Страницы: 1 2
вода II контура (в отдельных случаях);
воды выгрузки сорбентов (при выгрузке);
воды дезактивации РО, смежных отсеков, СТО;
воды осушения цистерн биологической защиты, цистерн грязной воды,
трюмов;
воды хранилища ОЯТ ПТБ;
воды дезактивации оборудования, СИЗ и помещений;
воды радиохимических лабораторий.
9.3. В зависимости от солесодержания ЖРО делятся на две группы:
1) Малосолевые с содержанием солей менее 1 г/л. К ним относятся
дренажные контурные воды, воды промывки контуров, воды, образующиеся
от выгрузки ионообменных фильтров, воды из хранилища ОТВС и т.д.
2) Солевые с содержанием солей более 1 г/л. К ним относятся
дезактивационные воды, трапные воды, воды спецпрачечных и
санпропускников.
9.4. При сборе ЖРО должны учитываться:
период полураспада радионуклидов;
суммарная объемная активность;
физико-химический состав;
наличие масляных загрязнений;
предполагаемые методы переработки.
9.5. Для сбора ЖРО на предприятии предусматриваются емкости,
объем которых должен быть достаточен для приема и временного хранения
до передачи на переработку всех отходов, образующихся при утилизации,
с учетом раздельного хранения солевых и малосолевых ЖРО. При
необходимости цистерны оборудуются биологической защитой.
9.6. В ходе выполнения технологических операций по обращению с
ЖРО необходимо:
постоянно контролировать давление в трубопроводе, состояние
разъемных соединений и мест глушений, степень заполнения спецемкости,
состояние радиационной обстановки в районе работ;
при обнаружении течи дренаж прекратить, принять оперативные меры
к ликвидации последствий, установить причину, устранить неисправность,
провести повторно гидравлические испытания трубопровода.
9.7. ЖРО передаются на берег или на плавсредства. Допустимые
активности сброса очищенных вод согласовываются в установленном
порядке.
Обращение с твердыми радиоактивными отходами
9.8. К ТРО, которые образуются при утилизации, могут относиться:
демонтированные и не подлежащие повторному использованию
оборудование и корпусные конструкции РО, отсеков паротурбинной
установки, других помещений;
специальная технологическая оснастка для работы в ЗСР, которая не
подлежит дальнейшему использованию;
использованные спецодежда, СИЗ, ветошь, инструмент, пластикат и
т.п., имеющие радиоактивное загрязнение;
использованные фильтры систем спецвентиляции;
производственный мусор, образующийся при выполнении работ в ЗСР.
9.9. Для сбора и временного хранения ТРО на предприятии
выделяются специальные накопительные площадки, изолированные
территориально от других технологических участков (цехов, причалов и
т.д.).
9.10. Сбор мелкого инструмента, материалов и других предметов,
загрязненных РВ, осуществляется в переносные контейнеры, размещенные в
помещениях с наиболее интенсивным образованием этого вида отходов,
например в помещении демонтируемого оборудования, реакторном отсеке
АПЛ. Мощность дозы гамма-излучения от контейнера с ТРО не должна
превышать 2,0 мЗв/ч на поверхности и 0,1 мЗв/ч на расстоянии 1 м.
На территории эллинга должен быть предусмотрен контейнер для
сбора мусора, который затем должен проходить радиационный контроль на
наличие загрязненных РВ предметов.
9.11. При сборе ТРО производится сортировка отходов в
соответствии с их удельной активностью и радионуклидным составом,
физической природой и предполагаемым методом переработки.
ТРО упаковываются в контейнеры (за исключением крупногабаритного
неразборного оборудования). Контейнеры с ТРО транспортируются на
площадку временного хранения ТРО.
9.12. Если нет отдельного решения о возможности оставления
сорбентов в составе РО, сорбенты I и III контуров выгружаются в
ловушки и в специальных контейнерах направляются в хранилище ТРО.
9.13. После завершения работ в реакторном отсеке допускается
размещение в нем определенного количества ТРО 1-й и 2-й категории.
9.14. На комплексе переработки низкоактивных отходов предприятия
предусматриваются следующие методы переработки ТРО:
прессование;
фрагментация;
дезактивация металлических ТРО, которые имеют преимущественно
поверхностное загрязнение радиоактивными веществами.
Обращение с газообразными радиоактивными отходами
9.15. К газообразным радиоактивным отходам относятся:
воздух баллонов вакуумирования, загрязненный радиоактивными
аэрозолями;
газ системы газа высокого давления, загрязненный радиоактивными
аэрозолями и инертными радиоактивными газами;
воздух в ЗСР, загрязненный радиоактивными аэрозолями.
9.16. Объемная активность газообразных радиоактивных отходов на
выбросе из системы газа высокого давления, баллонов вакуумирования
системы вентиляции ЗСР и комплексов переработки РАО не должна
превышать уровней допустимой объемной активности для населения
(ДОА ), установленных НРБ-99.
нас
X. Радиационный контроль при проведении
работ по утилизации
10.1. Цели и задачи радиационного контроля
10.1.1. Производственный радиационный контроль является составной
частью системы обеспечения РБ на всех этапах комплексной утилизации
АПЛ.
Целью радиационного контроля является:
получение необходимой информации о состоянии радиационной
обстановки на предприятии, в СЗЗ и ЗН;
определение степени соблюдения принципов РБ и требований
нормативов, включая непревышение установленных НРБ-99 основных
пределов доз и допустимых уровней при нормальной работе;
получение необходимой информации о радиационной обстановке в
случае радиационных аварий для оперативного принятия оптимальных
решений по защите персонала, населения и окружающей среды;
технологический контроль параметров ЯЭУ и других установок,
содержащих радиоактивные среды.
Объем и периодичность радиационного контроля согласовываются с
органами госсанэпиднадзора.
10.1.2. Радиационный контроль проводится с помощью стационарной
автоматизированной системы контроля радиационной обстановки (АСКРО),
носимыми приборами и лабораторными методами и включает:
радиационный технологический контроль;
радиационный дозиметрический контроль;
радиационный контроль объектов окружающей среды на территории и
акватории предприятия, в СЗЗ и ЗН.
10.1.3. Радиационный контроль на предприятии осуществляется
отделом ядерной и радиационной безопасности, аккредитованным в
установленном порядке на техническую компетентность в системе
лабораторий радиационного контроля. Методики измерений должны быть
аттестованы в установленном порядке. Используемые приборы должны
проходить своевременную поверку.
10.1.4. С целью оперативного контроля за радиационной
обстановкой, предотвращения превышения основных пределов доз персонала
и населения, закрепления достигнутого уровня РБ и обеспечения
дальнейшего снижения уровней облучения персонала и населения, а также
радиоактивного загрязнения окружающей среды на предприятии
устанавливаются контрольные уровни для всех контролируемых параметров
радиационной обстановки.
Контрольные уровни устанавливаются на всех береговых и плавучих
объектах предприятия, в СЗЗ и ЗН. Выбор мест (точек), в которых
устанавливаются контрольные уровни, производится с учетом расположения
источников излучения и загрязнения, а также мест пребывания персонала
и населения. Перечень и числовые значения контрольных уровней
определяются в соответствии с условиями работы и согласовываются с
органами госсанэпиднадзора.
10.1.5. ИДК персонала группы А является обязательным.
Индивидуальные дозы персонала группы Б могут определяться методами
группового контроля.
ИДК включает:
текущий ИДК персонала группы А по внешнему гамма-излучению;
оперативный ИДК персонала группы А по внешнему гамма-излучению с
сигнализацией в случае превышения установленных пороговых дозы и
мощности дозы;
контроль внутреннего облучения персонала группы А;
контроль радиоактивного загрязнения кожных покровов, одежды и
индивидуальных средств защиты;
аварийный ИДК персонала группы А по внешнему гамма-излучению;
аварийный ИДК внутреннего облучения персонала группы А.
Учет облучения персонала за счет нейтронного излучения может
осуществляться на основании показаний блоков детектирования
нейтронного излучения в местах нахождения персонала и
непосредственного времени проведения работ.
Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и
организация контроля облучения персонала предприятий атомного
судостроения осуществляются в соответствии со специальными
Методическими указаниями.
10.1.6. Контроль внутреннего облучения осуществляется путем
измерения содержания РВ в организме с использованием спектрометра
излучения человека. При наличии в воздухе рабочих помещений
радионуклидов, содержание которых не может быть определено по внешнему
излучению, используются методы косвенной радиометрии.
10.1.7. Оценка результатов РК и принятие решений по мерам
обеспечения РБ производятся на основе установленных допустимых и
контрольных уровней. Объем, характер и периодичность РК, а также
порядок регистрации и учета его результатов определяет ОЯРБ
предприятия по согласованию с органами госсанэпиднадзора и утверждает
администрация предприятия.
10.1.8. На основании данных о радиационной обстановке в ЗСР и ЗКД
осуществляется прогноз облучения и допустимого времени пребывания
персонала на рабочих местах.
На основании данных о радиационной обстановке в ЗСвР производится
оценка доз облучения критической группы населения из числа работников
предприятия.
10.2. Радиационный контроль при выгрузке ОТВС
и формировании реакторного блока
10.2.1. В период приемки АПЛ на утилизацию (этап подготовки АПЛ к
утилизации) в соответствии с п. 4.2.1 настоящих Правил оформляется
"Акт совместного контрольного радиационного обследования АПЛ", в
котором приводятся результаты измерения:
мощности дозы гамма-излучения по точкам картограммы,
разработанной для АПЛ данного проекта;
уровней радиоактивного загрязнения поверхностей оборудования и
помещений корабля по точкам картограммы;
объемной активности радиоактивных газов и аэрозолей в помещениях.
На основании радиационного обследования устанавливаются
помещения, которые должны быть отнесены к ЗСР, при необходимости
указываются дополнительные рекомендации по обеспечению РБ.
После окончания подготовки АПЛ к выгрузке ОЯТ производится
повторное радиационное обследование РО.
10.2.2. Контроль радиационной обстановки при работах по
подготовке к выгрузке и собственно выгрузке ОТВС включает в себя
контроль следующих параметров:
мощности дозы гамма-излучения, плотности потока бета-частиц на
рабочих местах и в смежных помещениях, на территории предприятия, в
СЗЗ и ЗН;
объемной активности аэрозолей в воздухе аппаратных выгородок при
проведении работ, содержания радиоактивных аэрозолей в воздухе на
территории предприятия;
уровней загрязнения РВ поверхностей помещений и оборудования,
спецодежды, обуви, средств защиты и кожных покровов персонала;
выбросов РВ в атмосферу;
сбора, временного хранения и удаления РАО;
загрязнения РВ объектов окружающей среды;
уровня загрязнения РВ транспортных средств.
10.2.3. При производстве работ по выгрузке ОТВС контроль мощности
дозы гамма-излучения, объемной активности радиоактивных газов и
аэрозолей в реакторном отсеке осуществляется непрерывно с помощью
выносных блоков детектирования стационарной системы РК.
Радиационный контроль с помощью носимых приборов радиационного
контроля производится для решения следующих задач:
подтверждения показаний стационарных блоков детектирования,
установленных в реакторном отсеке;
определения радиационных параметров (мощности эквивалентной дозы
гамма-излучения, поверхностного загрязнения РВ) в точках картограммы.
В отсеках АПЛ, смежных с реакторным, а также на палубе корабля
проводится радиационный контроль мощности дозы гамма-излучения и
уровней радиоактивного загрязнения поверхностей.
10.2.4. Для спецнабережной, ПТБ (БКВ) и площадки временного
хранения контейнеров разрабатываются картограммы, по точкам которых
проводится периодический радиационный контроль для проверки
эффективности обеспечения РБ и обнаружения несанкционированного
распространения радиоактивных веществ.
10.2.5. Основными параметрами, контролируемыми блоками
детектирования стационарной системы РК, являются:
мощность дозы гамма- и нейтронного излучения в реакторном отсеке
АПЛ и посту загрузки контейнеров;
объемная активность радиоактивных газов и аэрозолей в реакторном
отсеке АПЛ и посту загрузки контейнеров, а также на выбросе воздуха из
системы вентиляции здания комплекса.
10.2.6. Носимыми приборами РК обеспечивается измерение
индивидуальной дозы облучения персонала, радиоактивного загрязнения
поверхностей помещений, оборудования и транспортных средств, мощности
доз гамма- и нейтронного излучения в месте проведения работ и от
контейнеров с ОЯТ.
Измерение мощности дозы гамма- и нейтронного излучения, уровней
радиоактивного загрязнения поверхностей должно осуществляться в местах
проведения радиационно-опасных работ и в точках картограммы.
10.2.7. После выгрузки ОЯТ из утилизируемой АПЛ ОЯРБ предприятия
и служба РБ ПТБ или БКВ выполняют совместное радиационное обследование
РО, укрытия "Рубка" и технологической площадки, результаты которого
представляются в "Акте об окончании работ по выгрузке ОЯТ...".
10.2.8. После выгрузки ОЯТ из утилизируемой АПЛ и постановки АПЛ
на стапельное место выполняется радиационное обследование помещений, а
также легкого или прочного (при отсутствии легкого) корпусов АПЛ.
Радиационное обследование осуществляет ОЯРБ предприятия с оформлением
соответствующего акта.
В результате радиационного обследования должны быть получены
картограмма мощностей доз и уровней радиоактивного загрязнения
поверхностей в помещениях и на поверхности РО. При обнаружении
несоответствия радиационной обстановки радиационным параметрам,
принятым за основу в проекте утилизации, проект корректируется с
учетом выявленных изменений в случае, если эти изменения могут
привести к дополнительному облучению персонала или нарушить проведение
технологических операций при производстве работ по демонтажу.
10.2.9. При разделке АПЛ и формировании реакторного блока
осуществляется радиационный контроль:
мощности дозы гамма-излучения и загрязнения РВ поверхностей и
оборудования, на рабочих местах в ЗСР, на территории предприятия, в
СЗЗ и ЗН;
мощности дозы гамма-излучения от поверхности РО;
объемной активности аэрозолей в воздухе помещений АПЛ при
проведении работ;
выбросов РВ в атмосферу;
выгружаемого оборудования, металлолома, мусора (измерение
мощности эквивалентной дозы гамма-излучения, радиоактивного
загрязнения поверхностей);
радиационной обстановки при дренаже ЖРО;
радиационной обстановки при выгрузке ТРО;
радиационной обстановки при загрузке ТРО в реакторный отсек
(мощность эквивалентной дозы гамма-излучения от контейнеров, в РО и
смежных помещениях, загрязнение РВ контейнеров, поверхностей РО);
индивидуальных доз внешнего облучения персонала, занятого на
работах по вырезке трехотсечного блока;
мощность эквивалентной дозы гамма-излучения, радиоактивное
загрязнение поверхностей внутри РО и снаружи трехотсечного блока,
подготовленного к спуску на воду.
10.3. Радиационный контроль объектов окружающей среды
10.3.1. Основными задачами мониторинга радиоактивного загрязнения
окружающей среды в ЗСвР, СЗЗ и ЗН при утилизации АПЛ являются:
своевременное и полное выявление источников, причин и возможных
путей распространения загрязнения;
определение количественной (уровни и масштабы загрязнения) и
качественной (радионуклидный состав) характеристик загрязнения;
анализ, оценка и прогнозирование радиоэкологической обстановки,
складывающейся при поступлении радиоактивных веществ в окружающую
среду;
оценка доз внешнего облучения и поступления радионуклидов в
организм с воздухом, водой и пищевыми продуктами;
выработка предложений по локализации загрязнения и предотвращения
дальнейшего его распространения;
оценка эффективности мероприятий по предотвращению радиоактивного
загрязнения окружающей среды;
разработка предложений по совершенствованию мероприятий,
направленных на охрану окружающей среды от радиоактивного загрязнения.
10.3.2. Мониторинг окружающей среды осуществляется на основании
программ контроля и включает в себя:
текущий контроль;
контроль за радиоактивным загрязнением объектов окружающей среды
при авариях;
исследовательский контроль.
10.3.3. В рамках текущего контроля осуществляется контроль:
мощности дозы гамма-излучения в точках картограммы;
объемной активности аэрозолей атмосферного воздуха и соединений
йода (в случае ядерной аварии);
плотности радиоактивных выпадений из атмосферы;
объемной или удельной активности и радионуклидного состава
радионуклидов в морской воде и грунтовых водах, гидробионтах, донных
отложениях, перифитоне, почве, растительности и продуктах питания
местного производства.
Для контроля грунтовых вод на содержание РВ по периметру
предприятия и по периметру участков обращения с РАО должна быть
предусмотрена система контрольных скважин.
10.3.4. Точки контроля выбираются с таким расчетом, чтобы
обеспечить:
максимальную представительность и информативность отбираемых проб
и значений измеряемых величин;
возможность сравнения уровней загрязнения объектов окружающей
среды в процессе работы предприятия, для чего расположение точек
контроля должно быть, по возможности, постоянным.
10.3.5. В результате проведения радиационного контроля окружающей
среды должны быть получены сведения, необходимые для:
оценки годовых эффективных и эквивалентных доз облучения
населения и подтверждения непревышения установленных контрольных
уровней облучения;
определения границ распространения радиоактивных загрязнений в
нормальном режиме работы предприятия;
оценки эффективности и разработки предложений по
совершенствованию мероприятий по предотвращению радиоактивного
загрязнения окружающей среды.
10.3.6. При работах, связанных с повышенной опасностью
загрязнения атмосферного воздуха (подрыв крышки реактора,
вентилирование РО и других загрязненных РВ помещений АПЛ и ПТБ),
осуществляется контроль радиоактивного загрязнения атмосферного
воздуха в районе проведения работ.
10.3.7. После завершения радиационно-опасных работ производится
радиационное обследование участков территории (акватории) в районе
выполнения работ. В случае обнаружения загрязнения объектов природной
среды проводится детальное радиационное обследование территории и
акватории для определения размеров очага и установления
радионуклидного состава загрязнения.
10.3.8. Исследовательский контроль предусматривает детальное
обследование объектов окружающей среды с количественным анализом
уровней радиоактивного загрязнения (суммарного и по отдельным
радионуклидам). Исследовательский контроль осуществляется в целях
выявления характера и тенденций радиоактивного загрязнения окружающей
среды под влиянием длительной эксплуатации радиационных объектов, а
также изучения последствий аварийного загрязнения. Объем
исследовательского контроля определяется конкретными условиями.
10.4. Радиационный контроль образующегося
при утилизации металлолома
10.4.1. Основными задачами радиационного контроля металлолома,
получаемого при утилизации АПЛ, являются:
изъятие локальных источников излучения;
определение уровней поверхностных загрязнений;
отнесение металлолома к определенной радиационной категории и
обеспечение условий для раздельного обращения потоков металлолома,
имеющего разную степень радиоактивного загрязнения;
исключение несанкционированного перемещения радиоактивных
веществ;
исключение использования в хозяйственных целях металлолома с
радиоактивными загрязнениями.
10.4.2. Контролируемыми величинами при РК металлолома являются:
мощность амбиентного эквивалента дозы фотонного излучения;
плотность потока бета-частиц;
плотность потока альфа-частиц;
удельная активность (для металлолома II-й категории).
10.4.3. Радиационный контроль металлолома включает в себя:
предварительное радиационное обследование судового металлолома с
целью обнаружения и изъятия возможных локальных источников
гамма-излучения, а также его предварительного разделения по
категориям;
повторное радиационное обследование судового металлолома после
исключения из его состава локальных источников гамма-излучения с целью
гарантированного обеспечения однородности партии и отнесения ее к
определенной категории;
измерение мощности эквивалентной дозы гамма-излучения на
поверхности партии металлолома и выборочная проверка наличия
загрязнения бета- и альфа-активными радионуклидами (выходной
контроль);
обработка результатов измерений и проверка соответствия
полученных значений установленным нормативам;
оформление документов по результатам контроля.
10.4.4. Предварительное радиационное обследование металлолома,
образующегося при разделке АПЛ, проводится в процессе демонтажа
оборудования, при разрезке корпуса и разделении его на секции, при
разборке демонтированного судового оборудования.
Металлолом, имеющий радиоактивное загрязнение поверхностей,
превышающее допустимое для I-й категории, подлежит обязательной
дезактивации. С теми изделиями, уровень радиоактивного загрязнения
поверхностей которых после дезактивации не снизится до допустимых
значений, необходимо обращаться как с радиоактивными отходами.
10.4.5. Повторное радиационное обследование металлолома
осуществляется после проведения необходимого объема дезактивационных
работ при загрузке предварительно рассортированного по категориям
металлолома в контейнеры на складе хранения товарного лома и
складировании фрагментов корпуса кораблей и судов.
10.4.6. Выходной контроль партии металлолома включает в себя
измерение мощности эквивалентной дозы гамма-излучения на поверхности
партии, которое должно производиться после загрузки его в грузовой
контейнер или транспортное средство (судно, платформу, вагон,
автомашину, прицеп и т.д.).
При загрузке партии металлолома II-й категории производится
проверка уровня радиоактивного загрязнения поверхностей бета- и
альфа-активными радионуклидами.
XI. Обеспечение радиационной безопасности
при транспортировании и хранении блока реакторного отсека
11.1. Основные требования к пунктам временного
(долговременного) хранения
Транспортирование реакторного блока
11.1.1. Транспортирование реакторных блоков с предприятий
атомного судостроения или из ПВХ в ПДХ предусматривается водным путем:
трехотсечных (многоотсечных) блоков - буксировкой на плаву;
одноотсечных блоков - с помощью специального плавсредства
(транспортно-крановое судно, передаточный плавдок и т.п.).
Инструкция по транспортированию реакторного блока должна
содержать раздел "Обеспечение радиационной безопасности и охраны
окружающей среды".
11.1.2. Предотвращение загрязнения окружающей среды при
транспортировании реакторного блока обеспечивается техническими
мерами, принятыми при формировании блока, в первую очередь -
применением биологической защиты и обеспечением герметичности РО и
блока в целом.
Пункты временного хранения реакторных блоков
на плаву
11.1.3. Место расположения пункта временного хранения реакторных
блоков на плаву выбирается, по возможности, в относительной близости
от предприятия, производящего работы по утилизации АПЛ, с учетом
географических, метеорологических, гидрологических, сейсмических,
мерзлотно-геологических и других данных района. Выбор места
расположения ПВХ должен быть согласован с органами госсанэпиднадзора.
11.1.4. ПВХ должен иметь в своем составе собственные службы и
сооружения, необходимые для осуществления временного хранения
реакторных блоков, в том числе службу радиационной безопасности.
11.1.5. К территории ПВХ предъявляются следующие основные
требования:
береговая территория, непосредственно примыкающая к акватории, на
которой хранятся реакторные блоки, должна быть незатопляемой и с
низким уровнем грунтовых вод, что позволяет создание необходимых
инженерных сооружений. Территория ПВХ должна располагаться выше
максимального уровня прилива, штормовых и нагонных подъемов воды с
исключением также возможного затопления при стоке атмосферных осадков
и талых вод с вышележащей местности. При необходимости проводится
берегообразование и берегоукрепление территории;
территория ПВХ должна иметь ограждение с хорошо видимыми
предупреждающими знаками, а также должна быть обеспечена физическая
защита ПВХ в соответствии с действующей документацией;
размеры береговой части ПВХ должны обеспечивать размещение на ней
всех необходимых технологических зданий и сооружений.
11.1.6. ПВХ должен иметь навигационное оборудование, а его
акватория - достаточную глубину и размеры для того, чтобы обеспечить:
необходимое количество причальных мест для хранения на плаву
проектного количества реакторных блоков;
свободное и безопасное маневрирование на акватории используемых
плавсредств;
проведение при необходимости дноуглубительных работ;
установку дополнительных знаков навигационной обстановки;
безопасную стоянку плавсредств и реакторных блоков при любых
метеоусловиях, в том числе при ледоставе.
11.1.7. При проведении радиационно-опасных работ оборудуется
ограждение причального фронта с пунктом контрольно-пропускного режима
и дозиметрического контроля.
В случае возникновения нештатной ситуации должна быть обеспечена
возможность организации в ПВХ санитарно-пропускного режима, при этом
границы ЗСР определяются службой радиационной безопасности ПВХ с
учетом радиационной обстановки.
Пункты долговременного хранения на твердом
основании одноотсечных блоков реакторного отсека
11.1.8. На ПДХ РО может предусматриваться выполнение следующих
основных технологических операций:
подъем из воды и постановка на стапеле трехотсечных блоков РО;
разделка трехотсечных блоков и подготовка одноотсечных блоков к
длительному хранению;
прием с плавсредств и постановка на стапеле одноотсечных блоков
РО, подготовленных к долговременному хранению на предприятиях -
исполнителях работ по утилизации;
размещение на долговременное хранение одноотсечных блоков РО на
специальной площадке;
периодический осмотр, контроль и обслуживание РО в процессе
хранения;
обращение с РАО, образующимися при формировании и хранении
одноотсечных блоков.
11.1.9. Для каждого ПДХ должно быть установлено предельное
суммарное количество активности, допускаемое для хранения. Учитывается
как активность РО, так и активность дополнительных ТРО, размещенных в
РО.
11.1.10. Место расположения ПДХ выбирается, по возможности, в
относительной близости от предприятия, производящего работы по
утилизации АПЛ, и действующих ПВХ на плаву, с учетом географических,
метеорологических, гидрологических, сейсмических,
мерзлотно-геологических и других данных района. Должны учитываться
возможное изменение природных условий, которые возможны за весь период
эксплуатации ПДХ, а также вероятность реализации природных и
техногенных исходных событий аварии.
11.1.11. К территории ПДХ предъявляются следующие основные
требования:
береговая площадка должна быть незатопляемой и с низким уровнем
грунтовых вод, что позволяет создание необходимых инженерных
сооружений. Площадка должна располагаться выше максимального уровня
прилива, штормовых и нагонных подъемов воды с исключением также
возможного затопления при стоке атмосферных осадков и талых вод с
вышележащей местности. При необходимости проводится берегообразование
и берегоукрепление территории;
территория ПДХ должна иметь ограждение с хорошо видимыми
предупреждающими знаками, а также должна быть обеспечена физическая
защита ПДХ в соответствии с действующей документацией;
размеры береговой площадки должны обеспечивать размещение на ней
всех необходимых технологических зданий и сооружений;
на площадке проектом должна быть предусмотрена схема специальных
транспортных маршрутов.
11.1.12. Акватория ПДХ должна иметь достаточную глубину и размеры
для того, чтобы обеспечить:
необходимое количество причальных мест для кратковременного
хранения на плаву трехотсечных блоков;
свободное и безопасное маневрирование на акватории используемых
плавсредств;
проведение при необходимости дноуглубительных работ;
установку дополнительных знаков навигационной обстановки;
безопасную стоянку плавсредств и реакторных блоков при любых
метеоусловиях, в том числе при ледоставе.
11.2. Обеспечение радиационной безопасности при хранении
реакторных блоков
11.2.1. Основной целью проводимых мероприятий по обеспечению
радиационной и радиационно-экологической безопасности при хранении
реакторных блоков является защита персонала, населения и окружающей
среды от воздействия ионизирующего излучения в нормальных условиях
эксплуатации объекта и при возможных авариях, сопровождающихся
сбросами и выбросами радиоактивных веществ, путем соблюдения основных
принципов и пределов облучения, регламентированных в НРБ-99.
11.2.2. Указанная цель достигается решением следующих задач:
размещением ПВХ (ПДХ) на достаточном удалении от населенных
пунктов;
снижением уровней ионизирующих излучений путем использования
соответствующих защитных материалов и конструкций;
конструктивными и организационными мерами, предотвращающими
несанкционированное приближение людей к источникам ионизирующих
излучений;
ограничением времени пребывания персонала в условиях воздействия
ионизирующих излучений;
введением системы зонирования с выделением помещений пункта и
участков территории по степени их радиационной опасности в отдельные
режимные зоны;
созданием санитарно-пропускного режима с использованием
санпропускника и (или) переносного саншлюза;
введением ограничения и контроля радиоактивных выбросов в
атмосферу и сбросов в акваторию;
системой сбора, временного хранения и удаления радиоактивных
отходов;
системой сбора и контроля ливневых и талых вод;
технологической системой хранения реакторных блоков;
дезактивацией загрязненных радиоактивными веществами поверхностей
оборудования, помещений и автотранспорта;
применением средств индивидуальной защиты;
комплексом средств радиационного контроля;
системой контрольных уровней параметров радиационной обстановки
(включая наборы контрольных концентраций техногенных радионуклидов в
акватории предприятия и пункта временного (долговременного) хранения
реакторных блоков, определенные с учетом номенклатуры и регламентов
работ, проводимых на акватории и/или вблизи нее);
проведением мероприятий по нормализации радиационной обстановки
при ее ухудшении;
разработкой мер по предотвращению радиационных аварий, ликвидации
их последствий и защите персонала, населения и окружающей среды в
случае аварии;
системой физической защиты;
организацией службы радиационной безопасности пункта;
контролем соблюдения персоналом правил, инструкций и других
руководящих документов по радиационной безопасности;
проведением контроля радиоактивного загрязнения окружающей среды
на акватории и территории пункта и в его санитарно-защитной зоне;
проведением государственного надзора и ведомственного контроля;
повышением радиационно-гигиенической грамотности персонала и
населения;
организацией системы информации о радиационной обстановке.
11.2.3. Радиационная безопасность при производстве работ по
формированию и подготовке к хранению одноотсечного блока РО, при
обращении с металлоломом, образующимся при разделке отсеков, смежных с
реакторным, обеспечивается в соответствии с требованиями глав VII и
VIII настоящих Правил.
11.2.4. Средства радиационной защиты персонала ПВХ (ПДХ) и
населения предусматриваются в проектной документации в разделе
"Мероприятия по обеспечению радиационной безопасности" и содержат:
ориентировочную картограмму полей излучения от реакторных
отсеков;
расчет радиационной обстановки при полной загрузке ПВХ (ПДХ);
оценку радиоактивных выбросов и сбросов;
оценку объемов вторичных радиоактивных отходов, их
физико-химические характеристики и радионуклидный состав;
расчетные значения индивидуальной дозы персонала;
объем дезактивационных мероприятий;
объем и средства радиационного контроля;
схему размещения средств автоматизированного радиационного
контроля;
исходные данные для планов мероприятий по защите персонала и
населения в случае радиационной аварии, включая максимальную проектную
и запроектные аварии.
11.2.5. Радиационно-гигиеническое зонирование ПВХ (ПДХ)
аналогично зонированию предприятий атомного судостроения. В общем
случае на территории ПВХ устанавливаются ЗКД и ЗСвР. На территории ПДХ
устанавливаются ЗСР, ЗКД и ЗСвР.
11.2.6. В ЗСР ПДХ размещаются:
стапельные места, на которых производятся работы по разделке
трехотсечных блоков и подготовке вырезанных РО к хранению;
собственно площадка хранения одноотсечных блоков;
помещения производственно-бытового корпуса, где размещаются
участки дезактивации, радиохимическая лаборатория, производится сбор и
временное хранение ЖРО и др.
Помещения и участки ЗСР подразделяются на две категории:
помещения постоянного обслуживания (помещения ЗСР в
производственно-бытовом корпусе и др.);
помещения периодического обслуживания (стапельные места, на
которых производятся работы по разделке трехотсечных блоков и
подготовке РО к хранению, площадка хранения РО).
11.2.7. На границе ЗСР организуется санитарно-пропускной режим.
Санпропускник располагается в составе производственно-бытового
корпуса. Въезд и выезд автотранспорта в ЗСР осуществляется через пункт
радиационного контроля и дезактивации автотранспорта.
Для выполнения работ, связанных с вскрытием и посещением
реакторного отсека, предусматривается использование саншлюза с
дополнительными СИЗ и приборами радиационного контроля.
11.2.8. В помещениях ЗСР постоянного обслуживания допустимые
уровни радиационных факторов не должны превышать:
мощность эквивалентной дозы гамма-излучения - 12 мкЗв/ч;
загрязнение поверхностей помещений и оборудования - 2000
2
бета-частиц/см .мин;
объемная активность радионуклидов в воздухе - в соответствии с
таблицей П1 НРБ-99.
В помещениях ЗСР периодического обслуживания допустимые уровни
мощности дозы и объемной активности определяются на основании
регламента пребывания. Загрязнение поверхностей помещений и
2
оборудования не должно превышать 10000 бета-частиц/см .мин.
11.2.9. В общем случае работы с открытыми источниками ИИИ в ЗСР
ПДХ относятся к работам II класса по ОСПОРБ-99. Если предполагается
отнесение работ к III классу, указанное должно быть обосновано в
проектной документации.
11.2.10. Для обеспечения нормируемых уровней облучения за
пределами ЗСР проектом предусматривается биологическая защита со
стороны возможного нахождения персонала группы Б. На внешней
поверхности защиты проектная мощность эквивалентной дозы
гамма-излучения не должна превышать 1,2 мкЗв/ч.
11.2.11. Как правило, по потенциальной радиационной опасности в
соответствии с ОСПОРБ-99 ПДХ РО классифицируется как объект II-й
категории. Если предполагается отнесение ПДХ РО к более низкой
категории, указанное должно быть обосновано в проектной документации.
При отнесении ПДХ РО к II-й категории потенциальной радиационной
опасности вокруг территории ПДХ устанавливаются санитарно-защитная
зона и зона наблюдения.
XII. Охрана окружающей среды.
Радиоактивные выбросы и сбросы
12.1. Защита окружающей среды от радиоактивного загрязнения при
нормальной эксплуатации предприятия атомного судостроения и пункта
временного (долговременного) хранения реакторных блоков
обеспечивается:
созданием системы последовательных защитных барьеров между
основными источниками радиоактивного загрязнения и окружающей средой;
системой радиационно-гигиенического зонирования и
санитарно-пропускного режима;
специальной системой вентиляции и очистки воздуха от РВ;
введением ограничения и контроля радиоактивных выбросов в
атмосферу;
дезактивацией загрязненных РВ поверхностей оборудования и
помещений;
системой спецканализации;
введением ограничения и контроля сброса радионуклидов в
акваторию;
системой радиационного контроля окружающей среды;
установлением квот от годового предела облучения населения и
контрольных уровней радиоактивного загрязнения объектов окружающей
среды (включая наборы контрольных концентраций техногенных
радионуклидов в акватории предприятия и пункта временного
(долговременного) хранения реакторных блоков, определенные с учетом
номенклатуры и регламентов работ, проводимых на акватории и/или вблизи
нее).
12.2. Для предприятия устанавливается допустимый выброс в
атмосферу радиоактивных газов и аэрозолей в течение года и допустимый
сброс в акваторию вод, содержащих радионуклиды. Контрольные уровни
выбросов и сбросов отдельных радиационных объектов в сумме не должны
превышать значений допустимых выбросов и сбросов предприятия.
12.3. Неорганизованный выброс РВ в атмосферу при нормальных
условиях эксплуатации предприятия должен быть исключен. При
образовании открытых технологических проемов в помещениях ЗСР
предусматриваются технические средства и специальные режимы работы
вентиляционных систем, предотвращающие неорганизованный выброс РВ в
атмосферу.
12.4. Удаляемый по системе спецвентиляции загрязненный РВ воздух
перед выбросом в атмосферу должен подвергаться очистке. Следует
исключить разбавление этого воздуха до его очистки.
12.5. Объемная активность воздуха на выбросе не должна превышать
величины ДОА в соответствии с НРБ-99. Разрешается удалять воздух в
нас
атмосферу без очистки, если его суммарный выброс за год не превышает
контрольного уровня выброса данного объекта.
12.6. Высота вентиляционной трубы должна обеспечивать снижение
объемной активности радиоактивных веществ в атмосферном воздухе в
месте приземления факела до значений, обеспечивающих непревышение
установленной квоты предела дозы для населения.
12.7. Сброс твердых и жидких РАО в открытом море и на акватории
предприятия запрещен. Допускается сброс в акваторию предприятия
содержащих радионуклиды вод, не относящихся к ЖРО. При этом суммарная
годовая активность радионуклидов, поступающих в окружающую среду со
сбросами, не должна превышать установленного допустимого сброса.
XIII. Предупреждение радиационных аварий
и ликвидация их последствий
13.1. Предотвращение аварий и своевременное выявление признаков
их развития должно обеспечиваться:
качественным проектированием и изготовлением технологического и
защитного оборудования радиационных объектов, находящихся на
территории и акватории предприятия, и специальными требованиями к
контролю качества при проектировании, изготовлении, монтаже, ремонте и
приемке оборудования и систем в эксплуатацию;
системами автоматического и дистанционного контроля за состоянием
оборудования, систем и радиационной обстановки в процессе
эксплуатации;
наблюдением и периодическим контролем за состоянием оборудования
и систем безопасности в процессе эксплуатации;
периодическим контролем радиационных параметров технологических
сред ЯЭУ и систем хранения и переработки ЖРО;
строгим соблюдением инструкций по эксплуатации оборудования и
технологических регламентов, требований техники безопасности и правил
РБ;
обеспечением профессиональной подготовки и переподготовки
персонала и надежности его профессиональной деятельности, физической
защитой ИИИ.
13.2. В проектной документации каждого берегового или плавучего
объекта, входящего в инфраструктуру комплексной утилизации АПЛ, должны
быть определены возможные аварии, возникающие вследствие неисправности
оборудования, неправильных действий персонала, стихийных бедствий или
иных причин, которые могут привести к потере контроля над источниками
излучения и облучению людей и (или) радиоактивному загрязнению
окружающей среды. Перечень возможных аварий для каждого радиационного
объекта является основой планирования защитных мероприятий.
13.3. Для наиболее тяжелых аварий, связанных с повреждением
оборудования и систем с радиоактивными средами и систем безопасности,
в проектной (технической) документации должна быть описана возможная
последовательность событий, начиная с исходного, и приведены
результаты оценки: радиационной обстановки в производственных
помещениях, на территории предприятия и за ее пределами, облучения
персонала (личного состава) и населения, выбросов радиоактивных
веществ, загрязняющих окружающую среду. Расчеты необходимо производить
исходя из наиболее неблагоприятных по радиационным последствиям
условий для распространения радиоактивного облака и длительности
выброса с учетом конкретного рельефа местности. В материалах проекта
(технической документации предприятия) должны быть представлены данные
о возможном суммарном количестве и радионуклидном составе
радиоактивных веществ, поступающих в воздушную среду и акваторию, и
определены размеры:
зоны возможных острых радиационных поражений;
зоны принятия срочных мер по защите сотрудников предприятия и
населения;
зоны радиационной аварии.
13.4. Защита персонала и населения от воздействия ионизирующих
излучений в случае радиационных аварий обеспечивается:
обоснованным выбором размещения площадки предприятия;
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 и
санитарно-пропускного режима;
работоспособностью средств радиационного контроля в условиях
аварии;
реализацией плана мероприятий по ограничению и ликвидации
последствий радиационных аварий;
отработкой действий персонала по выполнению противоаварийных
мероприятий.
13.5. При проектных авариях доза облучения персонала не должна
превышать максимального годового предела дозы для персонала группы А
(50 мЗв в год), а для населения, проживающего за пределами СЗЗ, -
максимального годового предела для населения (5 мЗв в год).
При планировании повышенного облучения персонала группы А,
участвующего в работах по ликвидации или предотвращению аварии,
следует руководствоваться положениями раздела 3.2 НРБ-99.
13.6. На предприятии атомного судостроения должен быть
разработан, утвержден и согласован с органами госсанэпиднадзора план
мероприятий по защите персонала и населения в случае радиационной
аварии.
13.7. При обнаружении признаков радиационной аварии принимаются
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.
В случае установления факта радиационной аварии вводится в
действие аварийный план и система оповещения работников предприятия и
сторонних организаций.
13.8. Мероприятия по ликвидации последствий аварии,
предусматриваемые в плане, как правило, связаны с тремя этапами их
выполнения:
ранняя фаза аварии продолжительностью не более 2 - 3 часов с
момента установления факта аварии. Основной задачей данного этапа
является экстренная оценка радиационной обстановки и ожидаемого
масштаба последствий аварии для определения первоочередных мероприятий
по защите персонала и населения;
промежуточная фаза, продолжительность которой зависит от
масштабов аварии. Задачей этапа является окончательная оценка
радиационной обстановки, разработка и осуществление комплекса
мероприятий по ликвидации последствий аварии, определение числа
пострадавших и уровней облучения персонала и населения;
фаза восстановления, являющаяся переходным этапом от аварийного
состояния объекта к нормальному. На данном этапе заканчиваются
дезактивационные работы, проводится ремонт оборудования,
осуществляется удаление и (или) захоронение РАО и т.д.
13.9. 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 итоговый, который предназначен для
оценки соблюдения установленных пределов аварийных доз облучения и
степени радиоактивного загрязнения рабочих помещений и оборудования,
территории и акватории предприятия, СЗЗ и ЗН после завершения
мероприятий по их реабилитации.
13.10. ОЯРБ предприятия должен быть укомплектован необходимым
оборудованием и методиками для измерения аварийных уровней мощности
эквивалентной дозы, индивидуальных доз внешнего и внутреннего
облучения, уровней радиоактивного загрязнения поверхностей, активности
проб объектов окружающей среды (воздуха, воды, осадков, почвы,
растительности и т.д.).
13.11. Ликвидация последствий аварии на предприятии и
расследование ее причин проводится администрацией предприятия под
контролем органов госсанэпиднадзора, специалисты которых оказывают
методическую, а при необходимости и практическую помощь. Прекращение
работ по ликвидации последствий аварии может быть осуществлено только
по согласованию с органами госсанэпиднадзора.
13.12. При возникновении аварийных ситуаций на кораблях и судах
ВМФ, находящихся на акватории предприятия, мероприятия по нормализации
радиационной обстановки и ликвидации последствий аварии проводятся во
взаимодействии с командованием группы строящихся и ремонтируемых
кораблей ВМФ.
XIV. Санитарно-эпидемиологический надзор за обеспечением
радиационной безопасности и медицинское обеспечение работ
14.1. Государственный санитарно-эпидемиологический надзор за
обеспечением радиационной безопасности при утилизации АПЛ
осуществляется Федеральным медико-биологическим агентством и его
территориальными органами.
14.2. В рамках санитарно-эпидемиологического надзора
осуществляется:
анализ организации, последовательности и технологических
особенностей работ, входящих в технологический процесс утилизации, в
том числе работ по выгрузке ОЯТ из реакторов утилизируемых АПЛ;
экспертиза проектов утилизации;
рассмотрение и корректировка заводских и ведомственных
руководящих документов по обеспечению радиационной безопасности;
рассмотрение и корректировка списка потенциально опасных работ,
плана по предупреждению возникновения аварийных ситуаций и ликвидации
последствий аварий, а также программы контроля объектов окружающей
среды;
контроль за соблюдением персоналом (личным составом) правил
работы с ИИИ, должностных инструкций и других ведомственных
руководящих документов по радиационной безопасности;
проведение радиационно-гигиенического мониторинга рабочих мест и
радиационно-экологического мониторинга окружающей среды;
анализ и обобщение данных по внешнему и внутреннему облучению
лиц, непосредственно участвующих в работах;
контроль динамики изменения индивидуальных доз;
контроль качества санитарной обработки персонала.
14.3. Медицинское обеспечение персонала, осуществляющего работы
по утилизации АПЛ, включает медицинские обследования (медосмотр),
профилактику заболеваний, а в случае необходимости - лечение и
реабилитацию лиц, у которых выявлены отклонения в состоянии здоровья.
14.4. Все специалисты, принимающие участие в работах по
утилизации, проходят предварительные (при поступлении на работу) и
периодические профилактические медицинские осмотры в соответствии со
ст. 34 Федерального закона "О санитарно-эпидемиологическом
благополучии населения" в порядке, определяемом Минздравсоцразвития
России.
Обеспечение организации и проведения предварительных и
периодических медицинских осмотров осуществляется в соответствии с
приказами Минздравсоцразвития России.
14.5. Задачами периодических медицинских осмотров являются:
своевременное установление начальных признаков профессиональных
заболеваний;
профилактические мероприятия в целях повышения устойчивости
организма к влиянию факторов производства, а также в целях снижения
риска возникновения радиационно-зависимых заболеваний;
динамическое наблюдение за состоянием здоровья работников в
условиях воздействия профессиональных вредностей с учетом оценки
комплексного влияния вредных факторов производства;
выделение групп диспансерного учета в соответствии с комплексом
воздействующих неблагоприятных факторов.
14.6. Лица с выявленными в ходе периодических медицинских
осмотров заболеваниями направляются на амбулаторное или стационарное
лечение, а при необходимости и на реабилитацию.
14.7. При выявлении у специалистов, участвующих в работах по
утилизации, нарушений в состоянии здоровья, препятствующих продолжению
работы с ИИИ, вопрос о временном или постоянном переводе этих лиц на
работу вне контакта с ИИИ решается в каждом конкретном случае
индивидуально, с учетом санитарно-гигиенической характеристики условий
труда, стойкости и тяжести выявленной патологии, а также социальных
мотивов.
14.8. Медицинское учреждение, обслуживающее персонал, выполняющий
работы по утилизации АПЛ, на случай аварийного облучения оснащается:
приборами радиационного контроля;
средствами дезактивации кожи, ожогов и ран;
средствами ускорения выведения радионуклидов из организма;
радиопротекторами.
14.9. Медицинское обеспечение персонала предприятия,
производящего работы по утилизации АПЛ, осуществляется федеральными
государственными учреждениями здравоохранения Федерального
медико-биологического агентства.
14.11. Медицинское обеспечение военнослужащих ВМФ, участвующих в
работах по выгрузке ОЯТ утилизируемых АПЛ, осуществляется силами и
средствами медицинской службы ВМФ. При возникновении аварийных
ситуаций медицинское обеспечение личного состава ВМФ осуществляется
совместно медицинской службой ВМФ и ФМБА России на основе
межведомственных руководящих документов.Страницы: 1 2 |