ОБ УТВЕРЖДЕНИИ И ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ
РУКОВОДСТВА ПО БЕЗОПАСНОСТИ РБ-008-99 "ОБЕСПЕЧЕНИЕ
БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ОБРАЩЕНИИ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК"
ПОСТАНОВЛЕНИЕ
ФЕДЕРАЛЬНЫЙ НАДЗОР РОССИИ ПО ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
24 ноября 1999 г.
N 3
(Д)
Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности
постановляет:
Утвердить и ввести в действие с 5 января 2000 г. Руководство по
безопасности РБ-008-99 "Обеспечение безопасности при обращении с
радиоактивными отходами исследовательских ядерных установок".
Начальник Госатомнадзора России
Ю.Г. ВИШНЕВСКИЙ
24 ноября 1999 г.
N 3
УТВЕРЖДЕНО
Постановлением
Госатомнадзора России
от 24 ноября 1999 года
N 3
Введено в действие
с 5 января 2000 года
РУКОВОДСТВА ПО БЕЗОПАСНОСТИ.
ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ
ПРИ ОБРАЩЕНИИ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК
РБ-008-99
Настоящее Руководство предназначено для специалистов
эксплуатирующих организаций и организаций, выполняющих работы и
предоставляющих услуги эксплуатирующим организациям, а также для
специалистов Госатомнадзора России в качестве рекомендаций по
обеспечению безопасности при обращении с РАО ИЯУ при проектировании,
сооружении, вводе в эксплуатацию, эксплуатации и выводе из
эксплуатации ИЯУ.
Руководство выпускается впервые.
Руководство разработано Научно-техническим центром по ядерной и
радиационной безопасности Госатомнадзора России при участии В.В.
Маклакова, С.И. Морозова, Р.В. Никольского, В.А. Петрова, Р.Б.
Шарафутдинова.
ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ
ИР - исследовательский реактор
ИРГ - инертные радиоактивные газы
ИЯУ - исследовательская ядерная установка
ЖРО - жидкие радиоактивные отходы
КС - критический стенд
ООБ ИР - отчет по обоснованию безопасности исследовательского
реактора
ПКС - подкритический стенд
РАО - радиоактивные отходы
ТОБ КС - техническое обоснование безопасности критического стенда
ТОБ ПКС - техническое обоснование безопасности подкритического
стенда
твэл - тепловыделяющий элемент
ТРО - твердые радиоактивные отходы
ОСНОВНЫЕ ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ
В настоящем Руководстве по безопасности "Обеспечение безопасности
при обращении с радиоактивными отходами исследовательских ядерных
установок" использованы следующие термины и определения:
1. Исследовательская ядерная установка - сооружения и комплексы с
экспериментальными и исследовательскими ядерными реакторами,
критическими и подкритическими ядерными стендами.
2. Кондиционирование радиоактивных отходов - операции по
получению упаковок отходов, пригодных для безопасного
транспортирования, хранения и захоронения, включающие переработку
радиоактивных отходов, перевод радиоактивных отходов в стабильную
форму и помещение их в контейнеры.
3. Контейнер для радиоактивных отходов - емкость, используемая
для сбора, транспортирования, хранения и захоронения радиоактивных
отходов.
4. Обращение с жидкими и твердыми радиоактивными отходами - все
виды деятельности, связанные со сбором, транспортированием,
переработкой, кондиционированием, хранением и (или) захоронением
жидких радиоактивных отходов.
5. Отходы жидкие радиоактивные - радиоактивные отходы в виде
жидких продуктов (водных или органических) или пульп.
6. Отходы радиоактивные - не подлежащие дальнейшему использованию
вещества в любом агрегатном состоянии (материалы, изделия, приборы,
оборудование, объекты биологического происхождения), в которых
содержание радионуклидов превышает уровни, установленные федеральными
нормами и правилами в области использования атомной энергии.
7. Отходы твердые радиоактивные - радиоактивные отходы в виде
твердых материалов.
8. Отходы твердые радиоактивные кондиционированные -
радиоактивные отходы, переведенные в формы, пригодные для
транспортирования, хранения и захоронения.
9. Отходы твердые радиоактивные смешанные - радиоактивные отходы,
содержащие ядовитые, патогенные вещества, биологически активные
вещества, гниющие и разлагающиеся вещества, сильные окислители,
коррозионно-активные и химически неустойчивые вещества.
10. Переработка радиоактивных отходов - технологические операции
по сокращению объема, изменению агрегатного состояния и (или)
физико-химических свойств радиоактивных отходов.
11. Сбор жидких радиоактивных отходов - сосредоточение жидких
радиоактивных отходов в специально оборудованных емкостях.
12. Сбор твердых радиоактивных отходов - сосредоточение твердых
радиоактивных отходов в специально отведенных и оборудованных местах и
(или) хранилищах.
13. Упаковка твердых радиоактивных отходов - контейнер с
помещенными в него твердыми радиоактивными отходами, подготовленный
для транспортирования, хранения и захоронения.
14. Хранение радиоактивных отходов - временное размещение
радиоактивных отходов в емкости (хранилища), обеспечивающие изоляцию
радиоактивных отходов, с целью их последующего извлечения.
1. НАЗНАЧЕНИЕ И ОБЛАСТЬ РАСПРОСТРАНЕНИЯ
1.1. Настоящее Руководство по безопасности "Обеспечение
безопасности при обращении с радиоактивными отходами исследовательских
ядерных установок" (далее - Руководство) развивает и конкретизирует
требования раздела 6 "Радиационная безопасность" Общих положений
обеспечения безопасности исследовательских реакторов, а также
учитывает требования и понятия, приведенные в Правилах ядерной
безопасности исследовательских реакторов, Правилах ядерной
безопасности критических стендов, Правилах ядерной безопасности
подкритических стендов, и содержит рекомендации по выполнению
требований федеральных норм и правил в области использования атомной
энергии при обеспечении безопасности в процессе обращения с РАО ИЯУ.
1.2. Настоящее Руководство распространяется на все проектируемые,
сооружаемые, вводимые в эксплуатацию, эксплуатируемые и выводимые из
эксплуатации в Российской Федерации ИЯУ в комплексе с входящими в их
состав хранилищами и бассейнами выдержки ядерного топлива,
оборудованием и системами обращения с РАО и ядерными материалами,
оборудованием и системами для проведения исследований и экспериментов,
независимо от их принадлежности и типа.
1.3. Настоящее Руководство не распространяется на:
- транспортирование РАО ИЯУ за пределами площадки размещения ИЯУ;
- захоронение РАО ИЯУ;
- обращение с отработавшим ядерным топливом в виде
тепловыделяющих сборок или твэл.
Для обращения с ядерным топливом, содержащимся в солевых
растворах, ядерным топливом, диспергированным в графите, или с ядерным
топливом в других нетипичных формах, включая твэл экспериментальных
устройств и каналов, облученные ампулы с ядерными материалами и т.п.,
следует разрабатывать и обосновывать специальные методы и средства в
соответствии с достигнутым уровнем науки и техники.
1.4. Настоящее Руководство предназначено для специалистов
эксплуатирующих организаций и организаций, выполняющих работы и
предоставляющих услуги эксплуатирующим организациям, а также для
специалистов Госатомнадзора России в качестве рекомендаций по
обеспечению безопасности при обращении с РАО ИЯУ при проектировании,
сооружении, вводе в эксплуатацию, эксплуатации и выводе из
эксплуатации ИЯУ.
2. ОСНОВНЫЕ ЦЕЛИ И ПРИНЦИПЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ
ПРИ ОБРАЩЕНИИ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ ИЯУ
2.1. При обращении с РАО ИЯУ следует обеспечивать:
2.1.1. Непревышение допустимых доз облучения работников
(персонала) и населения, обусловленных радиационным воздействием
ионизирующего излучения, в течение всего периода сохранения
потенциальной опасности РАО ИЯУ и радиоактивного загрязнения
окружающей среды.
2.1.2. Поддержание требуемого уровня безопасности при обращении с
РАО ИЯУ как с источниками ионизирующего излучения и радиоактивными
веществами.
2.1.3. Сведение уровня облучения работников (персонала) и
населения к разумно достижимому низкому уровню с учетом
санитарно-гигиенических нормативов, экономических и социальных
факторов.
2.1.4. Предотвращение возможных аварий с радиационными
последствиями и смягчение их последствий в том случае, если они
произойдут.
2.1.5. Удержание РАО ИЯУ в пределах физических барьеров на пути
возможного их распространения в окружающую среду.
2.1.6. Сокращение объема РАО ИЯУ.
2.1.7. Подготовку РАО ИЯУ к долговременному хранению и (или)
захоронению.
2.2. Для обеспечения безопасности при обращении с РАО ИЯУ следует
руководствоваться следующими основными принципами:
2.2.1. Непревышение допустимых пределов индивидуальных доз
облучения работников (персонала) и населения (принцип нормирования).
2.2.2. Поддержание на возможно низком уровне с учетом
экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и
количества облучаемых лиц из числа работников (персонала) и населения
(принцип оптимизации).
2.3. Безопасность при обращении с РАО ИЯУ следует обеспечивать
путем реализации принципа глубокоэшелонированной защиты, основанного
на применении системы физических барьеров на пути распространения
ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду,
системы технических и организационных мер по защите и сохранению
эффективности системы физических барьеров, а также по защите
работников (персонала), населения и окружающей среды.
Система физических барьеров при обращении с РАО ИЯУ включает
физико-химическую форму кондиционированных РАО ИЯУ, герметичные
ограждения помещений и хранилищ, оборудование и трубопроводы,
содержащие РАО ИЯУ.
3. КЛАССИФИКАЦИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ ИЯУ.
ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ИХ СБОРЕ
3.1. РАО ИЯУ классифицируются по величине удельной активности,
агрегатному состоянию, содержанию в них радионуклидов,
физико-химическим свойствам и способу переработки.
3.2. По агрегатному состоянию РАО ИЯУ подразделяются на жидкие,
твердые и газообразные.
3.3. Радиологические критерии отнесения жидких, твердых и
газообразных отходов к РАО ИЯУ, классификация РАО ИЯУ по величине
удельной активности, а также классификация твердых и отвержденных ЖРО
по способу захоронения устанавливаются федеральными нормами и
правилами в области использования атомной энергии.
3.4. ЖРО ИЯУ классифицируются в зависимости от:
- удельной активности - на отходы низкого, среднего и высокого
уровня радиоактивности;
- химических свойств - на органические (масла, эмульсии масел в
воде, растворы детергентов) и неорганические, в том числе малосолевые
водные растворы (с концентрацией солей менее 1 г/л), высокосолевые
водные растворы (с концентрацией солей более 1 г/л), щелочные металлы,
использованные в качестве теплоносителя ИЯУ;
- фазового состояния - на гомогенные и гетерогенные.
3.4.1. Сбор ЖРО ИЯУ следует проводить раздельно в зависимости от:
- периода полураспада радионуклидов (менее 15 суток, более 15
суток);
- величины удельной активности и величины тепловыделения;
- содержания альфа-активных радионуклидов;
- содержания долгоживущих трансурановых радионуклидов;
- химических свойств;
- фазового состояния;
- предполагаемого способа переработки (сжигание, ионный обмен,
селективная очистка, обратный осмос, упаривание и др.).
3.4.2. В зависимости от химических свойств ЖРО ИЯУ следует
организовывать их раздельный сбор:
3.4.2.1. Органических ЖРО ИЯУ:
- взрыво- и пожароопасных ЖРО ИЯУ;
- остальных ЖРО ИЯУ.
3.4.2.2. Неорганических ЖРО ИЯУ:
- малосолевых водных растворов (с концентрацией солей менее 1
г/л);
- высокосолевых водных растворов (с концентрацией солей более 1
г/л);
- щелочных металлов, использованных в качестве теплоносителя ИЯУ;
- сильных окислителей;
- коррозионно-активных веществ;
- химически неустойчивых веществ.
3.4.3. В зависимости от фазового состояния ЖРО ИЯУ следует
организовывать раздельный сбор гомогенных ЖРО ИЯУ и гетерогенных ЖРО
ИЯУ.
3.4.4. При сборе ЖРО ИЯУ следует обеспечивать радиационную защиту
работников (персонала) в соответствии с нормами радиационной
безопасности НРБ-99 (далее - НРБ-99) и другими федеральными нормами и
правилами в области использования атомной энергии, регламентирующими
обеспечение радиационной безопасности.
3.4.5. Сборники (емкости, сосуды, контейнеры) ЖРО ИЯУ следует
располагать как можно ближе к месту образования отходов.
3.4.6. ЖРО ИЯУ, содержащие только радионуклиды с периодом
полураспада менее 15 суток, следует собирать отдельно и выдерживать в
местах временного хранения до снижения их удельной активности до
значений, приведенных в НРБ-99.
3.4.7. Для сбора ЖРО ИЯУ следует предусматривать систему
специальной канализации (спецканализации). Если количество
образующихся ЖРО ИЯУ не превышает 50 л в сутки, для их сбора могут
использоваться сертифицированные сборники (контейнеры). Требования к
сборникам (контейнерам) устанавливаются нормативными документами.
3.4.8. При обращении с ЖРО ИЯУ следует предотвращать их слив в
системы хозяйственно-фекальной канализации, производственно-ливневой
канализации, поверхностные водоемы, поглощающие ямы, колодцы,
скважины, на поля орошения, поля фильтрации, в системы подземного
орошения и на поверхность земли.
Допустимое содержание радионуклидов в сточных водах
устанавливается нормами и правилами радиационной безопасности.
3.4.9. При сборе ЖРО ИЯУ, направляемых на захоронение в глубокие
геологические горизонты, следует обеспечивать совместимость их
физико-химических свойств с геологической средой захоронения.
Величина удельной активности ЖРО ИЯУ, величина их тепловыделения,
содержание альфа-активных радионуклидов, в том числе долгоживущих
трансурановых, устанавливаются и обосновываются в проекте ИЯУ в
соответствии с достигнутым уровнем науки и техники.
3.5. ТРО ИЯУ классифицируются в зависимости от:
- величины удельной активности;
- физической природы - на горючие и негорючие;
- способа переработки - на подлежащие прессованию (прессуемые),
подлежащие сжиганию (сжигаемые), подлежащие переплавке
(переплавляемые), подлежащие измельчению (измельчаемые) и
неперерабатываемые.
3.5.1. ТРО ИЯУ следует собирать раздельно, предварительно
рассортировав их в зависимости от:
- периода полураспада радионуклидов (менее 15 суток, более 15
суток);
- величины удельной активности и величины тепловыделения;
- содержания альфа-активных радионуклидов;
- содержания долгоживущих трансурановых радионуклидов;
- состава - на смешанные и несмешанные;
- физической природы - на горючие (сжигаемые,
легковоспламеняющиеся, взрыво- и пожароопасные) и негорючие;
- метода переработки - на прессуемые, сжигаемые, переплавляемые,
измельчаемые и неперерабатываемые.
3.5.2. Сбор ТРО ИЯУ следует проводить в специально отведенных и
оборудованных местах. Места сбора ТРО ИЯУ и сборники (контейнеры) ТРО
ИЯУ следует располагать как можно ближе к месту образования отходов.
3.5.3. При сборе ТРО ИЯУ следует использовать контейнеры
(емкости), обеспечивающие радиационную защиту работников (персонала),
имеющие маркировку и надписи, характеризующие ТРО ИЯУ и методы их
дальнейшей переработки.
Требования к контейнерам ТРО ИЯУ устанавливаются нормативными
документами. Для транспортирования ТРО ИЯУ с высоким уровнем удельной
активности следует использовать контейнеры, имеющие стыковочные
устройства для соединения с отсеками хранилища или с установками для
переработки ТРО ИЯУ.
3.5.4. ТРО ИЯУ, содержащие только радионуклиды с периодом
полураспада менее 15 суток, следует собирать отдельно и выдерживать их
в местах временного хранения до снижения удельной активности до
значений, приведенных в НРБ-99.
3.5.5. Поверхности не подлежащих переработке металлических ТРО
ИЯУ больших размеров следует подвергать дезактивации.
3.5.6. При сборе металлические ТРО ИЯУ, подлежащие переплавке,
следует отделять от ТРО ИЯУ других видов, при этом их следует
предварительно рассортировывать по типам и маркам материалов, сталей и
сплавов.
3.5.7. Металлические ТРО ИЯУ с низким уровнем удельной активности
и поверхностного загрязнения следует направлять на дезактивацию.
Дезактивированные ТРО ИЯУ следует подвергать радиационному контролю,
по результатам которого их следует направлять на дальнейшую
переработку, хранение и (или) захоронение либо переводить в категорию
нерадиоактивных отходов. Требования к средствам и методам дезактивации
металлических ТРО ИЯУ, радиационному контролю ТРО ИЯУ устанавливаются
нормативными документами.
3.5.8. Сбор отработавших закрытых радионуклидных источников
ионизирующего излучения следует проводить отдельно от ТРО ИЯУ других
типов в специально предназначенных помещениях. Отработавшие закрытые
радионуклидные источники ионизирующего излучения следует собирать в
специальные контейнеры завода - изготовителя радионуклидного источника
ионизирующего излучения.
3.6. Газообразные РАО ИЯУ классифицируются в зависимости от:
радионуклидного состава на содержащие:
- альфа-активные и (или) трансурановые радионуклиды;
- смесь бета- и гамма-излучающих долгоживущих радионуклидов;
физического состояния радионуклидов на содержащие:
- аэрозоли (туманы, дымы и пыль);
- радионуклиды йода (радионуклиды йода в молекулярной форме,
радионуклиды йода в виде аэрозолей, летучие формы йода, в том числе
органические соединения йода);
- ИРГ;
- парогазовые смеси радиоактивных веществ.
3.7. Сбор РАО ИЯУ следует проводить с одновременным учетом всех
требований к обеспечению безопасности, относящихся к конкретному виду
РАО, в последовательности, обеспечивающей минимально возможное
облучение работников (персонала).
Последовательность операций по сбору РАО ИЯУ следует
устанавливать в проекте ИЯУ и обосновывать в ООБ ИР (ТОБ КС, ТОБ ПКС).
4. ПРОЕКТИРОВАНИЕ СИСТЕМ ОБРАЩЕНИЯ
С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ ИЯУ
4.1. Общие положения
4.1.1. В проекте ИЯУ следует предусматривать, а в ООБ ИР (ТОБ КС,
ТОБ ПКС) обосновывать безопасное и надежное обращение со всеми видами
РАО ИЯУ во всех режимах ее эксплуатации и при проведении экспериментов
и проектных аварий на ИЯУ.
4.1.2. При выборе методов переработки РАО ИЯУ следует отдавать
предпочтение использованию безотходных и (или) малоотходных технологий
и замкнутых технологических циклов.
4.1.3. В проекте ИЯУ следует предусматривать разделение систем
обращения с РАО ИЯУ и систем, не содержащих радиоактивные вещества.
4.1.4. В проекте ИЯУ следует определять:
- источники образования, количество и физико-химические свойства
ЖРО ИЯУ, ТРО ИЯУ и газообразных РАО ИЯУ;
- количество ЖРО ИЯУ, ТРО ИЯУ и газообразных РАО ИЯУ,
образующихся в течение года при нормальной эксплуатации ИЯУ и в случае
аварии, величину их удельной активности по отдельным радионуклидам;
- методы сбора, сортировки, разделения и кондиционирования РАО
ИЯУ;
- методы контроля химического и радионуклидного состава РАО ИЯУ и
контроля качества физико-химических форм кондиционированных РАО ИЯУ;
- условия безопасной эксплуатации систем обращения с РАО ИЯУ и
мероприятия, которые необходимо проводить, если эти условия нарушены;
- средства для дезактивации работников (персонала), оборудования,
а также методы и средства по обращению с РАО ИЯУ, образующимися при
дезактивации;
- систему временного хранения РАО ИЯУ на площадке размещения ИЯУ;
- средства и методы пожаротушения при обращении с РАО ИЯУ.
4.1.5. Безопасное выполнение работ на всех этапах обращения с РАО
ИЯУ, включая временное хранение, которые образуются при нормальной
эксплуатации и которые могут образоваться при проектных авариях,
следует обеспечивать путем применения соответствующих систем обращения
с РАО ИЯУ.
4.1.6. В проекте ИЯУ следует предусматривать радиационный
контроль при выполнении работ на всех этапах обращения с РАО ИЯУ,
обеспечивающий получение (передачу) информации о целостности и
состоянии системы физических барьеров на пути распространения
радиоактивных веществ и ионизирующего излучения.
При этом следует предусматривать, чтобы объем, средства и методы
радиационного контроля обеспечивали:
- контроль за уровнем облучения работников (персонала) при
обращении с РАО ИЯУ;
- своевременное обнаружение изменений радиационной обстановки в
помещениях ИЯУ и оповещение работников (персонала) об ухудшении
радиационной обстановки в помещениях с использованием звуковой и
световой сигнализации;
- анализ причин ухудшения радиационной обстановки;
- выбор решений о локализации радиоактивного загрязнения.
4.1.7. В проекте ИЯУ следует предусматривать, чтобы принятые
методы и средства обращения с радиоактивными щелочными металлами
обеспечивали перевод их в пожаро- и взрывобезопасное состояние и
последующее кондиционирование.
Системы обращения с РАО ИЯУ, содержащими щелочные металлы,
следует располагать в изолированном помещении. На всех этапах
обращения с РАО ИЯУ, содержащими щелочные металлы, следует
осуществлять контроль за содержанием водорода.
4.1.8. В проекте ИЯУ следует предусматривать оптимальную
компоновку оборудования систем обращения с РАО ИЯУ, удобство его
эксплуатации и ремонта, в том числе обеспечение:
- сбора протечек и просыпей, исключающего распространение
радиоактивных веществ и ионизирующего излучения за пределы физических
барьеров;
- минимально возможной протяженности трубопроводов и минимально
возможного количества запорных устройств, разъемных соединений,
недренируемых застойных зон;
- оснащения устройствами для промывки трубопроводов,
транспортирующих радиоактивные высокосолевые растворы, смолы, шламы и
другие аналогичные среды.
4.1.9. В проектах систем обращения с РАО ИЯУ для повышения
безопасности обслуживания и ремонта оборудования систем обращения с
РАО ИЯУ следует предусматривать возможность дезактивации и (или)
демонтажа оборудования и трубопроводов.
4.1.10. Системы обращения с РАО ИЯУ следует оснащать
автоматическими устройствами и измерительными приборами, позволяющими
(при необходимости) контролировать технологический процесс, эффективно
управлять им и предотвращать неконтролируемую миграцию радионуклидов в
окружающую среду при нормальной эксплуатации ИЯУ, а также при
проектных авариях.
Для этого в проектах систем обращения с РАО ИЯУ следует
предусматривать:
- регистрацию (запись) всех параметров, необходимых для
управления технологическими процессами, оборудованием и элементами
систем обращения с РАО ИЯУ и контроля за ними;
- предупредительную и аварийную сигнализации, соответствующие
блокировки и защиты;
- автоматизированное управление пуском, эксплуатацией и
остановкой оборудования и элементов систем.
4.1.11. В проекте ИЯУ следует предусматривать хранилища или
специально оборудованные места (площадки) для безопасного и надежного
хранения ТРО и ЖРО ИЯУ. В проекте ИЯУ следует устанавливать сроки
хранения некондиционированных и кондиционированных РАО ИЯУ, а также
допустимые объем (массу), общую удельную активность и радионуклидный
состав хранящихся РАО ИЯУ. Следует предусматривать, чтобы конструкция
хранилищ предотвращала миграцию радионуклидов в окружающую среду выше
пределов, установленных федеральными нормами и правилами в области
использования атомной энергии, при нормальной эксплуатации и при
проектных авариях на ИЯУ.
Следует также предусматривать контроль возможных протечек ЖРО из
хранилищ.
4.1.12. В проекте ИЯУ следует предусматривать безопасное
транспортирование РАО ИЯУ по площадке размещения ИЯУ, в том числе:
- использование подъемно-транспортного оборудования, его
обслуживание, ревизию, ремонт и дезактивацию;
- использование биологической защиты;
- радиационный контроль мощности дозы гамма-излучения и уровня
поверхностного радиоактивного загрязнения упаковок РАО ИЯУ;
- использование специализированных транспортных средств для
транспортирования РАО ИЯУ;
- транспортирование РАО ИЯУ наиболее короткими маршрутами в
соответствии с технологической схемой транспортирования по площадке
размещения ИЯУ.
4.1.13. В проекте ИЯУ следует предусматривать возможность
транспортирования некондиционированных и кондиционированных РАО ИЯУ на
захоронение.
4.1.14. В проекте ИЯУ следует предусматривать, чтобы конструкции
тары, контейнеров, упаковок и материалы, из которых они изготовлены,
имели механическую прочность и устойчивость к внутренним и внешним
воздействиям, в том числе к тепловым, механическим и коррозионным,
достаточные для надежного удержания РАО ИЯУ в предназначенных для них
физических барьерах во время транспортирования РАО ИЯУ по площадке
размещения ИЯУ и хранения их на ней в течение всего срока,
установленного в проекте ИЯУ.
4.1.15. Для упаковок и контейнеров для РАО ИЯУ следует
предусматривать наличие сопроводительных документов, содержащих
следующую информацию:
- обозначение или наименование ИЯУ;
- данные, подтверждающие сертификацию упаковки (контейнера);
- индивидуальный номер упаковки (контейнера);
- качественный и количественный состав РАО ИЯУ;
- удельную и суммарную радиоактивность РАО ИЯУ в упаковке
(контейнере);
- обусловленный РАО ИЯУ уровень (интенсивность) гамма-излучения
от поверхности упаковки (контейнера), а также уровень поверхностного
радиоактивного загрязнения;
- дату закрытия упаковки (контейнера);
- дату помещения упаковки (контейнера) в хранилище;
- расчетное время распада радионуклидов, находящихся в упаковке
(контейнере), до безопасного уровня.
4.1.16. Величины мощности дозы гамма-излучения от поверхности
упаковки (контейнера) и уровня радиоактивного загрязнения поверхности
упаковки (контейнера) регламентируются федеральными нормами и
правилами в области использования атомной энергии.
4.1.17. При проектировании систем обращения с РАО ИЯУ следует
предусматривать возможность вывода их из эксплуатации.
4.2. Системы обращения с жидкими радиоактивными
отходами ИЯУ
4.2.1. В проекте ИЯУ следует предусматривать методы, средства и
организационные меры по обеспечению безопасности при обращении с ЖРО
ИЯУ, в том числе:
- сбор, сортировку и раздельное временное хранение всех
образующихся на ИЯУ ЖРО в зависимости от величины их удельной
активности, радионуклидного состава, химической природы и фазового
состояния;
- исключение сброса дебалансных вод или сведение к обоснованному
минимальному сбросу дебалансных вод путем их максимального
использования для технологических нужд ИЯУ;
- предотвращение радиоактивных загрязнений, обусловленных ЖРО
ИЯУ, технологических сред ИЯУ;
- недопущение неконтролируемых сбросов радиоактивных веществ с
ИЯУ в водные объекты и водоносные горизонты, на поверхность земли, а
также в системы хозяйственно-фекальной и производственно-ливневой
канализации;
- очистку всех сбросов (жидких стоков) с ИЯУ, которые могут
привести к накоплению радиоактивных веществ в окружающей среде выше
пределов, установленных федеральными нормами и правилами в области
использования атомной энергии.
4.2.2. В проекте ИЯУ следует предусматривать наличие:
- системы емкостей для хранения ЖРО ИЯУ, конструкция и
конструкционные материалы которых обеспечивают срок службы,
превышающий срок эксплуатации ИЯУ, а объем гарантирует не менее чем
трехмесячную выдержку ЖРО ИЯУ до переработки для распада
короткоживущих радионуклидов;
- внешних трубопроводов (там, где это необходимо) для системы
спецканализации;
- методов и средств переработки ЖРО ИЯУ с целью уменьшения их
объема и кондиционирования.
4.2.3. В проекте ИЯУ следует устанавливать:
- максимально допустимое количество сбрасываемых дебалансных вод;
- допустимый сброс радионуклидов с жидкими стоками на основе
квоты, регламентированной федеральными нормами и правилами в области
использования атомной энергии;
- допустимые диапазоны значений удельной активности ЖРО ИЯУ.
4.2.4. Для обращения с ЖРО ИЯУ, содержащими продукты деления
ядерного топлива или взвеси безвозвратных потерь топлива, следует
разрабатывать и обосновывать специальные методы и средства в
соответствии с достигнутым уровнем науки и техники. Приемлемость
решений об их разработке определяется Госатомнадзором России при
лицензировании видов деятельности на ИЯУ.
4.2.5. Каждую емкость для временного хранения ЖРО ИЯУ следует
оснащать:
- трубопроводами и арматурой для приема ЖРО ИЯУ, направления ЖРО
ИЯУ на кондиционирование, полного опорожнения;
- технологическим контролем температуры, давления, уровня ЖРО ИЯУ
в емкости, сигнализации верхнего уровня ЖРО ИЯУ в емкости;
- средствами радиационного контроля уровня (интенсивности)
гамма-излучения;
- пробоотборными устройствами, позволяющими проводить
представительный отбор проб из емкости;
- устройствами для диспергирования и удаления шлама (осадка) и
отложений;
- оборудованием и трубопроводами для перекачки растворов, шламов,
сорбентов и смол из одной емкости в другие емкости;
- трубопроводом перелива, объединенным с резервной емкостью,
диаметр которого больше диаметра приемного трубопровода;
- технологической сдувкой под разрежением, связанной с системой
технологических сдувок и предотвращающей образование взрыво- и
пожароопасных концентраций водорода (при необходимости) в свободном
объеме емкости;
- средствами автоматического непрерывного контроля концентрации
водорода, предупредительной и аварийной сигнализацией, автоматическими
средствами пожароизвещения и пожаротушения;
- устройствами, предотвращающими повреждение емкостей вследствие
повышения в них давления и (или) их вакуумирования.
Следует обеспечивать, чтобы конструкция емкостей была удобной для
определения мест протечек и выполнения ремонта.
4.2.6. При использовании одного трубопровода для
транспортирования ЖРО ИЯУ нескольких объектов на трубопроводах выдачи
ЖРО ИЯУ из емкостей для временного хранения следует устанавливать
обратные клапаны.
4.2.7. В помещениях, в которых установлены емкости для хранения
ЖРО ИЯУ, следует иметь не менее чем трехслойную гидроизоляцию и
облицовку из нержавеющей стали с объемом облицованного помещения,
вмещающего все количество ЖРО ИЯУ, находящихся в емкостях.
4.2.8. Рекомендуемое расстояние между уровнем дна емкости и
уровнем подземных вод составляет не менее 4 м. Вокруг помещений, в
которых установлены емкости, следует сооружать (при необходимости)
контрольно-наблюдательные скважины для отбора проб грунтовых вод.
Количество и расположение скважин принимаются в соответствии с
требованиями федеральных норм и правил в области использования атомной
энергии.
4.2.9. В помещениях, в которых установлены емкости с ЖРО ИЯУ,
следует предусматривать:
- сигнализацию протечек ЖРО ИЯУ из емкостей;
- систему сбора и возврата протечек;
- вентиляцию;
- возможность дезактивации.
4.2.10. Следует предусматривать, чтобы водно-химический режим в
емкостях и трубопроводах обеспечивал устойчивость системы к
коррозионным процессам.
4.2.11. Следует предусматривать резервные емкости для приема и
временного хранения ЖРО ИЯУ, образовавшихся в результате аварий.
Минимальный резервный объем емкостей следует обосновывать в проекте
ИЯУ. На резервные емкости для временного хранения и помещения, в
которых они установлены, распространяются те же требования, что и на
основные емкости.
4.2.12. Для жидкосолевых растворов, содержащих ядерное топливо
или ядерные материалы, следует предусматривать резервные емкости для
обеспечения контроля, ремонта и обслуживания основных емкостей.
4.2.13. Следует применять системы обращения с ЖРО ИЯУ,
обеспечивающие контроль этих отходов на всех этапах обращения с ними,
в том числе:
- радиационный и технологический контроль всех сбросов (жидких
стоков) с ИЯУ в окружающую среду;
- контроль ЖРО ИЯУ, поступающих в места сбора и временного
хранения;
- контроль ЖРО ИЯУ, передаваемых на захоронение;
- контроль ЖРО ИЯУ, поступающих на кондиционирование;
- контроль удельной активности и радионуклидного состава
кондиционированных ЖРО ИЯУ;
- контроль кондиционированных ЖРО ИЯУ, направляемых на
долговременное хранение и (или) захоронение.
4.3. Системы обращения с твердыми
радиоактивными отходами ИЯУ
4.3.1. В проекте ИЯУ следует предусматривать методы, средства и
организационные меры по обеспечению безопасности при обращении с ТРО
ИЯУ, в том числе:
- сбор и сортировку ТРО ИЯУ;
- сбор нерадиоактивных ТРО ИЯУ отдельно от радиоактивных в
специальных местах за пределами зоны производства работ
(контролируемой зоны);
- сбор ТРО ИЯУ в специальных помещениях или на специально
выделенных площадках;
- транспортирование ТРО ИЯУ с использованием контейнеров,
подъемно-транспортного оборудования и специальных транспортных
средств.
4.3.2. Переработку методом прессования рекомендуется подвергать
ТРО ИЯУ I и II групп. ТРО ИЯУ III группы можно подвергать прессованию
только в том случае, если система физических барьеров обеспечивает
радиационную безопасность работников (персонала) при прессовании и при
обращении с прессованными ТРО. Прессованные ТРО ИЯУ следует
упаковывать в сертифицированные контейнеры.
4.3.3. ТРО ИЯУ, не подлежащие прессованию, перед их
кондиционированием с целью уменьшения объема подвергать измельчению.
Следует принимать необходимые меры по сбору и локализации образующейся
стружки (пыли), особенно при разделке оборудования, содержащего
радиоактивный щелочной металл.
4.3.4. На площадке размещения ИЯУ следует проводить (при
необходимости) сжигание только ТРО ИЯУ III группы.
4.3.5. Мелкодисперсные и пылевидные ТРО ИЯУ следует переводить в
монолитную форму.
4.3.6. При обращении с ТРО ИЯУ, содержащими продукты деления
ядерного топлива, следует применять методы, средства и организационные
меры, исключающие возможность возникновения самоподдерживающейся
цепной реакции деления.
4.3.7. На площадке размещения ИЯУ можно предусматривать временные
хранилища для некондиционированных и кондиционированных ТРО ИЯУ,
конструкции которых позволяют исключать поступление радионуклидов в
окружающую среду выше пределов, установленных федеральными нормами и
правилами в области использования атомной энергии для нормальной
эксплуатации и проектных аварий.
4.3.8. При проектировании временных хранилищ ТРО ИЯУ следует
предусматривать:
- оборудование для извлечения ТРО ИЯУ из хранилищ;
- возможность осмотра, ревизии и извлечения из хранилищ упаковок
кондиционированных ТРО;
- дистанционное управление перемещением упаковок при повышенном
уровне (интенсивности) гамма-излучения;
- систему дренажей для сбора протечек (появление которых возможно
при обслуживании хранилищ);
- условия хранения ТРО ИЯУ, исключающие разрушение упаковок и
изменение формы кондиционированных ТРО и отвержденных РАО;
- возможность увеличения вместимости хранилищ или сооружения
дополнительных хранилищ;
- системы пожаротушения для ликвидации возможного самовозгорания
(возгорания) некондиционированных ТРО или автоматические средства
пожароизвещения и пожаротушения;
- систему сигнализации о наличии дренажных (грунтовых) вод (при
необходимости).
4.3.9. В проекте ИЯУ следует предусматривать контроль за
состоянием ТРО ИЯУ на всех этапах обращения с ними, в том числе
контроль:
- ТРО, поступающих в места сбора и временного хранения;
- некондиционированных ТРО, передаваемых на захоронение;
- ТРО, поступающих на переработку и кондиционирование;
- кондиционированных ТРО, направляемых на долговременное хранение
и (или) захоронение.
4.4. Системы обращения с газообразными
радиоактивными отходами ИЯУ
4.4.1. Следует применять и использовать системы обращения с
газообразными РАО ИЯУ, обеспечивающие очистку газов от радиоактивных
аэрозолей, ИРГ, паров йода и его соединений.
В проекте ИЯУ следует учитывать все возможные источники
постоянного и периодического поступления газообразных РАО в системы
технологических сдувок и в воздух помещений.
4.4.2. В проектах систем обращения с газообразными РАО ИЯУ
следует предусматривать и обеспечивать:
- максимально возможное снижение содержания радионуклидов в
газообразных РАО ИЯУ;
- организованные технологические сдувки, обоснованность
объединения потоков газообразных РАО ИЯУ;
- очистку технологических сдувок от радиоактивных газов и
аэрозолей перед выбросом в атмосферу. Следует обосновывать
достаточность производительности систем очистки газообразных РАО ИЯУ,
эффективность используемых методов, а также исключение возможности
превышения допустимых уровней выброса радиоактивных веществ во всех
режимах эксплуатации и при проектных авариях на ИЯУ;
- наличие систем газоочистки, приводимых в действие в случае
возникновения проектных аварий на ИЯУ (аварийных систем газоочистки),
с целью обеспечения непревышения допустимого уровня выброса
радиоактивных веществ в атмосферу;
- организованный выброс технологических сдувок после их очистки
или выдержки в высотные вентиляционные трубы, непрерывный контроль
расхода и удельной активности выбрасываемого воздуха;
- допустимый выброс радионуклидов на основе квоты,
регламентированной федеральными нормами и правилами в области
использования атомной энергии;
- возможность организации местных систем газоочистки;
- периодический контроль работоспособности систем газоочистки;
- контроль качества оборудования систем газоочистки (фильтров,
адсорберов и т.п.) перед установкой в системы газоочистки;
- средства и методы периодического контроля соответствия
эксплуатируемого оборудования систем газоочистки паспортным данным;
- средства и методы предотвращения образования взрывоопасных
концентраций водорода (дожигание водорода, разбавление ИРГ) в системах
обращения с газообразными РАО ИЯУ.
5. ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ СИСТЕМ
ОБРАЩЕНИЯ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ ИЯУ
5.1. Эксплуатацию систем обращения с РАО ИЯУ следует проводить
согласно регламентам и инструкциям, разрабатываемым в соответствии с
требованиями федеральных норм и правил в области использования атомной
энергии, настоящего Руководства и на основании проекта ИЯУ.
5.2. Эксплуатирующей организации ИЯУ следует обеспечивать
разработку в рамках общей программы обеспечения качества эксплуатации
ИЯУ соответствующего раздела программы по обеспечению качества работ
при обращении с РАО ИЯУ.
5.3. Следует обеспечивать к началу физического пуска ИЯУ монтаж и
опробование всех предусмотренных проектом ИЯУ систем обращения с РАО
ИЯУ, а также оформление актов готовности и опробования на системы и
оборудование систем обращения с РАО ИЯУ, системы дозиметрического и
радиационного контроля, санпропускники, системы спецвентиляции и
газоочистки.
5.4. Эксплуатирующей организации ИЯУ при обращении с РАО ИЯУ в
процессе эксплуатации и вывода из эксплуатации ИЯУ следует
обеспечивать:
- организацию эффективного управления всеми видами деятельности
по эксплуатации и обслуживанию систем обращения с РАО ИЯУ,
обеспечивающего предотвращение проектных аварий, своевременную
переработку РАО ИЯУ и исключающего их незапланированное накопление;
- недопущение не предусмотренного проектом ИЯУ хранения РАО ИЯУ в
некондиционированном виде;
- эксплуатацию ИЯУ с минимальным образованием РАО ИЯУ;
- повышение культуры безопасности и квалификации работников
(персонала), выполняющих технологические операции при обращении с РАО
ИЯУ;
- разработку инструкций и регламентов по обращению с РАО ИЯУ;
- проведение ежегодного анализа безопасности при обращении с РАО
ИЯУ;
- проведение учета и контроля РАО ИЯУ;
- недопущение неконтролируемых и сверхнормативных выбросов РАО
ИЯУ в атмосферу и сбросов РАО ИЯУ в водные объекты и водоносные
горизонты, на поверхность земли, а также в системы
хозяйственно-фекальной и производственно-ливневой канализации.
5.5. Транспортирование РАО ИЯУ по площадке размещения ИЯУ следует
проводить:
- на специальных транспортных средствах, имеющих (при
необходимости) санитарные паспорта;
- по установленным проектом маршрутам в соответствии с
технологической схемой транспортирования по площадке;
- в специальных транспортных контейнерах с учетом габаритов и
массы транспортируемых РАО ИЯУ, их физического состояния,
радиоактивности, вида и интенсивности излучения от внешней поверхности
контейнеров.
5.6. При эксплуатации ИЯУ следует обеспечивать технологический
контроль РАО ИЯУ и радиационный контроль на путях возможного
распространения радиоактивных веществ из систем обращения с РАО ИЯУ.
5.7. Администрации эксплуатирующей организации ИЯУ следует
обеспечивать проведение ежегодной инвентаризации РАО ИЯУ и регистрации
РАО ИЯУ в учетных и отчетных документах, в специальном документе, где
указываются:
- характеристика РАО ИЯУ в соответствии с классификацией;
- качественный и количественный состав РАО ИЯУ;
- источник и место образования РАО ИЯУ;
- количество РАО ИЯУ в соответствии с классификацией;
- методы переработки РАО ИЯУ;
- дата сбора и упаковки контейнера для РАО ИЯУ;
- вид упаковки РАО ИЯУ;
- идентификационный знак упаковки РАО ИЯУ;
- характеристика радиоактивности поверхностного загрязнения
упаковки РАО ИЯУ;
- место хранения упаковки РАО ИЯУ;
- месторасположение упаковки РАО ИЯУ в хранилище;
- величина удельной активности и радионуклидный состав, дата их
измерения;
- должностные лица и исполнители, осуществляющие обращение с РАО
ИЯУ;
- дата транспортирования РАО ИЯУ за пределы площадки размещения
ИЯУ;
- количество РАО ИЯУ, вывезенных для размещения или на
захоронение;
- другие сведения о РАО, требуемые для системы государственного
учета и контроля РАО.
5.8. На основании проектных значений допустимого газоаэрозольного
выброса и допустимого сброса следует устанавливать рабочие
(контрольные) уровни выбросов и сбросов радиоактивных веществ в
окружающую среду.
Установленные уровни выбросов и сбросов следует включать в
перечень эксплуатационных пределов ИЯУ, подтверждать ежегодно и
пересматривать каждые три года с учетом накопленного опыта и
совершенствования технологий.
Следует обеспечивать, чтобы значения контрольных уровней выбросов
и сбросов РАО ИЯУ были ниже установленных проектом ИЯУ допустимых
выбросов и сбросов с учетом достигнутого уровня безопасности при
эксплуатации ИЯУ. |