IX. РУКОВОДСТВО ПО БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ "РЕКОМЕНДАЦИИ К ОБОСНОВАНИЮ ОСТАТОЧНОГО РЕСУРСА СТРОИТЕЛЬНЫХ КОНСТРУКЦИЙ ОБЪЕКТОВ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ" (РБ-167-20)
IX. Принятие решения о возможности дальнейшей эксплуатации объекта
116. На основании данных по оценке технического состояния объекта и остаточного ресурса рекомендуется принимать обоснованное решение о возможности дальнейшей эксплуатации объекта в соответствии с остаточным или назначенным ресурсом или его ремонте, снижении рабочих параметров, демонтаже. Решение принимается эксплуатирующей организацией на основании лицензии на эксплуатацию.
117. В период дополнительного срока эксплуатации остаточный ресурс СК, ЗиС рекомендуется определять в следующих случаях:
при продлении срока эксплуатации ОИАЭ;
при обнаружении значительных дефектов, повреждений и деформаций в СК, которые оказывают влияние на технологический процесс и несущую способность ЗиС;
по результатам последствий пожаров, стихийных бедствий, аварий, связанных с разрушением ЗиС;
перед реконструкцией (модернизацией) ЗиС или их конструктивных элементов;
при изменении технологического назначения ЗиС;
по инициативе собственника объекта;
перед консервацией ЗиС с целью оценки необходимости и состава мероприятий по сохранению технических характеристик конструкций на срок консервации;
по предписанию контролирующих и надзорных органов.
Для СК, ЗиС, отнесенных к классам безопасности 1 и 2 (классы безопасности установлены в федеральных нормах и правилах в области использования атомной энергии "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" (НП 001-15), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 17 декабря 2015 г. N 522 (зарегистрирован Минюстом России 2 февраля 2016 г., регистрационный N 40939), остаточный ресурс рекомендуется определять при очередных обследованиях не реже одного раза в четыре года. Периодичность обследований и наблюдений зависит от категорий ответственности за радиационную и ядерную безопасность, установленных в соответствии с ПиН АЭ-5.6 "Нормы строительного проектирования атомных станций с реакторами различного типа", утвержденных Минатомэнерго СССР от 29 декабря 1986 г., и приведена в приложении N 10 к настоящему Руководству по безопасности (далее - ПиН АЭ-5.6).