Страницы: 1 2
ОБ УТВЕРЖДЕНИИ САНИТАРНЫХ ПРАВИЛ
СП 2.6.1.2154-06 "ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
ПРИ КОМПЛЕКСНОЙ УТИЛИЗАЦИИ АТОМНЫХ ПОДВОДНЫХ ЛОДОК"
ПОСТАНОВЛЕНИЕ
ГЛАВНЫЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ САНИТАРНЫЙ ВРАЧ РФ
13 декабря 2006 г.
N 33
(Д)
В соответствии с Федеральным законом "О
санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" от 30 марта 1999
года N 52-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, N
14, ст. 1650) и Положением о государственном
санитарно-эпидемиологическом нормировании, утвержденным Постановлением
Правительства Российской Федерации от 24 июля 2000 г. N 554 (Собрание
законодательства Российской Федерации, 2000, N 31, ст. 3295) с
изменениями в редакции Постановления Правительства Российской
Федерации от 15 сентября 2005 г. N 569 (Собрание законодательства
Российской Федерации, 2005, N 39, ст. 3953), постановляю:
1. Утвердить санитарные правила "Обеспечение радиационной
безопасности при комплексной утилизации атомных подводных лодок" СП
2.6.1.2154-06 (приложение).
2. Ввести в действие санитарные правила "Обеспечение радиационной
безопасности при комплексной утилизации атомных подводных лодок" с 1
мая 2007 г.
Г.Г.ОНИЩЕНКО
13 декабря 2006 г.
N 33
Зарегистрировано в Министерстве юстиции РФ
17 января 2007 г.
N 8769
Приложение
УТВЕРЖДЕНО
Постановлением
Главного государственного
санитарного врача
Российской Федерации
от 13 декабря 2006 года
N 33
2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
ПРИ КОМПЛЕКСНОЙ УТИЛИЗАЦИИ АТОМНЫХ ПОДВОДНЫХ ЛОДОК
Санитарные правила
СП 2.6.1.2154-06
I. Область применения
1.1. Санитарные правила "Обеспечение радиационной безопасности
при комплексной утилизации атомных подводных лодок" (далее - Правила)
устанавливают санитарно-эпидемиологические требования по обеспечению
радиационной безопасности персонала в организациях атомного
судостроения, участвующих в комплексной утилизации атомных подводных
лодок (далее - АПЛ), пунктах временного хранения реакторных блоков на
плаву (далее - ПВХ), пунктах долговременного хранения реакторных
блоков на твердом основании (далее - ПДХ), а также населения,
проживающего в зонах наблюдения указанных организаций.
1.2. Настоящими правилами должны руководствоваться в своей работе
федеральные органы исполнительной власти, уполномоченные осуществлять
государственный санитарно-эпидемиологический надзор, службы
радиационной безопасности и радиационного контроля организаций
атомного судостроения, принимающих участие в утилизации АПЛ.
1.3. Ведомственные, объектовые, цеховые и т.п. нормативные и
руководящие документы в области обеспечения радиационной безопасности
не должны противоречить положениям настоящих Правил.
II. Нормативные ссылки
Настоящие Правила разработаны на основании и с учетом следующих
нормативных актов:
Федеральный закон от 21.11.1995 N 170-ФЗ "Об использовании
атомной энергии (Собрание законодательства Российской Федерации, 2002,
N 13, ст. 1180; 27.11.1995, N 48, ст. 4552; 17.02.1997, N 7, ст. 808;
15.07.2001, N 29, ст. 2949; 07.01.2002, N 1 (ч. I), ст. 2; 01.04.2002,
N 13, ст. 1180; 17.11.2003, N 46 (ч. I), ст. 4436);
Федеральный закон от 30.03.99 N 52-ФЗ "О
санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" (Собрание
законодательства Российской Федерации, 05.04.1999, N 14, ст. 1650;
07.01.2002, N 1 (ч. I), ст. 2; 13.01.2003, N 2, ст. 167; 07.07.2003, N
27, ст. 2700 (ч. I));
Федеральный закон от 09.01.1996 N 3-ФЗ "О радиационной
безопасности населения" (Собрание законодательства Российской
Федерации, 1996, N 3, ст. 141);
Федеральный закон от 10.01.2002 N 7-ФЗ "Об охране окружающей
среды" (Собрание законодательства Российской Федерации, 2002, N 2, ст.
133);
Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). СП 2.6.1-758-99,
утвержденные Главным государственным санитарным врачом Российской
Федерации 2 июля 1999 г. (письмом Минюста России от 29.07.1999 N
6014-ЭР признаны не нуждающимися в государственной регистрации);
Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности
(ОСПОРБ-99). СП 2.6.1.799-99, утвержденные Главным государственным
санитарным врачом Российской Федерации 27.12.1999 (письмом Минюста
России от 01.06.2000 N 4214-ЭР признаны не нуждающимися в
государственной регистрации);
Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами
(СПОРО-2002). СП 2.6.6.1168-02, утвержденные Постановлением Главного
государственного санитарного врача Российской Федерации от 23.10.2002
N 33. Зарегистрированы в Минюсте России (регистрационный N 4005 от
06.12.2002);
Гигиенические требования к проектированию предприятий и установок
атомной промышленности (СПП ПУАП-03). СанПиН 2.6.1.07-03. Минздрав
России, 2003. Зарегистрированы в Минюсте России (регистрационный N
4365 от 03.04.2003);
Санитарные правила по радиационной безопасности персонала и
населения при транспортировании радиоактивных материалов (веществ).
СанПиН 2.6.1.1281-03. Зарегистрированы в Минюсте России
(регистрационный N 4529 от 13.05.2003);
Санитарные правила СП 1.1.1058-01 "Организация и проведение
производственного контроля за соблюдением санитарных правил и
выполнением санитарно-эпидемиологических (профилактических)
мероприятий". Утверждены Главным государственным санитарным врачом
Российской Федерации 10 июля 2001 г., введены в действие
Постановлением Главного государственного санитарного врача Российской
Федерации от 13.07.2003 N 18 с 01.01.2002. Зарегистрированы в Минюсте
России 30.10.2002, регистрационный N 3000.
III. Общие положения
3.1. Целью ввода в действие настоящих Правил является
установление требований по обеспечению на современном уровне
радиационной безопасности (далее - РБ) персонала предприятий атомного
судостроения, принимающих участие в утилизации АПЛ, пунктов временного
хранения реакторных блоков на плаву (далее - ПВХ), пунктов
долговременного хранения реакторных блоков на твердом основании (далее
- ПДХ) и населения, а также исключение возможности загрязнения
окружающей среды радиоактивными веществами при комплексной утилизации
АПЛ.
3.2. Утилизация АПЛ характеризуется большим объемом работ и
сложностью их выполнения и представляет собой комплекс мероприятий,
состоящий из следующих основных этапов:
вывод АПЛ из состава военно-морского флота (далее - ВМФ) в
соответствии с установленным порядком;
транспортировка АПЛ на предприятие;
передача АПЛ предприятию;
подготовка АПЛ к утилизации и выгрузке отработавшего ядерного
топлива (далее - ОЯТ);
выгрузка ОЯТ и дальнейшее обращение с ним;
вырезка реакторного блока, представляющего собой реакторный отсек
(далее - РО) или трехотсечный блок, включающий РО и смежные с ним
отсеки;
выгрузка крупногабаритного оборудования;
формирование реакторного блока и его подготовка к
транспортированию и временному хранению на плаву или долговременному
хранению на твердом основании;
транспортирование реакторного блока в ПВХ или ПДХ;
хранение реакторного блока (на плаву в ПВХ или на твердом
основании в ПДХ);
разрезка носовых и кормовых блоков на секции;
разделка секций на металлолом;
утилизация мелкогабаритного оборудования и кабельных изделий;
сбор, временное хранение, передача на захоронение токсичных и
радиоактивных отходов (далее - РАО), образующихся при утилизации.
3.3. Все работы производятся в соответствии с проектом утилизации
АПЛ, разработанным с участием проектанта АПЛ, в котором отражаются
сведения о состоянии АПЛ, основные расчетные и фактические данные по
радиационным характеристикам оборудования ядерной энергетической
установки (далее - ЯЭУ) и АПЛ в целом, технология демонтажа, решения
по обеспечению радиационной и экологической безопасности при
производстве работ и обращению с радиоактивными отходами. Проект
должен иметь санитарно-эпидемиологическое заключение органов
госсанэпиднадзора.
Разработанная технология работ должна обеспечить непревышение
основных дозовых пределов для персонала и населения, установленных
НРБ-99.
3.4. Комплекс мероприятий по обеспечению РБ должен обеспечивать
выполнение требований НРБ-99 и ОСПОРБ-99, защиту персонала и населения
от внутреннего и внешнего облучения, предотвращать загрязнение воздуха
и поверхностей рабочих помещений, кожных покровов и одежды персонала,
а также объектов окружающей среды выше допустимых пределов как при
нормальной работе предприятия, так и при проведении работ по
ликвидации последствий радиационной аварии.
3.5. Радиационная безопасность персонала (личного состава) и
населения на всех этапах утилизации, включая обращение с ОЯТ и РАО,
обеспечивается:
снижением уровня ионизирующих излучений путем использования
соответствующих защитных материалов и конструкций;
ограничением времени пребывания персонала в условиях воздействия
ионизирующих излучений;
применением средств индивидуальной защиты (далее - СИЗ);
введением системы зонирования с выделением помещений АПЛ,
плавучей технической базы (ПТБ), предприятия и участков территории по
степени их радиационной опасности в отдельные
радиационно-гигиенические зоны;
конструктивными и организационными мерами, предотвращающими
несанкционированный доступ людей к источникам ионизирующих излучений,
созданием санитарно-пропускного режима;
дезактивацией загрязненных радиоактивными веществами (далее - РВ)
поверхностей оборудования и помещений;
использованием специальной системы вентиляции и очистки воздуха
от РВ;
введением ограничений и контроля радиоактивных выбросов в
атмосферу;
использованием системы сбора, временного хранения и удаления РАО;
организацией контроля радиационной обстановки, установлением
контрольных уровней параметров радиационной обстановки;
разработкой инструкций и технологических регламентов;
подготовкой и переподготовкой персонала к работе с источниками
ионизирующих излучений (далее - ИИИ);
административным регулированием рабочей силы;
планированием и проведением эффективных мероприятий по защите
личного состава, персонала предприятия и населения в случае угрозы или
при возникновении радиационной аварии.
IV. Подготовка предприятия и АПЛ к утилизации
4.1. Подготовка предприятия. Зонирование
4.1.1. Утилизация АПЛ производится на предприятиях, имеющих
лицензию на проведение соответствующих работ и располагающих
комплексом технических средств и сооружений, спроектированных и
построенных с учетом необходимости обеспечения ядерной и радиационной
безопасности.
4.1.2. В зависимости от характера выполняемых работ в состав
сооружений и объектов предприятия атомного судостроения могут входить:
эллинги и док-камеры для проведения работ по утилизации АПЛ;
причальные набережные (глубоководные и мелководные) или
стационарные причалы;
плавучие причалы, понтоны;
дамбы для соединения набережных с берегом и защитные дамбы (при
необходимости);
ограждение причального фронта с пунктами контрольно-пропускного
режима, дозиметрического контроля и санитарно-пропускного режима;
доки, трансбордеры и слипы для подъема и спуска кораблей и судов;
плавучие технические базы для перегрузки активных зон реакторов с
постом загрузки транспортных контейнеров;
береговой комплекс выгрузки, хранения и отправки ОЯТ;
комплексы переработки жидких (далее - ЖРО) и твердых (далее -
ТРО) радиоактивных отходов;
цеха (участки) спецпроизводства;
стенды комплектации активных зон реакторов;
цеха (участки) дезактивации;
цеха (участки) переработки образующихся при утилизации
металлолома и кабельных изделий;
спецтанкеры, береговые и плавучие емкости для ЖРО;
спецавтотранспорт для перевозки РАО и ОЯТ (при необходимости);
береговые площадки временного хранения РАО и контейнеров с ОЯТ;
грузоподъемные средства;
подъездные железнодорожные пути, связанные с общероссийской
системой железных дорог;
рейдовые буксиры;
береговые и плавучие контрольно-дозиметрические посты;
технические здания и сооружения, обеспечивающие энергоснабжение,
электроснабжение, водоснабжение и т.д.;
система спецканализации;
комплекс очистных сооружений;
комплекс средств охраны и физической защиты.
Организационно-технологическая схема выполнения работ по
утилизации АПЛ разрабатывается с учетом наиболее рационального
использования производственных мощностей предприятия с выполнением
отдельных этапов работ на определенных специально оборудованных
позициях.
4.1.3. Основной мерой, обеспечивающей предотвращение разноса
радиоактивных веществ по предприятию и за его пределы и недопущение
переоблучения персонала, является зонирование территории радиационных
объектов. В зависимости от характера выполняемых работ на предприятиях
атомного судостроения устанавливаются следующие
радиационно-гигиенические зоны:
в пределах промплощадки:
зона строгого режима (далее - ЗСР);
зона контролируемого доступа (далее - ЗКД);
зона свободного режима (ЗСвР);
за пределами промплощадки:
санитарно-защитная зона (далее - СЗЗ);
зона наблюдения (далее - ЗН).
Границы радиационно-гигиенических зон устанавливаются с учетом
условий облучения при нормальной эксплуатации и в аварийных ситуациях.
В зависимости от радиационной обстановки по согласованию с органами
госсанэпиднадзора могут быть скорректированы границы существующих или
дополнительно установлены временные радиационно-гигиенические зоны.
4.1.4. Категория предприятия по потенциальной опасности
устанавливается на этапе его проектирования по согласованию с органами
госсанэпиднадзора. Для действующих предприятий категория
устанавливается администрацией по согласованию с органами
госсанэпиднадзора.
4.1.5. Все помещения и территории участков, цехов, заказов,
плавсредств, где производятся работы с ОЯТ, РВ и открытыми ИИИ,
выделяются в ЗСР.
Границы ЗСР определяются проектом радиационного объекта и
уточняются отделом ядерной и радиационной безопасности (далее - ОЯРБ)
предприятия на основании анализа радиационной обстановки при
нахождении заказа на различных технологических позициях (в эллинге, в
доке, у набережной), согласовываются с органами госсанэпиднадзора и
утверждаются главным инженером предприятия.
4.1.6. Перед началом работ по разделке АПЛ предприятие должно
иметь:
технически оформленную ЗСР в районе производства работ по вырезке
РО;
введенные в действие санпропускники (саншлюзы) и
контрольно-дозиметрические посты для обеспечения прохода персонала в
ЗСР и из нее;
переносные саншлюзы, дополнительная установка которых возможна
при выявлении участков с повышенным радиоактивным загрязнением
поверхностей и оборудования.
4.1.7. На период проведения работ в ЗСР выделяются помещения РО и
участок на стапеле в районе нижней части РО, в месте расположения
цистерн биологической защиты и балластных цистерн, где имеют место
повышенные уровни внешнего гамма-излучения.
4.1.8. На АПЛ в состав ЗСР могут входить реакторный отсек и
другие помещения в случае превышения в них контрольных уровней
радиационных факторов для персонала группы Б или при невозможности
обособления в этих помещениях работ с открытыми РВ. Помещения АПЛ,
входящие в ЗСР, должны быть изолированы от смежных помещений, не
входящих в ЗСР.
4.1.9. На основании оценки размеров ЗСР инженерно-техническими
подразделениями предприятия планируются материально-техническое
обеспечение и выполнение работ по оформлению ЗСР. Конструкция защитных
экранов и схема их установки должны быть согласованы с ОЯРБ
предприятия и органом госсанэпиднадзора.
4.2. Подготовка АПЛ к утилизации
4.2.1. Передача АПЛ предприятию на утилизацию может производиться
как в базах ВМФ, так и на предприятиях - производителях работ по
утилизации. Перед передачей на утилизацию АПЛ должна быть приведена в
ядерно- и радиационно-безопасное состояние, после чего экипажем АПЛ и
ОЯРБ предприятия проводится полное совместное радиационное
обследование АПЛ с целью определения достаточности выполненных
дезактивационных работ, определения необходимости отнесения к ЗСР
помещений АПЛ, определения готовности АПЛ к передаче на утилизацию. На
основании радиационного обследования оформляется "Акт совместного
контрольного радиационного обследования АПЛ".
4.2.2. После принятия АПЛ предприятием (гражданским экипажем)
производится передача радиационного контроля (далее - РК) на АПЛ от
службы радиационной безопасности базы ВМФ к ОЯРБ предприятия или
временно к гражданскому экипажу предприятия.
Передача РК оформляется актом, в котором (среди прочего)
указываются:
результаты радиационного обследования отсеков АПЛ с приложением
картограмм уровней гамма-излучения и загрязнения поверхностей отсеков
и оборудования радиоактивными веществами;
помещения, отнесенные к ЗСР;
дополнительные рекомендации по обеспечению РБ при транспортировке
и утилизации АПЛ.
4.2.3. В случае прихода на утилизацию на предприятие АПЛ с
экипажем ВМФ ответственным за обеспечение РБ на АПЛ является персонал
предприятия после подписания акта совместного контрольного
радиационного обследования АПЛ. Ответственным за обеспечение РБ на АПЛ
с гражданским экипажем при производстве работ и при временном хранении
АПЛ на плаву является капитан гражданского экипажа.
4.2.4. В зависимости от технического состояния АПЛ и с учетом
значительных расстояний между пунктом базирования и предприятием
возможны следующие способы ее транспортирования:
методом буксировки с использованием морских и рейдовых буксиров
(основной способ);
с использованием специальных плавсредств (транспортных плавучих
доков).
В целях обеспечения непотопляемости АПЛ в период буксировки
возможно заполнением цистерн главного балласта вспененным полистиролом
и/или конвертование АПЛ (защита всех вырезов в прочном корпусе,
надстройках и рубках от поступления воды).
4.2.5. На транспортируемой АПЛ может находиться экипаж, состав и
структура которого определяется с учетом условий обеспечения
непотопляемости, взрывопожаробезопасности, ядерной и радиационной
безопасности, режима прохода и сохранности материальной части АПЛ с
учетом ее технического состояния.
4.2.6. Радиационная безопасность экипажа транспортируемой АПЛ и
предотвращение загрязнения окружающей среды обеспечиваются
техническими мерами, принятыми при создании АПЛ, поддержанием условий
нормальной эксплуатации технических средств и организационными мерами.
При аварии на транспортируемой АПЛ возможно радиационное воздействие
на экипаж, население и окружающую среду, что требует организации мер
по их защите.
По окончании транспортировки (буксировки) АПЛ, как правило,
передаются гражданскому экипажу (если передача не была произведена в
пункте базирования).
4.2.7. При нахождении АПЛ у причальной стенки набережной
предприятия для сокращения сроков утилизации перед выгрузкой
отработавших тепловыделяющих сборок (далее - ОТВС) из реакторов могут
производиться демонтажные работы в реакторном отсеке, включая демонтаж
приводов системы управления и защиты и всего нерадиоактивного
оборудования, а также демонтажные работы в надстройке.
4.2.8. Все металлические конструкции, находящиеся внутри РО и не
являющиеся радиоактивными (за исключением переборок, настилов и
платформ, являющихся несущими конструкциями и обеспечивающими
прочность корпуса отсека), могут быть демонтированы для последующей
утилизации. При отсутствии радиоактивного загрязнения может быть также
демонтирована часть оборудования РО.
V. Общие требования к обеспечению радиационной
безопасности при работах в зоне строгого режима
5.1. В пределах ЗСР возможно распространение радиоактивных
веществ контактным или аэрогенным путем. Распространение РВ за пределы
ЗСР предотвращается установлением санитарно-пропускного режима на
границе зоны и устройством системы спецвентиляции с очисткой воздуха
на специальных фильтрах.
5.2. К работе в ЗСР допускается только персонал группы А. Все
работы в ЗСР проводятся под контролем ОЯРБ предприятия с обязательным
индивидуальным дозиметрическим контролем (далее - ИДК). Вход (выход)
персонала в помещения ЗСР должен осуществляться только через
санпропускник с обязательным радиационным контролем.
5.3. Для предотвращения поступления РВ в организм и
предотвращения загрязнения кожных покровов применяются СИЗ. Все
работающие в ЗСР и посещающие ЗСР должны обеспечиваться СИЗ в
соответствии с видом работ. Нахождение в ЗСР без СИЗ запрещается.
Правила использования СИЗ регламентируются п. 3.14 ОСПОРБ-99.
Выбор СИЗ производится ОЯРБ в зависимости от состояния радиационной
обстановки, температуры и влажности воздуха на рабочем месте и
характера проводимых работ.
Рекомендуется применение одноразовых СИЗ, изготовленных из
нетканых материалов.
5.4. ЗСР оборудуется:
системой спецвентиляции и местными системами вытяжной вентиляции;
системой сбора протечек;
средствами сбора ЖРО и ТРО;
специальным участком для временного хранения загрязненного РВ
демонтированного оборудования;
системой непрерывного радиационного контроля;
средствами дезактивации;
средствами связи, звуковой и световой сигнализации о радиационной
опасности.
5.5. Перед выполнением работ в ЗСР соответствующие службы
предприятия совместно с органами госсанэпиднадзора в установленном
порядке производят проверку ее готовности.
5.6. До начала работ в ЗСР ОЯРБ предприятия проводит измерения
параметров радиационной обстановки, и, при необходимости, вырабатывает
рекомендации по допустимому времени выполнения технологических
операций и необходимому количеству персонала. Разработка рекомендаций
должна осуществляться на основании технологического регламента
проведения работ, анализа радиационной обстановки, формируемой при
выполнении аналогичных работ, и данных последних радиационных
обследований.
В случае необходимости до начала работ производится дезактивация
помещений.
5.7. Все работы, при проведении которых непревышение
соответствующих контрольных уровней для персонала может быть
достигнуто лишь ограничением времени проведения работы, либо
использованием дополнительных средств индивидуальной защиты и
проведением других организационно-технических мероприятий, относятся к
радиационно-опасным. Отнесение планируемой работы к категории
радиационно-опасных осуществляется ответственным исполнителем работы
по согласованию с ОЯРБ после анализа характера работы и радиационной
обстановки в месте проведения работы.
5.8. Радиационно-опасные работы разрешается выполнять только по
нарядам-допускам под контролем дежурного дозиметриста и при наличии
необходимой информации о радиационной обстановке на рабочих местах.
В связи с возможными непредвиденными осложнениями при проведении
отдельных операций, внезапным ухудшением состояния здоровья и другими
ситуациями, требующими срочной помощи, радиационно-опасные работы
запрещается проводить одному человеку.
5.9. При выполнении радиационно-опасных работ соблюдаются
следующие общие требования:
время пребывания исполнителей работ в районе повышенной
радиационной опасности определяется ОЯРБ предприятия и строго
ограничивается;
непосредственное руководство работами в отсеке осуществляет
ответственный исполнитель - сменный производственный мастер или другое
лицо, назначенное руководством предприятия;
на период работ персонал обеспечивается дополнительными СИЗ и
индивидуальными дозиметрами оперативного и (или) аварийного контроля,
конкретный перечень которых определяется ОЯРБ на основании
обследования рабочего места;
обеспечивается надежная вентиляция РО с контролем выбрасываемого
воздуха на наличие РВ, содержание которых не должно быть выше
установленных на предприятии контрольных уровней;
все технологические операции, приводящие к повышению концентрации
радиоактивных аэрозолей и появлению протечек, выполняются при наличии
местной вытяжной вентиляции;
при проведении работ использование неисправного инструмента,
арматуры, измерительных приборов, технических средств не допускается;
работы начинаются после проведения на рабочем месте внеочередного
инструктажа персонала, выполняющего работы и осуществляющего
радиационный контроль, а также после получения разрешения лиц,
ответственных за организацию работ в ЗСР и за контроль обеспечения РБ.
К конкретным радиационно-опасным работам предъявляются
дополнительные требования в соответствии с действующей на предприятии
технологической документацией.
5.10. При проведении демонтажных работ демонтированные
радиоактивное оборудование и конструкции немедленно помещаются в
транспортные контейнеры или пеналы и транспортируются на участки, где
производится дальнейшая работа с ними, или в хранилища в соответствии
с технологической схемой демонтажа. Демонтированное оборудование и
конструкции регистрируются в специальном журнале с указанием номера
контейнера или пенала и дозиметрических данных. Контейнеры могут
временно храниться на оборудованной площадке в ЗСР или сразу грузиться
в спецтранспорт для передачи на временное (долговременное) хранение.
В случае необходимости внутризаводской транспортировки или
погрузки в контейнер ТРО высокой активности предварительно
производится оценка мощностей доз излучения при этих операциях и
проводятся мероприятия по защите от излучения персонала, выполняющего
эти транспортно-погрузочные работы. При транспортировке ТРО за пределы
предприятия транспортные контейнеры должны соответствовать требованиям
к радиационным упаковкам соответствующих категорий.
Крупногабаритное оборудование низкого и среднего уровня
активности может транспортироваться на специальном транспорте без
контейнеров с заглушенными полостями, закрытое полиэтиленовой пленкой
для исключения его контакта с атмосферными осадками, рассеяния РВ,
загрязнения транспортных средств и окружающей среды.
5.11. Все выгружаемое, вывозимое и выносимое оборудование, в том
числе контейнеры, инструменты, документы, оснастка перед выгрузкой,
проверяются на наличие радиоактивных загрязнений и наведенной
активности.
VI. Обеспечение радиационной безопасности
при обращении с отработавшим ядерным топливом
6.1. Выгрузка отработавшего ядерного топлива
6.1.1. Основными источниками радиационного воздействия на
персонал, работающий в РО, являются штатное оборудование ППУ,
перегрузочное оборудование, дренируемая из 1 контура вода, а также
средства технологического оснащения, контактировавшие с внутренними
полостями 1 контура.
6.1.2. Для обеспечения радиационной безопасности в РО выполняются
следующие мероприятия:
зонирование помещений АПЛ и организация санитарно-пропускного
режима, выделение РО в ЗСР;
снижение радиационного воздействия на персонал за счет
использования защитных свойств перегрузочного оборудования;
установка дополнительной биологической защиты на оборудование,
создающее высокие уровни гамма-излучения;
проведение радиационного контроля в реакторном отсеке;
обеспечение вентиляции РО и очистки выбрасываемого воздуха;
проверка состояния технических систем и оборудования РО,
необходимых для осуществления технологических операций, в том числе
перегрузочного оборудования;
наличие двухсторонней громкоговорящей связи между центральным
постом управления работами, реакторным отсеком и краном;
правильная организация работ, необходимая профессиональная
квалификация и дисциплинированность персонала предприятия и берегового
комплекса (личного состава ПТБ) и экипажа АПЛ;
взаимный контроль действий персонала (личного состава) при
выполнении операций, связанных с возможностью возникновения аварийного
состояния реактора, строгое соблюдение требований нормативных и
руководящих документов, формирование культуры безопасности у персонала
(личного состава), участвующего в выгрузке ОТВС;
правильная организация сбора, временного хранения и передачи на
переработку РАО, образующихся на АПЛ в процессе выгрузки ОТВС;
проведение работ по дезактивации помещений и оборудования РО;
обеспечение персонала (личного состава) спецодеждой, бельем,
обувью и СИЗ;
санитарная обработка персонала (личного состава), дезактивация
спецодежды и средств защиты;
разработка планов мероприятий по предупреждению аварийных
ситуаций и ликвидации последствий аварий.
При организации выгрузки ОЯТ с использованием ПТБ ответственность
за контроль РБ в РО на период выгрузки возлагается на СРБ ПТБ.
6.1.3. Перед выгрузкой ОТВС РО и часть надстройки АПЛ в районе
съемного листа прочного корпуса выделяются в ЗСР. Переборочные двери
РО запираются и опечатываются. Поверхности оборудования и настилов,
которые могут быть загрязнены РВ, покрываются защитными изолирующими
покрытиями.
6.1.4. Над съемным листом РО АПЛ устанавливается укрытие "Рубка",
которое обеспечивает защиту от внешних воздействий на технологический
процесс, а также локализацию РВ в реакторном отсеке. Весь
выбрасываемый из РО воздух проходит очистку на аэрозольных фильтрах
укрытия "Рубка" или переносной фильтровентиляционной установки. Перед
началом работ должны быть проверены герметичность укрытия "Рубка",
ресурс и работоспособность фильтров очистки воздуха.
6.1.5. Проведение в реакторном отсеке работ, не предусмотренных
технологическим графиком выгрузки ОТВС, запрещается. По окончании
выгрузки ОТВС производится радиационное обследование РО и дезактивация
поверхностей в ЗСР до контрольных уровней, установленных на
предприятии.
6.1.6. Основными радиационно-опасными работами, проводящимися на
береговых комплексах выгрузки ОЯТ (далее - БКВ), являются:
транспортирование ОТВС в перегрузочном контейнере;
установка/съем перегрузочного контейнера на наводящее устройство,
установленное на корпусе защитного контейнера для транспортирования
ОЯТ, выгрузка ОТВС в чехол, размещенный в выемной части корпуса
защитного контейнера, установка защитных пробок на каждый чехол;
демонтаж наводящего устройства с корпуса загруженного ОТВС
защитного контейнера и установка крышки на контейнер;
транспортирование упаковки с ОТВС на площадку временного хранения
и установка во внутреннее помещение сооружения для хранения
контейнеров;
выгрузка упаковки с ОТВС из сооружения для хранения контейнеров и
загрузка его в вагон-контейнер;
транспортировка емкости с ЖРО;
транспортировка контейнеров с ТРО.
6.1.7. Радиационная безопасность персонала и защита окружающей
среды при обращении с ОЯТ обеспечивается следующими организационными и
техническими мерами:
предварительной выдержкой ОТВС (с момента прекращения
эксплуатации реактора) не менее 18 месяцев, а при "сухой" выгрузке
ОТВС - не менее 3-х и 5-ти лет для АПЛ 2 и 3 поколений соответственно;
проведением операций по загрузке защитного контейнера ОТВС в
специально оборудованном здании с зональным принципом компоновки.
Помещения комплекса, в которых ведется загрузка, выделяются в ЗСР с
обеспечением санитарно-пропускного режима;
ограничением времени пребывания персонала в помещениях ЗСР;
наличием необходимой биологической защиты у оборудования,
используемого для обращения с ОТВС;
контролем за техническим состоянием защитных контейнеров, чехлов
и вспомогательного оборудования, их обслуживанием и поддержанием
проектных параметров;
постоянным учетом и контролем за положением, количеством,
перемещением сборок и упаковок;
системой вентиляции здания загрузки контейнеров, исключающей
возможность распространения радиоактивных веществ, и очисткой воздуха
на аэрозольных фильтрах перед выбросом в атмосферу;
дезактивацией транспортно-технологического оборудования и
помещений;
обеспечением радиационного контроля при выполнении
транспортно-технологических операций по обращению с ОЯТ;
наличием средств надежной связи между участниками операции;
обучением участников работ правильным действиям при выполнении
технологических операций.
6.1.8. В здании загрузки транспортных контейнеров
предусматривается стационарная система РК.
Поверхности помещений и оборудования должны допускать возможность
многократной дезактивации.
Предусматривается возможность сбора, хранения и передачи ЖРО,
образующихся при дезактивации помещений и оборудования береговых
комплексов выгрузки ОЯТ.
6.2. Хранение контейнеров с ОЯТ на площадке
временного хранения контейнеров и их транспортирование
по территории предприятия
6.2.1. Порядок и организация хранения ОЯТ и его перевозок по
территории предприятия должны соответствовать требованиям ОСПОРБ-99 и
НП-053-04. Для обеспечения радиационной безопасности при хранении и
транспортировании должны быть разработаны специальные Инструкции
(разделы Инструкции). На площадку временного хранения контейнеров с
ОЯТ оформляется санитарно-эпидемиологическое заключение органов
госсанэпиднадзора.
6.2.2. Оборудование помещений и эксплуатация площадки временного
хранения контейнеров с ОЯТ должны соответствовать требованиям
ОСПОРБ-99 к помещениям и участкам для работ III класса с открытыми
источниками ионизирующего излучения. Металлические конструкции должны
быть коррозионно устойчивы или защищаться специальными защитными
покрытиями, обладать малой сорбционной способностью. Полы, стены,
потолки и внутренние конструкции помещений должны иметь
легкодезактивируемые и стойкие к дезактивирующим растворам покрытия.
6.2.3. Радиационная безопасность персонала и населения при
хранении контейнеров с ОЯТ на площадке временного хранения
обеспечивается за счет:
радиационно-защитных конструкций контейнеров;
строительных конструкций здания или ограждения, обеспечивающих
ограничение уровня ионизирующего излучения на границах здания
(ограждения) до уровней, допустимых в соответствии с ОСПОРБ-99;
контроля состояния контейнеров с ОЯТ в ходе эксплуатации
хранилища и принятия мер в случае выхода параметров контейнера за
пределы, установленные в ТУ на поставку (потеря герметичности,
эффективности биологической защиты и т.д.);
зонирования территории площадки и окружающей территории,
организации на площадке санпропускного режима;
проведения радиационного контроля на площадке и мониторинга
вокруг нее;
осуществления мероприятий по предупреждению аварий (в том числе
ограничения высоты подъема контейнеров с ОЯТ) и ликвидации их
последствий.
6.2.4. На площадке в условиях нормальной эксплуатации не
допускается проведение каких-либо работ по вскрытию контейнеров с ОЯТ.
Техническое обеспечение площадки (средства дезактивации и обращения с
РАО, грузоподъемные средства, оборудование и приспособления) должно
поддерживать режим нормального функционирования объекта при
повреждении одного или нескольких контейнеров.
6.2.5. Перечень проектных аварий с указанием конкретных значений
радиационных параметров и количества поврежденных контейнеров с ОЯТ, а
также критерии необходимости замены контейнеров указываются в проекте
на площадку.
При проектных авариях, связанных с механическим и/или тепловым
воздействием на контейнеры с ОЯТ, допускается увеличение уровня
мощности дозы ионизирующего излучения от подвергнувшихся воздействию
контейнеров до значений 10 мЗв/ч на расстоянии 1 м от поверхности и
выход радионуклидов из отдельных контейнеров с ОЯТ в количестве не
более 10А в течение недели для криптона-85 и А в течение недели для
2 2
любого другого нуклида. Величина А принимается согласно НП-053-04.
2
6.2.6. Предприятие должно быть оснащено оборудованием и
инструментом, использование которых позволит безопасно восстановить
нормальную эксплуатацию площадки при проектных авариях, включая
обслуживание поврежденных контейнеров с ОЯТ. На предприятии должен
быть предусмотрен набор СИЗ, медикаментов, аварийного запаса приборов
радиационного контроля, средств дезактивации и санитарной обработки,
инструментов и инвентаря, необходимых для проведения неотложных работ
по ликвидации последствий аварии на площадке.
6.2.7. Радиационные характеристики упаковочных комплектов с ОЯТ
при погрузке их на транспортное средство должны соответствовать III
транспортной категории, при этом мощность дозы гамма- и нейтронного
излучения не должна превышать 2 мЗв/ч в любой точке на внешней
поверхности упаковки, а транспортный индекс не должен превышать
значения 10 для ТУК-18 и значения 16 для ТУК-108/1. Радиоактивное
загрязнение поверхностей контейнера с ОЯТ и транспортного средства,
мощность дозы гамма-нейтронного излучения в кабине водителя должны
соответствовать требованиям СанПиН 2.6.1.1281-03.
6.2.8. Транспортное средство должно иметь влагостойкое и
химически стойкое покрытие, должно быть оборудовано экранирующими
средствами радиационной защиты, приспособлениями для крепления
упаковок, огнетушителем, СИЗ, набором инструмента для аварийного
ремонта. На бортах и дверях транспортного средства должны быть
нанесены знаки радиационной опасности. Использование транспортного
средства для транспортирования нерадиоактивных грузов и перевозки
людей запрещается.
6.2.9. Маршрут перевозки контейнеров с ОЯТ от берегового
комплекса выгрузки до площадки временного хранения прокладывается, по
возможности, в отдалении от мест работы персонала предприятия,
административных зданий и т.д. Во время перевозки контейнеров с ОЯТ
запрещается отклонение транспортного средства от заданного маршрута,
остановка и стоянка.
6.2.10. Перед отправкой контейнера с ОЯТ на переработку
проверяется его техническое состояние и определяются радиационные
характеристики для подтверждения соответствия контейнера с ОЯТ III
транспортной категории и предотвращения распространения радиоактивных
веществ в окружающую природную среду.
При несоответствии радиационных параметров III транспортной
категории (превышение мощности дозы ионизирующего излучения над
нормируемыми значениями) контейнер с ОЯТ может быть отправлен при
условии выполнения требований, предъявляемых к вагону-контейнеру.
6.2.11. После загрузки контейнеров с ОЯТ в вагон-контейнер
производится радиационное обследование вагона-контейнера на
соответствие требованиям нормативной документации.
VII. Обеспечение радиационной безопасности
при вырезке и формировании блока реакторного отсека
7.1. Основными источниками РВ и ИИИ после выгрузки ОЯТ при
проведении работ по вырезке трехотсечного блока являются:
реактор (корпус, боковые и донные экраны, крышка реактора и
другие корпусные элементы и конструкции);
кессон реактора;
парогенераторы;
компенсаторы объема;
насосы 1 и 3 контуров;
блоки очистки и расхолаживания;
трубопроводы и арматура РО;
прочный корпус АПЛ под реакторами;
цистерна биологической защиты и продукты коррозии корпусных
конструкций.
7.2. Радиационная обстановка в районе РО определяется
активационным излучением от реакторного оборудования и прочного
корпуса АПЛ. С учетом времени выдержки АПЛ (в течение 5 - 10 лет)
60
наведенная активность РО обусловлена радионуклидом Co с периодом
полураспада 5,5 лет. Интенсивность активационного излучения
определяется в основном временем работы реакторов на мощности и
средней мощностью активных зон за кампанию.
Основными мероприятиями по защите персонала завода при проведении
работ в док-камере (эллинге) являются:
ограничение прохода по стапель-палубе в районе РО;
выделение ЗСР на стапель-палубе в районе РО;
дозиметрический контроль персонала, работающего в районе РО;
установление временных контрольных уровней на стапель-палубе в
районе РО (при необходимости).
7.3. После постановки АПЛ на стапель необходимо:
измерить уровни гамма-излучения на корпусе РО в соответствии с
точками картограммы и определить необходимость установки защитных
экранов;
установить ограждение ЗСР;
обеспечить систему спецвентиляции, снабженную фильтрами для
очистки воздуха от РВ;
организовать санитарно-пропускной режим;
оборудовать в ЗСР площадку для временного хранения
демонтированного радиоактивного оборудования, контейнеров ТРО;
предусмотреть систему сбора возможных радиоактивных протечек;
оформить "Акт готовности зоны строгого режима
радиационно-опасного объекта".
Осушение цистерн биологической защиты производится по результатам
радиохимических анализов в спецемкость для ЖРО или в канализацию
(акваторию).
7.4. РО должен быть подготовлен к временному (долговременному)
хранению в соответствии с документацией, разработанной с участием
проектанта корабля. При подготовке РО к временному хранению в составе
трехотсечного блока проектантом корабля разрабатываются формуляр на
трехотсечный блок и паспорт РО.
7.5. При необходимости в РО могут загружаться ТРО в соответствии
с требованиями нормативной документации, согласованной с органами
госсанэпиднадзора и документацией, разработанной проектантом корабля.
При этом:
малогабаритные ТРО загружаются в контейнерах, изготовленных и
маркированных в соответствии с конструкторской и технологической
документацией и имеющих санитарно-эпидемиологическое заключение;
крупногабаритное оборудование, такое как парогенераторы,
компенсаторы объема и т.д., загружается без контейнеров. При этом
внутренние полости оборудования должны быть осушены и герметизированы
установкой заглушек;
контейнеры с наиболее активными РАО и наиболее активное
крупногабаритное оборудование размещаются ближе к центру РО и в нижней
его части;
на технические условия изготовления контейнеров ТРО, загружаемых
в РО, должно быть получено санитарно-эпидемиологическое заключение на
соответствие санитарным правилам.
Перечень загружаемых ТРО согласовывается с органами
госсанэпиднадзора.
7.6. По окончании работ по подготовке реакторного блока к
временному (долговременному) хранению проводится радиационное
обследование блока с составлением Акта соответствующей формы и
заполнением соответствующих разделов паспорта на РО и формуляра на
реакторный блок. На реакторный блок оформляется
санитарно-эпидемиологическое заключение.
7.7. Подготовленный к хранению реакторный блок должен отвечать
следующим основным радиационно-гигиеническим требованиям:
реакторы, оборудование и системы ППУ, находящиеся в составе РО,
должны быть полностью освобождены от ядерного топлива, газа систем
газа высокого давления и вакуумирования и технологических сред
контуров (кроме неосушаемых объемов). Жидкометаллический теплоноситель
допускается хранить в составе первого контура ППУ;
конструкция внешней оболочки загерметизированного реакторного
блока должна предотвращать выход в окружающую среду любых
радиоактивных, токсичных и вредных веществ;
на поверхность блока должно быть нанесено антикоррозионное
защитно-изолирующее покрытие;
герметичность реакторного блока должна обеспечиваться в течение
предельного срока хранения на плаву, который определяется проектантом
блока по согласованию с органами госсанэпиднадзора;
биологическая защита подготовленного к хранению реакторного блока
должна обеспечивать защиту персонала пункта хранения и окружающей
среды от радиоактивного излучения блока;
реакторный блок должен сохранять плавучесть в течение предельного
срока хранения на плаву;
несанкционированный доступ внутрь реакторного блока при его
хранении должен быть конструктивно исключен;
реакторный блок не должен требовать проведения дополнительных
работ по корпусу и консервации в течение максимального проектного
времени хранения на плаву.
Подготовленный к хранению реакторный блок не должен требовать его
обслуживания и осмотра его внутреннего объема, а следовательно, и его
посещения персоналом.
7.8. Для обеспечения безопасности транспортирования и хранения РО
радиационные характеристики подготовленного к хранению РО должны
соответствовать требованиям, предъявляемым к упаковкам III-й
транспортной категории.
В течение установленного срока хранения мощность дозы
гамма-излучения от корпуса блока не должна превышать 2 мЗв/ч в любой
точке на его поверхности и 0,1 мЗв/ч на расстоянии 1 м. В местах
повышенных уровней гамма-излучения (в нижней части корпуса РО в районе
расположения реакторов) устанавливается дополнительная биологическая
защита. Толщина и конфигурация защиты определяются по результатам
дозиметрического обследования блока. После установки дополнительной
защиты производится контрольное дозиметрическое обследование в целях
обнаружения возможных прострелов гамма-излучения по монтажным зазорам
блоков защиты.
7.9. Радиоактивное загрязнение внешних поверхностей реакторного
блока должно поддерживаться на наиболее низком практически достижимом
уровне, не выше регламентированного СанПиН 2.6.1.1281-03 для
радиационных упаковок.
7.10 Категория потенциальной радиационной опасности
подготовленного к хранению РО не должна превышать вторую по
классификации ОСПОРБ-99.
VIII. Обращение с материалами и изделиями,
загрязненными радионуклидами
8.1. Согласно п. 3.11.3 ОСПОРБ-99 не вводится никаких ограничений
на использование в хозяйственной деятельности любых твердых
материалов, сырья и изделий при удельной активности радионуклидов в
них менее 0,3 кБк/кг. Материалы и изделия с удельной активностью
больше 0,3 кБк/кг, но не относящиеся к РАО, могут ограниченно
использоваться только на основании санитарно-эпидемиологического
заключения органов Госсанэпиднадзора на определенный вид применения.
Наличие нефиксированного (снимаемого) радиоактивного загрязнения
поверхности материалов и изделий, поступающих для использования в
хозяйственной деятельности, не допускается.
8.2. Сжигание образующихся при ремонте и утилизации
неметаллических сжигаемых материалов и изделий с удельной активностью
выше 0,3 кБк/кг производится в специальных печах. Образующаяся зола
передается в ТРО или, если по содержанию радионуклидов она относится к
категории ограниченного использования, согласно п. 3.11.11 ОСПОРБ-99
может направляться на специально выделенные участки в места
захоронения промышленных отходов.
8.3. Негорючие неметаллические материалы и изделия с низким
уровнем содержания радионуклидов (не относящиеся к РАО) компактируются
и направляются на специально выделенные участки в места захоронения
промышленных отходов.
8.4. Металлолом, образующийся при ремонте и утилизации АПЛ, по
своим радиационным характеристикам делится на две категории:
I категория - металлолом, при обращении с которым обеспечивается
РБ персонала и населения;
II категория - металлолом, использование которого допускается
только по согласованию с органами госсанэпиднадзора. Металлолом II-й
категории может перерабатываться (переплавляться) только на
специализированных предприятиях, имеющих лицензию. Вывоз металлолома
II-й категории за границу Российской Федерации допускается только при
наличии документально подтвержденного согласия принимающей стороны.
8.5. Радиационные характеристики металлолома I-й категории не
должны превышать следующих уровней:
мощность эквивалентной дозы гамма-излучения на расстоянии 10 см
от поверхности металлолома - 0,1 мкЗв/ч (за вычетом фона);
-2 -1
плотность потока бета-частиц от поверхности - 0,2 см .с ;
-2 -1
плотность потока альфа-частиц от поверхности - 0,02 см .с .
Металлолом, имеющий более высокие значения радиоактивного
загрязнения поверхностей, подлежит обязательной дезактивации. Наличие
нефиксированного (снимаемого) радиоактивного загрязнения поверхности
фрагментов металлолома не допускается.
8.6. Соблюдение требований, предъявляемых к металлолому I-й
категории, обеспечивает приемлемый уровень РБ персонала, населения и
окружающей среды при сборе, накоплении, хранении, переработке,
погрузке и транспортировании металлолома, образующегося при утилизации
АПЛ.
8.7. К II-й категории относится металлолом, радиационные
характеристики которого не позволяют отнести его к I-й категории. Для
решения вопроса об отнесении металлолома к II-й категории или к ТРО
вводится контрольный уровень мощности эквивалентной дозы
гамма-излучения, равный 1 мкЗв/ч на расстоянии 10 см от поверхности
металлолома. Если мощность дозы не превышает контрольного уровня,
металлолом без дополнительных исследований следует отнести к II-й
категории. Если мощность дозы больше или равна контрольному уровню,
вопрос об отнесении его к II-й категории или к ТРО может быть решен
путем использования спектрометрических методов анализа.
8.8. Металлолом I-й и II-й категорий должен храниться на разных
складах для исключения возможности смешивания металлолома разных
категорий при загрузке в транспортные средства.
По результатам радиационного контроля на каждую загруженную и
готовую к отправке партию металлолома оформляется
санитарно-эпидемиологическое заключение.
8.9. На предприятии, производящем переработку металлолома II
категории, должна действовать система обеспечения РБ и система
обращения с вторичными радиоактивными отходами, образующимися при
переплавке металлолома. Дальнейшее использование переработанного
металлолома регламентируется требованиями ОСПОРБ-99.
IX. Обеспечение радиационной безопасности
при обращении с радиоактивными отходами,
образующимися при утилизации АПЛ
9.1. Для обращения с РАО, которые образуются при проведении работ
по утилизации АПЛ, предусматривается специальный комплекс технических
средств, обеспечивающий:
прием, временное хранение и выдачу ЖРО;
организованный сбор радиоактивных вод из помещений ЗСР;
прием и временное хранение ТРО в помещениях ЗСР;
переработку, кондиционирование и подготовку к захоронению РАО;
передачу РАО на суда обеспечения (спецтанкер, ПТБ);
радиационный контроль на всех стадиях обращения РАО.
Обращение с жидкими радиоактивными отходами
9.2. К ЖРО, образующимся при утилизации АПЛ, относятся:
теплоноситель I контура;
воды хранения I и III контуров;
Страницы: 1 2 |