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;

технико-экономическое обоснование выбранного варианта ВЭ ИЯУ;

перечень систем, важных для безопасности при ВЭ ИЯУ;

зонирование помещений (зданий) на площадке ИЯУ на период выполнения работ по ВЭ ИЯУ (в соответствии с требованиями санитарных правил);

технические решения, касающиеся изменения (сохранения) имеющихся систем и оборудования, необходимых для выполнения работ по ВЭ ИЯУ;

документация на сооружение дополнительных систем и оборудования, зданий и сооружений, в том числе дополнительных систем спецканализации, вентиляции, пылеподавления, местного отсоса воздуха с очисткой на аэрозольных фильтрах в случае необходимости их использования для обеспечения безопасности работников (персонала) и населения;

порядок контроля состояния физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и РВ;

порядок проверки работоспособности и соответствия проекту систем, важных для безопасности при ВЭ ИЯУ;

объем, способы и технические средства дозиметрического контроля и контроля радиационной обстановки;

мероприятия по обеспечению безопасности при выполнении демонтажных и дезактивационных работ;

режимы работы систем вентиляции и спецканализации;

перечень и результаты оценки объемов материалов повторного использования, предполагаемый порядок их передачи для дальнейшего хозяйственного использования;

ожидаемые количества (объемы) жидких и твердых РАО, их активность и характерный радионуклидный состав;

мероприятия по переработке и захоронению РАО;

результаты анализа радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду, и обоснование выполнения норм радиационной безопасности;

программа по управлению ресурсом систем и элементов, важных для безопасности при ВЭ ИЯУ;

критерии, которые должны быть использованы для подтверждения достижения конечного состояния площадки ИЯУ.

25. Устанавливаемые в проектной документации ВЭ ИЯУ объем, методы и средства радиационного контроля должны соответствовать требованиям норм радиационной безопасности и обеспечивать:

индивидуальный дозиметрический контроль персонала;

контроль радиационной обстановки в помещениях ИЯУ, на площадке, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения ИЯУ (при их наличии);

контроль выбросов (сбросов) РВ;

радиационный контроль РВ, РАО и материалов, предназначенных для повторного использования;

радиационный контроль транспортных средств и материалов при их перемещении за границы площадки ИЯУ.

26. Проектом ВЭ ИЯУ должно предусматриваться использование дистанционно управляемой техники в случае, если при проведении демонтажных работ без использования дистанционно управляемой техники есть риск радиационного воздействия на персонал выше допустимого.

27. Если для выполнения работ по выводу критических и подкритических стендов из эксплуатации не требуется разработка дополнительных технических средств и в проектах критических и подкритических стендов определены все необходимые мероприятия по обеспечению безопасности, работы по выводу их из эксплуатации допускается проводить в соответствии с проектом ИЯУ и программой ВЭ ИЯУ без разработки проекта ВЭ ИЯУ.

VII. Требования к отчету по обоснованию безопасности работ по выводу из эксплуатации исследовательской ядерной установки

28. Отчет по обоснованию безопасности вывода из эксплуатации исследовательской ядерной установки (далее - ООБ ВЭ ИЯУ) должен разрабатываться на основе проекта ИЯУ, программы ВЭ ИЯУ, проектной документации ВЭ ИЯУ и ООБ ИЯУ.

29. В ООБ ВЭ ИЯУ должно быть обосновано, что предусмотренные в проектной документации ВЭ ИЯУ технические решения и организационные мероприятия обеспечивают безопасное выполнение всех этапов и видов работ, установленных в программе ВЭ ИЯУ и проектной документации ВЭ ИЯУ.

30. Требования к содержанию ООБ ВЭ ИЯУ приведены в приложении N 4 к настоящим Правилам.