из эксплуатации ИЯУ и описание порядка сбора информации, важной для обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации ИЯУ

6. При выборе и актуализации концепции ВЭ ИЯУ должен учитываться опыт обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации аналогичных ИЯУ, а также:

наличие (отсутствие) на площадке ИЯУ особых радиоактивных отходов;

результаты оценки возможного количества радиоактивных отходов (далее - РАО);

результаты ликвидации последствий имевших место аварий;

условия захоронения, переработки или долговременного хранения удаляемых РАО, образующихся при ВЭ ИЯУ;

наличие рядом с площадкой ВЭ ИЯУ других объектов использования атомной энергии;

ожидаемые дозы облучения работников (персонала) и населения;

ожидаемое радиационное воздействие на окружающую среду работ по ВЭИЯУ;

необходимость разработки и использования нового оборудования;

установленные сроки реализации ВЭ ИЯУ;

финансовое обеспечение работ по ВЭ ИЯУ.

7. Эксплуатирующая организация должна разработать и реализовать Программу обеспечения качества при ВЭ ИЯУ.

8. С целью сбора и сохранения информации, необходимой для принятия обоснованных решений в обеспечении безопасности при ВЭ ИЯУ, эксплуатирующая организация должна сформировать и вести базу данных по ВЭ ИЯУ. Требования к порядку формирования и содержанию базы данных по ВЭ ИЯУ приведены в приложении N 1 к настоящим Правилам.

9. Подготовка и проведение ВЭ ИЯУ должны основываться на дифференцированном подходе, учитывающем конструктивные, технологические и эксплуатационные особенности ИЯУ и потенциальную опасность работ по ВЭ ИЯУ.

III. Требования к обеспечению безопасности при выводе из эксплуатации исследовательской ядерной установки, реализуемые на этапах размещения, проектирования, сооружения и эксплуатации

10. На этапе размещения ИЯУ должна оцениваться пригодность площадки ИЯУ для осуществления в будущем деятельности по ВЭ ИЯУ. В ООБ ИЯУ должно быть показано, что при обосновании возможности размещения ИЯУ, проведенном по результатам анализа характеристик площадки ИЯУ и внешних воздействий природного и техногенного характера, учитывались работы по ВЭ ИЯУ.

11. На этапе размещения ИЯУ следует провести радиационное обследование площадки ИЯУ и обеспечить последующее использование полученной информации для обоснования достижения планируемого конечного состояния площадки ИЯУ после завершения работ по ВЭ ИЯУ.

12. Для действующих ИЯУ концепция ВЭ ИЯУ должна разрабатываться с учетом характеристик площадки ИЯУ, наличия путей и средств транспортирования РАО с площадки ИЯУ на хранение и (или) захоронение, наличия мест хранения РАО, которые будут образовываться при ВЭ ИЯУ.

13. Проектом ИЯУ в составе технических решений, направленных на обеспечение безопасности при ВЭ ИЯУ, должно быть предусмотрено использование при изготовлении оборудования, конструкций и радиационной защиты ИЯУ материалов, которые при выполнении возложенных на них функций обеспечивают:

наименьшие уровни активации при эксплуатации;

возможность использования образцов-свидетелей с целью оценки радиационной нагрузки на корпус, внутрикорпусные устройства активной зоны и оборудование;

возможность использования для покрытия бетонных конструкций в радиационно-опасных помещениях влагостойких материалов с малой сорбционной способностью, допускающих проведение дезактивации;

радиационную безопасность при ВЭ ИЯУ.

14. В проекте ИЯУ должны быть приведены предварительные технические решения и оценки, касающиеся:

перечня систем и оборудования, необходимых для выполнения работ по ВЭИЯУ;

технологий, приемлемых для дезактивации и демонтажа оборудования и конструкций ИЯУ при ВЭ ИЯУ;

количества (объема) и активности РАО, образующихся при ВЭ ИЯУ;

порядка формирования, ведения и использования базы данных по ВЭИЯУ;

радиационной обстановки на площадке ИЯУ после окончания эксплуатации ИЯУ.

15. На этапе сооружения исследовательского реактора эксплуатирующая организация должна обеспечить сбор и систематизацию данных о химическом составе материалов оборудования, конструкций и радиационной защиты реактора с целью обеспечения возможности оценки наведенной активности при эксплуатации.

16. На этапе эксплуатации ИЯУ эксплуатирующая организация должна дополнять базу данных по ВЭ ИЯУ и, по мере необходимости, но не реже одного раза в десять лет, уточнять представленную в ООБ ИЯУ концепцию ВЭ ИЯУ с учетом опыта эксплуатации ИЯУ.

17. На этапе эксплуатации ИЯУ в режиме окончательного останова эксплуатирующая организация должна по технологии, определенной в проекте ИЯУ, удалить с площадки ИЯУ отработавшее ядерное топливо (далее - ОЯТ) и(или) ядерные материалы (далее - ЯМ), радиоактивные технологические среды из оборудования, систем и помещений ИЯУ, провести комплексное инженерно-радиационное обследование (далее - КИРО).

18. В случае невозможности удаления части ЯМ с площадки ИЯУ по технологии, определенной в проекте ИЯУ, без проведения дополнительных демонтажных работ и при условии, что суммарная масса плутония, нуклидов уран-233 и уран-235 не превышает 300 г., вышеуказанные работы допускается выполнять в соответствии с проектной документацией ВЭ ИЯУ.

IV. Программа вывода из эксплуатации исследовательской ядерной установки

19. Программа ВЭ ИЯУ должна быть разработана и утверждена ЭО до проведения КИРО и актуализирована по результатам КИРО.

20. Структура и содержание программы ВЭ ИЯУ должны соответствовать требованиям, установленным в приложении N 2 к настоящим Правилам.

V. Комплексное инженерное и радиационное обследование исследовательской ядерной установки

21. КИРО ИЯУ должно проводиться в соответствии с программой, разработанной и утвержденной ЭО, требования к структуре и содержанию которой приведены в приложении N 3 к настоящим Правилам.

22. По результатам КИРО должна быть получена информация, касающаяся инженерно-технического состояния зданий, сооружений, систем и оборудования ИЯУ и радиационной обстановки в зданиях (помещениях) и на площадке ИЯУ. Объем информации, полученной при КИРО и представленной в отчете по результатам КИРО, должен быть достаточным для разработки (корректировки) программы ВЭ ИЯУ и разработки проектной документации ВЭ ИЯУ (далее - проект ВЭ ИЯУ).

VI. Требования к проектной документации вывода из эксплуатации исследовательской ядерной установки

23. Проект ВЭ ИЯУ должен разрабатываться на основе концепции ВЭ ИЯУ и программы ВЭ ИЯУ.

24. В проектной документации ВЭ ИЯУ должны быть приведены:

конечное состояние и ожидаемый сценарий последующего использования площадки. ИЯУ после завершения ВЭ ИЯУ;