Раздел G. Безопасность обращения с отработавшим топливом

G.1. Общие требования безопасности (Статья 4)

Нормативно-правовой базой Российской Федерации предусмотрены меры для обеспечения того, чтобы на всех стадиях обращения с отработавшим топливом осуществлялась надлежащая защита персонала, населения и окружающей среды от радиационного воздействия, связанного с этим обращением.

Полный перечень нормативных документов приведен в приложении Е.

G.1.1. Критичность и отвод остаточного тепла (Статья 4 (i))

Федеральными нормами и правилами в области безопасного использовании атомной энергии предусмотрен исчерпывающий комплекс мер по обеспечению ядерной безопасности при обращении с ОЯТ и отводу остаточного тепла образующегося в ходе обращения с ОЯТ, включая этапы: пристанционного хранения, транспортирования, переработки на заводах по регенерации ОЯТ.

В соответствии с российской нормативной правовой базой эффективный коэффициент размножения нейтронов при обращении с отработавшим топливом должен поддерживаться на как можно более низком практически приемлемом уровне и не должен превышать 0,95 при нормальной эксплуатации.
При любом единичном отказе Кэф не должен превышать 0,98.

При проектировании, строительстве и эксплуатации установок и устройств, используемых при обращении с ОЯТ устанавливаются обязательные требования к технологическим и конструктивным решениям, направленным на исключение возникновения СЦР (ограничения на параметры ЯМ, оборудование, размещение оборудования и упаковок с ЯМ и т.д.)  и нарушений барьеров безопасности.
 
Обеспечение отвода остаточного тепла (пассивные и активные системы) в обязательном порядке предусматривается на всех стадиях обращения с отработавшим топливом для соблюдения пределов нормальной эксплуатации, причем предпочтение отдается пассивным системам.

При проектировании, строительстве и эксплуатации установок и устройств, используемых при обращении с ОЯТ, определяются перечни исходных событий проектных аварий и перечень запроектных аварий, включая исходные события, пути развития и последствия.

В обязательном порядке в перечень включаются аварии, связанные с возникновением СЦР и нарушением отвода остаточного тепла.

Перечень включает представительные сценарии аварий с тяжелыми последствиями для определения плана возможных ответных действий.

При определении  перечня запроектных аварий проводится их реалистический (не консервативный) анализ, содержащий оценки вероятностей путей протекания каждой конкретной запроектной аварии, приводящей к тяжелым повреждениям системы защитных барьеров.

Анализ последствий запроектных аварий, представленный в проекте, является основой для составления мероприятий по защите персонала и населения в случае аварий.

G.1.2. Минимизация образования радиоактивных отходов (Статья 4 (ii))

Решение вопросов минимизации образования радиоактивных отходов на всех этапах обращения с отработавшим топливом и их надежной изоляции от человека и биосферы на весь период потенциальной опасности относится к одной из основных мер обеспечения безопасности. Ведутся разработки новых методов переработки ОЯТ, которые могут существенно снизить количество отходов за счет исключения из процесса экстракционных методов.

G.1.3. Взаимозависимость различных стадий при обращении с отработавшим топливом (Статья 4 (iii))

В настоящее время хранение отработавшего топлива реализуется в двух вариантах:

• для отработавшего топлива энергоблоков ВВЭР-440 и БН-600, и отработавшего топлива исследовательских реакторов осуществляется промежуточное хранение в приреакторных  бассейнах выдержки, а затем вывоз на предприятие по переработке;
• отработавшее топливо энергоблоков ВВЭР-1000, РБМК-1000, ЭГП-6 и АМБ, отработавшее топливо исследовательских реакторов, которое не подвергается переработке, находится на контролируемом хранении в специальных пристанционных (приреакторных) хранилищах или в централизованном хранилище.

Существующая в России система регламентации проектирования, сооружения, эксплуатации, технического обслуживания и ремонта, инспектирования и испытаний установок по обращению с отработавшим топливом, а также учета и рассмотрения нарушений в их работе, позволяет обеспечивать непрерывность безопасности обращения с отработавшим топливом на всех этапах. Все указанные виды деятельности, как и транспортирование ОЯТ с реакторных площадок на "ПО "Маяк" или ГХК, находятся в сфере компетенции органов регулирования безопасности.

G.1.4. Защита человека, общества в целом и окружающей среды (Статья 4 (iv))

В соответствии с российским законодательством, эксплуатирующая организация обращается за получением лицензии на строительство и эксплуатацию установки по обращению с ОЯТ с подробным анализом его безопасности.

Анализ содержит детальное описание местоположения и технических характеристик установки, рабочие условия, оценки радиоактивных выбросов, прогнозируемое радиологическое воздействие на население и окружающую среду, модели, используемые для оценок воздействия, и меры по приведению в соответствие имеющихся технических средств и организационных мероприятий  по обеспечению безопасности нормативным требованиям (в случае наличия отступлений).

Вопрос о допустимости воздействия на окружающую природную среду решается в ходе проведения государственной экологической экспертизы.

Регулирующие органы рассматривают предоставленный анализ безопасности установки и принимают решение о выдаче или отказе в выдаче лицензии.

При необходимости регулирующий орган может выдать лицензию, ограничивающую эксплуатацию установки по обращению с ОЯТ некоторыми особыми условиями.

При эксплуатации установки по обращению с ОЯТ эксплуатирующая организация проводит собственный мониторинг для контроля того, чтобы сбросы и выбросы радиоактивных веществ в окружающую среду и содержание радионуклидов в объектах окружающей среды находились в установленных пределах. Местные или федеральные компетентные органы также осуществляют независимую программу мониторинга.

Выполнение требований созданной в Российской Федерации нормативной и правовой базы, обеспечивает соблюдение требований экологической безопасности, при этом подразумевается, что стандарты контроля за состоянием окружающей среды, необходимые для обеспечения радиационной защиты человека на современном уровне, гарантируют, что представители других биологических видов также не подвергаются риску.

В основу этих требований положена Концепция глубокоэшелонированной защиты, которая  осуществляется на всех этапах деятельности, связанной с обращением с  ОЯТ (Подробно изложено в разделах E и F).
 
Учитывая международные рекомендации и рекомендации "Основ экологической политики Росатома", на предприятиях, связанных с обращением с ОЯТ начато внедрение международных экологических стандартов.

Для проектов ввоза ОТВС в Российскую Федерацию на хранение и переработку предусмотрена процедура реализации единого проекта, предусматривающая  реализацию специальных экологических программ за счет средств проекта.

G.1.5. Учет биологических, химических и других рисков, которые могут быть связаны с обращением с отработавшим топливом
(Статья 4 (v))

При проектировании, строительстве и эксплуатации установок и устройств используемых при обращении с ОЯТ учитываются все факторы вредного воздействия и проводится оценка риска от этого воздействия.

Анализ рисков ведется как для нормальной эксплуатации, так и для аварийных ситуаций.

Учет рисков, которые могут быть связаны с обращением с отработавшим топливом, является обязательным условием выдачи лицензии и ее действия.

Проект систем, важных для безопасности ЯУ и пунктов хранения,  должен предусматривать учет  механических, тепловых, химических и прочих воздействий, возникающих при проектных авариях (НП-016-05).

G.1.6. Анализ действий, имеющих предсказуемые последствия для будущих поколений (Статья 4 (vi))

Принцип защиты будущих поколений реализуется за счет выполнения требований к анализу прогнозируемых уровней радиационного воздействия на будущие поколения, обусловленных обращением с ОЯТ, которые не должны превышать допустимых уровней облучения населения, установленных действующими нормативными документами (приложение Е).

G.1.7. Минимизация бремени на будущие поколения (Статья 4 (vii))

Невозложение на будущие поколения необоснованного бремени, связанного с необходимостью обеспечения безопасности при обращении с ОЯТ определено требованиями нормативных документов (приложение Е).

G.2. Существующие установки (Статья 5)

В соответствии с национальной практикой обращение с ОЯТ сочетает хранение и переработку.

Хранение ОЯТ осуществляется:

• в приреакторных и пристанционных хранилищах АЭС и ИР (основные показатели хранилищ ОЯТ АЭС приведены в Приложении G);
• в хранилищах бассейнового типа на двух комбинатах Росатома (ГХК и ПО "Маяк");
• на судах атомного технологического обслуживания атомного ледокольного флота (ОЯТ транспортных реакторов).

Переработка ОЯТ энергетических реакторов типа ВВЭР-440 АЭС России и АЭС, построенных по российским проектам, а также ректоров БН-350 и БН-600, реакторов транспортных ЯЭУ ледоколов и ИР производится на  заводе РТ-1 ФГУП "ПО "Маяк".

Безопасность установок по обращению с ОЯТ обеспечивается соответствием требованиям нормативно-правовых документов Российской Федерации, регламентирующих деятельность в области безопасности обращения с ОЯТ, определяемым при выдаче лицензий на эксплуатацию.

Существующая в России система регламентации проектирования, сооружения, эксплуатации, технического обслуживания и ремонта, инспектирования и испытаний  установок по обращению с ОЯТ, а также учета и рассмотрения нарушений в их работе, позволяет обеспечивать непрерывность безопасности обращения с ОЯТ на всех этапах.

Все предприятия ЯТЦ, имеющие установки по обращению с ОЯТ, ежегодно представляют отчет в соответствии с положениями документа "Требования к годовому  отчету  о  ядерной и радиационной безопасности предприятий ЯТЦ" (РД 05-11-95).

ОЯТ АЭС

По состоянию на 01.01.2006  в России  эксплуатируется  31 энергоблок, суммарной мощностью 23242 МВт. В хранилищах ОЯТ на АЭС находится   12350 тонн ОЯТ, в том числе 10288 тонн РБМК.

Отработавшее топливо реакторов  типа РБМК и ЭГП хранится на АЭС в станционных хранилищах.

Отработавшее топливо реакторов типа ВВЭР-1000  хранится в приреакторных бассейнах выдержки и после трех лет хранения вывозится в централизованное мокрое хранилище на ФГУП "ГХК".

Отработавшее топливо реакторов типа ВВЭР-440 и БН-600 вывозится  на ФГУП "ПО "Маяк".

Отработавшее топливо остановленных реакторов АМБ Белоярской АЭС хранится на АЭС (5000 ОТВС) и на ФГУП "ПО "Маяк" (2200 ОТВС).

В таблицах  В1.1 и B1.2 приложения В1 представлены данные  по размещению и количеству ОЯТ реакторов различного типа  по состоянию на 01.01.2006.  Наибольшее количество ОЯТ находится на ФГУП "ПО "Маяк"  и ФГУП "ГХК".

Используемая в настоящее время технология мокрого хранения ОЯТ в воде является необходимой начальной стадией обращения с ОЯТ, т.к. обеспечивает эффективное охлаждение ТВС.

Важнейшим вопросом, над решением которого ведутся интенсивные работы, является определение предельных сроков мокрого хранения с учетом состояния ОЯТ. Например, в водной среде протекают процессы коррозии материалов, вследствие чего мокрое хранение в течение длительного времени сопровождается образованием радиоактивных отходов.

Предусмотрен переход на сухой способ хранения, при котором коррозия отработавшего топлива и конструкционных материалов будет незначительна и существенно сократится количество образующихся отходов.

Ведутся  работы  по  определению оптимальных режимов сухого хранения ОЯТ (до 50 лет).

В процессе хранения и по его окончании должна быть обеспечена возможность извлечения ОЯТ для инспекции, переработки (или для подготовки к геологической изоляции).

Отработавшее топливо исследовательских реакторов

Отработавшее топливо ИР частично переработано на заводе РТ-1.

Некоторая часть ОЯТ не перерабатывалась. Это отработавшее топливо накапливалось во временных хранилищах исследовательских центров, которые в настоящее время, в большинстве случаев, почти заполнены.
На контролируемом хранении находится около 90 тонн ОЯТ.

Вследствие большого разнообразия конструкций отработавшего топлива, различий топливных композиций и конструкционных материалов, ведутся работы по выбору технологии переработки или долговременного хранения ОЯТ.

По действующей водно-экстракционной технологии перерабатывается топливо ИРТ-1000, ИРТ-2М, ИРТ-3М, ВВР-(С, К, М, М2, М3, М5, М7), МР, т.е. топливо на основе керамического топлива UO₂ в оболочках из циркониевого сплава Э-110  и топливо на основе дисперсионных топливных композиций UA1₃ - Al, UO₂ - А1 с различной степенью обогащения по урану-235 в оболочке из алюминиевых сплавов.

Предполагается, что длительному хранению с перспективой последующего захоронения подлежит неперерабатываемое на сегодняшний день отработавшее топливо исследовательских реакторов СМ-2, СМ-3 на основе дисперсионной топливной композиции диоксида урана в медно-магниевой матрице в оболочке из стали ЭИ-847.

Для отработавшего топлива на основе керамической композиции в различных стальных оболочках - ЭИ-172, ЭИ-847, ЧС-68 и др. экспериментальных исследовательских реакторов БОР-60, БР-10, ИБР-2, ИБР-30  отрабатывается технология переработки пироэлектрохимическим методом с последующим вовлечением в цикл регенерированного урана и плутония.

Обращение с отработавшим ядерным топливом на ФГУП "ПО "Маяк"

ФГУП "ПО "Маяк" одно из первых предприятий атомной промышленности России. В его состав входит завод РТ-1, который работает с 1977 года.

Основной задачей завода РТ-1 ФГУП "ПО "Маяк" является прием, временное хранение и переработка различных видов ОТВС: энергетических реакторов типа ВВЭР-440 и БН, исследовательских реакторов и ЯЭУ атомного ледокольного флота.

Переработка ОЯТ осуществляется в соответствии с условиями действия лицензии Ростехнадзора (Госатомнадзора) России № ГН-03-115-1241, выданной 27 февраля 2004 г. ФГУП "ПО "Маяк" на право эксплуатации радиохимического завода РТ-1.

Технологическая схема переработки ОЯТ на заводе РТ-1 весьма близка к классическому варианту схемы PUREX-процесса.

Системы и элементы безопасности обращения с отработавшим топливом ФГУП "ПО "Маяк" по характеру выполняемых ими функций подразделяются на:

• локализующие;
• обеспечивающие;
• управляющие.

Эти системы обеспечивают защиту персонала завода, населения и окружающей среды от радиационного воздействия, обусловленного деятельностью по обращению с отработавшим топливом.

Локализующие системы безопасности

На РТ-1 предусмотрены локализующие системы безопасности (физические барьеры), предназначенные для удержания при аварии РВ и ионизирующего излучения  в предусмотренных проектами подразделений РТ-1 границах и предотвращения их выхода в окружающую среду.

В режиме нормальной эксплуатации объекта локализующие системы предотвращают распространение РВ в пределах производственных помещений, предотвращая тем самым загрязнение рабочих мест и переоблучение персонала.

Одним из основных требований к локализующим системам безопасности является изоляция радиоактивных веществ в пределах установок, в которых ведутся работы с ядерными материалами и радиоактивными веществами. Во исполнение данного требования технологические системы и элементы завода, содержащие ядерные материалы, радиоактивные вещества и радиоактивные отходы размещаются в герметичных помещениях (каньоны, камеры, боксы).

В составе локализующей системы безопасности, для ограничения поступления радионуклидов в рабочие помещения и окружающую среду, действуют системы статических (оборудование, стены и перекрытия помещений, защитные экраны) и динамических (системы вентиляции, газоочистное оборудование) барьеров.

Обеспечивающие системы безопасности

Обеспечивающие системы безопасности, функционирующие на заводе, предназначены для снабжения систем безопасности энергией, рабочей средой и создания условий для их функционирования.

Управляющие системы безопасности

В настоящее время, в частности, на предприятии разработаны и внедрены в технологический процесс информационно-управляющие системы "МАИС-Т" (технологическая) и "МАИС-Д" (дозиметрическая).

Управляющие системы безопасности предназначены для выполнения следующих задач:

• измерения технологических параметров (система "МАИС-Т");
• измерения мощности экспозиционной дозы (МЭД) гамма-излучения и выбросов радионуклидов в окружающую среду (система "МАИС-Д");
• обработки поступающей информации;
• сигнализации отклонений от заданных установок;
• представления оперативных и архивных данных о технологических параметрах и радиационной обстановке в зданиях, помещениях и выбросах в атмосферу.

Обеспечение радиационной безопасности достигается путем неукоснительного выполнения норм технологического режима, предусмотренных соответствующими разделами регламентов.

В соответствии с "Основными санитарными правилами обеспечения радиационной безопасности" (ОСПОРБ-99) все работы, проводимые в производственных зданиях завода, относятся к работам I-ого класса.

В зданиях завода предусмотрены технические меры по обеспечению радиационной безопасности в соответствии с требованиями для производств I-ого класса:

• достаточная биологическая защита;
• дистанционное управление технологическими процессами;
• герметичная аппаратура;
• принудительная вентиляция необходимой кратности объема воздуха;
• очистка технологического и вентиляционного воздуха перед выбросом в атмосферу;
• безопасное удаление радиоактивных жидких и твердых отходов.

Предусмотрены следующие организационно-технические мероприятия:

• выполнение ремонтных работ по допусковой системе;
• обучение персонала безопасным приемам работ в соответствии с заводскими требованиями "Основных положений по работе с персоналом в подразделениях завода";
• прохождение медицинских осмотров и психофизиологических обследований в соответствии с приказом Минздрава РФ от 09.04.1997 г. № 105 "О порядке проведения медосмотров и психофизиологических обследований работников объектов использования атомной энергии";
• радиационный контроль на всех этапах переработки отработавшего топлива осуществляется в соответствии с утвержденными в установленном порядке требованиями "Регламента радиационного контроля".

Для действий при возникновении нештатных ситуаций (нарушения, аварии, т.д.) разработаны и утверждены  в установленном порядке "Инструкция по действиям персонала в аварийных ситуациях" № 14245 и "Инструкция по действиям персонала при возникновении самоподдерживающейся цепной реакции" инв. № 13772.

Контроль радиационной безопасности при переработке ОЯТ и обращении с твердыми радиоактивными отходами осуществляется в соответствии с "Регламентом радиационного контроля" инв. № 14116.

Эффективные дозы облучения персонала РТ-1 складываются из доз внешнего гамма- и нейтронного излучения доз внутреннего облучения от поступления плутония. Вклад бета-излучения в эффективную дозу незначителен и составляет менее 0,01 мЗв в год. Эффективные дозы облучения персонала меньше нормативных.

Значения выбросов находятся на уровне среднемноголетних. Превышений контрольных уровней выбросов радиоактивных веществ, а тем более предельно допустимых выбросов на территории РТ-1, за последние 5 лет не наблюдалось.

В настоящее время текущие выбросы радионуклидов в атмосферу от всех действующих источников предприятия практически не влияют на радиационную обстановку в районе ФГУП "ПО "Маяк".

Значения контрольных уровней на выпадения установлены в документе "Контрольные уровни выпадений радиоактивных веществ на территории промплощадки ФГУП "ПО "Маяк" на период с 2002 по 2005 годов".

Радиационная обстановка на территории промплощадки предприятия сформировалась в 1950-1960 гг. В настоящее время она характеризуется высокой стабильностью и отчетливой тенденцией к снижению параметров радиоактивного загрязнения.

Радиационный мониторинг на ФГУП "ПО "Маяк" производится Лабораторией физических методов анализа Центральной заводской лаборатории. Данная лаборатория аттестована в установленном порядке и имеет Аттестат аккредитации Госстандартом России в качестве лаборатории радиационного контроля.

Ведутся работы по реабилитации населения и  территорий, в том числе реализуемые в рамках федеральных целевых программ и других проектов и программ по обеспечению радиационной безопасности в регионе.

Обращение с отработавшим ядерным топливом на ФГУП "ГХК"

Хранение отработавшего топлива ВВЭР-1000 осуществляется ФГУП "ГХК" в "мокром" хранилище, введенном в эксплуатацию в 1986 г.

Эксплуатация хранилища осуществляется в соответствии с условиями действия лицензии Ростехнадзора (Госатомнадзора) России от 25.12.2005 № ГН-03-301-0724, выданной  ФГУП "ГХК" на право эксплуатации стационарного сооружения, предназначенного для хранения ядерных материалов - хранилища ТВС реакторов типа ВВЭР-1000, содержащих ОЯТ.

Проектная вместимость хранилища - 6000 т по урану. Ведутся работы по увеличению вместимости до 8600 т.

В состав хранилища входят: отделение приема, отделение хранения, общий транспортный зал  и отделение технологического обеспечения.

Надежность работы системы обращения с отработавшим топливом в хранилище ФГУП "ГХК" обеспечивается качеством проектирования и изготовления, а также надежностью оборудования, контролем за его состоянием в процессе эксплуатации, организацией и выполнением работ в соответствии с требованиями эксплуатационной документации.

Специфической особенностью системы хранения и обращения с отработавшим топливом  во всех хранилищах в соответствии с российской нормативной правовой базой является независимость подсистем друг от друга. Это выражается в том, что отказ одной из подсистем не ведет к отказу другой подсистемы или отказу системы в целом. Отказ любой из подсистем может привести только к задержке в выполнении функции одной или нескольких подсистем на время проведения ремонтно-восстановительных работ.

Важной составляющей частью экологической безопасности при транспортировании и хранении отработавшего топлива является проведение радиоэкологического мониторинга.

Лабораторией радиоэкологического мониторинга (ЛРЭМ) РЦ ГХК контролируются:

• выбросы радионуклидов и вредных химических веществ (ВХВ) в атмосферу;
• содержание радионуклидов в приземном слое атмосферы;
• содержание радионуклидов в атмосферных выпадениях;
• содержание радионуклидов в грунтовых и подземных водах;
• содержание радионуклидов в почве и растительности;
• содержание радионуклидов и ВХВ в сбросных водах;
• содержание радионуклидов и ВХВ в воде реки Енисей и в воде ручьев;
• содержание радионуклидов в донных отложениях, водной растительности и в рыбе;
• содержание радионуклидов в пищевых продуктах;
• радиационная обстановка на местности.

Результаты контроля по всем контролируемым показателям  ежегодно оформляются в виде отчетов  о "Радиоэкологической обстановке в районе размещения ГХК".

Содержание радионуклидов в атмосферном воздухе в 2005г. на промплощадке, в границах СЗЗ и в ближайших населенных пунктах было существенно ниже допустимых уровней, регламентированных НРБ-99.

Помимо регламентных процедур оценки соответствия нормам и правилам, на предприятии был проведен анализ безопасности хранилища отработавшего топлива реакторов ВВЭР-1000, выполненного с участием экспертов европейского сообщества и российских организаций (проект №R-01|94 программы TАCIS). Была составлена классификация нештатных и аварийных ситуаций, относящихся к хранилищу. Выполнен вероятностный анализ безопасности для потенциальных аварийных последовательностей.

В настоящее время на ФГУП "ГХК" осуществляется контролируемое хранение около 4300 т отработавшего топлива.

Ведущийся радиологический мониторинг показывает отсутствие влияния хранилищ ОЯТ на окружающую среду.

Оперативную информацию об уровнях  гамма-фона через созданную на ФГУП "ГХК" автоматизированную систему контроля радиационной обстановки (АСКРО), можно получить в сети Интернет на сайте http://askro.atomlink.ru/.

В полном соответствии с лицензией на ФГУП "ГХК" ведется строительство "сухого" хранилища, предназначенного для хранения топлива ВВЭР-1000 и РБМК.

G.3. Выбор площадок для предлагаемых установок (Статья 6)

Размещение установок по обращению с ОЯТ является лицензируемым видом деятельности и регламентируется российской нормативной правовой базой (E.2.2).

Поскольку объекты обращения с отработавшим топливом относятся к числу источников повышенной опасности и их деятельность представляет собой угрозу здоровью, жизни населения и окружающей среде, то в российской нормативной правовой практике установлены требования, касающиеся размещения этих объектов:

• постановление Правительства РФ от 14 марта 1997 г. № 306 "О правилах принятия решений о размещении и сооружении ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения";
• федеральные нормы и правила НП-032-01. "Размещение АЭС. Основные критерии и требования по обеспечению безопасности";
• федеральные нормы и правила НП-050-03 "Размещение ядерных установок ядерного топливного цикла. Основные критерии и требования по обеспечению безопасности".

Указанные документы разработаны с учетом следующих международных документов:

• 50-C-S (Rev.1). Свод положений по безопасности атомных электростанций: выбор площадок для АЭС. МАГАТЭ. Вена, 1990;
• 50-SG-S1. Учет землетрясений и связанных с ними явлений при выборе площадок для атомных электростанций. МАГАТЭ. Вена, 1994.

Решение о размещении принимается с учетом:

• потребностей в них для решения хозяйственных задач Российской Федерации и отдельных ее регионов;
• наличия необходимых для размещения указанных объектов условий, отвечающих нормам и правилам в области использования атомной энергии;
• отсутствия угрозы безопасности ядерной установке, радиационному источнику или пункту хранения со стороны расположенных вблизи гражданских промышленных объектов;
• возможных социальных и экономических последствий размещения указанных объектов использования атомной энергии для промышленного, сельскохозяйственного, социального и культурно-бытового развития региона.

Содержание работ, осуществляемых в ходе инженерных изысканий для изучения природных условий площадок размещения ЯУ, определяется Министерством регионального развития Российской Федерации по согласованию с Ростехнадзором (постановление Правительства Российской Федерации от 19.01.2006 № 20).

Документы по оценке радиационного воздействия на окружающую среду вместе с другими необходимыми проектными документами в обязательном порядке проходят государственную экологическую экспертизу с учетом выводов экспертиз, проводившихся общественными организациями.

Материалы обоснований инвестиций могут использоваться для проведения социологических исследований, опросов общественного мнения и референдумов о возможности сооружения объекта.

Запрещается размещение, проектирование, строительство объектов по обращению с отработавшим топливом на территориях с большой концентрацией населения, курортных, рекреационных, лечебно-оздоровительных зон и округов санитарной охраны, в сейсмически опасных зонах, традиционных мест массового отдыха и лечения населения.

При выборе площадок для размещения новых установок по обращению с ОЯТ Российская Федерация будет исходить из положения пункта 2 статьи 6 Конвенции.

G.4. Проектирование и сооружение установок (Статья 7)

Проектирование и сооружение установок по обращению с отработавшим топливом является лицензируемым видом деятельности и регламентируется российской нормативной правовой базой (E.2.2).

Установка по обращению с ОЯТ, согласно требованиям безопасности, должна быть спроектирована и сооружена так, чтобы ее радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, не приводили к превышению установленных пределов доз облучения персонала и населения, нормативов выбросов и сбросов радиоактивных веществ, содержания радиоактивных веществ в окружающей среде.

Требованиями федеральных норм и правил (НП-016-05) установлено, что организационные и технические мероприятия при проектировании и сооружении установки по обращению с ОЯТ должны проводиться с учетом ее предстоящего вывода из эксплуатации (закрытия).

Технические и организационные решения, принимаемые для обеспечения безопасности установок по обращению с ОЯТ, должны быть апробированы прежним опытом или испытаниями, исследованиями, опытом эксплуатации прототипов. Такой подход должен применяться при проектировании установок, разработке и изготовлении оборудования, сооружении, реконструкции и модернизации его систем (элементов).

При выявлении на любом из этапов сооружения объектов дополнительных факторов, приводящих к снижению уровня безопасности этих объектов, ухудшению состояния окружающей среды или влекущих иные неблагоприятные последствия сооружение прекращается или приостанавливается.

Причем, предложения по пересмотру принятого решения о сооружении могут быть приняты органами государственной власти, органами местного самоуправления и общественными организациями (объединениями).

G.5. Оценка безопасности установок (Статья 8)

В соответствии со статьей 11 Федерального закона "Об экологической экспертизе" обязательной государственной экологической экспертизе подлежат:

• технико-экономические обоснования и проекты сооружения, реконструкции, расширения, технического перевооружения, консервации и ликвидации установок по обращению с ОЯТ;
• материалы обоснования лицензий на осуществление деятельности (например, эксплуатация установки по обращению с ОЯТ), способной оказать воздействие на окружающую природную среду.

Заключение государственной экологической экспертизы должно быть представлено в Ростехнадзор в составе пакета обосновывающих документов для получения лицензии на сооружение или эксплуатацию установки по обращению с ОЯТ.

Для получения лицензии на сооружение или эксплуатацию установки по обращению с ОЯТ эксплуатирующая организация обеспечивает разработку и представление в орган регулирования безопасности ООБ, в котором должна быть приведена система технических и организационных мер по обеспечению безопасности установки по обращению с ОЯТ. В составе ООБ должны содержаться результаты анализа безопасности установки по обращению с ОЯТ, в том числе перечень исходных событий проектных аварий и перечень запроектных аварий, результаты детерминистского и вероятностного анализов безопасности установки по обращению с ОЯТ.

G.6. Эксплуатация установок (Статья 9)

Все организации, эксплуатирующие установки по обращению с ОЯТ имеют лицензии Ростехнадзора на эксплуатацию.

Выдача лицензий на эксплуатацию осуществляется Ростехнадзором только после получения положительного заключения экологической экспертизы и экспертизы безопасности,  выполнения программы ввода в эксплуатацию установки и проведения инспекций по проверке состояния безопасной эксплуатации готовности эксплуатирующей организации  к безопасной эксплуатации установки.

Инспекции в процессе рассмотрения материалов для получения лицензий проводятся с целью:

• оценки вопросов обеспечения безопасности непосредственно на установке;
• проверки на местах достоверности представленной информации;
• оценки возможностей и наличия условий у эксплуатирующей организации для ведения заявленной деятельности.

В настоящее время Ростехнадзор выдает лицензии, как правило, со сроком действия до 5 лет, с такой же периодичностью проводит оценку безопасности установки, предусматривающую подтверждение или пересмотр эксплуатационных пределов и условий с учетом опыта эксплуатации и состояния научно-технической поддержки.

В соответствии с требованиями Федерального закона "Об использовании атомной энергии" эксплуатирующей организацией осуществляется постоянный контроль безопасной эксплуатации ядерной установки на всех этапах ее жизненного цикла.

Система контроля и инспекций, осуществляемая эксплуатирующей организацией, нацелена на раннее выявление и предупреждение недостатков в работе установки и их своевременное устранение.

Периодически, в соответствии с требованиями нормативных документов, проводится проверка работоспособности систем безопасности и других систем установки, важных для безопасности.

Эксплуатирующая организация осуществляет комплексные и целевые проверки безопасной эксплуатации установки, проверку выполнения условий действия лицензий, выданных Ростехнадзором.

Эксплуатирующая организация обеспечивает также постоянный контроль и инспекции состояния оборудования путем проведения технического освидетельствования оборудования.

Информация по результатам контрольно-инспекционной деятельности эксплуатирующей организации оформляется в виде отчетов.

Все вопросы предупреждения и ликвидации инцидентов в области обращения с отработавшим топливом осуществляются в рамках созданной в Российской Федерации Единой государственной системы предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций.

После достижения проектного срока службы установки эксплуатирующая организация должна подтвердить наличие остаточного ресурса эксплуатации установки.

Эксплуатирующая организация обеспечивает разработку планов вывода из эксплуатации с учетом  проведенных модернизаций и последствий имевших место инцидентов.

G.7. Захоронение отработавшего топлива (Статья 10)

Захоронение отработавшего топлива в настоящее время в Российской Федерации не предусматривается.