Страницы: 1 2
иллюминаторов должны иметь простейшие профили. Оборудование и рабочая
мебель должны быть закреплены за помещениями, иметь гладкую
слабосорбирующую поверхность, простую конфигурацию.
11.11. Дезактивируемые покрытия и материалы должны отвечать
следующим требованиям:
- слабо сорбировать радиоактивные вещества;
- дезактивироваться принятыми на судне (штатными) методами в
течение всего проектного срока службы при ожидаемых и допустимых
уровнях загрязнения;
- не разрушаться и не ухудшать свои дезактивационные свойства при
многократном воздействии загрязняющих и дезактивирующих сред;
- позволять в процессе эксплуатации производить замену и ремонт
отдельных участков.
11.16. Радиационная безопасность при проведении дезактивационных
работ обеспечивается:
- контролем радиационной обстановки до начала и в ходе
дезактивационных работ с помощью приборов, входящих в систему
радиационного контроля (далее - СРК);
- эффективными мерами индивидуальной защиты персонала;
- использованием общеобменной и местной вентиляции;
- мерами, исключающими разнос радиоактивных загрязнений;
- наличием средств связи и оповещения.
XII. Требования к методам и средствам
индивидуальной защиты и личной гигиены
12.1. Номенклатура и количество СИЗ определяются проектом
атомного судна с учетом регламента эксплуатации. На судне должен быть
своевременно пополняемый запас основных и дополнительных средств
индивидуальной защиты, достаточный для обеспечения аварийных и
аварийно-восстановительных работ.
12.2. Правила использования СИЗ регламентируются п. 3.14
ОСПОРБ-99. Выбор СИЗ производится СРБ в зависимости от состояния
радиационной обстановки, температуры и влажности воздуха на рабочем
месте и характера проводимых работ. СИЗ, применяемые при работах с
радиоактивными веществами в открытом виде, подразделяются на основные
и дополнительные, включая специальные. Использование дополнительных
СИЗ зависит от уровня и характера возможного радиоактивного
загрязнения.
Рекомендуется применение одноразовых СИЗ, изготовленных из
нетканых материалов.
12.3. При работах, когда возможно загрязнение воздуха помещений
радиоактивными газами и парами или объемная активность аэрозолей в
воздухе рабочих помещений выше 200 ДОА для смеси радионуклидов и
перс
применение фильтрующих средств защиты органов дыхания не обеспечивают
радиационную безопасность, применяются изолирующие защитные средства.
Если на рабочем месте объемная аэрозольная активность воздуха для
смеси радионуклидов меньше 200 ДОА , при выборе фильтрующих или
перс
изолирующих СИЗ органов дыхания необходимо обеспечить условия, при
которых объемная активность вдыхаемого воздуха с учетом коэффициента
проскока меньше допустимой среднегодовой объемной активности в воздухе
ДОА .
перс
12.4. В расходной кладовой санпропускника, оборудованной
стеллажами и шкафами, должно храниться по 2 комплекта СИЗ на каждого
посещающего КЗ с учетом 10% резерва. Предусматриваются штатные места
для хранения дополнительных СИЗ в расходной кладовой санпропускника и
в саншлюзах.
12.5. На атомном судне должен быть обеспечен раздельный сбор
использованной спецодежды по виду, характеру и уровням ее
радиоактивного загрязнения. Смена основной спецодежды и белья
осуществляется персоналом не реже, чем через 10 посещений КЗ.
Для сушки спецодежды, используемой при работах на открытом
воздухе, предусматриваются специальные технические средства.
12.6. По уровням радиоактивного загрязнения основная спецодежда
делится на две группы:
- спецодежда, загрязненная радиоактивными веществами в пределах
допустимых уровней, определенных НРБ-99 (табл. 8.9), и направляемая на
обработку в спецпрачечную по общегигиеническим показателям;
- спецодежда, уровни загрязнения которой превышают допустимые.
Уровни радиоактивного загрязнения спецодежды оцениваются по
максимальным измеренным значениям.
12.7. Загрязненные выше допустимых уровней белье, спецодежда и
спецобувь направляются на дезактивацию (в спецпрачечную). По
согласованию с органами, осуществляющими госсанэпиднадзор,
устанавливается предельный уровень загрязнения спецодежды и других
СИЗ, при превышении которого они не подлежат дезактивации и считаются
радиоактивными отходами.
12.8. Размещение спецпрачечной на борту судна нецелесообразно.
Белье и спецодежда должны направляться на дезактивацию в спецпрачечную
базы обслуживания атомных судов по прибытии судна на эту базу.
12.9. Дополнительные СИЗ (пленочные, резиновые, с полимерным
покрытием) после каждого использования подвергаются предварительной
дезактивации в санитарном шлюзе или в другом специально отведенном
месте КЗ. Если после дезактивации их остаточное загрязнение превышает
допустимый уровень, дополнительные СИЗ направляются на дальнейшую
дезактивацию.
12.10. Выбор СИЗ (в том числе и аварийных комплектов)
основывается на прогнозировании радиационной обстановки, микроклимата
и интенсивности работ в нормальных и аварийных условиях. Предпочтение
должно отдаваться средствам, обеспечивающим эффективную защиту и
оказывающим наименьшее влияние на функциональное состояние организма и
работоспособность персонала.
12.11. В помещениях КЗ и ЗКД не допускается:
- прием пищи, курение, пользование косметическими
принадлежностями;
- хранение пищевых продуктов, табачных изделий, домашней одежды и
других предметов, не имеющих отношения к работе.
Кроме того, в помещениях КЗ не допускается пребывание персонала
без необходимых СИЗ. Умывальники в таких помещениях оборудуются
педальным или бесконтактным управлением с подводкой горячей и холодной
воды.
XIII. Организация производственного контроля
за обеспечением радиационной безопасности
13.1. Задачи и оснащенность службы радиационной
безопасности
13.1.1. Контроль за обеспечением радиационной безопасности
(радиационный контроль) включает в себя радиационный дозиметрический
контроль, производственный радиационный технологический контроль и
радиационный контроль окружающей среды.
13.1.2. Радиационный контроль на атомном судне осуществляется в
целях:
- получения необходимой информации о состоянии радиационной
обстановки на атомном судне;
- определения степени соблюдения принципов радиационной
безопасности и требований нормативов, включая непревышение
установленных НРБ-99 основных пределов доз и допустимых уровней при
нормальной работе;
- получения необходимой информации о радиационной обстановке в
случае радиационных аварий для оперативного принятия оптимальных
решений по защите персонала, населения и окружающей среды;
- технологического контроля параметров ЯЭУ и других установок,
содержащих радиоактивные среды, включая контроль герметичности и
эффективности работы защитных барьеров (топлива, первого контура,
защитной оболочки, защитного ограждения);
- участия (совместно с датчиками теплотехнического контроля) в
формировании исполнительного алгоритма для отсечения парогенераторов,
закрытия арматуры, остановки вентиляторов и т.д. при авариях.
13.1.3. Радиационный контроль на судне осуществляется службой
радиационной безопасности, аккредитованной в установленном порядке на
техническую компетентность в области проведения соответствующих
измерений в системе лабораторий радиационного контроля.
13.1.4. Основными задачами СРБ атомного судна являются:
- контроль за соблюдением норм, правил, инструкций и других
руководящих документов по радиационной безопасности при нормальных
условиях эксплуатации и контроль за проведением мероприятий по
нормализации радиационной обстановки при ее ухудшении;
- контроль параметров радиационной обстановки на рабочих местах,
в помещениях судна в нормальных условиях эксплуатации;
- оперативная оценка радиационной обстановки при авариях;
- радиационный технологический контроль контурных сред
энергетических установок и других технологических проб;
- радиационный контроль выбросов и сбросов;
- контроль за сбором, хранением, переработкой и удалением РАО;
- контроль и учет индивидуальных доз облучения персонала;
- оценка доз облучения населения;
- разработка и согласование с органами госсанэпиднадзора
контрольных уровней параметров радиационной обстановки;
- разработка положений, инструкций и других руководящих
документов по вопросам радиационной безопасности;
- организация и проведение санитарно-пропускного режима и
контроль за санитарной обработкой персонала, работающего в КЗ;
- сбор и временное хранение загрязненной РВ спецодежды и СИЗ;
- контроль за наличием медицинского допуска к работам с ИИИ;
- проведение вводного и периодических инструктажей по вопросам
радиационной безопасности;
- подготовка материалов для получения
санитарно-эпидемиологического заключения на право проведения работ с
ИИИ;
- помощь администрации в планировании мероприятий по обеспечению
радиационной безопасности и совершенствованию системы обеспечения РБ,
в разработке аварийных планов и инструкций;
- информирование персонала и населения о радиационной обстановке
на судне и за его пределами;
- представление отчетности по вопросам РБ инспектирующим и
контролирующим органам, заполнение радиационно-гигиенического паспорта
атомного судна.
13.1.5. Для решения поставленных задач СРБ имеет в своем составе
специалистов по дозиметрии, радиометрии, радиохимии, спектрометрии и
ремонту аппаратуры.
13.1.6. Количество и номенклатура необходимых средств
радиационного контроля и их размещение, объем контроля, порядок
регистрации и учета результатов определяются на стадии проектирования
атомного судна и могут корректироваться в процессе эксплуатации по
предложению СРБ с учетом опыта эксплуатации. Корректировка количества
и номенклатуры средств РК может осуществляться только по совместным
решениям организаций - разработчиков СРК, атомного судна и АППУ.
Основополагающим критерием выбора средств РК является принцип
исключения всякого необоснованного облучения обслуживающего персонала
и населения во всех режимах нормальной эксплуатации и авариях.
13.1.7. СРК представляет собой информационно-вычислительную
систему, предназначенную для выполнения задач радиационного
технологического, радиационного дозиметрического и индивидуального
дозиметрического контроля с отображением на пультах и мониторах
информации и выдачи в другие системы судна сигналов, необходимых для
ограничения факторов радиационного воздействия в пределах норм,
регламентированных НРБ-99 в классах эксплуатационных состояний КС1 -
КС4, а также результатов индивидуального контроля облучения персонала.
При запроектных авариях данные СРК используются для выработки
организационных мероприятий, направленных на снижение радиационного
воздействия на персонал, население и окружающую среду.
13.1.8. Объем РК должен определяться исходя из вида и количества
задач, решаемых средствами РК, размещения и компоновки КЗ и ЗКД, типа
и особенностей размещения РУ, архитектурно-конструктивных особенностей
судна.
13.1.9. СРК атомного судна обеспечивает контроль, регистрацию,
отображение, сбор, обработку, хранение и выдачу информации на
центральный пульт и в единую государственную автоматизированную
систему контроля радиационной обстановки на территории страны.
13.1.10. СРК решает следующие задачи радиационного
технологического и дозиметрического контроля:
- контроль состояния системы первого контура, включая состояние
твэлов и стержней выгорающего поглотителя;
- контроль протечек из первого контура во второй с определением
текущего парогенератора;
- контроль протечек из первого контура в третий;
- контроль протечек из первого контура в помещения ЗО с
регистрацией параметров;
- контроль газовой и аэрозольной активности в защитных оболочках
и помещениях КЗ;
- контроль газовой и аэрозольной активности удаляемого в
окружающую среду воздуха;
- контроль радиационной обстановки в помещениях атомного судна;
- индивидуальный дозиметрический контроль персонала группы А и
групповой контроль персонала группы Б;
- контроль радиоактивного загрязнения поверхностей помещений и
оборудования КЗ;
- контроль загрязнения радиоактивными веществами СИЗ, спецодежды
и кожных покровов;
- контроль активности и определение нуклидного состава твердых,
жидких и сыпучих проб;
- контроль за перегрузкой топлива.
Радиационный технологический контроль в настоящих Правилах не
рассматривается.
13.1.11. В состав СРК входят:
а) стационарная информационно-измерительная система РК,
включающая:
- стационарные блоки и устройства детектирования, обеспечивающие
получение и первичную обработку информации по всем задачам системы;
- устройства обработки информации от блоков детектирования;
- устройства (пульт) представления и регистрации информации;
б) стационарные и переносные автономные приборы РК;
в) средства индивидуального дозиметрического контроля внутреннего
и внешнего облучения персонала;
г) лабораторные средства для работы с пробами;
д) комплект приборов для проверки аппаратуры РК;
е) необходимые приспособления, оснастка, инструменты, защита
блоков детектирования, контейнеры, радиоактивные источники;
ж) запасные инструменты и принадлежности.
Кроме того, в состав СРК входят следующие обслуживающие системы:
- система контроля за входом в КЗ;
- система контроля за дверями, люками и крышками защитного
ограждения;
- системы звуковой и световой сигнализации;
- система телевидения в КЗ;
- система трубопроводов газоаэрозольного контроля.
13.1.12. Данные измерений от блоков детектирования поступают на
центральный пульт (компьютер, монитор) СРК, расположенный в
центральном посту управления. На пульте обеспечивается возможность
получения прогноза доз облучения и допустимого времени пребывания
персонала в помещениях КЗ и ЗКД и сигналов-советов при резком
изменении радиационной обстановки. Предусматривается вывод информации
на центральный пульт системы от считывающих устройств индивидуальных
дозиметров и установок радиационного контроля загрязнения спецодежды,
обуви и кожных покровов.
13.1.13. Кроме автоматизированной системы РК СРБ располагает
стационарными установками и приборами РК.
В санпропускнике предусматриваются две стационарные
радиометрические установки:
- для контроля загрязнения РВ спецодежды и обуви персонала,
выходящего из КЗ, устанавливаемая на выходе из КЗ в "грязной" зоне
санпропускника (в раздевалке спецодежды);
- для контроля кожных покровов персонала, устанавливаемая на
выходе из "грязной" зоны санпропускника (на выходе из обтирочной
санпропускника в раздевалку повседневной одежды).
Кроме того, стационарные приборы для самоконтроля и уточнения
величины загрязнения РВ спецодежды, спецобуви, СИЗ и рук
устанавливаются:
- в саншлюзах КЗ;
- на участках сортировки и выдачи одежды;
- в радиохимической и радиометрической лабораториях.
13.1.14. Переносные и носимые радиометрические и дозиметрические
приборы обеспечивают измерение:
- мощности дозы гамма-излучения;
- мощности дозы нейтронного излучения;
- уровней загрязнения поверхностей радиоактивными веществами,
испускающими альфа-частицы и бета-частицы.
В составе носимых средств РК предусматриваются пробоотборники
радиоактивных газов и аэрозолей для последующего обмера проб на
стационарных приборах, а также средства для отбора мазков.
13.1.15. Для измерения активности и определения нуклидного
состава отобранных проб различных сред и материалов при осуществлении
дозиметрического и технологического контроля предусматривается
радиометрическая лаборатория, размещаемая в ЗСвР.
13.1.16. Радиационные факторы, подлежащие контролю, объем и
периодичность контроля, приборно-методическое оснащение радиационного
контроля определяются при проектировании атомного судна и могут
уточняться в процессе эксплуатации по согласованию с органами
госсанэпиднадзора. Все используемые приборы и установки должны быть
включены в государственный реестр средств измерения и своевременно
поверяться. Методики измерения должны быть аттестованы и согласованы в
установленном порядке.
Атомное судно должно располагать средствами для проверки
работоспособности, ремонта и регулировки средств радиационного
контроля, в том числе набором образцовых источников.
13.1.17. Рекомендуемые пределы измерения контролируемых факторов
приборами радиационного контроля приведены в таблице Приложения 2.
13.2. Контрольные уровни радиационных факторов
13.2.1. С целью оперативного контроля за радиационной
обстановкой, предотвращения превышения основных пределов доз персонала
и населения, закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности
и обеспечения дальнейшего снижения уровней облучения персонала и
населения, а также радиоактивного загрязнения окружающей среды на
атомном судне устанавливаются контрольные уровни (далее - КУ) для всех
контролируемых параметров.
Учитывая то обстоятельство, что поступление радионуклидов в
организм персонала при нормальной радиационной обстановке практически
отсутствует, а в случае ухудшения радиационной обстановки должно быть
предотвращено своевременным использованием СИЗ органов дыхания,
контрольное годовое поступление радионуклидов может не
устанавливаться.
13.2.2. Перечень и числовые значения КУ разрабатываются СРБ в
соответствии с условиями работы, согласовываются с органами,
осуществляющими госсанэпиднадзор, и утверждаются капитаном атомного
судна. При согласовании значений КУ в орган госсанэпиднадзора
представляются обоснования и расчеты, подтверждающие непревышение
предела дозы.
13.2.3. При установлении КУ радиационных факторов учитывается
неравномерность радиационного воздействия во времени.
Если воздействие радиационного фактора относительно равномерно в
течение всего года, КУ устанавливаются ниже допустимых уровней.
В тех случаях, когда время радиационного воздействия значительно
меньше использованного при расчетах допустимых уровней, а снижение
уровня радиационного фактора связано с существенными трудностями, КУ
могут превышать допустимые уровни, установленные НРБ-99 и ОСПОРБ-99
(при условии непревышения годового предела дозы).
13.2.4. КУ устанавливаются на рабочих местах и в помещениях КЗ,
ЗКД, ЗСвР атомного судна. Выбор мест (точек), в которых
устанавливаются КУ, проводится с учетом расположения источников
излучения и загрязнения, а также мест пребывания персонала.
13.2.5. Основными этапами разработки системы КУ являются:
- сбор, обобщение и анализ фактических данных о радиационной
обстановке и дозах облучения;
- проведение специальных дозиметрических и радиометрических
измерений (при необходимости);
- определение типичных вариантов радиационной обстановки и
основных радиационных факторов для каждого этапа работ;
- определение перечня устанавливаемых КУ;
- уточнение фактического и планируемого времени работы персонала
в условиях воздействия радиационных факторов на каждом этапе и за год
в целом;
- установление, согласование и утверждение КУ радиационных
факторов.
13.2.6. Во всех случаях КУ устанавливаются настолько низкими,
насколько это практически возможно. При этом необходимо исходить из
обязательного непревышения ранее достигнутых низких значений
радиационных факторов.
Любое превышение КУ является основанием для немедленного
выяснения причин ухудшения радиационной обстановки, принятия мер по их
устранению, а также для разработки и осуществления дополнительных
организационно-технических мероприятий по предотвращению в будущем
подобных случаев.
При превышении КУ доз облучения персонала на отдельном этапе
работ или месячных доз облучения принимаются меры по снижению доз
облучения за последующие месяцы текущего года.
13.2.7. Для планирования и организации контроля профессионального
облучения вводятся контрольные уровни эффективной дозы и эквивалентной
дозы облучения отдельных органов (при необходимости):
- уровень исследования (далее - У ), равный максимальному
и
значению дозы, накопленной за операцию, для данной
профессиональной группы, которое может иметь место при нормальном
течении технологического процесса и достигнутом уровне
защищенности;
- уровень действия (далее - У ), равный квоте от годового
д
предела дозы для персонала, устанавливаемой для данной
профессиональной группы на данную операцию с учетом непревышения
годового предела дозы.
13.2.8. Для различных радиационных факторов также устанавливаются
соответствующие уровень исследования и уровень действия.
Для проникающего излучения устанавливаются:
- У , равный максимальному значению мощности дозы, которая может
и
иметь место при нормальном течении технологического процесса;
- У , исходя из непревышения У дозы для данной операции (с
д д
учетом многофакторности воздействия), а также проектного уровня для
данного оборудования или помещения (при его наличии).
Для аэрозолей в помещениях судна и на выбросе вентиляционного
канала устанавливаются:
- У , равный максимальному значению объемной активности аэрозолей
и
воздуха, которая может иметь место при нормальном течении
технологического процесса и достигнутом уровне защищенности;
- У , превышение которого свидетельствует о серьезном нарушении
д
технологического процесса (по опыту эксплуатации атомного судна).
Для радиоактивного загрязнения устанавливаются:
- У , равный максимальному значению загрязнения, которое может
и
иметь место при нормальном течении технологического процесса и
достигнутом уровне защищенности;
- У , превышение которого свидетельствует о серьезном нарушении
д
технологического процесса (по опыту эксплуатации) и который не может
быть выше приведенного в таблице 8.9 НРБ-99.
Для объемной активности выбрасываемой газовой смеси системы газа
высокого давления после разбавления рекомендуется У устанавливать
д
равным 400 кБк/м3.
13.2.9. При превышении У для одного или нескольких радиационных
и
факторов проводится исследование причин превышения и, при
необходимости, проводятся мероприятия по улучшению радиационной
обстановки.
При превышении У мероприятия по защите персонала, улучшению
д
радиационной обстановки и восстановлению нормального течения
технологического процесса проводятся в обязательном порядке.
13.2.10. КУ годовых доз внешнего облучения определяются на
основании данных о фактических и расчетных дозах. Расчет доз
производится исходя из значений КУ мощности эквивалентной дозы
излучения и планируемого времени работы (пребывания) персонала в
условиях воздействия радиационных факторов. КУ доз устанавливаются для
различных профессиональных групп персонала, определяемых в зависимости
от условий облучения.
13.2.11. КУ содержания радионуклидов в организме устанавливается
для лиц, работающих в условиях возможного радиоактивного загрязнения
воздуха, на основании результатов контроля внутреннего облучения.
13.2.12. КУ устанавливаются на срок не более трех лет. По
истечении этого срока, а также при изменении характера (технологии)
работ, времени воздействия радиационных факторов, существенных
изменениях радиационной обстановки КУ должны уточняться и
корректироваться по согласованию с органами, осуществляющими
госсанэпиднадзор.
После ликвидации последствий радиационных аварий, если
фактические значения радиационных факторов превышают ранее
установленные КУ, необходимо разработать новые КУ.
13.3. Радиационный дозиметрический контроль
на атомном судне
13.3.1. В КЗ осуществляется контроль:
- мощности дозы гамма-излучения на рабочих местах и в помещениях;
- мощности дозы нейтронного излучения на рабочих местах и в
помещениях;
- объемной активности аэрозолей, газов и паров йода в воздухе
рабочих помещений (в случае аварий);
- объемной активности аэрозолей, газов и паров йода (в случае
аварий) в воздухе, выбрасываемом в атмосферу вентиляционными
установками КЗ;
- уровней радиоактивного загрязнения поверхностей оборудования,
переборок, палуб, подволоков в помещениях; спецодежды, обуви, СИЗ и
кожных покровов персонала, контейнеров и другого оборудования при
удалении их за пределы зоны;
- эффективных и эквивалентных доз за счет внешнего бета- и
гамма-излучений, а также нейтронов;
- суммарной активности выбросов;
- системы обращения с ЖРО и ТРО.
Кроме того, производится прогноз облучения и допустимого времени
пребывания персонала на рабочих местах.
13.3.2. В ЗКД осуществляется контроль:
- мощности дозы гамма-излучения на рабочих местах и в помещениях;
- мощности дозы нейтронного излучения на рабочих местах и в
помещениях (при необходимости);
- доз гамма-излучений, а также нейтронов (при необходимости).
Кроме того, производится прогноз облучения и допустимого времени
пребывания персонала на рабочих местах.
13.3.3. В ЗСвР осуществляется контроль:
- мощности дозы гамма-излучения в рабочих, жилых, общественных и
культурно-бытовых помещениях и на наружных поверхностях судна
(палубах, бортах);
- уровней радиоактивного загрязнения поверхностей.
Кроме того, производится оценка доз облучения критической группы
лиц, работающих в ЗСвР атомного судна.
13.3.4. Контроль параметров радиационной обстановки на рабочих
местах и в помещениях КЗ и ЗКД проводится непрерывно стационарной
системой и при необходимости периодически переносными приборами.
Картограммы точек измерения параметров радиационной обстановки
согласовываются с органами, осуществляющими госсанэпиднадзор.
Количество точек измерения и их месторасположение определяются с
учетом организации рабочих мест, расположения источников излучения,
возможных путей распространения радиоактивных веществ.
13.3.5. При производстве радиационно опасных работ в помещениях
КЗ осуществляется непрерывный контроль мощности дозы гамма-излучения,
периодические измерения объемной активности радиоактивных газов и
аэрозолей, а также периодический радиометрический контроль загрязнения
поверхностей, оборудования и персонала радиоактивными веществами.
Контроль мощности дозы осуществляется дистанционно с помощью
штатной стационарной аппаратуры атомного судна с автоматическим
звуковым сигнализирующим устройством о превышении установленных КУ
радиационных факторов. При необходимости используется нештатная
аппаратура радиационного контроля со световой и звуковой
сигнализацией. Не менее одного раза в сутки дежурным службы РБ
атомного судна проводится полное или сокращенное радиационное
обследование реакторного отсека с помощью переносных приборов по
утвержденной картограмме.
По окончании подготовительных работ и по окончании выгрузки ОЯТ
производится радиометрическое обследование помещений КЗ.
13.3.6. К началу загрузки в реактор новых тепловыделяющих сборок
проверяются в действии все блоки детектирования по трассе работ для
измерения мощности дозы гамма-нейтронного излучения с выводом звуковой
и световой сигнализации на аварийный сигнализатор непосредственно в
пост управления работами.
13.3.7. Контроль мощности дозы внешнего гамма-излучения в ЗСвР
проводится непрерывно стационарной системой и при необходимости
периодически переносными приборами. Контроль уровней радиоактивного
загрязнения поверхностей и оборудования осуществляется периодически и
в обязательном порядке при проведении работ с вскрытием ЗО.
13.3.8. ИДК персонала группы А, работающего в КЗ и ЗКД, является
обязательным. Индивидуальные дозы персонала группы Б, работающего в
ЗКД, определяются путем группового контроля.
13.3.9. При проведении ИДК персонала определяются дозы внешнего
гамма-нейтронного излучения и, при необходимости, доза
бета-гамма-излучения на кожные покровы и хрусталик глаза. Для текущего
контроля рекомендуется применение термолюминесцентных дозиметров. В
случае вахтовой организованной смены экипажа считывание результатов
контроля должно производиться в конце рабочего периода.
При посещении КЗ персоналу в дополнение к дозиметрам постоянного
ношения выдаются операционные дозиметры, считывание результатов
которых должно производиться по выходе из КЗ. При посещении защитной
оболочки, при ремонтных и перегрузочных работах с РУ в дополнение к
операционным должны выдаваться аварийные дозиметры.
При использовании термолюминесцентных дозиметров в качестве
дозиметров постоянного ношения аварийные дозиметры при проведении
потенциально опасных работ можно не выдавать.
13.3.10. Контроль внутреннего облучения осуществляется путем
измерения содержания РВ в организме с использованием счетчика
излучения человека. Контроль должен обеспечивать приемлемую
неопределенность поступления радионуклида и ожидаемой эффективной дозы
и производиться с периодичностью не реже одного раза в год.
При наличии в воздухе рабочих помещений радионуклидов, содержание
которых в организме не может быть определено с помощью СИЧ,
используются методы косвенной радиометрии.
В случае радиационной аварии, сопровождающейся значительным
выбросом РВ в воздух рабочих помещений и в атмосферу, осуществляется
внеочередное определение содержания РВ в организме личного состава,
подвергшегося внутреннему облучению.
13.3.11. При необходимости индивидуальный контроль за облучением
персонала включает также радиометрический контроль за загрязненностью
кожных покровов и средств индивидуальной защиты.
13.3.12. По результатам радиационного контроля по специальным
методикам рассчитываются значения эффективных доз у персонала, а при
необходимости и эквивалентных доз облучения отдельных органов.
13.3.13. Индивидуальная доза облучения регистрируется в
специальном журнале с последующим внесением в индивидуальную карточку,
а также на электронном носителе для создания базы данных атомного
судна.
Копия индивидуальной карточки в случае перехода работника в
другую организацию, где проводится работа с источниками излучения,
передается на новое место работы; оригинал должен храниться на судне.
Персонал группы А не должен приниматься на работу и допускаться на
судно без копии индивидуальной карточки ИДК.
13.3.14. Лицам, командируемым в другие организации для работы с
источниками излучения, выдается заполненная копия индивидуальной
карточки. Данные о дозах облучения прикомандированных лиц включаются в
их индивидуальные карточки, а их копии передаются на основное место
работы.
13.3.15. При стоянке атомного судна в порту радиационная
безопасность обеспечивается в соответствии с санитарными правилами
СПРБП-04. СРК должна обеспечивать возможность выдачи информации о
текущей радиационной обстановке на судне администрации порта. В случае
радиационных аварий информация о радиационной обстановке необходима
для оперативного принятия оптимальных решений по защите персонала,
населения и окружающей среды.
Предусматривается возможность использования СРК атомного судна
для ориентировочного прогноза доз облучения работников порта и
населения, а также уровней радиоактивного загрязнения акватории и
прибрежной территории конкретного порта стоянки при нормальных
условиях эксплуатации, проектных и запроектных авариях.
13.3.16. На территории порта и за ее пределами радиационный
контроль осуществляется силами СРБ порта по программам, согласованным
с территориальными органами госсанэпиднадзора. Периодически
проверяется мощность дозы излучения на причале и (при проведении
грузовых операций) в грузовых трюмах судна. СРБ атомного судна при
необходимости оказывает содействие СРБ порта при проведении
радиационного контроля.
XIV. Требования к охране окружающей среды.
Радиоактивные выбросы и сбросы
14.1. Основными источниками радиоактивного загрязнения окружающей
среды на атомном судне являются:
- течи теплоносителя 1-го контура в защитную оболочку, а также во
2-й и 3-й контура при возможных проектных и запроектных авариях с
разгерметизацией 1-го контура;
- перегрузочное оборудование и демонтированное оборудование
первого контура при перегрузке активных зон;
- загрязненный радиоактивными веществами газ из системы газа
высокого давления;
- загрязненное оборудование при его дезактивации;
- одежда, обувь и кожные покровы персонала, загрязненные
радиоактивными веществами.
Кроме того, источниками радиоактивного загрязнения окружающей
среды являются:
- воздух в кессоне реактора, облучаемый потоком нейтронов из
активной зоны;
- теплоноситель 1-го контура при отборе проб и радиохимических
исследованиях;
- теплоноситель 1-го контура и другие ЖРО, в цистернах ЖРО (при
возможных протечках).
14.2. Основными путями возможного поступления радиоактивных
веществ в окружающую среду являются:
- вентиляционные выбросы и неконтролируемые поступления
радиоактивных веществ в атмосферу;
- слив (контролируемый и неконтролируемый) радионуклидов с водами
санпропускника, а также при отборе проб технологических сред за борт;
- разнос радиоактивных веществ на одежде, обуви и кожных покровах
персонала при нарушениях санитарно-пропускного режима.
14.3. Все источники радиоактивного загрязнения окружающей среды
располагаются в защитном ограждении. Неорганизованный выброс воздуха
из защитного ограждения в атмосферу и в смежные с защитным ограждением
помещения должен быть исключен.
14.4. Защита окружающей среды от радиоактивного загрязнения при
нормальной эксплуатации атомного судна обеспечивается:
- системой последовательных защитных барьеров между основными
источниками радиоактивного загрязнения и окружающей средой;
- системой радиационно-гигиенического зонирования и
принудительным санитарно-пропускным режимом;
- дезактивацией загрязненных РВ поверхностей оборудования и
помещений;
- специальной системой вентиляции и очистки воздуха от
радиоактивных веществ, ограничением и контролем радиоактивных выбросов
в атмосферу;
- системой спецканализации;
- ограничением и контролем сброса радионуклидов за борт.
14.5. При заходе в порт и стоянке в порту мощность ЯЭУ атомного
судна снижается до минимального уровня, необходимого для обеспечения
собственных потребностей и маневренности судна. В порту не должны
производиться какие-либо ремонтные работы со вскрытием 1-го и 3-го
технологических контуров АППУ.
14.6. Для атомного судна устанавливается допустимый выброс в
атмосферу радиоактивных газов и аэрозолей в течение года и допустимый
сброс в акваторию вод, содержащих радионуклиды в количестве, на
которое не распространяется действие НРБ-99.
14.7. Разрешается удалять воздух во внешнюю среду без очистки,
если его годовой выброс не превысит установленного для атомного судна
суммарного допустимого выброса, а объемная активность выбрасываемого
воздуха не превысит допустимой объемной активности для населения.
14.8. Неорганизованный выброс радиоактивных веществ в атмосферу
при нормальных условиях эксплуатации атомного судна должен быть
исключен, а при аварийных ситуациях ограничен до безопасного уровня.
14.9. При проведении работ, связанных со вскрытием помещений КЗ и
образованием открытых технологических проемов на открытой палубе
судна, предусматриваются технические средства, предотвращающие
неорганизованный выброс радиоактивных веществ в окружающую среду. На
эти периоды проектантом разрабатываются специальные режимы работы
вентиляционных систем.
14.10. Система выброса воздуха из помещений ЗО оборудуется
автоматическими отсечными клапанами для быстрого переключения на
замкнутый цикл вентиляции при МПА. Для вентиляции помещений КЗ после
МПА предусматриваются специальные фильтры, обеспечивающие требуемую
степень очистки воздуха.
14.11. Стравливание газа из системы газа высокого давления
следует производить вне акватории порта (базы), применяя, при
необходимости, разбавление выбрасываемого воздуха. Перед сбросом
определяется объемная активность аэрозолей и инертных радиоактивных
газов.
14.12. Сброс твердых и жидких радиоактивных отходов в открытое
море или на акватории порта не разрешается. Допускается сброс вод
санпропускника, а также других содержащих радионуклиды вод, не
относящихся к ЖРО, после их радиационного контроля, если удельная
активность радионуклидов в них не превышает установленного НРБ-99
десятикратного значения уровня вмешательства при поступлении с водой.
XV. Требования к обеспечению радиационной безопасности
экипажа и населения и защите окружающей среды
при радиационных авариях
15.1. При проектировании атомного судна разрабатывается система
технических и организационных мероприятий, направленных на
предотвращение радиационных аварий, своевременное выявление признаков
и предупреждение их развития, ограничение масштабов и последствий.
15.2. Основой планирования защитных мероприятий является перечень
возможных аварий, определяемый в проектной документации и включающий
проектные и запроектные аварии. В перечне подлежащих рассмотрению
запроектных аварий должна фигурировать авария с расплавлением активной
зоны, при этом в проекте должны быть приняты технические меры,
исключающие проплавление корпуса реактора.
15.3. Для аварий, связанных с повреждением оборудования и систем
с радиоактивными средами и систем безопасности, в проектной
(технической) документации описывается возможная последовательность
событий, начиная с исходного, и приводятся результаты оценки:
- радиационной обстановки в помещениях атомного судна, на
территории и акватории предприятия и за ее пределами;
- облучения персонала и населения;
- выбросов и сбросов радиоактивных веществ, загрязняющих
окружающую среду.
Аналогичные оценки выполняются для общесудовых аварий.
15.4. Расчеты последствий аварий, при которых возможно
радиационное воздействие на население и могут потребоваться меры по
его защите, производятся исходя из наиболее неблагоприятных по
радиационным последствиям условий для распространения радиоактивного
облака и длительности выброса с учетом основных вариантов рельефа
местности. В материалах проекта атомного судна приводятся данные о
возможном суммарном количестве и нуклидном составе радиоактивных
веществ, поступающих в воздушную среду и акваторию, а также изолинии:
- доз внешнего и внутреннего облучения персонала и населения;
- плотности загрязнения территории радиоактивными веществами (при
нахождении судна в порту или в прибрежной зоне);
- уровней мощности дозы гамма-излучения в производственных
помещениях, на территории порта и на местности (при нахождении судна в
порту);
- объемной активности радионуклидов по следу облака.
Определяются размеры:
- зоны возможных острых радиационных поражений;
- зоны принятия срочных мер по защите личного состава,
сотрудников порта и населения;
- зоны радиационной аварии.
Аналогичные расчеты производятся для случая нахождения атомного
судна в море.
15.5. Защита персонала и населения от воздействия ионизирующих
излучений в случае радиационных аварий обеспечивается:
- созданием системы последовательных защитных барьеров между
основными источниками излучений и окружающей средой;
- созданием локализирующих устройств и систем, предотвращающих
поступление радиоактивных веществ в рабочие помещения и окружающую
среду;
- системой радиационно-гигиенического зонирования;
- системой санитарно-пропускного режима;
- работоспособностью средств радиационного контроля в условиях
прохождения аварии;
- разработкой плана мероприятий по ограничению и ликвидации
последствий радиационных аварий;
- тренировками персонала по выполнению аварийных мероприятий и,
как следствие, грамотными действиями во время аварии.
15.6. Комплекс мер радиационной безопасности персонала и
населения при радиационной аварии на атомном судне должен обеспечивать
сведение к минимуму негативных последствий аварии, прежде всего -
предотвращение возникновения детерминированных эффектов и минимизацию
вероятности стохастических эффектов. Облучение личного состава
атомного судна и населения при радиационной аварии не должно превышать
уровней, установленных в главе III.
15.7. При радиационной аварии с выбросом радионуклидов в
окружающую среду, повлекшим за собой радиоактивное загрязнение
обширных территорий, защита населения осуществляется в соответствии с
критериями для принятия решений, приведенными в разделе 6 НРБ-99.
15.8. В проектной документации атомного судна должен быть раздел
об инженерно-технических мероприятиях гражданской обороны и
мероприятиях по предупреждению чрезвычайных ситуаций. Раздел должен
включать места размещения аварийных групп по тревоге "Радиационная
опасность" и минимально необходимое оборудование этих мест,
номенклатуру, объем и места хранения СИЗ, медикаментов, аварийного
запаса радиометрических и дозиметрических приборов, средств
дезактивации и санитарной обработки, инструментов и инвентаря для
проведения неотложных работ по ликвидации последствий радиационной
аварии.
15.9. На атомном судне должен быть план мероприятий при угрозе
радиационной опасности, согласованный с органами госсанэпиднадзора, а
также инструкция по действиям персонала при радиационных авариях. План
содержит разделы по радиационной безопасности при нахождении судна в
море и в порту. Аварийный план на случай нахождения судна в порту
должен быть взаимосогласован с портовым аварийным планом.
План должен содержать следующие основные разделы:
- анализ возможных аварий и нештатных ситуаций на атомном судне с
учетом вероятных причин, типов и сценариев развития аварии, а также
прогноз радиационной обстановки при авариях разного типа;
- порядок введения аварийного плана в действие;
- оценка характера и размеров радиационной аварии;
- критерии для принятия решений о проведении защитных
мероприятий;
- перечень организаций, с которыми осуществляется взаимодействие
при ликвидации аварии и ее последствий, адреса и телефоны
ответственных лиц;
- порядок оповещения личного состава, администрации и работников
порта, местных органов власти и надзорных органов о возникновении
аварии;
- меры по ликвидации и локализации аварии;
- переход на аварийный режим вентиляции помещений;
- организация аварийного радиационного контроля;
- меры защиты персонала при выполнении аварийных работ;
- обязанности должностных лиц при проведении аварийных работ;
- состав аварийных групп, места их сбора и оснащение;
- порядок ликвидации аварии и меры защиты персонала при
выполнении аварийных работ;
- противопожарные мероприятия;
- пути эвакуации персонала, не участвующего в противоаварийных
действиях;
- система лечебно-профилактических мероприятий при угрозе и в
случае переоблучения персонала;
- проведение йодной профилактики;
- санитарная обработка лиц, имеющих загрязнения одежды, обуви и
кожных покровов радиоактивными веществами;
- медицинская сортировка пострадавших, дезактивация, оказание
медицинской помощи и организация срочной эвакуации лиц со средней и
тяжелой степенью радиационного поражения в специализированные лечебные
учреждения;
- определение доз внешнего и внутреннего облучения у пострадавших
и остального персонала;
- исключение потребления продуктов питания и воды, загрязненных
радиоактивными веществами (если их радиоактивность превышает
допустимые пределы);
- подготовка и тренировка членов аварийных групп и другого
персонала к действиям в случае аварии;
- расследование причин аварии.
15.10. В случае установления факта радиационной аварии вводится в
действие аварийный план и система оповещения личного состава,
работников порта и сторонних организаций. Должны быть приняты срочные
меры по прекращению развития аварии, восстановлению контроля над
источником излучения и сведению к минимуму доз облучения и количества
облучаемого персонала и населения, радиоактивного загрязнения
помещений, окружающей территории и акватории.
15.11. К проведению работ по ликвидации аварии и ее последствий
должны привлекаться, прежде всего, члены специализированных аварийных
групп. При необходимости может быть привлечен другой персонал
предпочтительно старше 30 лет, не имеющий медицинских
противопоказаний, с учетом ранее полученных доз облучения. Женщины
могут привлекаться к работам лишь в исключительных случаях.
15.12. Перед началом аварийных работ должен проводиться
инструктаж персонала по вопросам РБ с разъяснением характера и
последовательности работ. При особо неблагоприятной радиационной
обстановке рекомендуется проводить предварительную отработку
предстоящих операций, а также готовить несколько аварийных групп для
сокращения времени работы в опасных условиях.
15.13. Работы по ликвидации последствий аварии, связанные с
возможным переоблучением персонала, должны проводиться под контролем
СРБ с оформлением специального наряда-допуска, в котором определяются
предельная продолжительность работы, дополнительные средства защиты,
фамилии участников и лица, ответственного за выполнение работ, и
письменного согласия лиц, выполняющих эти работы.
15.14. В экстремальных обстоятельствах (спасение людей,
предотвращение переоблучения большого числа людей, прекращение
развития аварии) планируемое повышенное облучение персонала аварийных
групп регламентируется разделом 3.2 НРБ-99.
15.15. Радиационный контроль на стадиях аварии включает контроль
радиационной обстановки и контроль внешнего и внутреннего облучения
персонала и населения. Контроль подразделяется на предварительный
(оперативная оценка радиационной обстановки перед началом проведения
аварийных работ и защитных мероприятий), текущий (осуществляемый в
ходе выполнения аварийных работ) и заключительный, который
предназначен для оценки соблюдения установленных пределов аварийных
доз облучения и степени радиоактивного загрязнения рабочих помещений и
оборудования, территории и акватории порта, СЗЗ и ЗН после завершения
мероприятий по их реабилитации.
15.16. СРБ судна комплектуется необходимым оборудованием и
методиками для измерения аварийных уровней мощности эквивалентной
дозы, индивидуальных доз внешнего и внутреннего облучения, уровней
радиоактивного загрязнения поверхностей, объемной активности проб
объектов окружающей среды (воздуха, воды, донных осадков, морской
флоры и фауны, почвы, растительности и т.д.).
15.17. При радиоактивном загрязнении проводится санитарная
обработка людей и дезактивация загрязненной одежды. Допустимые уровни
радиоактивного загрязнения кожи и спецодежды приведены в таблице 8.9
НРБ-99.
Людей с травматическими повреждениями, химическими отравлениями
или подвергшихся при аварии облучению в дозе выше 0,2 Зв необходимо
направить на медицинское обследование и лечение.
15.18. Ликвидация последствий аварии на атомном судне и
расследование ее причин проводится администрацией под контролем
органов госсанэпиднадзора, специалисты которых оказывают методическую,
а при необходимости и практическую помощь.
15.19. Прекращение расследования причин аварии и проведения работ
по ликвидации последствий аварии может быть осуществлено только по
согласованию с органами, осуществляющими госсанэпиднадзор, и должно
быть документально оформлено актом.
XVI. Требования к обеспечению радиационной безопасности
при ремонте и модернизации атомного судна
16.1. Заводской ремонт и модернизация атомного судна
осуществляются в соответствии с проектом, согласованным с органами
госсанэпиднадзора.
Проект должен включать вопросы обеспечения РБ и содержать:
- оценку радионуклидного состава и общей активности, содержащейся
в основных водах оборудования ЯЭУ, трубопроводах, конструктивных
элементах, цистернах ЖРО и др.;
- оценку радиационной обстановки на атомном судне перед началом
работ по демонтажу оборудования реакторного отсека;
- оценку ожидаемой коллективной дозы, которая может быть получена
персоналом при проведении основных этапов работ;
- контрольные величины выбросов радиоактивных веществ в
окружающую среду при производстве работ;
- ожидаемые объемы ТРО и ЖРО и схему обращения с ними;
- перечень демонтируемого оборудования и приборов, подлежащих
дальнейшему использованию;
- анализ радиационных аварий, имевших место на атомном судне,
последствия которых могут повлиять на радиационную обстановку и
технологию работ;
- перечень возможных радиационных аварий в период проведения
работ и транспортных операций и их возможные последствия;
- мероприятия по радиационной безопасности с учетом
последовательности основных этапов работ и технологических операций;
- применение автоматизированных и дистанционно управляемых
механизмов, а также переносных защитных экранов на участках с
повышенными уровнями внешнего гамма-излучения;
- технологию дезактивации и эффективность дезактивационных работ
в зависимости от их характера и объема;
- применение специальных механизмов, приспособлений, инструментов
для демонтажа радиоактивного оборудования, а также защитных
контейнеров для транспортировки высокоактивных демонтированных
конструкций и оборудования;
- средства и способы транспортировки крупногабаритного активного
оборудования к месту его длительного хранения или захоронения;
- средства общей и местной вентиляции, которые должны иметь
противоаэрозольные фильтры, обеспечивающие защиту окружающей среды от
химических и радиоактивных загрязнений;
- средства и методы радиационного контроля на разных этапах
производства работ;
- перечень низкоактивного оборудования, подлежащего дезактивации
и дальнейшему использованию;
- инструкцию по обеспечению радиационной безопасности при
проведении работ;
- предложения по организационным мероприятиям, направленным на
ограничение облучения персонала;
- план мероприятий по ликвидации последствий возможных аварий.
16.2. С прибытием атомного судна в специализированную организацию
для ремонта или модернизации заказчик должен представить главному
строителю предприятия полную информацию:
- о состоянии радиационной обстановки;
- о параметрах, характеризующих состояние активной зоны
реакторов, теплоносителя, паро-производящей установки, наличии на
борту ОТВС, ТРО, ЖРО;
- об аварийных ситуациях в период эксплуатации.
Отдел ядерной и радиационной безопасности (далее - ОЯРБ)
предприятия совместно со специалистами атомного судна проводит
контрольное радиационное обследование с составлением Акта контрольного
радиационного обследования судна. После утверждения Акта руководителем
предприятия ответственность за обеспечение РБ возлагается на главного
строителя, а радиационный контроль - на ОЯРБ предприятия.
16.3. Работы по ремонту и модернизации атомного судна могут
проводиться на плаву, в доке, на открытом стапеле.
После постановки атомного судна в док или на стапель измеряются
уровни гамма-излучения на корпусе и, в случае необходимости,
устанавливаются защитные экраны и ограждающие парапеты.
16.4. Перед началом заводского ремонта или модернизации по
штатной схеме производится выгрузка ОТВС из реакторов атомного судна.
В исключительном случае (при осложнении выгрузки) для ее проведения
могут быть привлечены сторонние организации.
16.5. Помещения атомного судна, входящие на время ремонта
(модернизации) в КЗ, изолируются от смежных помещений, а проходы между
ними закрываются и опломбируются.
Предусматривается съемное ограждение участков открытых палуб
атомного судна, включаемых в КЗ при проведении работ по ремонту и
модернизации и выгрузке ядерного топлива. На этих участках не
допускается расположение палубных механизмов, спасательных средств и
применение деревянных настилов.
16.6. Проход (выход) персонала в (из) КЗ осуществляется через
санпропускник. Проход работающих в помещения судна, не входящие в КЗ,
осуществляется, минуя санпропускник. При этом проходы в КЗ и в другие
помещения не должны пересекаться. Как правило, используется
санпропускник завода или плавучего контрольно-дозиметрического поста.
16.7. Демонтажные работы, по возможности, начинаются с
оборудования, за счет которого в помещении создаются высокие уровни
гамма-излучения. На оборудование, не подлежащее демонтажу, но
создающее высокие уровни гамма-излучения, устанавливается
дополнительная биологическая защита на время работ вблизи него.
16.8. Демонтированное и не подлежащее дальнейшему использованию
загрязненное радиоактивными веществами оборудование укладывается в
стандартные контейнеры и направляется на участки переработки и
временного хранения РАО.
XVII. Требования к обеспечению радиационной безопасности
при выводе из эксплуатации атомного судна
17.1. Раздел, посвященный выводу атомного судна из эксплуатации,
а также утилизации образующегося при этом оборудования и материалов,
является составной частью проекта судна. При его отсутствии в
проектных материалах указанный раздел должен быть разработан и
согласован с органами госсанэпиднадзора не позднее чем за 5 лет до
назначенного срока окончания эксплуатации атомного судна.
17.2. В проектной документации на вывод из эксплуатации атомного
судна определяется предполагаемый вариант утилизации и приводятся:
- оценка радиационной обстановки на судне на момент снятия с
эксплуатации, включая расчетные уровни внешнего гамма-нейтронного
излучения, загрязнения поверхностей помещений, оборудования, а также
наведенной активности оборудования и конструкций судна;
- объем, активность и нуклидный состав РАО на момент снятия с
эксплуатации, способы их переработки, хранения и захоронения;
- количество и суммарная активность ОТВС в реакторах судна;
- последовательность операций по удалению на берег ионообменных
смол, ТРО, ЖРО, ОТВС и демонтированного оборудования;
- последовательность операций по подготовке атомного судна к
разделке и утилизации, включая дезактивацию помещений и оборудования;
- ориентировочная длительность выдержки атомного судна до начала
работ по разделке (если выдержка необходима);
- оценка радиационной обстановки перед началом работ по разделке
атомного судна;
- последовательность работ по разделке атомного судна;
- технологический регламент работ с оборудованием защитной
оболочки;
- прогноз индивидуальных доз внутреннего и внешнего облучения
персонала при проведении различных работ по подготовке к утилизации и
разделке атомного судна;
- оценка трудозатрат на проведение планируемых работ;
- оценка коллективных доз персонала за весь период работ по
выводу из эксплуатации атомного судна;
- перечень возможных аварийных ситуаций при производстве работ по
снятию с эксплуатации, разделке и утилизации атомного судна, меры по
предупреждению, локализации и ликвидации последствий радиационных
аварий;
- оценка возможных выбросов радиоактивных веществ в окружающую
среду в нормальных и аварийных условиях;
- оценка количества и активности РАО, образующихся при проведении
работ по снятию с эксплуатации, разделке и утилизации атомного судна.
17.3. Решение о продлении срока или снятии атомного судна с
эксплуатации принимается специальной комиссией, в состав которой
входит представитель органов госсанэпиднадзора, по результатам
комплексного обследования радиационной обстановки и технического
состояния корпусных конструкций, технологических систем и
оборудования.
17.4. После принятия решения о снятии атомного судна с
эксплуатации с учетом данных комплексного обследования разрабатывается
рабочий проект вывода судна из эксплуатации, подготовки к разделке и
утилизации судна.
17.5. Вывод из эксплуатации атомного судна осуществляется
эксплуатирующей организацией с выполнением по штатной схеме обычной
процедуры выгрузки из реакторов ОТВС, промывки контура первичного
теплоносителя с использованием ионообменных фильтров, удаления
отработавших ионитов фильтров и осушения технологических контуров.
После выгрузки с судна ОТВС, ТРО и ЖРО эксплуатирующая
организация:
- средствами и силами СРБ судна составляет акт радиационного
обследования судна (включая отсек АППУ) с приложением картограммы
радиационной обстановки;
- готовит инвентаризационный акт о передаче судна без ОТВС, ТРО и
ЖРО на его борту специализированной организации - исполнителю работ по
утилизации судна.
17.6. Утилизация атомного судна проводится в специализированной
организации (судоремонтном заводе). Определяющим по уровню
радиоактивности, воздействию на персонал и окружающую среду при выводе
атомного судна из эксплуатации является демонтаж РУ.
17.7. Возможны следующие варианты демонтажа РУ:
1) демонтаж РУ непосредственно на атомном судне после выдержки 50
лет ("отсроченный" демонтаж);
2) демонтаж РУ с разборкой на отдельные части непосредственно на
атомном судне после выдержки 2 года ("немедленный" демонтаж);
3) демонтаж на атомном судне без длительной выдержки РУ крупным
блоком и его захоронение;
4) демонтаж на атомном судне без длительной выдержки РУ блоком
минимального размера, его разборка и разделка (без длительной выдержки
или с длительной выдержкой) в условиях цеха специализированной
организации.
В настоящих Санитарных правилах рассматривается третий вариант:
демонтаж и захоронение РУ крупным блоком без длительной выдержки.
17.8. При разработке рабочего проекта положения п. 17.2
уточняются и конкретизируются с учетом данных комплексного
обследования атомного судна и производственных возможностей
принимающего судно организации. Особое внимание при разработке проекта
следует обратить на анализ последствий радиационных аварий, имевших
место в период эксплуатации судна.
17.9. Организация, производящая разделку и утилизацию атомного
судна (судоремонтный, судостроительный завод), должна иметь:
- специальный причал для отстоя судна, выдачи с него и передачи в
специальные хранилища демонтированного оборудования, а также
образующихся при утилизации ТРО и ЖРО;
- участки для временного хранения ТРО, ЖРО и загрязненного
демонтированного оборудования;
- участки дезактивации загрязненного оборудования;
- систему дезактивации помещений и оборудования радиационных
объектов;
- специальные подъемно-транспортные средства для транспортировки
радиоактивных веществ, ИИИ и ОТВС;
- док или открытое стапельное место;
- участки переработки металлолома;
- запас средств дезактивации;
- запас СИЗ;
- ОЯРБ предприятия, имеющий в своем составе дозиметрическую,
радиометрическую, спектрометрическую и радиохимическую лаборатории;
- комплект руководящих документов и инструкций по работе в
условиях радиационной опасности.
17.10. Работы по выводу из эксплуатации и дезинтеграции атомного
судна и утилизации образующегося при этом оборудования и материалов
можно условно разделить на три основных этапа.
На первом (подготовительном) этапе производятся такие работы,
как:
- комплексное инженерное (в том числе, радиационное) обследование
атомного судна;
- работы по нормализации радиационной обстановки (при
необходимости);
- выдержка (отстой) атомного судна (при необходимости);
- выгрузка ОТВС, ТРО и ЖРО и передача их в хранилища или на
участки переработки;
- дезактивация оборудования в сборе (при необходимости);
- демонтаж, выгрузка, сортировка и дезактивация оборудования,
передача его для повторного использования по назначению после ремонта
или на участок переработки металлолома и в места временного хранения
ТРО для последующей переработки;
- дезактивация помещений атомного судна;
- переработка ТРО и ЖРО;
- отправка ОТВС и РАО на переработку и захоронение;
- радиационное обследование атомного судна и определение степени
его готовности ко второму этапу.
Выгрузку ОТВС из реакторов рекомендуется производить по штатной
схеме после выработки энергоресурса активной зоны.
На втором этапе производится:
- подъем атомного судна на стапель-палубу дока или на открытое
стапельное место;
- вырезка и удаление защитных оболочек целиком или по частям;
- подготовка защитных оболочек к длительному хранению;
- отправка реакторного отсека на длительное хранение;
- дезактивация помещений атомного судна (при необходимости);
- радиационное обследование атомного судна и определение степени
его готовности к третьему этапу утилизации.
На третьем этапе производится:
- разделка корпусных конструкций с использованием технологий,
освоенных организацией - производителем работ;
- радиационный контроль и сортировка металлолома;
- погрузка и отправка металлолома на переработку.
17.11. Проектные решения по обеспечению радиационной безопасности
на первом этапе содержат:
- объем комплексного радиационного обследования атомного судна;
- состав и требования к оборудованию специального причала;
- требования к выгрузке, временному хранению и отправке на
переработку ОТВС;
- технологию выгрузки и транспортировки к месту временного
хранения РАО и меры безопасности при ее осуществлении;
- технологию демонтажа, выгрузки и временного хранения
радиоактивного оборудования и соответствующие меры радиационной
безопасности;
- средства и условия транспортировки ЖРО и ТРО к местам их
переработки;
- технологию переработки ЖРО и ТРО;
- средства и условия транспортировки ТРО к местам захоронения;
- перечни автоматизированных, дистанционно управляемых и других
специальных механизмов, приспособлений, инструментов, защитных и
транспортных контейнеров, защитных экранов и СИЗ для работы с
радиоактивным оборудованием;
- технологию эффективной дезактивации;
- условия использования штатных средств и систем радиационного
контроля атомного судна и предприятия при проведении отдельных
операций;
- план мероприятий по предотвращению и ликвидации последствий
возможных аварийных ситуаций;
- мероприятия по предотвращению загрязнения окружающей среды в
нормальных и аварийных условиях;
- объем радиационного обследования атомного судна при завершении
первого этапа работ.
17.12. Проектные решения по обеспечению радиационной безопасности
на втором этапе содержат:
- состав и требования к оборудованию места для разделки атомного
судна;
- технологию обращения с защитными оболочками и соответствующие
меры радиационной безопасности;
- объем радиационного обследования атомного судна при завершении
второго этапа работ.
17.13. В рабочем проекте для первого и второго этапов
определяются:
- комплекс защитных мероприятий по улучшению радиационной
обстановки на рабочих местах по внешнему облучению (установка защитных
экранов, дополнительной биологической защиты), снижение радиоактивного
загрязнения поверхностей помещений и оборудования (дезактивация,
применение защитных покрытий), защита окружающей среды (меры по
предотвращению разноса радиоактивных веществ, минимизация
неорганизованного выброса);
- трудозатраты, индивидуальные и коллективные дозы облучения
персонала по отдельным профессиям и видам работ;
- объем радиационного контроля с использованием стационарных,
переносных и носимых средств измерения;
- объем, активность и радионуклидный состав ТРО и ЖРО,
образующихся при выполнении работ по этапу, способы их сбора,
переработки, транспортировки, хранения и захоронения;
- оценка возможных выбросов радиоактивных веществ в окружающую
среду.
17.14. Проектные решения по обеспечению радиационной безопасности
на третьем этапе содержат:
- технологию разделки корпусных конструкций и меры безопасности
при разделке;
- дезактивационные работы по приведению места разделки в исходное
состояние;
- технологическое и приборно-методическое оснащение работ по
сортировке, погрузке, контролю и отправке металлолома заказчику.
17.15. На каждый вид работ разрабатываются рабочие инструкции, в
которых указываются:
- планируемая продолжительность работ;
- последовательность выполнения отдельных операций;
- применяемые механизмы, приспособления и инструмент;
- применение местной вентиляции, защитных экранов и СИЗ;
- необходимый объем радиационного контроля;
- трудозатраты, проектные, индивидуальные и коллективные дозы.
17.16. После окончания работ проводится комплексное обследование
радиационного загрязнения промплощадки предприятия (места расположения
атомного судна) и определяется степень радиоактивного загрязнения
объектов окружающей среды по сравнению с фоновыми значениями.
Приложение 1
(рекомендуемое)
РЕКОМЕНДУЕМЫЕ ПРОЕКТНЫЕ ЗНАЧЕНИЯ МОЩНОСТИ
ДОЗЫ ВНЕШНЕГО ГАММА-НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ
В ПОМЕЩЕНИЯХ И НА НАРУЖНЫХ ПОВЕРХНОСТЯХ АТОМНОГО СУДНА
ПРИ НОМИНАЛЬНОЙ МОЩНОСТИ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК
---------------------------------------------------------------------
| Наименование помещений | Мощность дозы, |
| | мкЗв/ч |
|------------------------------------------------|------------------|
| Необслуживаемые помещения КЗ-1 | Не |
| | регламентируется |
|------------------------------------------------|------------------|
| Периодически обслуживаемые помещения КЗ-1: | |
|------------------------------------------------|------------------|
| 1) аппаратные помещения: | |
|------------------------------------------------|------------------|
| - над крышкой реактора на расстоянии 1 м | 700 |
|------------------------------------------------|------------------|
| - остальные посещаемые места на высоте 1 м от | 100 |
| настила | |
|------------------------------------------------|------------------|
| 2) помещения, расположенные вне защитной | 100 |
| оболочки | |
|------------------------------------------------|------------------|
| Периодически обслуживаемые помещения КЗ-2 и | 10 |
| КЗ-3 | |
|------------------------------------------------|------------------|
| Помещения ЗКД: | |
|------------------------------------------------|------------------|
| 1) помещения ЗКД-1 | 5 |
|------------------------------------------------|------------------|
| 2) помещения ЗКД-2, включая места несения | |
| постоянных вахт персонала группы Б | 1,2 |
|------------------------------------------------|------------------|
| Помещения ЗСвР | 0,1 |
|------------------------------------------------|------------------|
| Наружные поверхности атомного судна: | |
|------------------------------------------------|------------------|
| 1) участки открытых палуб, отнесенные к КЗ | 10 |
|------------------------------------------------|------------------|
| 2) участки открытых палуб, отнесенные к ЗКД | 1,2 |
|------------------------------------------------|------------------|
| 3) участки открытых палуб, отнесенные к ЗСвР | 0,1 |
|------------------------------------------------|------------------|
| 4) борта выше ватерлинии | 0,2 |
|------------------------------------------------|------------------|
| 5) борта ниже ватерлинии и днище судна | 2 |
---------------------------------------------------------------------
Примечания.
1. Проектные значения мощности дозы рассчитаны исходя из
следующего регламента обслуживания помещений:
- аппаратные помещения - не более 2 часов в месяц;
- помещения, расположенные вне защитной оболочки, - не более 40
часов в месяц;
- периодически обслуживаемые помещения КЗ-2 и КЗ-3 - не более 72
часов в месяц;
- помещения ЗКД-2 - неограниченное время пребывания.
2. Уровни излучения на бортах судна указаны для работы ЯЭУ на
минимально контролируемом уровне мощности.
Приложение 2
(рекомендуемое)
РЕКОМЕНДУЕМЫЕ ДИАПАЗОНЫ ИЗМЕРЕНИЙ КОНТРОЛИРУЕМЫХ ФАКТОРОВ
----------------------------------------------------------------------------------
| N | Контролируемый фактор| Единицы | Диапазоны измерений |
|п/п | | измерения |----------------------------------------|
| | | | Стациона | Переносимые |
| | | | блоки | блоки |
|----|----------------------|-----------|--------------------|-------------------|
| 1 | Мощность | Зв/ч | -7 -1 | -8 -1 |
| | эквивалентной дозы | |1 x 10 - 1 x 10 |5 x 10 - 1 x 10 |
| | гамма-излучения | | | |
|----|----------------------|-----------|--------------------|-------------------|
| 2 | Мощность | Зв/ч | -7 -1 | -7 -1 |
| | эквивалентной дозы | |1 x 10 - 1 x 10 |5 x 10 - 1 x 10 |
| | нейтронов | | | |
|----|----------------------|-----------|--------------------|-------------------|
| 3 | Мощность поглощенной | Гр/ч | -4 2 | |
| | дозы бета-гамма- | |1 x 10 - 1 x 10 | --- |
| | излучения на кожу | | | |
|----|----------------------|-----------|--------------------|-------------------|
| 4 | Плотность потока | нейтр. | 5 9 | |
| | нейтронов | ------ |1 x 10 - 1 x 10 | --- |
| | | м2 x с | | |
|----|----------------------|-----------|--------------------|-------------------|
| 5 | Объемная активность | Бк/м3 | 3 | 4 |
| | ИРГ | |3,7 x 10 - 3,7 x |3,7 x 10 - 3,7 x |
| | | | 9 | 9 |
| | | |10 |10 |
|----|----------------------|-----------|--------------------|-------------------|
| 6 | Объемная активность | Бк/м3 | | |
| | аэрозолей | | | |
| |----------------------|-----------|--------------------|-------------------|
| | | | 7 | 7 |
| | - бета-активных | |3,7 - 3,7 x 10 |3,7 - 3,7 x 10 |
| |----------------------|-----------|--------------------|-------------------|
| | | | | 6 |
| | - альфа-активных | | --- |0,37 - 3,7 x 10 |
|----|----------------------|-----------|--------------------|-------------------|
| 7 | Объемная активность | Бк/м3 | 8 | 8 |
| | паров йода | |3,7 - 3,7 x 10 |3,7 - 3,7 x 10 |
|----|----------------------|-----------|--------------------|-------------------|
| 8 | Активность выброса за| Бк | | |
| | сутки | | | |
| |----------------------|-----------|--------------------|-------------------|
| | | | 9 16| |
| | - ИРГ | |1 x 10 - 3,7 x 10 | --- |
| |----------------------|-----------|--------------------|-------------------|
| | | | 6 | |
| | - соединений йода | |3,7 x 10 - 3,7 x | --- |
| | | | 13 | |
| | | |10 | |
|----|----------------------|-----------|--------------------|-------------------|
| 9 | Бета-активные | частиц | 7 | 7 |
| | загрязнения кожных |---------- |10 - 1 x 10 |10 - 1 x 10 |
| | покровов, |см2 x мин. | | |
| | поверхностей | | | |
|----|----------------------|-----------|--------------------|-------------------|
| 10 | Индивидуальные дозы | Зв | | |
| | (текущий и | | | |
| | оперативный контроль)| | | |
| |----------------------|-----------|--------------------|-------------------|
| | | | | -7 |
| | - гамма-излучение | | --- |1 x 10 - 10 |
| |----------------------|-----------|--------------------|-------------------|
| | | | | -4 |
| | - нейтронное | | --- |1 x 10 - 1 |
| | излучение | | | |
| |----------------------|-----------|--------------------|-------------------|
| | | | | -3 -1|
| | - бета-гамма | | --- |1 x 10 - 1 x 10 |
| | излучение на кожу | | | |
|----|----------------------|-----------|--------------------|-------------------|
| 11 | Индивидуальные дозы | Зв | | |
| | (аварийный контроль) | | | -7 |
| | - гамма-излучение | | --- |1 x 10 - 10 |
| |----------------------|-----------|--------------------|-------------------|
| | - нейтронное | | | -4 |
| | излучение | | --- |1 x 10 - 1 |
| |----------------------|-----------|--------------------|-------------------|
| | - бета-гамма | | | -3 2 |
| | излучение на кожу | | --- |1 x 10 - 1 x 10 |
----------------------------------------------------------------------------------Страницы: 1 2 |