Страницы: 1 2
О ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ САНИТАРНЫХ
ПРАВИЛ СП 2.6.1.45-03 "ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ
БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ПРОЕКТИРОВАНИИ, СТРОИТЕЛЬСТВЕ,
ЭКСПЛУАТАЦИИ И ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ
ТЕПЛОЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ МАЛОЙ МОЩНОСТИ НА БАЗЕ
ПЛАВУЧЕГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО БЛОКА
СП АТЭС-2003"
ПОСТАНОВЛЕНИЕ
ГЛАВНЫЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ САНИТАРНЫЙ ВРАЧ РФ
28 октября 2003 г.
N 158
(Д)
На основании Федерального закона "О санитарно-эпидемиологическом
благополучии населения" от 30 марта 1999 года N 52-ФЗ (Собрание
законодательства Российской Федерации, 1999, N 14, ст. 1650) и
"Положения о государственном санитарно-эпидемиологическом
нормировании", утвержденного Постановлением Правительства Российской
Федерации от 24 июля 2000 года N 554 (Собрание законодательства
Российской Федерации, 2000, N 31, ст. 3295), постановляю:
Ввести в действие с 1 марта 2004 года Санитарные правила СП
2.6.1.45-03 "Обеспечение радиационной безопасности при проектировании,
строительстве, эксплуатации и выводе из эксплуатации атомных
теплоэлектростанций малой мощности на базе плавучего энергетического
блока СП-АТЭС-2003", утвержденные Главным государственным санитарным
врачом Российской Федерации 26 октября 2003 года.
Главный государственный
санитарный врач
Российской Федерации,
Первый заместитель
Министра здравоохранения
Российской Федерации
Г.Г. ОНИЩЕНКО
28 октября 2003 г.
N 158
Зарегистрировано в Министерстве юстиции РФ
17 декабря 2003 г.
N 5332
УТВЕРЖДАЮ
Главный государственный
санитарный врач
Российской Федерации,
Первый заместитель
Министра здравоохранения
Российской Федерации
Г.Г.ОНИЩЕНКО
26.10.2003
Дата введения: 1 марта 2004 г.
2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ.
ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
ПРИ ПРОЕКТИРОВАНИИ, СТРОИТЕЛЬСТВЕ, ЭКСПЛУАТАЦИИ
И ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ ТЕПЛОЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ
МАЛОЙ МОЩНОСТИ НА БАЗЕ ПЛАВУЧЕГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО БЛОКА
(СП АТЭС-2003).
Санитарные правила СП 2.6.1.45-03
I. Область применения
1.1. Санитарные правила СП АТЭС-2003 регламентируют
санитарно-гигиенические, организационные и технические требования по
обеспечению радиационной безопасности персонала и населения и защиты
окружающей среды при проектировании, строительстве, эксплуатации и
выводе из эксплуатации плавучих и береговых объектов атомных
теплоэлектростанций малой мощности (далее - АТЭС ММ) на базе плавучего
энергоблока (далее - ПЭБ) с корпусными водо-водяными реакторами.
1.2. Санитарные правила определяют требования к конструкции и
специальному оборудованию плавучих энергоблоков, к месту размещения и
службам АТЭС ММ, а также требования к системе радиационной
безопасности и организации радиационного контроля станции, которые
должны обеспечить безопасность персонала и населения, защиту
окружающей среды.
1.3. Требования настоящих Правил являются обязательными на
территории Российской Федерации для организаций независимо от их форм
собственности и ведомственной принадлежности, участвующих в
проектировании, строительстве, эксплуатации и выводе из эксплуатации
АТЭС ММ на базе ПЭБ.
II. Нормативные ссылки
Настоящие Правила разработаны на основании и с учетом нормативных
актов:
- Федеральный закон от 10.01.2002 N 7-ФЗ "Об охране окружающей
природной среды" (Собрание законодательства Российской Федерации,
2002, N 2, ст. 133);
- 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; 16.07.2001, 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 23.11.95 N 174-ФЗ "Об экологической
экспертизе" (Собрание законодательства Российской Федерации,
27.11.1995, N 48, ст. 4556; 20.04.1998, N 16, ст. 1800);
- 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);
- 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 06.12.2002, регистрационный N
4005.
III. Общие положения обеспечения
безопасности АТЭС ММ на базе ПЭБ
3.1. Система противорадиационной защиты и
организационно-технических мероприятий по обеспечению радиационной
безопасности и охране окружающей среды АТЭС ММ на базе ПЭБ
разрабатывается с учетом сочетания в АТЭС особенностей:
- судна с ядерной энергетической установкой;
- судна атомно-технологического обслуживания;
- атомной электростанции малой мощности;
- атомной станции теплоснабжения.
3.2. Состояния плавучего энергоблока АТЭС ММ в зависимости от
частоты их появления и последствий следует разделить на четыре класса
состояний (далее - КС):
- нормальная эксплуатация ядерной энергетической установки (далее
- ЯЭУ) и плавучего энергоблока в целом (КС-1);
- небольшие неисправности, не приводящие к существенному
нарушению эксплуатации плавучего энергоблока и ЯЭУ (КС-2);
- крупные повреждения судовых конструкций или оборудования ЯЭУ,
приводящие к частичной неисправности плавучего энергоблока и выводу
реактора из действия (КС-3);
- предусмотренные проектом тяжелые аварии, требующие введения в
действие защитных систем ЯЭУ, но не приводящие к неприемлемым выбросам
радиоактивных веществ в окружающую среду (КС-4).
3.3. Радиационная безопасность АТЭС ММ считается обеспеченной,
если:
- облучение персонала и других работников АТЭС в результате
воздействия всех радиационных факторов при КС-1 и КС-2 не превышает
основных пределов, установленных действующими Нормами радиационной
безопасности для соответствующих категорий лиц;
- облучение людей на борту плавучего энергоблока при КС-3 не
превышает основных пределов доз, установленных для персонала группы А;
- эффективная доза, получаемая людьми на борту плавучего
энергоблока при КС-4, не превышает максимального основного предела
доз, установленного для персонала (50 мЗв).
3.4. Для обеспечения радиационной безопасности АТЭС ММ
используются системы и средства, исключающие, ограничивающие и
снижающие радиационное воздействие на население и окружающую среду при
нормальной эксплуатации и возможных аварийных ситуациях, а также при
проведении потенциально опасных работ, включая обращение с топливом.
3.5. Безопасность АТЭС ММ должна обеспечиваться за счет
предотвращения аварий и ограничения их последствий, а также применения
системы физических барьеров на пути потенциально возможного
распространения ионизирующих излучений, радиоактивных веществ в
окружающую среду и системы технических и организационных мер по
сохранению защитных барьеров и контролю их эффективности.
3.6. Система физических барьеров включает:
- топливную композицию;
- оболочку твэла;
- герметичный первый контур;
- защитную оболочку;
- защитное ограждение;
- теплообменник между средой II контура и промежуточным контуром
теплоснабжения;
- теплообменник между промежуточным контуром и теплосетью;
- герметичный контур охлаждения хранилищ облученных
тепловыделяющих сборок (далее - ОТВС).
3.7. Применительно к конкретному варианту реакторной установки
(далее - РУ) должны быть обоснованы пределы возможного повреждения
твэлов, контролируемые посредством того или иного показателя. Для
проектной аварии не должен превышаться проектный предел безопасной
эксплуатации, а также должно обеспечиваться удержание уровня
теплоносителя над активной зоной в авариях с разгерметизацией первого
контура.
3.8. Последовательные уровни технических и организационных мер
глубокоэшелонированной защиты достигаются за счет консервативного
подхода в формировании пределов и функций безопасности при
проектировании, обеспечения качества материалов, работ, услуг и
применяемых изделий на всех этапах создания, следования принципам
культуры безопасности и включают:
- предотвращение отклонений от нормальной эксплуатации,
своевременное выявление отказов и предотказовых состояний за счет
применения средств диагностики состояния оборудования, устранение
отклонений;
- предотвращение развития аварийных ситуаций в проектные аварии,
проектных аварий в запроектные, локализацию вышедших при аварии
радиоактивных веществ;
- управление запроектной аварией для предупреждения ее опасного
развития и ограничения последствий;
- защиту персонала и населения с использованием мер в рамках
плана противоаварийных мероприятий.
Радиационная безопасность АТЭС ММ обеспечивается комплексом
технических средств и организационных мероприятий на площадке станции,
в акватории и на прилегающих территориях.
3.9. Категория потенциальной радиационной опасности АТЭС не
должна превышать вторую и устанавливается на этапе проектирования по
согласованию с органами государственного санитарно-эпидемиологического
надзора.
3.10. Основные меры обеспечения радиационной безопасности
сводятся к следующим:
- обоснованный выбор района и площадки для размещения АТЭС;
- создание берегообразующих, берегоукрепляющих (при
необходимости) и гидротехнических сооружений;
- высокое качество проектирования плавучего энергоблока, наземных
объектов и АТЭС в целом;
- создание системы последовательных защитных барьеров между
основными источниками ионизирующих излучений и окружающей средой;
- создание комплекса защитных систем, предотвращающих
возникновение и развитие аварийных ситуаций;
- оптимальное расположение обитаемых помещений АТЭС по отношению
к основным источникам ионизирующих излучений;
- конструктивные и организационные меры, предотвращающие
несанкционированное приближение людей к источникам ионизирующих
излучений;
- ограничение времени пребывания персонала в условиях воздействия
ионизирующих излучений;
- введение системы зонирования с выделением помещений плавучего
энергоблока, наземных сооружений АТЭС и участков прилегающей
территории по степени их радиационной опасности в отдельные
радиационно-гигиенические зоны;
- создание санитарно-пропускного режима;
- создание специальной системы вентиляции и очистки воздуха от
радиоактивных веществ;
- использование технологий и систем, минимизирующих количество
радиоактивных отходов (далее - РАО), образующихся в процессе
эксплуатации;
- создание системы сбора, временного хранения, переработки и
удаления радиоактивных отходов;
- ограничение и контроль радиоактивных выбросов в атмосферу;
- ограничение и контроль сбросов радионуклидов в акваторию.
3.11. Для надежной остановки реактора, расхолаживания установки
(аварийного отвода остаточных тепловыделений), аварийного охлаждения
активной зоны в случае разгерметизации 1 контура, а также надежной
локализации радиоактивных выбросов при проектных авариях или
ограничения последствий при запроектных авариях предназначены системы
безопасности реакторных установок. По характеру выполняемых ими
функций системы безопасности могут быть защитными, локализующими,
обеспечивающими и управляющими.
Системы безопасности должны удовлетворять требованиям действующих
федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, а
также другим нормативным документам.
IV. Основные требования
к проектированию и строительству АТЭС ММ на базе ПЭБ
4.1. Требования к проектированию
и строительству плавучего энергоблока
4.1.1. Проектные материалы должны содержать систематический
анализ технических аспектов радиационной и ядерной безопасности
плавучего энергоблока АТЭС при постройке, эксплуатации, выводе из
эксплуатации и утилизации, а также обоснование отсутствия
неприемлемого риска для персонала АТЭС, населения и окружающей среды.
Должны быть указаны:
- основные критерии обеспечения радиационной безопасности и
охраны окружающей среды;
- проектные уровни излучения;
- параметры радиационной обстановки при нормальной эксплуатации и
авариях;
- анализ облучения персонала и населения.
4.1.2. При оценке радиационной и ядерной безопасности должны быть
учтены условия окружающей среды, принятые в проекте, срок службы
плавучего энергоблока и факторы риска от окружающей среды в
предполагаемом районе эксплуатации.
4.1.3. Проектные материалы должны содержать техническое описание
проектных решений по плавучему энергоблоку в целом, ЯЭУ и различным
системам, конструкциям, механизмам и другим компонентам, важным для
безопасности АТЭС. Должно быть обосновано наличие (отсутствие) на ПЭБ
спецпрачечной и установок для переработки твердых радиоактивных
отходов (далее - ТРО) и жидких радиоактивных отходов (далее - ЖРО).
В проектных материалах должны быть также приведены:
- расчеты эффективности биологической защиты ЯЭУ, хранилищ
отработавших тепловыделяющих сборок, ЖРО, ТРО;
- состав и обязанности службы радиационной безопасности.
4.1.4. В проектных материалах должен быть приведен перечень и
анализ нарушений нормальной эксплуатации, проектных и запроектных
аварий с подробным рассмотрением возможного развития аварий, действий
персонала и выполнения системами безопасности своих функций, а также
конечных последствий аварий для персонала, населения и окружающей
среды.
4.1.5. Организации, производящие работы по проектированию и
строительству плавучего энергоблока АТЭС, должны иметь соответствующие
лицензии на проведение этих работ. Организация, осуществляющая
строительные работы плавучего энергоблока АТЭС, должна иметь
санитарно-эпидемиологическое заключение.
4.2. Требования к территории и акватории АТЭС ММ
4.2.1. При выборе места расположения АТЭС необходимо учитывать ее
потенциальную радиационную, химическую и пожарную опасность для
населения и окружающей среды. Береговая площадка для АТЭС должна
отвечать установленным требованиям.
4.2.2. При выборе места расположения должны быть оценены
метеорологические, гидрологические, геологические, топографические и
сейсмические факторы с точки зрения их возможного влияния на
обеспечение радиационной безопасности и охраны окружающей среды при
нормальной эксплуатации и в аварийных условиях.
Следует учитывать также характеристики окружающей среды
(растительный и животный мир), традиционное использование земельных и
водных ресурсов, наличие населенных пунктов и промышленных
организаций.
4.2.3. Выбор места расположения АТЭС должен быть согласован с
соответствующими органами в установленном порядке.
4.2.4. Площадка размещения АТЭС ММ должна обеспечивать
возможность реализации защитных мер, которые могут потребоваться при
проектных и запроектных авариях.
4.2.5. Территория АТЭС (береговая площадка) должна удовлетворять
следующим основным требованиям:
- быть незатопляемой, с низким уровнем грунтовых вод,
располагаться выше максимального уровня прилива, штормовых и нагонных
подъемов воды с исключением возможного затопления при стоке
атмосферных осадков и талых вод с вышележащей местности;
- располагаться на достаточном удалении от существующих и
намечаемых к строительству военных и гражданских объектов, являющихся
источниками техногенного воздействия (таких, как магистральные нефте-
и газопроводы, хранилища горюче-смазочных материалов, склады
взрывчатых веществ и боеприпасов, транзитные железные и автомобильные
дороги, аэродромы и коридоры воздушного сообщения, места добычи
естественных энергоносителей и т.п.), источников водоснабжения,
минеральных запасов, нерестилищ, мест нагула и промыслового лова рыбы,
заповедных зон и зон традиционного отдыха и туризма;
- предпочтение должно отдаваться участкам, расположенным
преимущественно с подветренной стороны по отношению к ближайшему
населенному пункту или селитебной зоне, лечебно-профилактическим и
детским учреждениям, местам отдыха и спортивным сооружениям, имеющим
устойчивый ветровой режим и сток ливневых вод в сторону от селитебной
зоны и мест водозабора (при их наличии);
- при необходимости должно быть проведено берегообразование и
берегоукрепление территории.
4.2.6. Акватория АТЭС должна иметь причальную набережную,
защитные дамбы (при необходимости), достаточную глубину и размеры, а
также навигационное оборудование для того, чтобы обеспечить:
- размещение необходимого количества причалов (в том числе, при
необходимости, и плавучих) для стоянки плавучего энергоблока АТЭС,
судов атомно-технологического обслуживания, морских и рейдовых
буксиров и других плавсредств;
- возможность якорной стоянки плавсредств на рейде;
- свободное и безопасное маневрирование на акватории используемых
плавсредств;
- проведение дноуглубительных работ (при необходимости);
- установку, при необходимости, дополнительных знаков
навигационной обстановки;
- безопасную стоянку плавсредств при любых метеоусловиях, в том
числе при ледоставе и ледоходе;
- необходимое ограничение высоты волн.
4.2.7. Генеральный план АТЭС должен разрабатываться с учетом
прогноза радиационной обстановки на объекте и вокруг него и
возможности возникновения радиационных аварий.
4.2.8. Проект береговой инфраструктуры АТЭС должен учитывать
перспективу развития района размещения станции и быть согласован с
органами госсанэпиднадзора в установленном порядке.
4.2.9. Принципиальная схема размещения плавучих средств на
акватории организации, а также ее возможные изменения должны быть
согласованы с органами госсанэпиднадзора.
4.3. Требования к проектированию и строительству
наземных объектов АТЭС ММ
4.3.1. На береговой территории (промплощадке) АТЭС размещаются
производственные здания и объекты, где не ведутся работы с источниками
ионизирующего излучения (далее - ИИИ) и радиоактивными веществами
(далее - РВ), административные, санитарно-бытовые и вспомогательные
здания и сооружения, а также могут размещаться пункты питания и
медицинского обслуживания. Специфической особенностью плавучей АТЭС
является проведение всех работ с ИИИ и РВ только на борту плавучего
энергоблока. Объекты береговой площадки проектируются и строятся в
соответствии с установленным порядком.
4.3.2. Проход на территорию АТЭС должен осуществляться через
контрольно-пропускной пункт (проходную). АТЭС должна быть оборудована
средствами физической защиты. Физическая защита наземных объектов АТЭС
должна осуществляться в соответствии с требованиями к физической
защите ядерных материалов, ядерных установок и пунктов хранения
ядерных материалов.
4.3.3. Причальные устройства для швартовки плавучего энергоблока
АТЭС должны быть оборудованы автоматическими регуляторами для
сохранения работоспособности при колебаниях уровня воды.
4.3.4. В промежуточном контуре и теплосети необходимо обеспечить
возможность оперативного отбора проб для определения объемной
активности и нуклидного состава радиоактивного загрязнения воды при
нарушении соответствующих защитных барьеров безопасности.
V. Требования к зонированию и компоновке
помещений плавучего энергоблока
и наземной территории АТЭС ММ
5.1. Общие требования к системе зонирования
5.1.1. Зонирование помещений плавучего энергоблока, береговой
промплощадки АТЭС и прилегающей территории является одной из мер
обеспечения радиационной безопасности персонала и населения. Система
зонирования должна разрабатываться с учетом:
- условий облучения при нормальной эксплуатации и в аварийных
условиях;
- ограничения радиационного воздействия на проживающее рядом
население при нормальной эксплуатации квотой от предела дозы;
- воздействия на окружающую среду и здоровье населения
радиационных и нерадиационных факторов.
5.1.2. На АТЭС должна разрабатываться единая система зонирования
для плавучего энергоблока, береговой промплощадки и прилегающей
территории. При этом, как правило, должны устанавливаться следующие
радиационно-гигиенические зоны:
на плавучем энергоблоке АТЭС:
- контролируемая зона (КЗ);
- зона контролируемого доступа (ЗКД);
- зона свободного режима (ЗСвР);
в пределах береговой промплощадки АТЭС:
- зона свободного режима;
за пределами промплощадки АТЭС:
- санитарно-защитная зона (СЗЗ);
- зона наблюдения (ЗН).
5.1.3. Проживание персонала АТЭС на борту ПЭБ в период
эксплуатации должно быть обосновано в проекте. При этом должны быть
учтены:
- производственная целесообразность;
- уровни облучения персонала при нормальной эксплуатации и
возможных авариях.
5.2. Зонирование плавучего энергоблока
5.2.1. Помещения ПЭБ, в которых в процессе нормальной
эксплуатации, перезарядки реакторов и ремонтов реакторных установок
(далее - РУ) возможны повышенные уровни ионизирующих излучений,
загрязнение поверхностей и воздушной среды радиоактивными веществами,
выделены в контролируемую зону (КЗ).
5.2.2. К работе в КЗ допускается только персонал группы А. Все
работы в КЗ ведутся под контролем службы радиационной безопасности
(далее - СРВ) с обязательным индивидуальным дозиметрическим контролем.
5.2.3. Помещения КЗ подразделяются на две категории.
К 1-й категории КЗ (КЗ-1) относятся:
- необслуживаемые помещения;
- периодически обслуживаемые помещения.
К периодически обслуживаемым помещениям КЗ-1 относятся аппаратные
помещения реакторных установок, помещения, в которых расположены
оборудование, трубопроводы и арматура, заполненные радиоактивной
средой I контура, цистерны для хранения ЖРО, помещения перегрузки,
помещения хранилищ ОТВС, ТРО, демонтированного оборудования реакторов,
перегрузочного оборудования, подлежащего дезактивации, и т.д.
Пребывание персонала в обслуживаемых помещениях КЗ-1 ограничивается
регламентом (в аппаратном помещении - 2 часа в месяц, в остальных
помещениях - 72 часа в месяц).
Радиационная обстановка в необслуживаемых помещениях КЗ-1
(кессоны, коффердамы и т.п.), как правило, исключает посещение их
персоналом при работающем оборудовании.
5.2.4. Ко 2-й категории КЗ (КЗ-2) относятся помещения, в которых
предусматривается размещение оборудования и систем сбора и выдачи
радиоактивных отходов, вытяжной вентиляции, а также помещения,
предназначенные для проведения работ с загрязненным оборудованием и
радиоактивными средами. Пребывание персонала группы А в обслуживаемых
помещениях КЗ-2 не ограничивается.
5.2.5. В помещениях 1-й категории КЗ не должно быть мест несения
постоянных вахт. В помещениях 2-й категории КЗ, как исключение, могут
располагаться места несения постоянных вахт, однако необходимость их
размещения в этих помещениях должна быть обоснована в проекте
плавучего энергоблока АТЭС.
5.2.6. В пределах КЗ возможно распространение радиоактивных
веществ контактным или аэрогенным путем. Разнос радиоактивных веществ
по помещениям КЗ предотвращается путем установления между помещениями
различных категорий санитарных шлюзов и создания перепада давления.
5.2.7. Вынос радиоактивных веществ (далее - РВ) за пределы КЗ
предотвращается установлением санитарно-пропускного режима на границе
зоны и устройством системы спецвентиляции с очисткой воздуха на
специальных фильтрах.
5.2.8. Допустимые уровни радиоактивного загрязнения воздуха, а
также поверхностей помещений и оборудования КЗ определяются Нормами
радиационной безопасности.
5.2.9. Все рабочие помещения плавучего энергоблока, где в
нормальных условиях эксплуатации (состояния КС-1 и КС-2) должны
отсутствовать радиоактивные загрязнения поверхностей, оборудования и
воздушной среды, но уровни внешнего гамма-нейтронного излучения могут
быть достаточно велики, и не обеспечиваются условия работы, при
которых невозможно превышение установленного предела дозы для
населения, относятся к зоне контролируемого доступа. Как правило,
помещения ЗКД примыкают к КЗ или содержат оборудование второго
контура.
5.2.10. В ЗКД работы с открытыми ИИИ и РВ не ведутся,
радиоактивное загрязнение воздуха, поверхностей помещений и
оборудования в условиях нормальной эксплуатации отсутствует, и на
персонал может воздействовать только внешнее гамма-нейтронное
излучение.
5.2.11. По уровням ионизирующих излучений помещения ЗКД делятся
на две категории: ЗКД-1 и ЗКД-2. В ЗКД-1 могут располагаться места
несения постоянных вахт только персонала группы А. В помещениях ЗКД-2
могут располагаться места несения постоянных вахт персонала группы Б.
Усредненное время пребывания в ЗКД-1 персонала группы Б не должно
превышать 72 часов в месяц.
5.2.12. Все работы в ЗКД ведутся под контролем службы
радиационной безопасности. Для персонала группы А обязателен
индивидуальный дозиметрический контроль (ИДК), для персонала группы Б
- групповой дозиметрический контроль.
5.2.13. Должна быть предусмотрена конструктивная возможность
прохода в помещения ЗКД с соблюдением санпропускного режима при
отклонениях от нормальных условий работы оборудования, когда в
помещениях ЗКД возможно не только возрастание уровней ионизирующих
излучений, но и появление радиоактивных загрязнений (состояния КС-3,
КС-4).
5.2.14. Все помещения и открытые палубы плавучего энергоблока, не
входящие в состав контролируемой зоны и зоны контролируемого доступа,
а также береговая промплощадка АТЭС относятся к зоне свободного режима
(ЗСвР), где воздействие радиационных факторов на работающих
практически исключается. В нормальных условиях эксплуатации в ЗСвР не
может быть превышен предел дозы для населения.
5.2.15. Помещения КЗ должны размещаться в едином блоке, как
правило, в пределах защитного ограждения. Выход из санпропускника в
помещения КЗ должен осуществляться в общий коридор.
5.2.16. Помещения, где находятся реакторы и связанные с ними
системы, заполненные теплоносителем I контура и находящиеся под
давлением, должны располагаться в пределах защитной оболочки
(отдельной для каждой РУ). Помещения внутри защитной оболочки
относятся к помещениям 1-й категории КЗ.
5.2.17. Проход в технологические помещения 1-й и 2-й категорий КЗ
должен осуществляться через внутренний общий коридор на каждой палубе.
Проходных помещений, как правило, не должно быть. Конфигурация
помещений должна быть простой: по возможности, без ниш и выступающих
частей. Углы корпусных конструкций должны быть, по возможности,
скруглены, поверхности и сварные соединения должны быть гладкими.
Ребра жесткости переборок следует устанавливать со стороны помещений с
меньшей вероятностью загрязнения. Поверхности переборок помещений КЗ,
в зависимости от их категории, должны быть окрашены в различные цвета
светлых тонов.
5.2.18. Между посещаемыми помещениями 1-й и 2-й категорий КЗ
должен быть предусмотрен саншлюз для предварительной дезактивации,
смены обуви и других дополнительных средств индивидуальной защиты
(далее - СИЗ). В саншлюзе должны быть оборудованы места для хранения
средств дезактивации, чистых и использованных СИЗ.
5.2.19. На выходе из саншлюза в помещения 1-й категории КЗ должен
предусматриваться тамбур-шлюз для обеспечения перепада давления,
который должен обеспечивать одновременный проход не менее двух человек
и пронос носилок. В тамбурах, обеспечивающих перепад давления,
необходимо предусмотреть блокировку дверей для исключения их
одновременного открытия. Возможно совмещение функций тамбур-шлюза и
саншлюза в одном помещении.
5.2.20. Перекрытие между реакторным и аппаратным помещениями
должно исключать переток воздуха из реакторного помещения в аппаратное
как при нормальной эксплуатации, так и в условиях проектных аварий.
5.2.21. Вход (выход) в защитную оболочку (аппаратное помещение)
должен осуществляться через тамбур-шлюз, выдерживающий полное
избыточное давление, принятое для защитной оболочки.
5.2.22. Необходимо предусматривать отдельный автономный проход в
помещения КЗ через внешний санпропускник (плавучий или береговой) для
движения персонала, привлекаемого к ремонтным работам.
5.2.23. Необходимо предусматривать также запасный (аварийный)
выход из помещений КЗ, оборудованный саншлюзом. Ремонтный и аварийный
проходы могут быть совмещены.
5.2.24. Проведение транзитных трубопроводов, воздуховодов и
кабельных трасс через помещения 1-й категории КЗ должно быть
исключено.
5.2.25. В помещениях 1-й и 2-й категорий КЗ должны быть
предусмотрены специальные места (кладовые) для хранения
дезактивируемого инструмента, приспособлений и оснастки, а также
химреактивов, используемых при работах в этих помещениях. Должен быть
обеспечен наклон палуб к шпигатам или колодцам для обеспечения
осушения.
5.2.26. Пост отбора проб теплоносителя I и III контуров следует
размещать в отдельном помещении в составе радиохимической лаборатории,
оборудованном вытяжным шкафом, имеющим фильтр очистки от радиоактивных
аэрозолей, систему осушения и противорадиационную защиту.
5.2.27. Радиохимическая лаборатория с постом отбора проб должна
располагаться в помещениях 2-й категории КЗ и отвечать требованиям,
предъявляемым к помещениям, предназначенным для проведения работ с
открытыми источниками излучения (радиоактивными веществами) по II
классу в соответствии с ОСПОРБ-99.
5.2.28. Радиохимическая лаборатория должна быть оборудована и
полностью оснащена для проведения всех необходимых радиохимических
анализов. В радиохимической лаборатории (далее - РХЛ) необходимо
предусмотреть помещение (выгородку) для подготовки и расфасовки проб.
Для контроля радиоактивности ЖРО рекомендуется максимально
использовать стационарные блоки детектирования с тем, чтобы
минимизировать использование лабораторных методов контроля.
5.2.29. Для измерения активности и определения нуклидного состава
отобранных проб различных сред и материалов при осуществлении
дозиметрического и технологического контроля должна быть предусмотрена
радиометрическая лаборатория, размещаемая в ЗСвР.
5.2.30. СРБ АТЭС должна располагать силами и средствами для
радиационного контроля объектов окружающей среды (радиоактивного
загрязнения воздуха, почвы, водных объектов и др.). Лаборатория
радиационного контроля окружающей среды должна размещаться в ЗСвР.
5.2.31. Помещения, предназначенные для радиометрических
измерений, постов контроля радиоактивного загрязнения спецодежды и
кожных покровов, необходимо размещать так, чтобы при КС-1, КС-2 и КС-3
уровни гамма-излучения в них от внешних источников не превышали
значений, при которых обеспечивается нормальная работа
радиометрических приборов и установок. При необходимости должна быть
установлена дополнительная защита.
5.2.32. Помещения, предназначенные для радиометрических
измерений, должны быть по возможности скомпонованы единым блоком с
другими помещениями службы РБ (химлабораторией, помещением ремонта,
поверки и градуировки приборов, помещением запасных инструментов и
принадлежностей системы радиационного контроля).
5.2.33. Для размещения аварийного счетчика излучения человека
(далее - СИЧ), предназначенного для определения дозы внутреннего
облучения при попадании радиоактивных веществ внутрь организма, должно
быть предусмотрено место в ЗСвР, удаленное от РУ. Рекомендуется
размещение СИЧ в медицинском блоке станции.
5.2.34. Должно быть предусмотрено съемное ограждение участков
открытых палуб, включаемых в КЗ при проведении ремонта и выгрузки ОТВС
с плавучего энергоблока. На этих участках не допускается размещение
палубных механизмов, спасательных средств и применение деревянных
настилов. Эти участки должны быть оборудованы комингсами по периметру
и двумя типами шпигатов (в цистерны ЖРО и за борт).
5.2.35. В районе работы кранов, обеспечивающих выгрузку ОТВС с
плавучего энергоблока, не должны располагаться трапы для схода на
берег.
5.2.36. В ЗСвР ПЭБ располагаются рабочие помещения, где не
ведутся работы с ИИИ, а также жилые помещения (каюты) для размещения
команды, общественные и культурно-бытовые помещения (столовая,
кают-компания, комнаты отдыха, помещения для занятий спортом, пищеблок
и т.д.). При этом оптимальным является такое расположение помещений
различного назначения в ЗСвР энергоблока, при котором к помещениям КЗ
и ЗКД примыкают рабочие помещения ЗСвР, а жилые, общественные и
культурно-бытовые помещения располагаются на максимально возможном
удалении от основных источников ионизирующих излучений. Рабочие
помещения с постоянной вахтой также должны быть, по возможности,
удалены от основных источников ионизирующих излучений.
5.3. Зонирование береговой площадки
и прилегающей территории
5.3.1. На береговой промплощадке АТЭС в ЗСвР размещаются
производственные здания и объекты, где не ведутся работы с ИИИ,
административные, санитарно-бытовые и вспомогательные здания и
сооружения, а также могут размещаться пункты питания и медицинского
обслуживания. К объектам, расположенным на береговой промплощадке
АТЭС, требований, связанных с обеспечением радиационной безопасности,
не предъявляется. Все работающие в ЗСвР относятся к категории
"население".
5.3.2. Береговая площадка АТЭС должна быть обеспечена средствами
физической защиты в соответствии с действующими правилами
(требованиями) к физической защите ядерных материалов, ядерных
установок и пунктов хранения ядерных материалов. Проход на территорию
промплощадки (а тем самым в ЗСвР) должен осуществляться через
контрольно-пропускной пункт (проходную).
5.3.3. Размеры СЗЗ должны устанавливаться с учетом уровней
внешнего облучения, а также величин и площадей возможного
распространения радиоактивных и нерадиоактивных выбросов и сбросов. В
условиях нормальной эксплуатации в пределах СЗЗ не может быть превышен
установленный основной дозовый предел для населения.
5.3.4. Для определения внешних границ СЗЗ принимаются следующие
критерии:
- радиационное воздействие на население за пределами СЗЗ при
нормальной эксплуатации АТЭС ММ должно быть ограничено долей (квотой)
годового предела дозы, установленной для данного объекта, с учетом
уровней внешнего облучения, уровней и площадей возможного
распространения радиационных выбросов и сбросов;
- радиационное воздействие на население за пределами СЗЗ при
проектных авариях должно быть ограничено значением максимального
годового предела дозы для населения (5 мЗв), так как в этом случае при
аварии не потребуется проведение защитных мероприятий.
Окончательные размеры СЗЗ устанавливаются с учетом границ СЗЗ,
рассчитанных для нерадиационных факторов воздействия согласно
соответствующим СанПиН.
5.3.5. Если на границе промплощадки удовлетворяются критерии для
определения внешних границ СЗЗ, санитарно-защитную зону можно не
образовывать (или ограничивать территорией АТЭС).
5.3.6. Внутренняя граница зоны наблюдения совпадает с внешней
границей СЗЗ.
Внешняя граница зоны наблюдения АТЭС определяется в установленном
порядке.
5.3.7. Рекомендуется включать в ЗН территории селитебной зоны,
где возможно влияние радиоактивных выбросов и сбросов, а облучение
проживающего населения в нормальных условиях эксплуатации предприятия
может достигать установленной квоты от годового предела дозы. Кроме
того, в ЗН рекомендуется включать территории, где в условиях проектной
аварии облучение проживающего населения может достигать установленной
квоты от годового предела дозы.
5.3.8. На промплощадке АТЭС должен быть оборудован пост
управления работами по ликвидации последствий аварии, оснащенный
средствами связи, спецвентиляцией, необходимыми приборами и
материалами. Строительные конструкции поста должны обеспечивать защиту
от излучения в аварийных условиях.
VI. Требования к защитной оболочке и защитному ограждению
6.1. Защитная оболочка
6.1.1. Каждая из реакторных установок ПЭБ должна быть заключена в
стальную герметичную защитную оболочку (далее - ЗО), выполненную как
плотно-прочная конструкция. ЗО должна обеспечивать выполнение
следующих основных функций:
- удержание в пределах зоны локализации аварии радиоактивных
веществ;
- изоляция от окружающей среды тех систем и элементов, отказ
которых может привести к неприемлемому выбросу радиоактивных веществ;
- защита персонала и населения от ионизирующих излучений.
Зона локализации аварии, ограниченная ЗО, должна быть разделена
по высоте герметичным настилом на два помещения: аппаратное и
реакторное (помещение РУ).
6.1.2. Прочность ЗО должна рассчитываться на выдерживание
избыточного давления, возникающего в результате максимальной проектной
аварии, в качестве которой для водо-водяного энергетического реактора
(ВВЭР) обычно рассматривается разрыв полным сечением трубопровода
первого контура на неотсекаемом участке системы очистки и
расхолаживания.
6.1.3. Герметичность ЗО должна обеспечивать утечку воздуха из ЗО
не выше 1% ее объема в сутки, если проектантом не будет обоснована
иная величина утечки, допустимая по условиям радиационной
безопасности.
6.1.4. Установка на ЗО предохранительных клапанов для сброса в
атмосферу паровоздушной смеси не допускается.
6.1.5. Конструкции ЗО не должны быть конструкциями корпуса ПЭБ.
6.1.6. При изготовлении ЗО все закрытия, проходки, кабельные
коробки должны быть испытаны на стендах (до монтажа на защитной
оболочке). После окончания формирования ЗО должна подвергаться
гидравлическим испытаниям.
6.1.7. Должна быть предусмотрена возможность проверки
герметичности ЗО в процессе эксплуатации (при периодических
освидетельствованиях и после каждой перегрузки активной зоны
реактора).
6.1.8. На всех проходках вентиляционной системы через защитную
оболочку должна быть установлена двойная отсечная автоматическая
арматура.
6.1.9. В помещениях ЗО должна быть предусмотрена система газового
химического и радиационного контроля, обеспечивающая дистанционное
определение параметров воздушной среды.
6.1.10. Помещения внутри ЗО относятся к помещениям 1-й категории
КЗ.
6.1.11. Во время работы реакторов на мощности при КС-1, КС-2 и
КС-3 параметры микроклимата и радиационная обстановка в ЗО должны
обеспечивать нормальное функционирование блоков детектирования системы
радиационного контроля и работу систем управления и защиты реакторов.
6.1.12. В помещениях ЗО должно поддерживаться постоянное
разрежение воздуха относительно окружающих помещений. При
использовании для этих целей компрессоров вакуумирования баллоны
должны иметь, при необходимости, соответствующую защиту.
6.1.13. Конструкции ЗО должны предусматривать возможность их
дезактивации.
6.2. Защитное ограждение
6.2.1. Защитное ограждение предназначено для дополнительного
ограничения утечки радиоактивных веществ в помещения ПЭБ, находящиеся
за пределами защитного ограждения, и в окружающую среду. Защитное
ограждение должно окружать защитные оболочки и все другие помещения
КЗ.
6.2.2. Совмещение границ защитной оболочки и защитного ограждения
не допускается.
6.2.3. С точки зрения локализующих функций к конструкциям
защитного ограждения предъявляются требования водонепроницаемости и
герметичности в объеме обычных требований к судовым помещениям.
6.2.4. Защитное ограждение должно исключать неорганизованный
выброс радиоактивных веществ в атмосферу и обеспечивать направленный
выброс загрязненного воздуха через фильтры или емкости задержки и
барботеры.
6.2.5. В период эксплуатации ПЭБ испытания помещений защитного
ограждения на герметичность могут не проводиться, если в этих
помещениях поддерживается предусмотренное проектом давление ниже
атмосферного.
6.2.6. Конструкции защитного ограждения, при необходимости,
должны обеспечивать возможность их дезактивации.
VII. Требования к оборудованию, размещаемому
в контролируемой зоне
7.1. Конструкция оборудования и коммуникаций реакторных установок
и других технологических систем должна обеспечивать их длительную и
безаварийную эксплуатацию на энергоблоке АТЭС.
7.2. Для снижения дозовых нагрузок персонала в КЗ следует
устанавливать оборудование и приборы, требующие минимального контроля
и обслуживания.
7.3. При проектировании оборудования и коммуникаций, несущих
радиоактивные технологические среды, необходимо обеспечить:
- наименьшую протяженность трубопроводов с максимально возможным
уменьшением количества запорных приспособлений и разъемных соединений;
- необходимую герметичность, надежность эксплуатации и
максимальный межремонтный период;
- возможность проверки герметичности оборудования и трубопроводов
приборами технологического и радиационного контроля без вывода систем
из эксплуатации;
- доступность наружных и внутренних поверхностей оборудования для
дистанционной дезактивации;
- отсутствие застойных зон в оборудовании и коммуникациях;
- расположение запорной арматуры в легкодоступных местах и ее
дублирование.
7.4. Необходимо предусматривать устройства, обеспечивающие сбор и
удаление возможных протечек радиоактивных сред от оборудования,
арматуры и механизмов в систему ЖРО. Удаление радиоактивных вод и
дезактивирующих растворов из помещений и оборудования должно
производиться без применения ручного труда.
7.5. Сборные шпигаты или системы осушения помещений, находящихся
в КЗ, должны быть защищены сетками или решетками, исключающими их
загрязнение посторонними предметами, и оборудованы сигнализаторами о
наличии в них воды.
7.6. Трубопроводы с радиоактивными средами не должны
прокладываться вне КЗ. В случае необходимости они должны иметь
соответствующую защиту от излучений. Для возможности опорожнения от
радиоактивных продуктов трубопроводы необходимо укладывать с уклоном.
7.7. Прокладка транзитных паропроводов и трубопроводов через
помещение новых тепловыделяющих сборок (далее - НТВС) не допускается.
Собственные трубопроводы помещения должны иметь неразъемные
соединения.
7.8. Все технологическое оборудование с радиоактивными средами
систем сбора и хранения радиоактивных отходов, газоаэрозольных
очистных устройств (аппараты, насосы, фильтры, запорная арматура,
трубопроводы и т.п.) следует размещать в специальных помещениях (в
камерах, боксах, коридорах трубопроводов), которые при необходимости
должны иметь защиту от излучений.
7.9. В помещениях контролируемой зоны запрещается устанавливать
оборудование, механизмы и приборы, не относящиеся к этой зоне. Кроме
того, в помещениях 1-й категории КЗ не допускается размещение систем,
трубопроводов и коммуникаций, не имеющих непосредственного отношения к
обслуживанию этих помещений и находящемуся в них оборудованию.
7.10. Транзитные коммуникации и кабельные трассы, не относящиеся
к КЗ, в пределах этой зоны следует прокладывать в специальных
герметизированных коридорах или зашивках. Проходки этих трасс и
коммуникаций в переборках, ограничивающих КЗ или комплекс помещений
определенной категории этой зоны, должны быть герметичными. Прокладка
коммуникаций и кабельных трасс в переборках, служащих защитой от
излучения, должна исключать возможность ослабления защиты.
7.11. Компоновка оборудования и арматуры, прокладка трубопроводов
и кабельных трасс в контролируемой зоне должна выполняться с учетом
удобного доступа к ним персонала для технического обслуживания и
ремонта, ревизии и дезактивации, а также для нанесения защитных
покрытий и зачехления.
7.12. Емкости, трубопроводы, арматура и оборудование, содержащие
радиоактивные среды, должны быть из материалов, выдерживающих
многократную дезактивацию кислыми и щелочными растворами внутренних и
наружных поверхностей.
7.13. Цистерны двойного дна, находящиеся в районе расположения
реакторов и под хранилищами ОТВС, ЖРО и ТРО, использовать для хранения
питьевой или мытьевой воды не допускается.
7.14. Все выгруженные из реактора предметы (ОТВС, оборудование,
детали, приборы и т.д.), имеющие поверхностное загрязнение и
наведенную активность, должны немедленно размещаться в сухие или
заполненные водой емкости (пеналы, чехлы, контейнеры), предназначенные
для дальнейшей транспортировки.
7.15. Наружные крышки люков технологических помещений КЗ
(помещения перегрузки ОТВС, дезактивации, хранения перегрузочного и
демонтируемого оборудования и др.) при отсутствии других средств
открывания, например краном, должны оборудоваться механическими
приводами с выведением дистанционного управления на пост управления
работами или специальный пост управления. При необходимости крышки
должны иметь ручной аварийный привод открывания.
7.16. Все помещения КЗ, в которых возможно образование
радиоактивных аэрозолей, должны иметь закрытия, обеспечивающие их
герметичность. Закрытия должны быть оборудованы сигнализацией их
положения с выводом на центральный пульт радиационного контроля (далее
- ЦПРК).
7.17. Решетчатые конструкции трапов, настилов и переходных
площадок, а также применение вертикальных трапов в контролируемой зоне
не допускаются.
7.18. Радиохимическая лаборатория, мастерские, помещение
дезактивации и спецпрачечная должны быть оборудованы контейнерами
(сборниками) для жидких и твердых радиоактивных отходов и
пробоотборными средствами, которые должны располагаться на штатных
местах.
7.19. Устанавливаемые в контролируемой зоне отопительные приборы
должны иметь гладкие поверхности, стойкие к воздействию
дезактивирующих растворов.
7.20. Все механизмы и оборудование, в том числе поставляемое с
тепловой и звуковой изоляцией, а также тепловая изоляция на переборках
и подволоках должны иметь защитные легко дезактивируемые покрытия или
герметичные кожухи, обеспечивающие возможность проведения многократной
дезактивации.
7.21. Для отдельных элементов и узлов оборудования, которые по
конструктивным соображениям не могут подвергаться жидкостной
дезактивации, должны быть предусмотрены чехлы или кожухи,
предохраняющие от радиоактивного загрязнения.
7.22. Конструктивно и по качеству обработки все поверхности в
контролируемой зоне, в том числе внутренние поверхности оборудования,
контактирующие с радиоактивными средами, по возможности, не должны
иметь выступов, углублений и других неровностей, способствующих
отложению и накоплению радиоактивных загрязнений.
7.23. Компоновочные решения и конструкционные материалы
оборудования, трубопроводов и арматуры систем, предназначенных для
радиоактивных сред, должны выбираться с учетом возможности их
периодической дезактивации.
7.24. Конструкция всех систем с радиоактивными средами должна
обеспечивать возможность контроля их герметичности при строительстве и
в процессе эксплуатации плавучего энергоблока.
7.25. Для защиты от загрязнения радиоактивными веществами
оборудования и оснастки должны предусматриваться устройства для
изготовления чехлов разового пользования или средства для нанесения и
удаления защитных снимаемых покрытий.
7.26. На используемых при перегрузках активных зон и ремонтных
работах инструментах и оборудовании должна быть нанесена информация, и
размещаться они должны на специальных поддонах или в ящиках,
выполненных из легкодезактивируемых материалов. Использование
загрязненного радиоактивными веществами оборудования и инструмента при
работах с неактивным оборудованием категорически запрещено.
7.27. В КЗ системы вентиляции, сжатых газов (воздуха, азота и
т.п.), обогрева коффердамов емкостей хранения ЖРО должны быть
выполнены автономно от общесудовых аналогичных систем.
7.28. Хранилища и цистерны с радиоактивными средами должны быть
окружены коффердамами.
7.29. Применение электрокабелей с открытым металлическим экраном
в контролируемой зоне не допускается. В случае вынужденного применения
электрокабелей с наружным металлическим экраном кабель должен иметь
специальное покрытие наружной поверхности для обеспечения надежной
дезактивации.
VIII. Меры противорадиационной защиты
8.1. Комплекс мер противорадиационной защиты должен обеспечивать
непревышение основных пределов доз, установленных Нормами радиационной
безопасности для персонала и населения. Эффективная доза для персонала
группы А не должна превышать 20 мЗв/год, для персонала группы Б - 5
мЗв/год и для населения - 1 мЗв/год (в среднем за любые
последовательные 5 лет).
8.2. При разработке мер противорадиационной защиты необходимо
учитывать вклад в дозу всех видов ионизирующих излучений от
источников, которые могут воздействовать на персонал и население при
эксплуатации АТЭС, включая внешнее и внутреннее облучение.
Поскольку вклад в эффективную дозу от инкорпорированных
радионуклидов в нормальных условиях эксплуатации мал, допустимо при
расчете доз учитывать только внешнее облучение, а возможный вклад
внутреннего облучения учесть при установлении коэффициента запаса.
8.3. Снижение уровней внешнего облучения персонала и населения в
нормальных условиях эксплуатации должно обеспечиваться:
- созданием защитных экранов и конструкций (биологической защиты)
вокруг источников ионизирующего излучения;
- ограничением времени работы с источниками излучения;
- конструктивными и организационными мерами, предотвращающими
приближение людей к источникам ионизирующего излучения при отсутствии
производственной необходимости (зонирование помещений,
санитарно-пропускной режим);
- оптимальным расположением обитаемых помещений и мест несения
постоянных вахт по отношению к основным источникам ионизирующих
излучений (защита расстоянием);
- установлением коэффициентов запаса по дозе при разработке
системы допустимых уровней.
8.4. Пребывание персонала в необслуживаемых помещениях КЗ-1 в
нормальных условиях эксплуатации должно быть полностью исключено.
Уровни гамма-нейтронного излучения в них не регламентируются.
8.5. В помещениях КЗ плавучего энергоблока может работать только
персонал группы А. Длительность его пребывания в обслуживаемых
помещениях КЗ должна быть ограничена регламентом. Допустимое время
пребывания в каждом помещении КЗ-1 определяется уровнями
гамма-нейтронного излучения в данном помещении. Все планируемые
производственные операции в КЗ должны быть отражены в соответствующих
документах по радиационной безопасности с указанием расчетного времени
для безопасного выполнения этих работ.
В помещениях КЗ-2 могут быть расположены места несения постоянной
вахты персонала группы А, однако необходимость их размещения в КЗ-2
должна быть обоснована в проектных материалах.
8.6. В помещениях ЗКД-1 могут быть расположены места несения
постоянной вахты персонала группы А. Время пребывания персонала группы
Б в помещениях ЗКД-1 с повышенными уровнями ионизирующего излучения
должно быть ограничено регламентом.
8.7. При обслуживании ПЭБ вахтовым методом продолжительность
рабочего периода и промежуток времени между двумя рабочими периодами
определяются в соответствии с действующим законодательством.
8.8. При разработке системы допустимых значений мощности дозы в
помещениях ПЭБ должен быть обеспечен 40% запас по дозе на внутреннее
облучение в нормальных условиях эксплуатации и повышенные уровни
внутреннего и внешнего облучения при перегрузках активных зон,
ремонтных работах и нештатных ситуациях. Рекомендуемые проектные
значения мощности дозы внешнего гамма-нейтронного излучения в
помещениях и на внешних поверхностях плавучего энергоблока с учетом
регламента пребывания приведены в таблице 8.1.
8.9. В отдельных обоснованных случаях по согласованию с органами
госсанэпиднадзора допускаются отступления от приведенных в таблице
величин. При этом в материалах проекта должно быть приведено
обоснование выбранных уровней с учетом регламента обслуживания
механизмов и оборудования, находящегося в помещениях, и соответственно
общего времени пребывания в них персонала. Уровни излучения на
наружных поверхностях плавэнергоблока должны выбираться с учетом
возможного совместного базирования плавэнергоблока и других судов,
проведения работ на пирсе и проведения работ при доковании.
8.10. Расчет биологической защиты ИИИ должен производиться исходя
из проектных значений мощности эквивалентной дозы в помещениях и на
внешних поверхностях плавэнергоблока.
Таблица 8.1
Рекомендуемые проектные значения мощности
дозы внешнего гамма-нейтронного излучения в помещениях
и на наружных поверхностях ПЭБ при номинальной мощности
реакторных установок
--------------------------------------------------------------------------
| Наименование помещений | Мощность дозы, |
| | мкЗв/ч |
|---------------------------------------------------|--------------------|
| Необслуживаемые помещения КЗ-1 | не регламентируется|
| | |
|---------------------------------------------------|--------------------|
| Периодически обслуживаемые помещения КЗ-1: | |
| 1) аппаратные помещения (с усредненным временем | |
| пребывания в них не более 2 часов в месяц с | |
| обязательным снижением мощности соответствующего | |
| реактора до уровня 20% от номинальной): | |
|---------------------------------------------------|--------------------|
| - над крышкой реактора на расстоянии 1 м | 700 |
|---------------------------------------------------|--------------------|
| - остальные посещаемые места на высоте 1 м от | |
| настила | 100 |
|---------------------------------------------------|--------------------|
| 2) помещения, расположенные вне защитной оболочки | |
| (с усредненным временем пребывания в них не более | |
| 72 часов в месяц) | 10 |
|---------------------------------------------------|--------------------|
| Обслуживаемые помещения КЗ-2 (с неограниченным | |
| временем пребывания) | 5 |
|---------------------------------------------------|--------------------|
| Помещения ЗКД: | |
|---------------------------------------------------|--------------------|
| 1) помещения ЗКД-1, обслуживаемые персоналом | |
| групп А и Б (с усредненным временем пребывания в | |
| них персонала группы Б не более 72 часов в месяц) | 5 |
|---------------------------------------------------|--------------------|
| 2) помещения ЗКД-2, включая места несения | |
| постоянных вахт персонала группы Б | 0,25 |
|---------------------------------------------------|--------------------|
| Помещения ЗСвР | 0,1 |
|---------------------------------------------------|--------------------|
| Наружные поверхности ПЭБ: | |
|---------------------------------------------------|--------------------|
| 1) участки открытых палуб, отнесенные к ЗКД | 0,2 |
|---------------------------------------------------|--------------------|
| 2) участки открытых палуб, отнесенные к ЗСвР | 0,1 |
|---------------------------------------------------|--------------------|
| 3) борта выше ватерлинии | 0,2 |
|---------------------------------------------------|--------------------|
| 4) борта ниже ватерлинии и днище ПЭБ | 2 |
--------------------------------------------------------------------------
8.11. При проектировании защиты, где это необходимо, должны
приниматься обоснованные коэффициенты запаса, исходя из реальных
условий и специфики расчета.
8.12. Расчет защиты реакторных установок должен производиться на
номинальную мощность и максимальную допустимую объемную активность
теплоносителя I контура.
8.13. Расчет защиты цистерн для временного хранения ЖРО должен
производиться на максимальную проектную активность при наиболее
неблагоприятном нуклидном составе с учетом сорбции радиоактивных
веществ на внутренних поверхностях цистерн в процессе эксплуатации.
8.14. Расчет защиты помещений для хранения контейнеров с твердыми
радиоактивными отходами должен выполняться для максимального
проектного количества контейнеров на ПЭБ. При этом уровни излучения на
поверхности контейнеров и энергии излучения должны определяться по
материалам проекта.
8.15. При проектировании защиты и компоновке помещений
контролируемой зоны должны быть учтены максимально возможные уровни
излучения от перегрузочного оборудования и демонтируемого оборудования
реакторов.
8.16. Расчет защиты хранилищ ОТВС должен производиться с учетом
максимального проектного количества загруженных сборок, прошедших
полную кампанию, при минимальной выдержке перед загрузкой в хранилище,
предусмотренной проектом.
8.17. Методика проверки эффективности биологической защиты должна
быть согласована с органами госсанэпиднадзора в установленном порядке.
8.18. При проектировании биологической защиты необходимо
предусмотреть удобство и безопасность ее демонтажа при ремонте, а
также снятии с эксплуатации и утилизации ПЭБ.
8.19. Конструкция защиты должна предусматривать возможность ее
усиления (если это окажется необходимым) по результатам сдаточных
испытаний, а также в процессе эксплуатации.
8.20. Материалы защиты должны выбираться с учетом условий
эксплуатации (коррозия, длительное воздействие ионизирующих излучений)
и не должны быть источником токсичных выделений в воздушную среду
помещений. Наружные поверхности защиты должны допускать возможность
проведения многократной дезактивации в течение всего срока
эксплуатации ПЭБ.
8.21. Материалы защиты в течение всего срока эксплуатации ПЭБ
должны обеспечивать проектные защитные свойства.
IX. Требования к системе специальной вентиляции,
кондиционирования и очистки воздуха
9.1. На плавучем энергоблоке АТЭС должна предусматриваться
система специальной вентиляции помещений КЗ и ЗКД, находящихся внутри
защитной оболочки и защитного ограждения.
Основным назначением системы специальной вентиляции является
обеспечение санитарно-гигиенических условий труда в обслуживаемых
помещениях КЗ в соответствии с требованиями НРБ-99, а также
предотвращение распространения РВ в другие помещения ПЭБ и окружающую
среду. Проектирование системы вентиляции и кондиционирования воздуха
помещений ПЭБ следует производить в соответствии с требованиями
ОСПОРБ-99 и иных нормативных документов.
9.2. Система специальной вентиляции должна обеспечивать:
- поддержание требуемого разрежения в помещениях КЗ и ЗКД;
- направленный поток воздуха в сторону помещений с большей
вероятностью загрязнения;
- очистку воздуха от радиоактивных аэрозолей и йода с
осуществлением радиационного контроля;
- создание оптимальных микроклиматических условий в рабочих
помещениях для обслуживающего персонала.
9.3. При разработке системы специальной вентиляции должны быть
учтены следующие требования:
- наличие средств дистанционного управления, сигнализации и
контроля работы системы спецвентиляции в целом и отдельных ее частей;
- оптимизация количества единиц пылегазоочистного оборудования и
протяженности воздуховодов;
- механизация и автоматизация процессов обслуживания, ремонта и
замены элементов системы;
- надежная изоляция пылегазоочистного оборудования как источника
излучения, обеспечивающая безопасность персонала при его обслуживании.
9.4. Система специальной вентиляции должна обеспечивать
вентилирование помещений КЗ-1, КЗ-2 и ЗКД и состоять из автономных
систем вентиляции помещений КЗ-1 (ЗО, арматурная выгородка, помещения
ЖРО, помещение перегрузки ОТВС), КЗ-2 (радиохимическая лаборатория,
помещение дезактивации, клапанов 3 контура и др.) и ЗКД. В свою
очередь, вентиляция каждой ЗО осуществляется с помощью трех автономных
систем:
- системы вентиляции аппаратного помещения;
- системы вентиляции реакторного помещения;
- системы воздушного охлаждения аппаратного помещения.
9.5. Выброс воздуха из помещений защитной оболочки, периодически
обслуживаемых помещений КЗ, расположенных вне ЗО, обслуживаемых
помещений КЗ и помещений ЗКД должен осуществляться по отдельным
каналам (воздуховодам) с исключением перетока воздуха между ними.
9.6. Система специальной вентиляции должна обеспечивать
разрежение:
- в периодически обслуживаемых помещениях КЗ-1 - не менее 300 -
400 Па;
- обслуживаемых помещениях КЗ-2 - не менее 100 - 200 Па;
- в помещениях ЗКД-1 - не менее 50 Па.
9.7. Кратность воздухообмена в помещениях КЗ должна
соответствовать:
- при объеме помещения 100 м3 - 10 1/ч;
- при объеме от 100 до 500 м3 - 5 1/ч;
- свыше 500 м3 - 3 1/ч.
9.8. Основным режимом работы систем вентиляции помещений КЗ-1 и
КЗ-2 является работа по открытому циклу с контролем активности и
очисткой, при необходимости, выбрасываемого воздуха.
9.9. Реакторное помещение может быть оборудовано только вытяжной
вентиляцией с очисткой выбрасываемого воздуха.
9.10. Система вентиляции помещений ЗКД работает по открытому
циклу с удалением воздуха в атмосферу без очистки.
9.11. При перегрузке ядерного топлива и других работах с
открытием люка аппаратного помещения вытяжной вентилятор
перегрузочного помещения должен отключаться и создаваться направленное
движение воздуха из перегрузочного помещения в аппаратное. Отсос
воздуха из-под опорного кольца наводящего устройства должен
производиться постоянно с помощью специальной фильтровентиляционной
системы.
9.12. Системы вентиляции помещений 1 и 2 категорий КЗ должны
иметь 100% резерв оборудования. Запуск резервного оборудования при
остановке находящегося в работе должен производиться автоматически.
9.13. Должна быть предусмотрена очистка наружного воздуха,
подаваемого в помещения КЗ, и его подогрев или кондиционирование.
Возможность попадания воздуха, выбрасываемого из вентиляционных труб и
мачт специальной вентиляции, технических выхлопных устройств и
открытых люков КЗ, в воздухозаборы приточной вентиляции ПЭБ должна
быть исключена.
9.14. Воздух из периодически обслуживаемых помещений и местных
отсосов, в том числе от ванн дезактивации перед удалением в канал
спецвентиляции, должен очищаться от радиоактивных аэрозолей. При
необходимости частой смены фильтров должны быть предусмотрены
сдвоенные каналы вентиляции.
9.15. Разрешается удалять воздух во внешнюю среду без очистки,
если его годовой выброс не превысит установленного для АТЭС суммарного
допустимого выброса, а объемная активность выбрасываемого воздуха не
превысит допустимой объемной активности для населения.
9.16. Переход на замкнутый цикл вентиляции ЗО должен
производиться автоматически при превышении контрольного уровня
объемной активности воздуха в вентиляционных каналах, установленного в
соответствии с пределами безопасной эксплуатации. При мгновенном
раскрытии первого контура должно быть предусмотрено автоматическое
отсечение защитной оболочки.
9.17. Использование рециркуляции воздуха допускается при условии
очистки его от радиоактивных и токсических веществ.
9.18. При неработающей вентиляции должна быть исключена
возможность перетока воздуха по каналам вентиляции из помещений с
большей степенью загрязнения в помещения менее загрязненные.
Во избежание обратного перетока очищаемого воздуха вытяжные
системы должны иметь на напорных участках воздуховодов запорные
клапаны, автоматически закрывающиеся при остановках вентиляторов.
9.19. Высота выброса воздуха из системы спецвентиляции должна
обеспечивать снижение объемной активности радиоактивных веществ в
атмосферном воздухе в месте приземления факела до значений,
обеспечивающих непревышение установленной квоты предела дозы для
населения.
9.20. Участки вытяжных воздуховодов от мест забора воздуха до
фильтров должны иметь легко дезактивируемые покрытия, а их конструкция
должна обеспечивать возможность многократного проведения дезактивации.
9.21. Воздуховоды вытяжных систем и пылегазоочистное оборудование
должны при необходимости иметь защиту от ионизирующего излучения.
9.22. Вентиляционные выгородки должны быть изолированы и не
сообщаться по воздуху с основными производственными помещениями.
9.23. Используемые фильтры должны обеспечивать эффективность
очистки воздуха от радиоактивных аэрозолей не менее 99,99%.
9.24. Паровоздушная смесь от теплообменных аппаратов и
оборудования паротурбинной установки должна удаляться в атмосферу
организованно.
9.25. Оборудование системы спецвентиляции герметичных камер,
боксов и вытяжных шкафов производится в соответствии с требованиями
раздела 3.9 ОСПОРБ-99.
9.26. В помещениях КЗ, где предусматривается проведение работ,
при которых имеет место выделение в воздушную среду радиоактивных
аэрозолей выше допустимых концентраций, необходимо использовать
защитные костюмы с автономным воздухоснабжением. Допускается
использование шланговых пневмокостюмов (пневмошлемов).
9.27. Подача воздуха к шланговым средствам защиты должна
осуществляться через фильтры грубой и тонкой очистки от двух
независимых вентиляционных установок, одна из которых резервная.
Должен быть предусмотрен подогрев подаваемого воздуха в холодное время
года. Включение резервной установки должно производиться автоматически
при выходе из строя основной установки. Следует предусмотреть звуковую
и световую сигнализацию об остановке подачи воздуха к пневматическим
средствам защиты.
X. Требования к санпропускникам,
саншлюзам, спецпрачечной
10.1. Вход в помещения КЗ и выход из них должен осуществляться
через санитарный пропускник.
10.2. Санпропускник должен обеспечивать:
- санитарную обработку персонала со сменой белья, одежды и обуви;
- исключение разноса персоналом радиоактивных загрязнений на
обуви и спецодежде за пределы КЗ;
- контроль загрязнения радиоактивными веществами спецодежды,
обуви и кожных покровов;
- предотвращение распространения радиоактивных газов и аэрозолей
во внешнюю среду;
- хранение чистой спецодежды и дополнительных СИЗ, а также сбор и
временное хранение спецодежды и СИЗ, загрязненных РВ;
- возможность хранения и выдачи индивидуальных дозиметров.
10.3. Граница КЗ проходит внутри санпропускника, разделяя его на
"чистую" и "грязную" зоны. "Грязная" зона санпропускника относится к
КЗ-2.
10.4. Размещение и планировка помещений санпропускника должны
обеспечивать проведение радиационного контроля и санитарной обработки
персонала при выходе из КЗ. Планировка помещений и размещение
оборудования должны быть выполнены таким образом, чтобы встречные
потоки персонала ("чистые" и "грязные") нигде не пересекались.
10.5. В комплекс помещений санпропускника входят:
- раздевалка личной (повседневной) одежды персонала;
- помещение поста контроля радиоактивного загрязнения СИЗ,
спецодежды, обуви и кожных покровов (головы и рук);
- помещение (участок) для раздевания СИЗ и сбора загрязненной
спецодежды;
- раздевалка спецодежды;
- душевая с обтирочной;
- помещение поста контроля радиоактивного загрязнения кожных
покровов после санитарной обработки;
- кладовая для хранения и место для выдачи чистой спецодежды и
дополнительных СИЗ;
- кладовая (место) для хранения грязной спецодежды (при
необходимости);
- кладовые (места) для раздельного хранения "чистого" и
"грязного" хозяйственного инвентаря;
- помещение (место) хранения и выдачи индивидуальных дозиметров;
- туалетные комнаты, оборудованные писсуарами и унитазами.
10.6. Сортировка спецодежды должна производиться с помощью
специальной радиометрической установки или на столе из нержавеющей
стали, оборудованном приборами радиометрического контроля и местной
вентиляцией. Для сбора использованной спецодежды с разделением на
группы должны быть предусмотрены контейнеры и пластиковые мешки.
10.7. В случае обнаружения радиактивного загрязнения личной
одежды и обуви они подлежат дезактивации под контролем СРБ, а при
невозможности их очистки - захоронению.
10.8. Санпропускник следует проектировать исходя из обеспечения
полной санитарной обработки и радиометрического контроля всего
следующего из КЗ персонала (с учетом 10% запаса) в течение 30 минут.
10.9. При количестве женщин, превышающем 25% от общего количества
персонала, работающего в КЗ, необходимо предусмотреть отдельные
раздевалки для женщин и мужчин, а также помещения для гигиены женщин.
При меньшем количестве женского персонала рекомендуется в
санпропускнике предусматривать специальные ниши, а при наличии
теленаблюдения в раздевалках и постах контроля кожных загрязнений
предусматривать для женщин выключатель.
10.10. Помещения раздевалки спецодежды, поста контроля
загрязнения спецодежды и др., душевой, кладовых грязного хозинвентаря
и помещения сбора, сортировки и временного хранения загрязненной
спецодежды и СИЗ должны относиться к КЗ. Допускается размещение всех
помещений санпропускника в пределах защитного ограждения.
10.11. На выходе в помещения КЗ должен предусматриваться
тамбур-шлюз для обеспечения перепада давления, который должен
обеспечивать одновременный проход не менее двух человек и пронос
носилок. В тамбур-шлюзе должна быть обеспечена возможность смены обуви
("режим ног").
10.12. Помещения для раздевания, одевания и хранения личной
одежды и спецодежды персонала должны быть оборудованы шкафчиками для
хранения одежды и скамьями. Число шкафчиков для хранения личной одежды
и спецодежды должно соответствовать требуемой пропускной способности
санпропускника. В раздевалке личной одежды необходимо предусмотреть
пост (аптечку) медицинской помощи. В раздевалке спецодежды следует
предусмотреть умывальник и питьевой фонтанчик с педальным или
бесконтактным управлением. В раздевалке спецодежды должно быть штатное
место для размещения пластикатовых мешков раздельного сбора
загрязненной верхней и нижней спецодежды и обуви.
10.13. В помещении санпропускника должно быть установлено
устройство для сварки пластиката и полиэтилена.
10.14. Душевая санпропускника должна состоять из помещения
собственно душевых и обтирочного помещения. Количество душевых рожков
должно соответствовать требуемой пропускной способности санпропускника
и быть не менее двух. Для повышения качества санитарной обработки
персонала рядом с душевыми могут быть оборудованы термокамеры.
10.15. Перед входом в душевые необходимо оборудовать место для
хранения индивидуальных дозиметров.
10.16. Непосредственно в душевых должны быть оборудованы места
для хранения мыла и моющих средств.
10.17. В помещении душевой необходимо предусмотреть систему стока
мытьевых вод, исключающую застой воды при любом крене ПЭБ.
10.18. Сбор сточных вод от санпропускника осуществляется через
систему осушения в промежуточную цистерну с последующим сливом в
хозяйственно-фекальную канализацию или в систему спецканализации после
радиометрического контроля.
10.19. На ПЭБ необходимо предусмотреть постоянный резерв воды,
возможность ее подогрева и подачи для обеспечения санитарной обработки
персонала, посещающего КЗ в течение двух вахт, при среднем расходе
воды на 1 человека не менее 70 л. Необходимо предусматривать подачу
холодной и горячей воды с изолированными смесителями для каждого
рожка.
10.20. Палубы, переборки, подводлоки помещений санпропускника, а
также поверхности шкафов должны иметь влагостойкие покрытия, слабо
сорбирующие радиоактивные вещества и допускающие легкую очистку и
дезактивацию.
10.21. Размещение кладовой для хранения грязной спецодежды должно
обеспечивать транспортировку одежды, направляемой в стирку, минуя
чистые помещения. Кладовая должна располагаться вблизи помещения поста
радиометрического контроля и раздевалки спецодежды.
Сортировка спецодежды должна производиться по ее виду и степени
радиоактивного загрязнения. Загрязненная спецодежда из раздевалки
передается в кладовую в упакованном виде.
10.22. Кладовая для хранения и выдачи средств индивидуальной
защиты (фартуки, очки, респираторы, дополнительная обувь и др.) должна
размещаться в чистой зоне (вне пределов КЗ) между раздевалкой личной
одежды и помещениями КЗ.
10.23. Площади кладовых для "чистого" и "грязного" белья и СИЗ
должны рассчитываться исходя из пропускной способности санпропускника.
10.24. Помещение поста радиометрического контроля кожных покровов
должно размещаться между душевой и раздевалкой личной одежды
персонала.
10.25. Санитарная обработка персонала при выходе из КЗ должна
производиться независимо от наличия радиоактивного загрязнения в
следующей последовательности:
- снятие средств индивидуальной защиты и спецодежды;
- мытье рук с мылом и щеткой;
- полоскание рта;
- помывка под душем;
- радиометрический контроль кожных покровов.
При наличии остаточного загрязнения тела производится повторная
помывка, но не более трех раз, а также при необходимости промывание
глаз, стрижка волос, ногтей, обработка в термокамере.
Температура воды не должна превышать 40 град. С.
Если после троекратной помывки радиоактивное загрязнение кожных
покровов не снижается до допустимых уровней, определенных НРБ-99,
работник должен направляться в медицинский пункт.
10.26. Для предотвращения распространения радиоактивных веществ
по помещениям КЗ между посещаемыми помещениями КЗ различных категорий
должны размещаться стационарные саншлюзы.
10.27. В саншлюзах должны предусматриваться:
- места для надевания, снятия, хранения и предварительной
дезактивации дополнительных средств индивидуальной защиты;
- пункт очистки и смены спецобуви, оборудованный стеллажами;
- умывальники с подачей горячей и холодной воды;
- пункт радиационного контроля, оборудованный приборами
дозиметрического и радиометрического контроля;
- раздевалка загрязненной спецодежды с возможностью ее замены,
оборудованная скамьями и контейнерами для сбора и временного хранения
грязной одежды;
- места для хранения средств дезактивации.
10.28. На выходе из саншлюза в помещения КЗ 2-й категории должен
предусматриваться тамбур-шлюз для обеспечения перепада давления,
который должен обеспечивать одновременный проход не менее двух человек
и пронос носилок. В тамбурах-шлюзах необходимо предусматривать
блокировку дверей для исключения их одновременного открытия.
Тамбур-шлюз, если в нем предусматривается выполнение требований п.
10.27, может выполнять функции саншлюза.
10.29. Помимо стационарных, возможно использование временных
саншлюзов (особенно при проведении аварийных работ), устанавливаемых
непосредственно у входа в помещение, где проводятся работы.
10.30. Вход в аппаратное помещение защитной оболочки должен
осуществляться через тамбур-шлюз, выдерживающий полное избыточное
давление, принятое для ЗО. Двери тамбур-шлюза должны иметь блокировку,
препятствующую их одновременному открытию, и устройства для
выравнивания давления воздуха.
10.31. На случай радиационной аварии должна быть предусмотрена
возможность развертывания резервного санпропускника.
В раздевалках повседневной одежды основного и резервного
санпропускников должен быть предусмотрен аварийный запас спецодежды и
СИЗ, а на посту радиационного контроля запас дозиметров для
обеспечения аварийной партии при радиационных авариях.
10.32. Проход в ЗКД должен осуществляться под контролем дежурного
дозиметриста с обязательной выдачей индивидуального дозиметра для
персонала группы А.
10.33. Если при отклонениях от нормальных условий эксплуатации в
помещениях ЗКД возможно появление радиоактивных загрязнений, то
конструктивно должна быть предусмотрена возможность прохода в эти
помещения через санпропускник.
10.34. В случае, если проектом ПЭБ предусматривается
спецпрачечная, ее помещения должны делиться на "грязную" и "чистую"
части.
К "грязной" части должны относиться:
- помещение стиральных машин;
- помещение загрузочной с участком сортировки загрязненной
спецодежды;
- кладовая загрязненной спецодежды;
- кладовая моющих средств.
К "чистой" части должны относиться:
- помещения центрифуг, сушильных барабанов и гладильных прессов;
- сушильня для комбинезонов и бахил;
- помещение выходного радиометрического контроля обработанной
спецодежды.
"Грязная" часть должна располагаться в КЗ-2, а "чистая" - в
ЗКД-2.
10.35. Прием "грязного" белья из санпропускника должен
осуществляться в кладовую загрязненной спецодежды, где необходимо
производить ее сортировку по радиоактивной загрязненности.
10.36. Выдача чистой одежды из спецпрачечной должна производиться
в помещение ЗКД-2 через специальное окно.
10.37. Количество и производительность оборудования
спецпрачечной, объем кладовых помещений необходимо рассчитывать исходя
из числа персонала, посещающего КЗ.
10.38. В помещениях спецпрачечной необходимо предусмотреть
систему стока вод в промежуточную цистерну с последующим сливом в
хозяйственно-фекальную канализацию или в систему спецканализации ПЭБ
после радиометрического контроля. При этом должно быть обеспечено
отсутствие застойных зон.
10.39. Вентиляция спецпрачечной должна обеспечивать допустимые
микроклиматические условия работы персонала и создавать направленный
переток воздуха в сторону помещений с большей вероятностью
загрязнения.
10.40. В спецпрачечной необходимо предусмотреть блокировку
закрытия стиральных машин, исключающую их открытие до окончания
стирки, и иметь радиометрические приборы для определения
загрязненности спецодежды до и после стирки.
10.41. Все помещения спецпрачечной должны иметь покрытия из легко
дезактивируемых материалов.
10.42. Если в проекте ПЭБ отсутствует спецпрачечная, необходимо в
обязательном порядке предусмотреть помещение для сбора, сортировки и
долговременного хранения загрязненной спецодежды и СИЗ. Хранение
загрязненной спецодежды и СИЗ допускается в хранилище ТРО, для чего
должно быть предусмотрено соответствующее место.
10.43. Должно быть предусмотрено помещение или штатное место для
мелкого ремонта спецодежды, профилактики и проверки СИЗ и
пневмосредств.
XI. Требования к обращению с ядерным топливом
11.1. Перегрузка активных зон
11.1.1. Транспортно-технологические операции по обращению с
ядерным топливом (далее - ЯТ) должны быть рассмотрены в проекте АТЭС.
Обращение с ЯТ должно осуществляться в соответствии с установленным
порядком.
11.1.2. Выгрузка ОТВС может осуществляться с использованием сил и
средств АТЭС или с помощью дополнительных средств (вспомогательные
суда или береговой комплекс).
11.1.3. Если проектом АТЭС выгрузка из реакторов и последующее
хранение ОТВС предусматривается с использованием сил и средств АТЭС,
для обеспечения перегрузки и размещения свежего и отработавшего
ядерного топлива, перегрузочного оборудования, ЖРО и ТРО, образующихся
в процессе перезарядки, демонтируемого на период перезарядки
оборудования РУ, подготовки и проверки приводов стержней управления и
защиты, дезактивации демонтируемого и перегрузочного оборудования на
ПЭБ должен быть предусмотрен комплекс помещений, расположенный в
защитном ограждении.
11.1.4. Общий объем хранилищ должен соответствовать нормативным
документам, устанавливающим принципы и требования по обеспечению
безопасности при обращении с ядерным топливом, и обеспечивать хранение
ОТВС в течение всего межремонтного периода, предусматриваемого
проектом АТЭС.
11.1.5. Работы по обращению с отработанным ядерным топливом
(далее - ОЯТ) на АТЭС подразделяются на следующие этапы:
- подготовительные операции;
- выгрузка ОЯТ из реакторов и загрузка его в хранилища АТЭС;
- хранение ОЯТ до очередного ремонта АТЭС;
- выгрузка ОЯТ из реакторов и хранилищ АТЭС во время заводского
ремонта.
11.1.6. Перед началом работ по выгрузке ОЯТ на АТЭС должен быть
разработан комплект соответствующей документации.
11.1.7. Допуск персонала АТЭС, участвующего в проведении работ по
выгрузке отработавшего ядерного топлива, к работам в условиях
воздействия ионизирующих излучений, к проведению ПОР производится в
соответствии с требованиями нормативных документов по обеспечению
радиационной и ядерной безопасности.
11.1.8. К выполнению работ допускаются лица из персонала группы А
не моложе 18 лет, прошедшие медицинское освидетельствование,
аттестованные, допущенные к работе, а также прошедшие инструктаж по
технике безопасности, производственной санитарии, противопожарной
безопасности и радиационной безопасности с регистрацией в журнале под
роспись.
11.1.9. Перед началом работ руководитель (бригадир) должен
проинструктировать работающий персонал о безопасных методах выполнения
работ в объеме необходимых инструкций, действующих на АТЭС.
11.1.10. При подготовке организационной и технической
документации должны быть составлены:
- план организационных и технических мероприятий по обеспечению
ядерной и радиационной безопасности при выгрузке ОЯТ;
- план медицинского обеспечения;
- план действий персонала при возникновении аварийных ситуаций
при выгрузке ОЯТ (в том числе ядерных аварий).
11.1.11. В плане материально-технического обеспечения выгрузки
ОЯТ должны быть отражены:
- наличие средств сбора, порядок сбора и передачи на хранение ЖРО
и ТРО, образующихся при выгрузке ОЯТ;
- обеспеченность работ по выгрузке ОЯТ аппаратурой радиационного
контроля;
- обеспечение персонала, участвующего в перегрузке, спецодеждой,
спецобувью и средствами индивидуальной защиты кожи и органов дыхания.
11.1.12. Выгрузка ОЯТ из реактора производится с использованием
штатного перегрузочного оборудования по технологии, согласованной с
органами госсанэпиднадзора. Выгрузка ОЯТ из хранилища и реакторов ПЭБ
и обращение с ним в ремонтной организации осуществляется по технологии
данной организации, согласованной с органами госсанэпиднадзора.
11.1.13. Основными источниками радиационного воздействия на
персонал, работающий во время перегрузки ОЯТ в аппаратной выгородке,
являются штатное оборудование паропроизводящей установки (далее -
ППУ), перегрузочное оборудование, вода I контура, а также средства
технологического оснащения, контактировавшие с внутренними полостями I
контура.
11.1.14. Основными радиационно опасными работами в аппаратном
помещении при выгрузке ОЯТ являются:
- удаление азота из системы газа высокого давления;
- демонтаж приводов системы управления и защиты реактора;
- демонтаж чехлов с поглотителями системы регулирования и защиты;
- демонтаж крышки реактора;
- монтаж координатно-наводящего устройства (КНУ);
- выгрузка ОЯТ из реактора;
- демонтаж КНУ;
- монтаж временной крышки реактора после выгрузки ОЯТ;
- выгрузка шихты ионнообменных фильтров.
11.1.15. Помимо основных мер обеспечения радиационной
безопасности (глава III настоящих Правил), радиационная и связанная с
ней ядерная безопасность при выгрузке ОЯТ обеспечиваются:
- непрерывным контролем за состоянием ЯЭУ и уровнем теплоносителя
в реакторе;
- техническим совершенством и надежностью систем и оборудования
реакторного отсека, контролем их состояния;
- конструкцией и материалами основного и вспомогательного
перегрузочного оборудования, обеспечивающими возможность многократной
дезактивации и простоту ее выполнения;
- механизацией, автоматизацией и дистанционным управлением
транспортно-технологических операций;
- правильной организацией работ, необходимой профессиональной
квалификацией и дисциплиной персонала, участвующего в перегрузке;
- непрерывным взаимным контролем действий персонала при
выполнении операций, связанных с возможностью возникновения аварийного
состояния реактора;
- наличием двухсторонней громкоговорящей связи между постом
управления работами, аппаратным помещением, кранами и хранилищем ОТВС;
- применением при работе с ОЯТ грузоподъемных средств,
соответствующих требованиям безопасности при работе с разрядными
грузами;
- использованием дополнительных средств радиационного контроля;
- установкой дополнительной биологической защиты на оборудование,
которое создает высокие уровни гамма-излучения;
- обеспечением чистоты помещений реакторного отсека;
- мерами, исключающими попадание загрязнений и посторонних
предметов во внутренние полости I контура;
- использованием пластикатовых покрытий в местах вероятного
радиоактивного загрязнения помещений и оборудования реакторного
отсека;
- проведением работ по дезактивации помещений и оборудования
реакторного отсека после окончания каждой смены;
- использованием дополнительных средств индивидуальной защиты
кожи и органов дыхания;
- установкой дополнительных средств вентиляции и местных отсосов;
- строгим соблюдением персоналом, участвующим в перегрузке ОЯТ,
требований действующих нормативных документов;
- нормализацией радиационной обстановки при ее ухудшении по
сравнению с контрольными уровнями;
- системой подготовки и переподготовки персонала, участвующего в
работах по выгрузке ОЯТ из реакторов ПЭБ.
11.1.16. При производстве радиационно опасных работ в помещениях
КЗ осуществляются непрерывное наблюдение за мощностью дозы
гамма-излучения, периодические измерения объемной активности
радиоактивных газов и аэрозолей, а также периодический
радиометрический контроль загрязнения поверхностей, оборудования и
персонала радиоактивными веществами.
Наблюдение должно осуществляться методом дистанционного контроля
с помощью штатной стационарной аппаратуры ПЭБ с автоматическим
звуковым сигнализирующим устройством о превышении установленных КУ
радиационных факторов. При необходимости должна использоваться
нештатная аппаратура радиационного контроля со световой и звуковой
сигнализацией. В реакторном отсеке должны устанавливаться коллективные
дозиметры.
Не менее одного раза в сутки дежурным службы РБ АТЭС должно
проводиться полное или сокращенное радиационное обследование
реакторного отсека с помощью носимых приборов по утвержденной
картограмме.
11.1.17. Проведение в помещениях, задействованных при
перегрузочных работах, работ, не предусмотренных технологическим
графиком выгрузки ОЯТ, запрещается.
11.1.18. По окончании подготовительных работ и по окончании
выгрузки ОЯТ производится радиометрическое обследование помещений КЗ.
11.1.19. При выполнении в процессе перегрузки радиационно опасных
работ должны соблюдаться следующие общие требования:
- время пребывания исполнителей работ в районе повышенной
радиационной опасности определяется СРБ АТЭС и должно быть строго
ограничено;
- на период работ персонал должен быть обеспечен дополнительными
СИЗ и индивидуальными дозиметрами оперативного и аварийного контроля,
конкретный перечень которых определяется службой РБ на основании
обследования рабочих мест;
- должна быть обеспечена надежная вентиляция помещений
реакторного отсека с контролем выбрасываемого воздуха на наличие
радиоактивных веществ, объемная активность которых не должна быть выше
установленных на АТЭС контрольных уровней;
- при проведении работ использование неисправного инструмента,
арматуры, такелажа, измерительных приборов и других технических
средств запрещается;
- работы должны начинаться после проведения на рабочем месте
внеочередного инструктажа персонала, выполняющего работы и
осуществляющего радиационный контроль, а также после получения
разрешения лиц, ответственных за организацию работ и за контроль
обеспечения радиационной безопасности.
11.1.20. При демонтаже перегрузочного оборудования все изделия
перед выгрузкой из аппаратной выгородки необходимо продезактивировать
спиртом или дезактивирующим раствором и завернуть в пленку.
11.1.21. К конкретным радиационно опасным работам могут
предъявляться дополнительные требования по обеспечению РБ в
соответствии с действующей технологической документацией.
11.1.22. В процессе всех работ необходимо исключить попадание во
внутренние полости I контура загрязнений и посторонних предметов.
11.1.23. К началу загрузки НТВС в хранилище они должны быть
проверены и протерты спиртом, должны быть проверены в действии все
блоки детектирования по трассе работ для измерения мощности дозы
гамма-нейтронного излучения с автоматической звуковой и световой
сигнализацией непосредственно в пост управления работами.
11.1.24. В целях обеспечения радиационной и ядерной безопасности
при загрузке НТВС все работы должны осуществляться в соответствии с
техническими требованиями на выполнение соответствующих ПОР,
разработанными, согласованными и утвержденными в установленном
порядке, при строгом соблюдении персоналом, участвующим в работе,
требований действующих нормативных документов по технике безопасности,
радиационной и ядерной безопасности.
11.1.25. В случае осложнения работ по выгрузке ОЯТ из реактора
специальным решением увеличивается численность персонала,
привлекаемого к проведению работ, организуются дополнительные бригады
дезактиваторов.
11.1.26. На ПЭБ должно быть предусмотрено съемное ограждение
участков открытых палуб, включаемых в КЗ при выгрузке ядерного топлива
с борта ПЭБ. На этих участках не допускается расположение палубных
механизмов, спасательных средств и применение деревянных настилов. В
районе работы кранов, обеспечивающих выгрузку, не должны располагаться
трапы для схода на берег.
Должна быть предусмотрена возможность прохода в аппаратное
помещение через санпропускник плавучего контрольно-дозиметрического
поста (далее - ПКДП) в период заводского ремонта и выгрузки ОЯТ с
борта ПЭБ.
11.2. Хранение ядерного топлива
11.2.1. Для обеспечения всего комплекса работ по выгрузке и
хранению ОЯТ на ПЭБ должны быть выделены следующие технологические
помещения:
- хранилище ОТВС;
- помещение хранения, ревизии и ремонта перегрузочного
оборудования;
- помещение доводки (размещения и обработки) крышки реактора;
- кладовые специнструмента;
- помещение хранения штатных съемных трубопроводов (при
необходимости);
- стенд ревизии и ремонта систем управления и защиты реактора
(далее - СУЗ).
11.2.2. Хранилище ОТВС предназначается для хранения в течение
межремонтного периода ПЭБ отработанных сборок активных зон реакторов,
а также сборников отработавшей шихты (СОШ) I и III контуров.
11.2.3. Помещение хранилища ОТВС должно подразделяться на две
части - непосещаемую часть (баки хранилища) и периодически
обслуживаемое помещение загрузки и выгрузки ОТВС, относящееся к 1-й
категории КЗ.
11.2.4. Хранилище должно отвечать установленным требованиям. При
этом:
- конструкция хранилища должна обеспечивать ядерную и
радиационную безопасность и исключать рост реактивности в любых
возможных условиях хранения ОТВС;
- хранилище должно иметь защиту от излучения, снижающую мощность
дозы на наружной поверхности хранилища и бортах ПЭБ до значений,
соответствующих требованиям главы VIII настоящих Правил;
- хранилище должно делиться на секции, в каждой из которых
предусматривается хранение комплекта ОТВС одной активной зоны;
- в хранилище должно быть предусмотрено наличие свободного объема
для выгрузки на любой момент эксплуатации одного полного комплекта
активной зоны;
- секции для хранения ОТВС должны иметь систему отвода тепла и
очистки воды от механических примесей и радиоактивных загрязнений;
- в хранилище должна быть предусмотрена возможность проведения
контроля герметичности оболочек твэлов (далее - КГО);
- оборудование и поверхности хранилища должны изготавливаться из
легко дезактивируемых материалов или иметь дезактивируемые покрытия и
быть легко доступными для дезактивации, конструкция крышки бака
хранилища (настила) должна исключать попадание дезактивирующих
растворов в баки хранилища;
- должны быть предусмотрены колодцы для размещения СОШ,
оборудованные биологической защитой.
11.2.5. Помещение загрузки и выгрузки ОТВС должно отвечать
следующим требованиям:
- вход в помещение должен осуществляться через саншлюз, в котором
необходимо предусмотреть смену обуви, штатные места для спецодежды,
сбора использованных и хранения чистых дополнительных СИЗ;
- должны быть предусмотрены технические приспособления,
максимально обеспечивающие дистанционное управление при загрузке и
выгрузке ОТВС;
- в системе спецвентиляции должны быть предусмотрены отдельные
каналы для вентиляции секций хранилища, конструкция воздухозаборных
устройств должна исключать возможность заброса воды в систему
спецвентиляции;
- воздух, подаваемый в хранилище в зимних условиях, должен
подогреваться;
- режим работы системы спецвентиляции должен предотвращать выброс
радиоактивных газов и аэрозолей при открытых крышках люков на верхней
палубе во время выгрузки ОЯТ с борта ПЭБ;
- подъемные механизмы должны быть аттестованы для работы с
разрядными грузами и позволять перемещать оборудование по всей рабочей
площади хранилища.
11.2.6. Должно быть предусмотрено специальное помещение,
предназначенное для хранения и ревизии перегрузочного оборудования,
относящееся ко 2-й категории помещений КЗ. Помещение должно быть
оборудовано подъемными устройствами, позволяющими перемещать
перегрузочное оборудование по всей его рабочей площади. Перегрузочное
оборудование должно поступать в помещение после дезактивации или в
защитных чехлах. В помещении необходимо предусмотреть штатное место
для контейнеров сбора ТРО с соответствующей защитой.
11.2.7. Основными радиационно опасными работами в хранилище при
загрузке ОЯТ являются:
- транспортировка перегрузочного контейнера с ОЯТ;
- снятие поддона с перегрузочного контейнера;
- установка перегрузочного контейнера на наводящее устройство и
загрузка ОТВС в хранилище;
- удаление наводящего устройства;
- закрытие чехлов пробками;
- закрытие загруженной секции хранилища.
11.2.8. По окончании загрузки ОЯТ должно производиться
радиометрическое обследование помещений хранилища и при необходимости
дезактивация помещений и оборудования.
11.2.9. Хранение новых тепловыделяющих сборок (НТВС) на борту ПЭБ
должно производиться в течение минимального времени от его доставки до
загрузки в реактор и не более двух активных зон одновременно. Для
хранения НТВС должно быть предусмотрено специальное помещение,
расположенное в ЗКД. Оснащение помещений для работ с НТВС должно
соответствовать установленным требованиям.
11.2.10. Помещение для хранения НТВС должно быть оборудовано
стеллажами для хранения НТВС в том положении и состоянии, которое
предусматривается техническими условиями организации - изготовителя
НТВС, и соответствовать требованиям нормативных документов. Помещение
должно быть оборудовано стационарной системой аварийной сигнализации о
возникновении самоподдерживающейся цепной реакции (СЦР) и в полном
объеме всеми элементами физической защиты. Обогрев и вентиляция
помещения НТВС должны осуществляться средствами, исключающими
повышение температуры и влажности воздуха выше значений,
предусмотренных техническими требованиями к условиям хранения НТВС.
Помещение должно быть оборудовано автономной осушительной системой с
сигнализацией в центральный пост управления работами (ЦПУР) о
появлении воды.
11.2.11. Помещения хранения НТВС должны быть оборудованы
стационарными приборами системы радиационного контроля для измерения
мощности дозы гамма-нейтронного излучения с выводом сигнализации на
центральный пункт радиационного контроля (ЦПРК). Вход в хранилище НТВС
должен осуществляться под наблюдением СРБ АТЭС.
XII. Требования к системе
обращения с радиоактивными отходами
12.1. Обращение с РАО, включая транспортирование отходов за
пределы ПЭБ, должно проводиться в соответствии с установленным
порядком. Требования к системам и оборудованию обращения с РАО
изложены в главе VII настоящих Правил.
12.2. При обращении с РАО должен производиться постоянный
радиационный контроль, осуществляемый системой РК, объем которого
определяется СПОРО-2002.
12.3. При обращении с РАО должен осуществляться контроль
технологических процессов, оборудования и материалов, а также контроль
за соблюдением производственной дисциплины, требований техники
безопасности и производственной санитарии с целью выявления и
предотвращения потенциально опасных аварий, вызывающих групповые
поражения людей, отрицательно влияющих на экологию окружающей среды, а
также приводящих к значительному материальному ущербу.
12.4. В проектной документации системы обращения с РАО должно
быть отражено:
- предельное расчетное количество РАО, образующееся за год и за
весь период между заводскими ремонтами;
- физико-химический состав РАО по категориям (в соответствии с п.
п. 3.12.1 и 3.12.2 ОСПОРБ-99);
- обоснование выбора систем обращения с РАО каждой категории с
учетом их хранения и переработки;
- перевод РАО в формы, соответствующие требованиям хранения и
транспортировки;
- обеспечение отбора представительных проб РАО на различных
этапах их переработки и хранения;
- техническое обслуживание систем с указанием пределов их
безопасной эксплуатации;
- учет и контроль за состоянием РАО на всех этапах обращения с
ними.
12.5. Все работы на ПЭБ по перемещению радиоактивных отходов
должны быть максимально механизированы и по возможности
автоматизированы.
12.6. Конкретные схемы обращения с жидкими, твердыми и
газообразными РАО определяются проектом ПЭБ. В случае, если
переработка ЖРО предусматривается на борту ПЭБ, тип и размещение
установки должны быть определены на стадии технического проекта.
12.7. Хранение РАО (за исключением низкоактивных ЖРО) на ПЭБ
должно осуществляться в специально выделенных помещениях 1-й категории
КЗ. Помещения и участки открытых палуб, где производятся работы по
обращению с РАО, должны быть спроектированы так, чтобы исключить
загрязнение ПЭБ и окружающей среды РВ, обеспечить безопасное обращение
с радиоактивными отходами на ПЭБ и передачу их за пределы судна во
время заводского ремонта.
12.8. ТРО собираются в контейнеры, которые в зависимости от
мощности эквивалентной дозы излучения на их поверхности делятся на
транспортные категории в соответствии с установленным порядком. Места
расположения сборников и контейнеров для хранения ТРО при
необходимости должны обеспечиваться защитными приспособлениями для
снижения уровней излучения за их пределами до допустимого уровня.
12.9. На ПЭБ должны быть предусмотрены:
- помещение для размещения контейнеров III - IV категории,
оборудованное защитными боксами или шкафами-сейфами, с постом для
заварки контейнеров;
- помещение для размещения контейнеров I - II категории и мешков,
оборудованное шкафами (закрытыми стеллажами), с постом для загрузки и
заварки пластикатовых мешков и при необходимости прессом для
компактирования мягких радиоактивных отходов.
12.10. В помещениях для контейнеров с ТРО и неконтейнируемого
Страницы: 1 2 |