|
Расширенный поиск
Постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 28.10.2003 № 15812.19. Должна быть исключена возможность замерзания воды и ЖРО в емкостях при доковании ПЭБ во время заводского ремонта. 12.20. Насосы, арматура и другое оборудование, содержащее среднеактивные жидкие отходы, должны размещаться в специальных помещениях, имеющих соответствующую защиту от излучений. Трубопроводы, содержащие такие ЖРО, расположенные вне защищенных помещений, также должны иметь соответствующую защиту. 12.21. Емкости ЖРО следует проектировать вкладными, с наружным набором и наклоном к сливному отверстию. Внутренние поверхности должны быть гладкими. В случае, если переработка ЖРО не предусмотрена, полезный объем цистерн для сбора ЖРО должен быть рассчитан на прием всего количества ЖРО, которое может образоваться за весь межремонтный период. Для приема среднеактивных отходов следует предусматривать не менее двух цистерн. 12.22. Емкости, арматура, трубопроводы и другое оборудование системы обращения с ЖРО должны быть выполнены из материалов, не подвергающихся коррозии, обеспечивающих возможность многократной дезактивации наружных и внутренних поверхностей в течение всего срока эксплуатации ПЭБ, и не иметь застойных участков. 12.23. Должны быть предусмотрены: - возможность барботажа вод в емкостях; - дезактивация и химическая очистка их внутренних поверхностей во время заводского ремонта; - определение уровня заполнения; - возможность пробоотбора вод из каждой емкости ЖРО и промежуточной емкости для вод санпропускника. 12.24. Передача ЖРО из одной емкости в другую должна производиться только принудительно. Возможность перелива вод из емкостей должна быть конструктивно исключена. 12.25. Емкости с ЖРО должны иметь воздушники с выходом в помещения их расположения. 12.26. Управление основной арматурой системы сбора и удаления ЖРО должно быть дистанционным, централизованным и осуществляться из поста управления арматурой. 12.27. Система передачи ЖРО за пределы ПЭБ должна исключать загрязнение судна и окружающей среды. Следует предусмотреть отдельные трубопроводы для среднеактивных и низкоактивных вод. 12.28. Клапаны системы выдачи ЖРО должны быть быстрозапорными, устанавливаться в специальных выгородках и постах выдачи вод и иметь местное и дистанционное управление, а при необходимости - автоматическое отключение. 12.29. На трубопроводах передачи ЖРО должны быть установлены параллельно два механических фильтра, из которых один - резервный. Должна быть предусмотрена возможность безопасного выема фильтрующего патрона с накопленным осадком. 12.30. Патрубки для присоединения съемных коммуникаций должны размещаться вблизи бортов в специальной выгородке. В местах присоединения коммуникаций следует предусмотреть поддоны с дренажом в систему сбора ЖРО. Должны быть предусмотрены места для дезактивации и хранения съемных коммуникаций. Их длина и концевые соединения должны соответствовать базовым средствам приема ЖРО. Должна быть предусмотрена возможность проверки герметичности съемных трубопроводов перед началом работ и их полного осушения после окончания работ. 12.31. На всех трубопроводах осушения непосредственно перед коллекторами должны быть предусмотрены запорные устройства. 12.32. Следует предусматривать возможность продувания сжатым воздухом, промывки водой и дезактивирующими растворами трубопроводов и сборных коллекторов. 12.33. Газообразные радиоактивные отходы подлежат выдержке и (или) очистке на фильтрах с целью снижения их активности до регламентированных уровней, после чего могут быть удалены в атмосферу. 12.34. Должен осуществляться непрерывный радиационный контроль газоаэрозольных выбросов. При этом газовая и аэрозольная активность воздуха должна определяться на выбросе и в отдельных каналах, по которым воздух поступает в вентиляционную мачту из различных помещений. Все блоки детектирования радиационного контроля должны быть оборудованы предупредительной сигнализацией. 12.35. Необходимо предусматривать также непрерывное автоматическое измерение объема воздуха, выбрасываемого через вентиляционную мачту, как при нормальных условиях эксплуатации, так и при аварийных ситуациях с выводом информации в систему радиационного контроля. 12.36. При стравливании газа из системы газа высокого давления (далее - ГВД) и баллонов вакуумирования необходимо: - определить объемную активность аэрозолей и ИРГ (для системы ГВД); - стравливание газа производить с помощью установки для сброса газа, применяя очистку и (при необходимости) разбавление. XIII. Требования к дезактивации и защитным покрытиям 13.1. На ПЭБ должен быть предусмотрен комплекс организационно-технических мероприятий по дезактивации производственных помещений и оборудования, включающий: - систему контрольных уровней; - комплекс технических средств. 13.2. В составе оборудования и технических средств дезактивации необходимо предусматривать: - узел приготовления дезактивирующих растворов; - систему стационарных и переносных трубопроводов, обеспечивающих подачу дезактивирующих растворов, пара, пресной воды и сжатого воздуха во все помещения КЗ; - приспособления и устройства для обработки дезактивационными растворами поверхностей помещений и оборудования (пароэжекторы, гидромониторы, пеногенераторы и т. п.); - автономные переносные устройства для дезактивации труднодоступных мест и небольших участков загрязненных поверхностей; - систему циркуляции растворов через цистерны для хранения ЖРО, дезактивируемые с помощью гидромониторов во время заводского ремонта ПЭБ; - системы дезактивации трубопроводов выдачи ЖРО, оборудования и коммуникаций комплекса по переработке вод санпропускника и спецпрачечной; - рабочие места для демонтажа (монтажа), разборки, мелкого ремонта и временного хранения загрязненного радиоактивными веществами оборудования, обеспеченные специальной оснасткой; - ванны, столы, стеллажи, поддоны для дезактивации мелкого, среднего и крупногабаритного оборудования, инструмента, ремонтной оснастки и приспособлений; - чехлы и пленки для временной изоляции чистого и загрязненного оборудования; - устройства и приспособления для приготовления, нанесения и удаления дезактивирующих и изолирующих пленкообразующих составов; - кладовые для хранения расходных материалов, инструмента и запасных частей. 13.3. Работы по дезактивации помещений и оборудования должны быть максимально механизированы и, по возможности, выполняться дистанционно. 13.4. Выбор методов, технических средств дезактивации и используемых материалов определяется видом дезактивационных работ, конструктивными особенностями дезактивируемого оборудования, характером поверхностей, уровнями радиоактивного загрязнения, требуемой степенью очистки и т. п. и приводит к образованию минимальных количеств ЖРО. 13.5. Все радиоактивные загрязнения должны быть удалены с рабочих мест и помещений в минимально короткие сроки (не позднее конца рабочей смены) для предотвращения их распространения и прочной фиксации на поверхностях и оборудовании. 13.6. На случай возможных аварий должны быть предусмотрены способы и средства для дезактивации открытых палуб при отрицательных температурах. 13.7. Узел приготовления дезактивирующих растворов и пленкообразующих составов должен включать в себя оборудование для дозирования реагентов, аппаратуру для приготовления и хранения растворов, насосы. Помещения узла, кладовая химических реактивов и кладовая запасных инструментов и принадлежностей (далее - ЗИП) средств дезактивации должны размещаться вне КЗ. В КЗ размещаются помещения для дезактивации оборудования и расходная кладовая дезактивационного имущества. 13.8. Запас химических реактивов для приготовления дезактивирующих растворов должен быть рассчитан на обработку помещений КЗ и оборудования в течение года. Должно быть обеспечено раздельное хранение сухих компонентов дезактивирующих рецептур, кислот и щелочей вблизи узла приготовления растворов. 13.9. Габариты и устройство дезактивационных ванн, поддонов и столов должны обеспечивать возможность обработки всего оборудования, подлежащего дезактивации. 13.10. Должны быть обеспечены простота и удобство обслуживания дезактивационных ванн и их теплоизоляция. Операции по загрузке и выгрузке оборудования должны быть механизированы. Для загрузки и выгрузки мелкого оборудования должны быть предусмотрены специальные корзины. 13.11. Ванны, поддоны, столы для проведения дезактивационных работ должны быть оборудованы местной вытяжной вентиляцией с фильтрами очистки удаляемого воздуха. 13.12. Для дезактивации крупногабаритного сложнопрофильного оборудования должны быть предусмотрены специальная оснастка и оборудование. 13.13. Технические средства и оборудование, применяемые при дезактивации, должны быть изготовлены из коррозионно-стойких, легко поддающихся дезактивации материалов. 13.14. Способы нанесения и удаления дезактивирующих и изолирующих пленкообразующих составов должны быть технологичными, надежными, безопасными для работающих и, как правило, механизированными. 13.15. Дезактивация спецодежды и других средств индивидуальной защиты производится в спецпрачечной (см. раздел 11). 13.16. Для облегчения работ по дезактивации поверхности помещений КЗ и размещаемого в КЗ оборудования должны изготавливаться из материалов, обладающих удовлетворительными активационно-дезактивационными свойствами, или иметь защитные дезактивируемые покрытия. Края покрытий полов должны быть подняты и заделаны заподлицо со стенами. Полы должны иметь уклон для стока дезактивирующих растворов в соответствующие приямки и емкости. Полотна дверей и переплеты окон должны иметь простейшие профили. Оборудование и рабочая мебель должны быть закреплены за помещениями, иметь гладкую слабосорбирующую поверхность, простую конфигурацию. 13.17. Дезактивируемые покрытия и материалы должны отвечать следующим требованиям: - слабо сорбировать радиоактивные вещества; - дезактивироваться принятыми на АТЭС (штатными) методами в течение всего проектного срока службы при ожидаемых и допустимых уровнях загрязнения; - не разрушаться и не ухудшать свои дезактивационные свойства при многократном воздействии загрязняющих и дезактивирующих сред; - позволять в процессе эксплуатации производить замену и ремонт отдельных участков. 13.18. Радиационная безопасность при проведении дезактивационных работ обеспечивается: - контролем радиационной обстановки до начала и в ходе дезактивационных работ с помощью приборов, входящих в СРК; - эффективными мерами индивидуальной защиты персонала; - использованием общеобменной и местной вентиляции; - мерами, исключающими разнос радиоактивных загрязнений; - наличием средств связи и оповещения. XIV. Методы и средства индивидуальной защиты и личной гигиены 14.1. На ПЭБ должен быть запас основных и дополнительных средств индивидуальной защиты, достаточный для обеспечения аварийных и аварийно-восстановительных работ. Запас средств индивидуальной защиты одноразового применения и многоразового использования должен своевременно пополняться. 14.2. Выбор средств индивидуальной защиты производится СРБ АТЭС в зависимости от состояния радиационной обстановки, температуры и влажности воздуха на рабочем месте и характера проводимых работ. 14.3. Средства индивидуальной защиты, применяемые при работах с радиоактивными веществами в открытом виде, могут быть основными и дополнительными. Использование дополнительных СИЗ зависит от уровня и характера возможного радиоактивного загрязнения. 14.4. К основным средствам индивидуальной защиты относятся: нательное спецбелье, носки, комбинезон или костюм (куртка, брюки), легкая спецобувь, шапочка или шлем, перчатки хлопчатобумажные или рукавицы, одноразовые полотенца и носовые платки, одноразовые респираторы. В отдельных случаях костюм может быть заменен халатом. При работах на открытом воздухе в холодное время года должны использоваться верхняя теплая спецодежда и теплые головные уборы. 14.5. К дополнительным средствам индивидуальной защиты относятся: - средства защиты органов дыхания (респираторы многоразового использования, противогазы, автономные изолирующие дыхательные аппараты, пневмошлемы, шланговые дыхательные аппараты и др.); - изолирующие костюмы (шланговые и автономные пневмокостюмы и др.); - дополнительная спецодежда из пленочных и пластикатовых материалов или материалов с полимерным покрытием (нарукавники, фартуки, полухалаты, полукомбинезоны и др.); - специальная обувь (ботинки, сапоги, галоши, хлопчатобумажные и пластиковые бахилы и др.); - средства защиты глаз (очки, защитные щитки); - средства защиты рук (рукавицы, защитные резиновые и комбинированные перчатки и др.). 14.6. Дополнительная спецодежда, спецобувь и средства защиты рук (кроме основных СИЗ) в обязательном порядке должны использоваться персоналом, работающим в условиях, когда уровни радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей превышают или могут превысить допустимые уровни для помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования, персоналом, работающим с радиоактивными растворами, порошками, и персоналом, проводящим уборку помещений, в которых ведутся работы с радиоактивными веществами. 14.7. Средства индивидуальной защиты для работ с радиоактивными веществами и открытыми ИИИ должны быть одноразовыми либо изготовленными из хорошо дезактивируемых материалов. 14.8. Персонал, выполняющий работы по сварке или резке металла, загрязненного радионуклидами, должен быть снабжен специальными СИЗ (в том числе и средствами защиты глаз) из искростойких хорошо дезактивируемых материалов. 14.9. При работах, когда возможно загрязнение воздуха помещений радиоактивными газами и парами или объемная активность аэрозолей в воздухе рабочих помещений выше 200 ДОАперс для смеси радиоуклидов и применение фильтрующих средств защиты органов дыхания не обеспечивает радиационную безопасность, необходимо в обязательном порядке применять изолирующие защитные средства. 14.10. Если на рабочем месте объемная аэрозольная активность воздуха для смеси радионуклидов меньше 200 ДОАперс, при выборе фильтрующих или изолирующих СИЗ органов дыхания необходимо обеспечить условия, при которых объемная активность вдыхаемого воздуха с учетом коэффициента проскока меньше допустимой среднегодовой объемной активности в воздухе ДОАперс. 14.11. Все работающие, которым по характеру производственной деятельности необходимо использовать средства индивидуальной защиты, должны проходить обучение и инструктаж по правилам пользования СИЗ с обязательными тренировками по применению этих средств. 14.12. При переходе из помещений с высокими уровнями радиоактивного загрязнения в более "чистые" помещения необходимо контролировать уровни радиоактивного загрязнения СИЗ, а при переходе из помещений 1 категории в помещения 2 категории необходимо снимать дополнительные средства индивидуальной защиты. 14.13. В расходной кладовой санпропускника, оборудованной стеллажами и шкафами, должно храниться по 2 комплекта СИЗ на каждого посещающего КЗ с учетом 10% резерва. Должны быть предусмотрены штатные места для хранения дополнительных СИЗ в расходной кладовой санпропускника и в саншлюзе перед входом в периодически обслуживаемые помещения (1 зона). 14.14. Должны предусматриваться специальные помещения для сушки спецодежды, используемой при работах на открытом воздухе. 14.15. На ПЭБ должен быть обеспечен раздельный сбор использованной спецодежды по виду, характеру и уровням ее радиоактивного загрязнения. Смена основной спецодежды и белья должна осуществляться персоналом не реже 1 раза в 10 дней. 14.16. По уровням радиоактивного загрязнения основная спецодежда делится на две группы: - спецодежда, загрязненная радиоактивными веществами в пределах допустимых уровней, определенных НРБ-99 (табл. 8.9), и направляемая на обработку в спецпрачечную по общегигиеническим показателям; - спецодежда, уровни загрязнения которой превышают допустимые. Уровни радиоактивного загрязнения спецодежды оцениваются по максимальным измеренным значениям. 14.17. Загрязненные выше допустимых уровней белье, спецодежда и спецобувь должны направляться на дезактивацию (как правило, в спецпрачечную при ее наличии на ПЭБ). По согласованию с органами госсанэпиднадзора устанавливается предельный уровень загрязнения спецодежды и других СИЗ, при превышении которого они не подлежат дезактивации. 14.18. Дополнительные средства индивидуальной защиты (пленочные, резиновые, с полимерным покрытием) после каждого использования должны подвергаться предварительной дезактивации в санитарном шлюзе или в другом специально отведенном месте КЗ. Если после дезактивации их остаточное загрязнение превышает допустимый уровень, дополнительные СИЗ должны быть направлены на дальнейшую дезактивацию. 14.19. Проектом может быть предусмотрена передача в отходы всей радиоактивно-загрязненной спецодежды без ее дезактивации. 14.20. Снятие дополнительных СИЗ должно производиться таким образом, чтобы исключить загрязнение основных средств защиты. Сначала снимается пластикатовая спецодежда и спецобувь, затем перчатки, в последнюю очередь - средства защиты органов дыхания и глаз. При пользовании резиновыми перчатками должна постоянно контролироваться их целостность (отсутствие проколов, надрезов, надрывов). 14.21. Выбор СИЗ (в том числе и аварийных комплектов) должен основываться на прогнозировании радиационной обстановки, микроклимата и интенсивности работ в нормальных и аварийных условиях. Предпочтение должно отдаваться средствам, обеспечивающим эффективную защиту и оказывающим наименьшее влияние на функциональное состояние организма и работоспособность персонала. 14.22. В помещениях для работ с РВ в открытом виде не допускаются: - пребывание персонала без необходимых СИЗ; - прием пищи, курение, пользование косметическими принадлежностями; - хранение пищевых продуктов, табачных изделий, домашней одежды и других предметов, не имеющих отношения к работе. Умывальники в таких помещениях должны быть оборудованы педальным или бесконтактным управлением с подводкой горячей и холодной воды. 14.23. При радиоактивном загрязнении кожных покровов должны использоваться в качестве средств их дезактивации препараты (моющие средства), эффективно удаляющие загрязнения и не увеличивающие поступление радионуклидов через кожу в организм. Последнее обстоятельство является определяющим при работах с высокотоксичными радионуклидами. XV. Требования к системе подачи тепла на берег 15.1. Для обеспечения радиационной безопасности при использовании горячей воды, поступающей с АТЭС, в бытовых целях система нагрева воды тепловой сети должна исключать загрязнение ее радиоактивными веществами. 15.2. Передача тепловой энергии от пара второго контура в тепловую сеть берега должна осуществляться через систему промежуточного контура. Между вторым и промежуточным контурами, а также между промежуточным контуром и тепловой сетью берега должны располагаться герметичные теплообменники. 15.3. Трубопроводы и теплообменники устройства передачи тепловой энергии на берег должны сохранять работоспособность и герметичность при любых гидрометеорологических условиях, а также при допустимых проектом крене и дифференте ПЭБ. 15.4. Для исключения утечки активности в тепловую сеть в ней должно поддерживаться более высокое давление воды, чем в промежуточном контуре. Давление в промежуточном контуре должно быть больше, чем во втором. Разности давлений определяются проектантом ППУ и должны быть согласованы с органами госсанэпиднадзора в составе проекта АТЭС. 15.5. Объемная активность воды в тепловой сети с учетом возможного радионуклидного состава загрязнений не должна превышать допустимой объемной активности воды открытых водоемов и других источников водоснабжения (уровень вмешательства в соответствии с Приложением П-2 НРБ-99). Значение уровня вмешательства для возможной смеси радионуклидов в воде промежуточного контура и тепловой сети должно определяться в проекте АТЭС, уточняться в процессе эксплуатации станции и согласовываться с органами госсанэпиднадзора. 15.6. В процессе нормальной эксплуатации теплофикационной установки АТЭС активность воды промежуточного контура не должна превышать уровень вмешательства более чем в 10 раз. 15.7. Уровни объемной активности воды промежуточного контура и тепловой сети должны непрерывно контролироваться автоматической системой радиационного технологического контроля с выдачей информации на центральный пульт системы радиационного контроля. Кроме того, должен быть обеспечен систематический контроль нуклидного состава воды промежуточного и сетевого контуров. 15.8. Должен осуществляться непрерывный контроль перепадов давления греющих сред теплофикационной установки: - между паром II контура на входе в теплообменник промежуточного контура и водой промежуточного контура на выходе из теплообменника; - между водой промежуточного контура на входе в сетевой теплообменник и водой тепловой сети на выходе из теплообменника. 15.9. При десятикратном превышении допустимой объемной активности воды промежуточного контура или сетевой воды (пп. 15.5, 15.6 данных Санитарных правил), а также при снижении разностей давления между вторым и промежуточным контурами и между промежуточным контуром и тепловой сетью до предельных уровней, определяемых проектом, должно производиться автоматическое отключение теплосети и выводиться из действия негерметичное оборудование. 15.10. Для предотвращения поступления радиоактивных веществ в систему потребителей тепла должна быть предусмотрена надежная арматура, отсекающая сетевой контур теплоснабжения от сетевых теплообменников при нарушении нормальных условий эксплуатации. Отсекающая арматура должна иметь дублирование. XVI. Организация производственного контроля за обеспечением радиационной безопасности 16.1. Общие требования 16.1.1. Производственный контроль за обеспечением радиационной безопасности (далее - радиационный контроль, РК) включает в себя радиационный дозиметрический контроль, радиационный технологический контроль и радиационный контроль окружающей среды. 16.1.2. Радиационный контроль осуществляется с целью: - получения необходимой информации о состоянии радиационной обстановки на АТЭС, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения; - определения степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований нормативов, включая непревышение установленных НРБ-99 основных пределов доз и допустимых уровней при нормальной работе; - получения необходимой информации о радиационной обстановке в случае радиационных аварий для оперативного принятия оптимальных решений по защите персонала, населения и окружающей среды; - технологического контроля параметров ЯЭУ и других установок, содержащих радиоактивные среды. 16.1.3. Радиационный контроль на АТЭС осуществляется лабораторией службы радиационной безопасности (СРБ), аккредитованной в установленном порядке. 16.1.4. Система радиационного контроля (СРК) предназначена для выполнения радиационного технологического и радиационного дозиметрического и индивидуального контроля с отображением на пультах и выдачи в другие системы ПЭБ информации, необходимой для ограничения на ПЭБ факторов радиационного воздействия в пределах норм, регламентированных НРБ-99 в классах эксплуатационных состояний КС1 - КС4, а также индивидуального контроля облучения персонала. 16.1.5. При запроектных авариях данные СРК используются для выработки организационных мероприятий, направленных на снижение радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду. 16.1.6. Объем радиационного контроля должен определяться исходя из вида и количества задач, решаемых средствами РК, размещения и компоновки КЗ и ЗКД, типа и особенностей размещения РУ и перегрузочного блока, архитектурно-конструктивных особенностей ПЭБ. 16.1.7. СРК должна включать в свой состав: - информационно-вычислительную аппаратуру РК; - датчики и блоки детектирования, обеспечивающие получение и первичную обработку информации по всем задачам системы; - приборы и устройства для обработки сигналов, получаемых от датчиков РК; - стационарные и переносные автономные приборы РК; - средства индивидуального дозиметрического контроля внутреннего и внешнего облучения персонала, лабораторные средства для работы с пробами и комплект приборов для проверки аппаратуры РК. 16.1.8. Система РК осуществляет: - контроль состояния системы первого контура, включая состояния твэлов и СВП; - контроль протечек из первого контура во второй с определением текущего ПГ; - контроль протечек из первого контура в третий; - контроль протечек из первого контура в помещения ЗО с регистрацией параметров; - контроль газовой и аэрозольной активности в защитных оболочках и помещениях КЗ; - контроль газовой и аэрозольной активности удаляемого в окружающую среду воздуха с регистрацией параметров в точках повышения активности; - контроль радиационной обстановки в помещениях ПЭБ; - индивидуальный дозиметрический контроль персонала группы А и групповой дозиметрический контроль персонала группы Б; - контроль загрязнения радиоактивными веществами поверхностей помещений и оборудования КЗ; - контроль загрязнения радиоактивными веществами СИЗ, спецодежды и кожных покровов; - контроль активности и определение нуклидного состава твердых, жидких и сыпучих проб; - контроль объемной активности воды промежуточного контура системы теплоснабжения; - контроль и оценку содержания радионуклидов в организме человека; - контроль объемной активности контура охлаждения в хранилищах ОТВС; - контроль протечек из контуров охлаждения хранилища ОТВС; - контроль герметичности защитных оболочек; - контроль за перегрузкой топлива и его хранением; - информационно-вычислительные задачи. 16.1.9. Согласно п. 3.13.1 ОСПОРБ-99 вклад природных источников излучения в облучение персонала в производственных условиях должен контролироваться и учитываться при оценке доз в 3 тех случаях, когда он превышает 1 м в в год. 16.2. Требования к контрольным уровням радиационных факторов 16.2.1. С целью оперативного контроля за радиационной обстановкой, предотвращения превышения основных пределов доз персонала и населения, закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности и обеспечения дальнейшего снижения уровней облучения персонала и населения, а также контроля радиоактивного загрязнения окружающей среды на АТЭС должны устанавливаться КУ для всех контролируемых параметров. Учитывая то обстоятельство, что поступление радионуклидов в организм персонала при нормальной радиационной обстановке практически отсутствует, а в случае ухудшения радиационной обстановки должно быть предотвращено своевременным использованием СИЗ органов дыхания, контрольное годовое поступление радионуклидов может не устанавливаться. 16.2.2. Перечень и числовые значения контрольных уровней определяются в соответствии с условиями работы и согласовываются с органами госсанэпиднадзора. 16.2.3. При установлении КУ радиационных факторов следует учитывать неравномерность радиационного воздействия во времени. Если воздействие радиационного фактора относительно равномерно в течение всего года, то КУ должны быть ниже допустимых уровней. В тех случаях, когда время радиационного воздействия значительно меньше использованного при расчетах допустимых уровней, а снижение уровня радиационного фактора связано с существенными трудностями, КУ могут превышать допустимые уровни, установленные НРБ-99 и ОСПОРБ-99 (при условии непревышения годового предела дозы). Контрольные уровни для объектов окружающей среды не должны превышать допустимых значений и уровней вмешательства, установленных в НРБ-99 (Приложение П-2). 16.2.4. КУ устанавливаются на рабочих местах и в помещениях КЗ, ЗКД, ЗСвР, ПЭБ и на территории промплощадки, СЗЗ, ЗН АТЭС. Выбор мест (точек), в которых устанавливаются КУ, необходимо проводить с учетом расположения источников излучения и загрязнения, а также мест пребывания персонала и населения. 16.2.5. Основными этапами разработки системы КУ являются: - сбор, обобщение и анализ фактических данных о радиационной обстановке и дозах облучения; - проведение специальных дозиметрических и радиометрических измерений (при необходимости); - определение типичных вариантов радиационной обстановки и основных радиационных факторов для каждого этапа работ; - определение перечня устанавливаемых КУ; - уточнение фактического и планируемого времени работы персонала в условиях воздействия радиационных факторов на каждом этапе и за год в целом; - установление, согласование и утверждение КУ радиационных факторов. 16.2.6. Во всех случаях КУ должны быть установлены настолько низкими, насколько это практически возможно. При этом необходимо исходить из обязательного непревышения ранее достигнутых низких значений радиационных факторов. Любое превышение КУ является основанием для немедленного выяснения причин ухудшения радиационной обстановки, принятия мер по их устранению, а также для разработки и осуществления дополнительных организационно-технических мероприятий по предотвращению в будущем подобных случаев. При превышении КУ доз облучения персонала на отдельном этапе работ или месячных доз облучения необходимо принять меры по снижению доз облучения за последующие месяцы текущего года. 16.2.7. Для планирования и организации контроля профессионального облучения вводятся контрольные уровни эффективной дозы и эквивалентной дозы облучения отдельных органов (при необходимости): - уровень исследования (У ), равный максимальному значению и дозы, накопленной за операцию, для данной профессиональной группы, которое может иметь место при нормальном течении технологического процесса и достигнутом уровне защищенности на ПАТЭС; - уровень действия (У ), равный квоте от годового предела дозы д для персонала, устанавливаемой для данной профессиональной группы на данную операцию с учетом непревышения годового предела дозы. 16.2.8. Для проникающего излучения устанавливаются: - У , равный максимальному значению мощности дозы, которая и может иметь место при нормальном течении технологического процесса; - У исходя из непревышения У дозы для данной операции (с д д учетом многофакторности воздействия), а также проектного уровня для данного оборудования или помещения (при его наличии). 16.2.9. Для аэрозолей устанавливаются: - У , равный максимальному значению объемной активности и аэрозолей воздуха, которая может иметь место при нормальном течении технологического процесса и достигнутом уровне защищенности на АТЭС; - У , превышение которого свидетельствует о серьезном д нарушении технологического процесса (по опыту эксплуатации АТЭС). 16.2.10. Для радиоактивного загрязнения устанавливаются: - У , равный максимальному значению загрязнения, которое и может иметь место при нормальном течении технологического процесса и достигнутом уровне защищенности на АТЭС; - У , превышение которого свидетельствует о серьезном д нарушении технологического процесса (по опыту эксплуатации) и который не может быть выше приведенного в таблице 8.9 НРБ-99. 16.2.11. Для объемной активности выбрасываемой газовой смеси системы ГВД после разбавления рекомендуется У устанавливать равным д 3 400 кБк/м 16.2.12. При превышении У для одного или нескольких и радиационных факторов следует провести расследование причин превышения и, при необходимости, провести мероприятия по улучшению радиационной обстановки. При превышении У следует в обязательном порядке провести д мероприятия по защите персонала, улучшению радиационной обстановки и восстановлению нормального течения технологического процесса. КУ согласовываются с органами госсанэпиднадзора. 16.2.13. КУ годовых доз внешнего облучения определяются на основании данных о фактических и расчетных дозах. Расчет доз производится исходя из значений КУ мощности эквивалентной дозы излучения и планируемого времени работы (пребывания) персонала в условиях воздействия радиационных факторов. КУ доз устанавливаются для различных профессиональных групп персонала, определяемых в зависимости от условий облучения. 16.2.14. КУ содержания радионуклидов в организме устанавливаются для лиц, работающих в условиях возможного радиоактивного загрязнения воздуха, на основании результатов контроля внутреннего облучения. 16.2.15. Для СЗЗ и ЗН устанавливаются КУ: - мощности эквивалентной дозы на территории; - объемной активности аэрозолей; - плотности радиоактивных выпадений; - содержания радионуклидов в питьевой воде; - содержания радионуклидов в морской воде и донных отложениях (грунте). Дополнительно могут разрабатываться и устанавливаться КУ содержания радионуклидов в почве, растительном покрове, перифитоне, водорослях и других объектах окружающей среды, а также КУ содержания реперных радионуклидов в различных объектах окружающей среды. Исходными данными для разработки КУ радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды являются результаты контроля, проводимого СРБ. Данные о концентрациях радионуклидов в объектах окружающей среды должны подвергаться статистической обработке. 16.2.16. КУ разрабатываются СРБ и утверждаются руководителем организации. При согласовании значений КУ в органы госсанэпиднадзора должны представляться обоснования и расчеты, подтверждающие непревышение предела дозы. 16.2.17. КУ устанавливаются на срок не более трех лет. По истечении этого срока, а также при изменении характера (технологии) работ, времени воздействия радиационных факторов, существенных изменениях радиационной обстановки КУ должны уточняться и корректироваться по согласованию с органами госсанэпиднадзора. 16.2.18. После ликвидации последствий радиационных аварий, если фактические значения радиационных факторов превышают ранее установленные КУ, необходимо разработать новые КУ. 16.3. Требования к радиационному дозиметрическому контролю на плавучем энергоблоке 16.3.1. Требования к средствам и мерам обеспечения радиационной безопасности и объему радиационного дозиметрического контроля в КЗ, ЗКД и ЗСвР плавучего энергоблока различны. 16.3.2. В КЗ должен осуществляться контроль: - мощности дозы гамма-излучения на рабочих местах и в помещениях; - мощности дозы нейтронного излучения на рабочих местах и в помещениях; - плотности потоков частиц ионизирующего излучения на рабочих местах и в помещениях; - объемной активности аэрозолей, газов и паров йода (в случае аварии) в воздухе рабочих помещений; - объемной активности аэрозолей, газов и паров йода (в случае аварии) в воздухе, выбрасываемом в атмосферу вентиляционными установками КЗ; - уровней радиоактивного загрязнения поверхностей оборудования, стен, полов, потолков в помещениях; спецодежды, обуви, СИЗ и кожных покровов персонала, контейнеров и другого оборудования при удалении их за пределы зоны; - доз внешнего бета- и гамма-излучений, а также нейтронов; - динамики и уровней поступления радиоактивных веществ в организм персонала, работающего в зоне; - суммарной активности выбросов; - системы обращения с ЖРО и ТРО. Кроме того, должны производиться оценка эффективных и эквивалентных доз облучения персонала и прогноз облучения и допустимого времени пребывания персонала на рабочих местах. 16.3.3. В ЗКД должен осуществляться контроль: - мощности дозы гамма-излучения на рабочих местах и в помещениях; - мощности дозы нейтронного излучения на рабочих местах и в помещениях; - доз гамма-излучений, а также нейтронов (при необходимости). Кроме того, должен производиться прогноз облучения и допустимого времени пребывания персонала на рабочих местах. 16.3.4. В ЗСвР должен осуществляться контроль: - мощности дозы гамма-излучения в рабочих, жилых, общественных и культурно-бытовых помещениях; - уровней радиоактивного загрязнения поверхностей. Кроме того, должна производиться оценка доз облучения критической группы работающих в ЗСвР ПЭБ. 16.3.5. Радиационные факторы, подлежащие контролю, объем и периодичность контроля, приборно-методическое оснащение радиационного контроля определяются при проектировании ПЭБ и могут уточняться в процессе эксплуатации по согласованию с органами госсанэпиднадзора. 16.3.6. Методики измерений должны быть аттестованы в установленном порядке. Используемые приборы должны проходить своевременную поверку. 16.3.7. При определении объема контроля должны составляться картограммы точек замеров параметров радиационной обстановки с привязкой к основному оборудованию и помещениям, где ведутся работы с НИИ. Картограммы должны согласовываться с органами госсанэпиднадзора. Количество точек замеров и их месторасположение должно определяться с учетом организации рабочих мест, расположения источников излучения, возможных путей распространения радиоактивных веществ. 16.3.8. Контроль параметров радиационной обстановки на рабочих местах и в помещениях КЗ и ЗКД должен проводиться ежедневно. 16.3.9. Контроль мощности дозы внешнего гамма-излучения и уровней радиоактивного загрязнения поверхностей в зоне свободного режима должен осуществляться периодически, но не реже двух раз в месяц. 16.3.10. Индивидуальный дозиметрический контроль персонала группы А, работающего в КЗ и ЗКД, является обязательным. Индивидуальные дозы персонала группы Б, работающего в ЗКД, определяются путем группового контроля. 16.3.11. При проведении индивидуального дозиметрического контроля определяются дозы внешнего и внутреннего облучения персонала. Дозы внешнего облучения, обусловленные гамма-излучением, рекомендуется определять с помощью термолюминесцентных дозиметров. Допускается определение индивидуальных доз за счет нейтронного излучения путем группового контроля. При выполнении радиационно опасных работ должны также выдаваться операционные и аварийные дозиметры, а считывание результатов измерения должно производиться после завершения соответствующей операции. При использовании термолюминесцентных дозиметров аварийные дозиметры при проведении потенциально опасных работ можно не выдавать. 16.3.12. Контроль внутреннего облучения должен осуществляться путем измерения содержания РВ в организме с использованием спектрометра излучения человека (СИЧ). Контроль должен обеспечивать приемлемую неопределенность поступления радионуклида и ожидаемой эффективной дозы и производиться с периодичностью не реже одного раза в год. При наличии в воздухе рабочих помещений радионуклидов, содержание которых в организме не может быть определено с помощью СИЧ, должны использоваться методы косвенной радиометрии. В случае радиационной аварии, сопровождающейся значительным выбросом РВ в воздух рабочих помещений и в атмосферу, должно осуществляться внеочередное определение содержания РВ в организме работников организации, подвергающихся внутреннему облучению. 16.3.13. При необходимости, индивидуальный контроль за облучением персонала должен включать также радиометрический контроль за загрязненностью кожных покровов и средств индивидуальной защиты. 16.3.14. По результатам радиационного контроля по специальным методикам должны быть рассчитаны значения эффективных доз у персонала, а при необходимости, определены значения эквивалентных доз облучения отдельных органов. 16.3.15. Результаты индивидуального контроля доз облучения персонала должны храниться в течение 50 лет. При проведении индивидуального контроля необходимо вести учет годовых эффективной и эквивалентных доз, эффективной дозы за 5 последовательных лет, а также суммарной накопленной дозы за весь период профессиональной деятельности. 16.3.16. Учет индивидуальных доз облучения должен осуществляться в установленном порядке. 16.3.17. Рекомендуемые пределы измерения контролируемых факторов приборами радиационного контроля приведены в таблице 16.1. Таблица 16.1 Диапазоны измерений контролируемых факторов +-------------------------------------------------------------------------------+ |N |Контролируемый фактор |Еди- | Диапазоны измерений | |п/п| |ницы +--------------------------------------| | | |изме- |стационарные блоки|переносимые блоки | | | |рения | | | +---+--------------------------+---------+------------------+-------------------| | 1 | 2 | 3 | 4 | 5 | +---+--------------------------+---------+------------------+-------------------| | | | | -7 1 | -8 1 | |1 |Мощность эквивалентной |Зв/ч |1х10 - 1х10 |1х10 - 1х10 | | |дозы гамма-излучения |бэр/ч | -5 3 | -6 3 | | | | |1х10 - 1х10 |5х10 - 1х10 | | | | | | | | | | | -6 -1 | -7 -1 | |2 |Мощность эквивалентной |Зв/ч |1х10 - 1х10 |5х10 - 1х10 | | |дозы нейтронов |бэр/ч | -4 1 | -5 1 | | | | |1х10 - 1х10 |5х10 - 1х10 | | | | | | | | | | | -4 2 | | |3 |Мощность поглощенной |Гр/ч |1х10 - 1х10 |- | | |дозы бета-гамма-излучения |рад/ч | -2 4 | | | |на кожу | |1х10 - 1х10 |- | | | | | | | | | | | 1 6 | 1 6 | |4 |Объемная активность |Бк/л |3,7х10 - 3,7х10 |3,7х10 - 3,7х10 | | |ИРГ |Ки/л | -9 -4 | -9 -4 | | | | |1х10 - 1х10 |1х10 - 1х10 | | | | | | | | | | | 3 4 | -3 4 | |5 |Объемная активность |Бк/л |3,7х10 - 3,7х10 |3,7х10 - 3,7х10 | | |бета-активных аэрозолей |Ки/л | -13 -6 | -13 -6 | | | | |1х10 - 1х10 |1х10 - 1х10 | | | | | | | | | | | 9 13| | |6 |Активность выброса |Бк |1,1х10 - 3,7х10 |- | | |за сутки ИРГ |мКи | 1 6 | | | | | |3х10 - 1х10 |- | | | | | | | | | | | -1 7 | 1 7 | |7 |Бета-активные загрязнения |частиц |10 - 1х10 |10 - 1х10 | | |кожных покровов, | 2 | | | | |поверхностей |см х мин.| | | | | | | | | |8 | Индивидуальные | | | | | | аварийные дозы: | | | | | | | | | -3 1 | | |- по гамма-излучению |Гр |- |1х10 - 10 | | | |рад | | -1 3 | | | | |- |1х10 - 1х10 | | | | | | | | | | | | -3 2 | | |- по бета-гамма-излучению |Гр |- |1х10 - 10 | | |на кожу |рад | | -1 4 | | | | |- |1х10 - 1х10 | | | | | | | |9 | Индивидуальные дозы: | | | | | | | | | -4 -2 | | |- по гамма-излучению |Гр |- |1х10 - 5х10 | | | |рад | | -2 | | | | |- |1х10 - 5 | | | | | | | | | | | | -3 -1 | | |- по бета-гамма-излучению |Гр |- |1х10 - 1х10 | | |на кожу |рад | | -1 1 | | | | |- |1х10 - 10 | +-------------------------------------------------------------------------------+ 16.4 Требования к радиационноу контролю на береговой промплощадке АТЭС ММ 16.4.1. На промплощадке должен осуществляться контроль: - мощности дозы гамма-излучения в местах возможного скопления и на путях следования работников АТЭС; - объемной активности аэрозолей и паров йода в атмосферном воздухе на территории; - атмосферных выпадений на территории; - уровней радиоактивного загрязнения территории; - активности сбросов АТЭС; - объемной или удельной активности и нуклидного состава (при необходимости) радионуклидов в воде, гидробионтах, донных отложениях, перифитоне и почве. Кроме того, должна производиться оценка доз облучения критической группы населения из числа работников АТЭС. 16.4.2. Контроль мощности дозы внешнего гамма-излучения в точках картограммы и уровней радиоактивного загрязнения поверхностей на промплощадке АТЭС должен осуществляться периодически, но не реже двух раз в месяц. Контроль объектов окружающей среды на территории и акватории АТЭС должен осуществляться не реже двух раз в год. 16.4.3. При контроле должны использоваться приборные и лабораторные методы. Радиоактивное загрязнение воздушного бассейна должно определяться аспирационным и седиментационным методами не реже одного раза в месяц. Радиоактивное загрязнение поверхностей должно определяться приборным методом. 16.4.4. Точки контроля выбираются с таким расчетом, чтобы обеспечить: - максимальную представительность и информативность отбираемых проб и значений измеряемых величин; - возможность анализа динамики уровней загрязнения объектов окружающей среды в процессе работы организации, для чего расположение точек контроля должно быть, по возможности, постоянным. 16.4.5. В результате проведения радиационного контроля на промплощадке АТЭС должны быть получены сведения, необходимые для оценки годовых эффективных и эквивалентных доз облучения работающих на промплощадке и подтверждения непревышения установленных контрольных уровней (КУ) облучения. 16.5. Требования к радиационному контролю объектов окружающей среды 16.5.1. За пределами промплощадки АТЭС в СЗЗ, ЗН, а также в фоновых районах должен осуществляться контроль: - мощности дозы гамма-излучения в точках картограммы; - уровней радиоактивного загрязнения поверхностей; - объемной активности аэрозолей атмосферного воздуха и паров йода (в случае аварии); - плотности радиоактивных выпадений из атмосферы; - объемной или удельной активности и нуклидного состава радионуклидов в морской воде и грунтовых водах, гидробионтах, донных отложениях, перифитоне, почве, растительности и продуктах питания местного производства; - объемной активности в контуре теплоснабжения. 16.5.2. Выбор точек контроля должен обеспечивать: - максимальную представительность и информативность отбираемых проб и значений измеряемых величин; - возможность сравнения уровней загрязнения объектов окружающей среды в процессе работы предприятия, для чего расположение точек контроля должно быть, по возможности, постоянным. 16.5.3. Объем и периодичность контроля объектов окружающей среды согласовываются с органами госсанэпиднадзора. Контроль мощности дозы гамма-излучения и уровней радиоактивного загрязнения поверхностей должен осуществляться не реже двух раз в месяц. Радиоактивное загрязнение воздушного бассейна должно определяться не реже одного раза в месяц. Контроль объектов окружающей среды должен осуществляться не реже двух раз в год. Объемная активность в контуре теплоснабжения должна определяться не реже одного раза в месяц. 16.5.4. В результате проведения контроля должны быть получены сведения, необходимые для: - оценки годовых эффективных и эквивалентных доз облучения населения и подтверждения непревышения установленных контрольных уровней (КУ) облучения; - определения границ распространения радиоактивных загрязнений в нормальном режиме работы предприятия; - оценки эффективности мероприятий по предотвращению загрязнения окружающей среды РВ; - разработки предложений по совершенствованию мероприятий, направленных на снижение загрязнения окружающей среды РВ до возможно низкого уровня. 16.6. Требования к составу и оснащенности службы радиационной безопасности 16.6.1. Служба радиационной безопасности АТЭС осуществляет: - контроль за соблюдением норм, правил, инструкций и других руководящих документов по радиационной безопасности при нормальных условиях эксплуатации АТЭС и контроль за проведением мероприятий по нормализации радиационной обстановки при ее ухудшении; - контроль параметров радиационной обстановки на рабочих местах, в помещениях ПЭБ и на территории промплощадки АТЭС, в СЗЗ и ЗН в нормальных условиях эксплуатации; - оперативную оценку радиационной обстановки при авариях; - радиационный технологический контроль контурных сред энергетических установок и других технологических проб; - радиационный контроль выбросов и сбросов; - контроль за сбором, хранением, переработкой и удалением РАО на АТЭС; - контроль и учет индивидуальных доз облучения персонала; - оценку доз облучения населения; - разработку и согласование с органами госсанэпиднадзора контрольных уровней параметров радиационной обстановки; - разработку положений, инструкций и других руководящих документов АТЭС по вопросам радиационной безопасности; - организацию и проведение санитарно-пропускного режима и контроль за санобработкой персонала, работающего в КЗ; - сбор и временное хранение загрязненных РВ спецодежды и СИЗ; - контроль за наличием медицинского допуска к работам с ИИИ; - проведение вводного и периодических инструктажей по вопросам радиационной безопасности; - подготовку материалов для получения санитарно-эпидемиологического заключения на право проведения работ с ИИИ, заполнение радиационно-гигиенического паспорта организации; - разработку совместно с администрацией АТЭС планов и мероприятий по обеспечению радиационной безопасности и совершенствованию системы обеспечения РБ, в том числе аварийных планов и инструкций; - информирование персонала АТЭС и населения о радиационной обстановке на промплощадке и за ее пределами; - иные функции, входящие в ее компетенцию. 16.6.2. Для решения поставленных задач СРБ должна иметь в своем составе специалистов по: - дозиметрии; - радиохимии; - радиометрии; - спектрометрии; - ремонту аппаратуры. 16.6.3. Согласно ОСПОРБ-99 (п. 3.13.4) система радиационного контроля АТЭС должна использовать технические средства: - непрерывного контроля на основе стационарных автоматизированных установок; - оперативного контроля на основе носимых приборов и передвижных установок; - лабораторного анализа на основе стационарной лабораторной аппаратуры, средств отбора и подготовки проб для анализа. 16.6.4. Количество и номенклатура необходимых средств радиационного контроля и их размещение, объем контроля, порядок регистрации и учета результатов определяются на стадии проектирования АТЭС и могут корректироваться в процессе эксплуатации по предложению СРБ. 16.6.5. Автоматизированные системы должны обеспечивать контроль, регистрацию, отображение, сбор, обработку, хранение и выдачу информации на централизованный пульт и в единую государственную автоматизированную систему контроля радиационной обстановки на территории страны (ЕГАСКРО). 16.6.6. Блоки детектирования мощности дозы автоматизированной системы радиационного контроля должны устанавливаться в посещаемых помещениях КЗ и ЗКД (в местах с максимальными ожидаемыми уровнями излучения и/или наиболее вероятного пребывания персонала), вблизи радиоактивных источников (за защитой хранилищ ОТВС, ИИИ и РАО), на внутренних поверхностях бортов ПЭБ. Блоки детектирования объемной активности газоаэрозольных выбросов должны устанавливаться вблизи труб спецвентиляции с забором воздуха на блок детектирования из трубы и сбросом в нее. Должен быть предусмотрен постоянный контроль расхода выбрасываемого воздуха. 16.6.7. Данные измерений от блоков детектирования должны поступать на централизованный пульт (компьютер, монитор) автоматизированной системы радиационного контроля ПЭБ. На пульте должна быть обеспечена возможность получения прогноза доз облучения и допустимого времени пребывания персонала в помещениях КЗ и ЗКД и сигналов-советов при резком изменении радиационной обстановки. Рекомендуется также предусматривать вывод информации на централизованный пульт системы РК от блоков обмера индивидуальных дозиметров и установок радиационного контроля загрязнения спецодежды, обуви и кожных покровов. 16.6.8. Централизованный пульт системы РК должен располагаться на посту дежурного дозиметриста ПЭБ. 16.6.9. Кроме автоматизированной системы радиационного контроля, СРБ должна располагать стационарными установками и приборами РК. В санпропускнике должны предусматриваться две стационарные радиометрические установки радиационного контроля: первая (для контроля загрязнения радиоактивными веществами спецодежды и обуви персонала, выходящего из КЗ) устанавливается на выходе из КЗ в "грязной" зоне санпропускника (в раздевалке спецодежды) и вторая (для контроля кожных покровов персонала) устанавливается на выходе из "грязной" зоны санпропускника (на выходе из обтирочной санпропускника в раздевалку повседневной одежды). Кроме того, стационарные приборы для самоконтроля и уточнения величины загрязнения радиоактивными веществами спецодежды, спецобуви, СИЗ и рук должны устанавливаться: - в саншлюзах КЗ; - в спецпрачечной на участках сортировки и выдачи одежды; - в радиохимической и радиометрической лабораториях. 16.6.10. Переносные и носимые радиометрические и дозиметрические приборы должны обеспечивать измерение: - мощности дозы гамма-излучения; - мощности дозы нейтронного излучения; - уровней загрязнения поверхностей радиоактивными веществами, испускающими альфа-частицы и бета-частицы. В составе носимых средств РК должны быть предусмотрены пробоотборники радиоактивных газов и аэрозолей для последующего обмера проб на стационарных приборах, а также средства для отбора мазков. 16.6.11. Персонал во время посещения КЗ, выполнения радиационно опасных операций и потенциально опасных работ (ПОР) должен быть обеспечен индивидуальными термолюминесцентными дозиметрами, индивидуальными операционными дозиметрами, измеряющими дозу гамма-излучения и, при необходимости, дозу бета-гамма-излучения на кожные покровы, а также индивидуальными аварийными дозиметрами. 16.6.12. СРБ должна иметь стационарные приборы и установки для определения нуклидного состава, объемной и удельной альфа- и бета-активности проб различного агрегатного состояния, в том числе и установки малого фона для анализа проб объектов окружающей среды. В СРБ должны быть также средства обмера мазков, аэрозольных фильтров, проб радиоактивных газов и т. д. 16.6.13. Специалисты-радиохимики должны иметь в своем распоряжении химические столы, боксы, вытяжные шкафы, муфельные печи, установки для упаривания и получения дистиллированной воды, набор химической посуды и химреактивов и другие средства химического анализа и пробоподготовки. 16.6.14. При радиационном контроле объектов окружающей среды необходимо использовать стационарные и передвижные фильтровентиляционные установки, планшеты-сборники атмосферных выпадений, средства пробоотбора почвы, растительности, морской воды, гидробионтов, донных отложений и перифитона, а также средства отбора грунтовых и паводковых вод. 16.6.15. Рекомендуемые пределы измерения контролируемых факторов приборами радиационного контроля приведены в таблице 16.1. 16.6.16. Все используемые приборы и установки должны быть включены в государственный реестр средств измерения и своевременно поверяться. Методики измерения должны быть аттестованы и согласованы в установленном порядке. 16.6.17. АТЭС должна располагать средствами ревизии, ремонта и градуировки средств радиационного контроля, в том числе градуировочным стендом и набором градуировочных источников. XVII. Организация охраны окружающей среды. Требования к радиоактивным выбросам и сбросам 17.1. Все имеющиеся на АТЭС источники радиоактивного загрязнения окружающей среды расположены на ПЭБ. Из них основные: - воздух в кессоне реактора, облучаемый потоком нейтронов из активной зоны; - течи теплоносителя I контура в защитную оболочку, а также во II и III контуры при возможных проектных и запроектных авариях с разгерметизацией I контура; - теплоноситель I контура при отборе проб и радиохимических исследованиях; - теплоноситель I контура и другие ЖРО, в цистернах ЖРО (при возможных протечках); - перегрузочное оборудование и демонтированное оборудование первого контура при перегрузке активных зон; - загрязненный радиоактивными веществами газ из системы ГВД; - загрязненный радиоактивными веществами воздух из баллонов вакуумирования; - загрязненное оборудование при его дезактивации; - одежда, обувь и кожные покровы персонала, загрязненные радиоактивными веществами. 17.2. Основными путями возможного поступления радиоактивных веществ в окружающую среду являются: - вентиляционные выбросы и неконтролируемые поступления радиоактивных веществ в атмосферу; - слив (контролируемый и неконтролируемый) радионуклидов с водами санпропускника и спецпрачечной, а также при отборе проб технологических сред в акваторию АТЭС; - разнос радиоактивных веществ на одежде, обуви и кожных покровах персонала при нарушениях санитарно-пропускного режима. 17.3. Все источники радиоактивного загрязнения окружающей среды должны быть расположены в защитном ограждении. Неорганизованный выброс воздуха из защитного ограждения в атмосферу и в смежные с защитным ограждением помещения должен быть исключен. 17.4. Защита окружающей среды от радиоактивного загрязнения при нормальной эксплуатации АТЭС должна обеспечиваться: - системой последовательных защитных барьеров между основными источниками радиоактивного загрязнения и окружающей средой; - системой радиационно-гигиенического зонирования; - санитарно-пропускным режимом; - специальной системой вентиляции и очистки воздуха от радиоактивных веществ; - ограничением и контролем радиоактивных выбросов в атмосферу; - дезактивацией загрязненных РВ поверхностей оборудования и помещений; - системой спецканализации; - ограничением и контролем сброса радионуклидов в акваторию; - радиационным контролем окружающей среды; - соблюдением установленных норм годового облучения населения и установлением контрольных уровней радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды. 17.5. Требования к системе зонирования, санитарно-пропускному режиму, спецвентиляции, дезактивации, спецканализации и радиационному контролю объектов окружающей среды изложены в соответствующих главах настоящих Санитарных правил. 17.6. В соответствии с ОСПОРБ-99 для ограничения облучения населения при эксплуатации АТЭС ММ в установленном порядке устанавливается квота предела годовой дозы. В пределах установленной квоты дополнительно выделяются квоты для различных путей (источников) облучения. 17.7. Для АТЭС органами госсанэпиднадзора устанавливается также предельно допустимый выброс в атмосферу радиоактивных газов и аэрозолей в течение года (ПДВ) и предельно допустимый сброс в акваторию вод, содержащих радионуклиды (ПДС). 17.8. Проектирование систем выброса вентиляционного воздуха в атмосферу и очистки его перед выбросом следует производить в соответствии с требованиями ОСПОРБ-99 и иными нормативными документами. 17.9. 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. Высота выброса должна обеспечивать снижение объемной активности радиоактивных веществ в атмосферном воздухе в месте приземления факела до значений, обеспечивающих непревышение установленной квоты предела дозы для населения. 17.10. Неорганизованный выброс радиоактивных веществ в атмосферу при нормальных условиях эксплуатации АТЭС должен быть исключен, а при аварийных ситуациях ограничен до безопасного уровня. 17.11. Выброс воздуха из помещений 1 категории КЗ, помещений 2 категории контролируемой зоны и помещений ЗКД должен осуществляться по отдельным каналам (воздуховодам) с исключением перетока воздуха между ними. 17.12. При проведении работ, связанных со вскрытием помещений КЗ и образованием открытых технологических проемов на наружной палубе ПЭБ, должны быть предусмотрены технические средства, предотвращающие неорганизованный выброс радиоактивных веществ в окружающую среду. На эти периоды проектантом должны быть разработаны специальные режимы работы вентиляционных систем. 17.13. Система выброса воздуха из помещений КЗ должна быть оборудована автоматическими отсечными клапанами для быстрого перекрытия воздушных каналов при тяжелых аварийных ситуациях. 17.14. Для вентиляции помещений КЗ после тяжелых аварийных ситуаций должны быть предусмотрены специальные фильтры, обеспечивающие требуемую степень очистки воздуха. 17.15. Должен осуществляться непрерывный радиационный контроль газоаэрозольных выбросов. При этом должны определяться: - газовая составляющая объемной активности выбрасываемого воздуха; - аэрозольная составляющая объемной активности выбрасываемого воздуха; - объем выбрасываемого воздуха. При этом газовая и аэрозольная активность воздуха должна определяться на выбросе и в отдельных каналах, по которым воздух поступает в вентиляционную мачту из различных помещений. Все датчики радиационного контроля должны быть оборудованы предупредительной сигнализацией. Нуклидный состав активности выбрасываемого воздуха измеряется периодически. 17.16. Сброс твердых и жидких радиоактивных отходов в открытое море или на акватории АТЭС запрещается. На акватории АТЭС допускается сброс вод санпропускника и спецпрачечной, а также других содержащих радионуклиды вод, не относящихся к ЖРО, после их радиационного контроля, если удельная активность радионуклидов в них не превышает десятикратного значения уровня вмешательства при поступлении с водой, установленного НРБ-99. При этом суммарная годовая активность радиоактивных сбросов АТЭС не должна превышать установленного ПДС. XVIII. Требования к обеспечению радиационной безопасности во время перегона плавучего энергоблока 18.1. Перемещение и перегон ПЭБ осуществляются методом буксировки. Требования по буксировке ПЭБ не отличаются от требований для обычных судов подобного водоизмещения и размера. 18.2. В техническом проекте транспортировки ПЭБ должны содержаться следующие материалы: - пояснительная записка; - расчет прочности, остойчивости и непотопляемости ПЭБ; - расчет прочности буксирного устройства; - схема крепления оборудования и контейнеров с ТРО в помещениях ПЭБ; - схема установки сигнальных огней; - инструкция по буксировке для буксировщика и ПЭБ. 18.3. План транспортировки ПЭБ должен содержать: - обоснование сил и средств для обеспечения безопасной транспортировки ПЭБ; - меры безопасности при транспортировке; - действия персонала и экипажа ПЭБ в аварийных ситуациях. 18.4. Подготовка ПЭБ к транспортировке включает: - проверку технического состояния систем, обслуживающих ЯЭУ, и их оборудования, хранилищ ОТВС и РАО; - проверку исправности и готовности к действию противоаварийных (в том числе и противопожарных) систем ПЭБ; - глушение реакторов ПЭБ и перевод их в режим хранения; - дезактивацию наружных поверхностей ПЭБ (при необходимости); - дезактивацию помещений КЗ; - герметизацию защитной оболочки и защитного ограждения; - проверку герметичности ЗО; - крепление оборудования, контейнеров с ТРО и т. п. (при необходимости); - установку сигнальных огней; - проверку и ремонт (при необходимости) рулевого управления, буксирного и якорного устройств; - проверку и ремонт (при необходимости) спасательных средств; - принятие мер, исключающих доступ персонала в помещение защитной оболочки в условиях нормального протекания буксировки; - проверку работоспособности централизованной системы РК и носимых средств радиационного контроля; - обеспечение необходимого запаса средств дезактивации, спецодежды, спецобуви и других СИЗ с учетом возможных аварийных ситуаций; - радиационное обследование помещений и наружных поверхностей ПЭБ; - проверку комплектности эксплуатационных документов ПЭБ; - определение списочного состава участников буксировки; - определение списочного состава аварийных групп; - освидетельствование и проверку готовности ПЭБ к транспортировке комиссией. 18.5. При радиационном обследовании определяются уровни мощности дозы гамма-излучения и радиоактивного загрязнения поверхности на корпусе, в служебных и жилых помещениях, в хранилищах ОТВС и РАО и в трюмах ПЭБ, а также уровни объемной активности воздуха в помещениях ПЭБ и на выбросе системы спецвентиляции. Измеренные уровни не должны превышать установленных контрольных уровней. 18.6. На борту ПЭБ должна постоянно находиться, дополнительно к требуемой для обычных морских судов, эксплуатационная документация, отражающая его фактическое состояние и состояние радиационной безопасности. 18.7. Во время перегона на борту ПЭБ должно находиться достаточное количество членов экипажа для обеспечения управления судном, его безопасности и маневренности, включая капитана. ЯЭУ и другие системы, содержащие РВ, должны находиться под контролем квалифицированного персонала, несущего круглосуточную вахту. Радиационный контроль должен осуществляться представителями СРБ. Пассажиров и других посторонних лиц во время перегона на борту ПЭБ не должно быть. 18.8. Радиационная безопасность во время перегона обеспечивается: - глушением реакторов ПЭБ; - отсутствием доступа в защитные оболочки ПЭБ в условиях нормального протекания буксировки; - исключением всяких работ, связанных со вскрытием помещений и систем, содержащих РВ; - мерами по обеспечению радиационной безопасности, перечисленными в п. 3.10 настоящих Правил, в части, касающейся перегона ПЭБ. 18.9. Возникновение аварийных ситуаций при транспортировке ПЭБ должно предотвращаться техническими мерами, принятыми при подготовке энергоблока к перегону, и организационными мерами в период транспортировки. 18.10. На ПЭБ должны иметься план мероприятий по защите экипажа на случай радиационной аварии и нормативный документ по предупреждению радиационной аварии и пожара и ликвидации их последствий. 18.11. В информации о безопасности ПЭБ должен быть приведен анализ аварий и нештатных ситуаций, причем должен быть представлен перечень возможных нештатных и аварийных ситуаций во время перегона, и описана возможная последовательность событий, начиная с исходного, а также конечные последствия аварии для экипажа ПЭБ, экипажа буксировщика и окружающей среды. 18.12. Вопросы обеспечения РБ и защиты окружающей среды при радиационных авариях, возможных во время перегона, рассмотрены в главе XX настоящих Санитарных правил. XIX. Обеспечение радиационной безопасности при ремонте и модернизации плавучего энергоблока 19.1. Ремонт и модернизация ПЭБ должны осуществляться в соответствии с проектом, согласованным с органами госсанэпиднадзора. 19.2. Проект ремонта (модернизации) должен содержать: - сведения о количестве, общей активности и конструкции ОТВС, находящихся в реакторе и хранилищах ПЭБ; - оценку радионуклидного состава и общей активности, содержащейся в основных водах оборудования ЯЭУ, трубопроводах, конструктивных элементах, цистернах ЖРО и др.; - оценку радиационной обстановки на ПЭБ перед началом работ по демонтажу оборудования реакторного отсека; - оценку ожидаемой коллективной дозы, которая может быть получена персоналом при проведении основных этапов работ; - контрольные величины сбросов и выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду при производстве работ; - ожидаемые объемы ТРО и ЖРО и схему обращения с ними; - перечень демонтируемого оборудования и приборов, подлежащих дальнейшему использованию; - анализ радиационных аварий, имевших место на ПЭБ, последствия которых могут повлиять на радиационную обстановку и технологию работ; - перечень возможных радиационных аварий в период проведения работ и транспортных операций и их возможные последствия; - мероприятия по радиационной безопасности с учетом последовательности основных этапов работ и технологических операций; - применение автоматизированных и дистанционно управляемых механизмов, а также переносных защитных экранов на участках с повышенными уровнями внешнего гамма-излучения; - технологию дезактивации и эффективность дезактивационных работ в зависимости от их характера и объема; - применение специальных механизмов, приспособлений, инструментов для демонтажа радиоактивного оборудования, а также защитных контейнеров для транспортировки высокоактивных демонтированных конструкций и оборудования; - средства и способы транспортировки крупногабаритного активного оборудования к месту его длительного хранения или захоронения; - средства общей и местной вентиляции, которые должны иметь противоаэрозольные фильтры, обеспечивающие защиту окружающей среды от химических и радиоактивных загрязнений; - средства и методы радиационного контроля на разных этапах производства работ; - перечень низкоактивного оборудования, подлежащего дезактивации и дальнейшему использованию; - инструкцию по обеспечению радиационной безопасности при проведении работ; - предложения по организационным мероприятиям, направленным на ограничение облучения персонала; - план мероприятий по ликвидации последствий возможных аварий. 19.3. С прибытием ПЭБ в организацию для ремонта или модернизации организации-производителю работ представляется полная информация: - о состоянии радиационной обстановки; - о параметрах, характеризующих состояние активной зоны реакторов, теплоносителя, паропроизводящей установки, наличии на борту ОТВС, ТРО, ЖРО; - об аварийных ситуациях в период эксплуатации. 19.4. Перед началом ремонтных работ выполняются следующие мероприятия: - выгрузка сорбентов ионообменных фильтров активности; - промывка и дренирование первых контуров; - оценка состояния активных зон реакторов и технологических сред контуров по результатам отбора проб; - дезактивация поверхностей и оборудования; - промывка цистерн, предназначенных для контурных и сточных вод; - промывка и осушение трюмов; - сдача радиоактивных отходов. 19.5. Перед началом ремонта или модернизации необходимо произвести выгрузку ОТВС из реакторов и хранилища ПЭБ. Выгрузка ОТВС из реактора(ов) и хранилища ОТВС должна осуществляться по технологическим регламентам, разработанным и утвержденным в установленном порядке, при строгом соблюдении персоналом, участвующим в работе, требований действующих нормативных документов по технике безопасности, ядерной и радиационной безопасности. 19.6. Радиационная безопасность персонала и охрана окружающей среды при выгрузке ОТВС и производстве работ по ремонту и модернизации ПЭБ обеспечиваются такими мерами, как: - строгое соблюдение инструкций и технологических регламентов; - знание и соблюдение правил работы с источниками ионизирующего излучения; - проведение поузлового и поагрегатного ремонта оборудования с целью снижения доз облучения персонала; - радиационный контроль; - разработка системы контрольных уровней параметров радиационной обстановки; - снижение уровней ионизирующих излучений путем использования соответствующих защитных материалов и конструкций, специальной оснастки и приспособлений для ремонта и дистанционно управляемого оборудования; - ограничение времени пребывания персонала в условиях воздействия ионизирующих излучений; - зонирование и организация санитарно-пропускного режима; - создание специальной системы вентиляции и очистки воздуха от радиоактивных веществ; - создание системы сбора, временного хранения, переработки и удаления радиоактивных отходов; - ограничение и контроль выбросов в атмосферу; - ограничение и контроль сбросов в акваторию; - своевременная дезактивация загрязненных радиоактивными веществами поверхностей оборудования и помещений; - применение средств индивидуальной защиты; - разработка мер по предотвращению радиационных аварий, ликвидации их последствий и защите персонала, населения и окружающей среды в случае аварии; - ограничение допуска к работе с источниками ионизирующего излучения по соответствующим показателям. 19.7. Помещения ПЭБ, входящие на время ремонта (модернизации) в КЗ, должны быть изолированы от смежных помещений, а проходы между ними закрыты и опломбированы ОЯРБ. Должно быть предусмотрено съемное ограждение участков открытых палуб ПЭБ, включаемых в КЗ при проведении работ по ремонту и модернизации и выгрузке ядерного топлива. На этих участках не допускается расположение палубных механизмов, спасательных средств и применение деревянных настилов. 19.8. Проход (выход) персонала в (из) КЗ должен осуществляться через санпропускник. Проход работающих в помещения ПЭБ, не входящие в КЗ, должен осуществляться минуя санпропускник. При этом проходы в КЗ и в другие помещения не должны пересекаться. 19.9. Демонтажные работы, по возможности, должны начинаться с оборудования, за счет которого в помещении создаются высокие уровни гамма-излучения. 19.10. Демонтированное и не подлежащее дальнейшему использованию загрязненное РВ оборудование укладывается в стандартные контейнеры и направляется на участки переработки и временного хранения РАО. 19.11. На оборудование, не подлежащее демонтажу, но создающее высокие уровни гамма-излучения, должна устанавливаться дополнительная биологическая защита на время работ вблизи него. 19.12. Работы по ремонту и модернизации ПЭБ могут проводиться на плаву, в доке, на открытом стапеле. 19.13. После постановки ПЭБ в док или на стапель необходимо измерить уровни гамма-излучения на корпусе, определить необходимость установки и установить защитные экраны и ограждающие парапеты. 19.14. На ПЭБ в пределах КЗ необходимо ежедневно производить влажную уборку. 19.15. К началу загрузки НТВС должны быть завершены швартовные испытания системы радиационного контроля ПЭБ. В реакторном отсеке ПЭБ должны быть установлены стационарные приборы для измерения мощности дозы гамма-нейтронного излучения с автоматической звуковой и световой сигнализацией и выводом информации на пост управления работами. 19.16. Загрузка НТВС в ректор ПЭБ должна осуществляться по технологическим регламентам, разработанным проектом ППУ, при строгом соблюдении персоналом, участвующим в работе, требований действующих нормативных документов по технике безопасности, радиационной и ядерной безопасности. XX. Требования к обеспечению радиационной безопасности и защите окружающей среды при радиационных авариях и ликвидации их последствий 20.1. При проектировании АТЭС должна быть разработана система технических и организационных мероприятий, направленных на предотвращение аварий, своевременное выявление признаков развития радиационных аварий, предупреждение их развития, ограничение масштабов и последствий. 20.2. Предотвращение аварий и своевременное выявление признаков их развития должны обеспечиваться: - системой качества при проектировании, изготовлении, монтаже, ремонте и приемке оборудования и систем в эксплуатацию; - системами автоматического и дистанционного контроля за состоянием оборудования, систем и радиационной обстановки в процессе эксплуатации; - наблюдением и периодическим контролем за состоянием оборудования и систем безопасности в процессе эксплуатации; - контролем радиационной обстановки; - периодическим контролем радиационных параметров технологических сред ЯЭУ, хранилищ ОТВС и систем хранения и переработки ЖРО; - строгим соблюдением инструкций по эксплуатации оборудования и технологических регламентов, требований техники безопасности и правил радиационной безопасности; - обеспечением профессиональной подготовки и переподготовки персонала и надежности его профессиональной деятельности; - физической защитой источников ионизирующих излучений. 20.3. Надежность профессиональной деятельности персонала, обеспечивающая снижение вероятности аварий за счет человеческого фактора, должна повышаться с помощью таких мероприятий, как: - профессиональный отбор персонала; - профессиональная подготовка и переподготовка персонала; - изучение аварийных ситуаций и аварий судовых реакторных установок с водо-водяными реакторами; - тренировка и предварительная отработка предстоящих операций на макетах и учебных стендах; - выполнение при проектировании психофизиологических и инженерно-психологических требований к средствам отображения информации, органам управления оборудованием и пультам управления операторов; - поддержание в установленных пределах факторов рабочей среды (микроклимата, шума, вибрации и т. д.); - систематический психофизиологический и медицинский контроль персонала; - оптимизация режимов труда и отдыха персонала. 20.4. В проектной документации ПЭБ должны быть определены возможные аварии, возникающие вследствие неисправности оборудования, неправильных действий персонала, стихийных бедствий или иных причин, которые могут привести к потере контроля над источниками излучения и облучению людей и (или) радиоактивному загрязнению окружающей среды. Перечень возможных аварий является основой планирования защитных мероприятий. 20.5. Для любых аварий, связанных с повреждением оборудования и систем с радиоактивными средами и систем безопасности, в проектной (технической) документации должна быть описана возможная последовательность событий, начиная с исходного, и приведены результаты оценки: радиационной обстановки в помещениях ПЭБ, на территории организации и за ее пределами, облучения персонала и населения, выбросов и сбросов радиоактивных веществ, загрязняющих окружающую среду. Аналогичные оценки должны быть выполнены для общесудовых аварий. 20.6. Если при аварии на АТЭС возможно радиационное воздействие на население и могут потребоваться меры по его защите, то расчеты наиболее тяжелой по последствиям аварии необходимо производить исходя из наиболее неблагоприятных по радиационным последствиям условий для распространения радиоактивного облака и длительности выброса с учетом основных вариантов рельефа местности. В материалах проекта АТЭС должны быть представлены данные о возможном суммарном количестве и нуклидном составе радиоактивных веществ, поступающих в воздушную среду и акваторию, а также изолинии: - доз внешнего и внутреннего облучения персонала и населения; - плотности загрязнения территории радиоактивными веществами; - уровней мощности дозы гамма-излучения в производственных помещениях, на территории организации и на местности; - объемной активности радионуклидов по следу облака. Должны быть определены размеры: - зоны возможных острых радиационных поражений; - зоны принятия срочных мер по защите сотрудников организации и населения; - зоны радиационной аварии. Аналогичные расчеты должны быть сделаны для случая нахождения ПЭБ в море во время перегона. 20.7. Защита персонала и населения от воздействия ионизирующих излучений в случае радиационных аварий должна обеспечиваться: - созданием системы последовательных защитных барьеров между основными источниками излучений и окружающей средой; - созданием локализирующих устройств и систем, предотвращающих поступление радиоактивных веществ в рабочие помещения и окружающую среду; - системой радиационно-гигиенического зонирования; - системой санитарно-пропускного режима; - работоспособностью средств радиационного контроля в условиях прохождения аварии; - разработкой плана мероприятий по ограничению и ликвидации последствий радиационных аварий; - тренировками персонала по выполнению аварийных мероприятий и, как следствие, слаженными действиями во время аварии. 20.8. Комплекс мер радиационной безопасности персонала и населения при радиационной аварии в организации должен обеспечивать сведение к минимуму негативных последствий аварии, прежде всего - предотвращение возникновения детерминированных эффектов и минимизацию вероятности стохастических эффектов. 20.9. При проектных авариях доза облучения персонала не должна превышать максимального годового предела дозы для персонала группы А (50 мЗв в год), а для населения, проживающего за пределами СЗЗ, - максимального годового предела для населения (5 мЗв в год). При планировании повышенного облучения персонала группы А, участвующего в работах по ликвидации или предотвращению аварии, следует руководствоваться положениями раздела 3.2 НРБ-99. 20.10. На АТЭС должен быть разработан в установленном порядке план мероприятий по защите работников (персонала) и населения от радиационной аварии и ее последствий, согласованный с органами госсанэпиднадзора. 20.11. В организации должен быть нормативный документ, регламентирующий действия персонала в аварийных ситуациях. 20.12. В производственных помещениях, в санпропускнике и здравпунктах ПЭБ и организации должны быть аптечки с набором необходимых средств первой помощи пострадавшим при аварии и восполняемый запас средств санитарной обработки лиц, подвергшихся радиоактивному загрязнению. В проектной документации АТЭС ММ должен быть раздел об инженерно-технических мероприятиях гражданской обороны, мероприятиях по предупреждению чрезвычайных ситуаций. Раздел должен включать номенклатуру, объем и места хранения СИЗ, медикаментов, аварийного запаса радиометрических и дозиметрических приборов, средств дезактивации и санитарной обработки, инструментов и инвентаря для проведения неотложных работ по ликвидации последствий радиационной аварии. 20.13. При обнаружении признаков радиационной аварии должны быть приняты срочные меры по прекращению развития аварии, восстановлению контроля над источником излучения и сведению к минимуму доз облучения и количества облучаемого персонала и населения, радиоактивного загрязнения помещений, окружающей территории и акватории. 20.14. В случае установления факта радиационной аварии вводится в действие аварийный план и система оповещения работников предприятия и сторонних организаций. 20.15. К проведению работ по ликвидации аварии и ее последствий должны привлекаться, прежде всего, члены специализированных аварийных групп. При необходимости, может быть привлечен другой персонал, предпочтительно, старше 30 лет, не имеющий медицинских противопоказаний, с учетом ранее полученных доз облучения. Женщины могут привлекаться к работам лишь в исключительных случаях. 20.16. Перед началом аварийных работ должен проводиться инструктаж персонала по вопросам РБ с разъяснением характера и последовательности работ. При особо неблагоприятной радиационной обстановке рекомендуется проводить предварительную отработку предстоящих операций. 20.17. Работы по ликвидации последствий аварии, связанные с возможным переоблучением персонала, должны проводиться с обязательным индивидуальным дозиметрическим контролем. Облучение персонала при этом не должно превышать более чем в 10 раз среднего значения основных гигиенических нормативов (0,2 Зв), при этом эффективная доза за период трудовой деятельности, включая работу по ликвидации аварий, не должна превышать 1 Зв. 20.18. В экстремальных обстоятельствах (спасение людей, предотвращение переоблучения большого числа людей, прекращение развития аварии) планируемое повышенное облучение персонала аварийных групп регламентируется разделом 3.2 НРБ-99. 20.19. На стадиях аварии осуществляется контроль радиационной обстановки и контроль внешнего и внутреннего облучения персонала и населения. При этом осуществляется оперативная оценка радиационной обстановки перед началом проведения аварийных работ и защитных мероприятий, оценка выполнения аварийных работ и оценка соблюдения установленных пределов, аварийных доз облучения и степени радиоактивного загрязнения рабочих помещений и оборудования, территории и акватории предприятия, СЗЗ и ЗН после завершения мероприятий по их реабилитации. 20.20. СРБ организации должна быть укомплектована необходимым оборудованием и методиками для измерения аварийных уровней мощности эквивалентной дозы, индивидуальных доз внешнего и внутреннего облучения, уровней радиоактивного загрязнения поверхностей, объемной активности проб объектов окружающей среды (воздуха, воды, осадков, почвы, растительности и т. д.). 20.21. Людей с травматическими повреждениями, химическими отравлениями или подвергшихся при аварии облучению в дозе выше 0,2 Зв необходимо направить на медицинское обследование и лечение. 20.22. При радиоактивном загрязнении должна проводиться санитарная обработка людей и дезактивация загрязненной одежды. Допустимые уровни радиоактивного загрязнения кожи и спецодежды приведены в таблице 8.9 НРБ-99. 20.23. Для ликвидации последствий аварии в организации и расследования ее причин администрацией организации создается специальная комиссия, в состав которой входит представитель органов госсанэпиднадзора. 20.24. В случае возникновения радиационной аварии, повлекшей за собой радиоактивное загрязнение СЗЗ организации, ликвидация ее последствий в пределах санитарно-защитной зоны осуществляется силами этой организации. XXI. Требования к выводу из эксплуатации АТЭС ММ на базе ПЭБ 21.1. Раздел, посвященный выводу АТЭС из эксплуатации, а также утилизации образующегося при этом оборудования и материалов, является составной частью проекта АТЭС. При его отсутствии в проектных материалах указанный раздел должен быть разработан и согласован с органами госсанэпиднадзора не позднее чем за 5 лет до назначенного срока окончания эксплуатации АТЭС. 21.2. При безаварийной эксплуатации АТЭС и отсутствии радиоактивного загрязнения территории промплощадки, СЗЗ и ЗН снятие с эксплуатации береговых объектов организации не требует специальных мер по обеспечению радиационной безопасности и охране окружающей среды от радиоактивного загрязнения. После проведения контрольного обследования объектов окружающей среды на территории организации, в СЗЗ и ЗН производятся дезинтеграция строительных конструкций береговых объектов и удаление на свалку строительного мусора. При этом оборудование береговых объектов демонтируется и отправляется для дальнейшего использования или на свалку. 21.3. При авариях на АТЭС с загрязнением промплощадки, СЗЗ и ЗН территории должны дезактивироваться при ликвидации их последствии. 21.4. Утилизация плавучего энергоблока проводится в специализированной организации (судоремонтном заводе). Определяющим по уровню радиоактивности, воздействию на персонал и окружающую среду при выводе ПЭБ из эксплуатации является демонтаж РУ. Ввиду незначительной остаточной радиоактивности оборудования хранилищ ОТВС и ТРО их демонтаж практически не влияет на величину коллективной дозы облучения персонала. 21.5. Возможны различные варианты вывода ПЭБ из эксплуатации и демонтажа РУ: - демонтаж РУ непосредственно на ПЭБ после выдержки 50 лет ("отсроченный" демонтаж); - демонтаж РУ с разборкой на отдельные части непосредственно на ПЭБ после выдержки 2 года ("немедленный" демонтаж); - демонтаж на ПЭБ без длительной выдержки РУ крупным блоком и его захоронение; - демонтаж на ПЭБ без длительной выдержки РУ блоком минимального размера, его разборка и разделка (без длительной выдержки или с длительной выдержкой) в условиях цеха специализированной организации. 21.6. В проектной документации на вывод из эксплуатации ПЭБ должен быть определен вариант утилизации и должны быть приведены: - оценка радиационной обстановки на судне на момент снятия с эксплуатации, включая расчетные уровни внешнего гамма-нейтронного излучения, загрязнения поверхностей помещений, оборудования, а также наведенной активности оборудования и конструкций судна; - объем, активность и нуклидный состав РАО на момент снятия с эксплуатации, способы их переработки, хранения и захоронения; - количество и суммарная активность ОТВС в хранилищах и реакторах судна; - последовательность операций по удалению на берег ионообменных смол, ТРО, ЖРО, ОТВС и демонтированного оборудования; - последовательность операций по подготовке ПЭБ к разделке и утилизации, таких, как дезактивация и промывка оборудования I и III контуров, цистерн ЖРО, систем охлаждения ОТВС, дезактивация помещений и оборудования; - ориентировочная длительность выдержки ПЭБ до начала работ по разделке (если выдержка необходима); - оценка радиационной обстановки перед началом работ по разделке ПЭБ; - последовательность работ по разделке ПЭБ; - технологический регламент работ с оборудованием защитной оболочки; - прогноз индивидуальных доз внутреннего и внешнего облучения персонала при проведении различных работ по подготовке к утилизации и разделке ПЭБ; - оценка трудозатрат на проведение планируемых работ; - оценка коллективных доз персонала за весь период работ по выводу из эксплуатации ПЭБ; - перечень возможных аварийных ситуаций при производстве работ по снятию с эксплуатации, разделке и утилизации ПЭБ, меры по предупреждению, локализации и ликвидации последствий радиационных аварий; - оценка возможных выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду в нормальных и аварийных условиях; - оценка количества и активности РАО, образующихся при проведении работ по снятию с эксплуатации, разделке и утилизации ПЭБ. 21.7. Решение о продлении срока или снятии ПЭБ с эксплуатации принимается специальной комиссией, в состав которой входят представитель органов госсанэпиднадзора, по результатам комплексного обследования радиационной обстановки и технического состояния корпусных конструкций, технологических систем и оборудования. 21.8. После принятия решения о снятии ПЭБ с эксплуатации с учетом данных комплексного обследования должен быть разработан рабочий проект вывода судна из эксплуатации, подготовки к разделке и утилизации судна. 21.9. При разработке рабочего проекта положения п. 21.5 должны быть уточнены и конкретизированы с учетом данных комплексного обследования ПЭБ и производственных возможностей принимающей судно организации. Особое внимание при разработке проекта следует обратить на анализ последствий радиационных аварий, имевших место в период эксплуатации ПЭБ. 21.10. Организация, производящая разделку и утилизацию ПЭБ (судоремонтный, судостроительный заводы), должна иметь: - специальный причал для отстоя судна, выдачи с него и передачи в специальные хранилища ТРО, ЖРО и демонтированного оборудования; - участки для временного хранения ТРО и загрязненного демонтированного оборудования; - систему сбора, транспортировки и хранения ЖРО; - участки и оборудование для переработки ТРО и ЖРО; - участки дезактивации загрязненного оборудования; - систему дезактивации помещений и оборудования радиационных объектов; - специальные подъемно-транспортные средства для транспортировки радиоактивных веществ, ИИИ и ОТВС; - оборудование для выгрузки ОТВС из хранилищ ПЭБ и погрузки его в специальные транспортно-упаковочные контейнеры; - участки временного хранения транспортно-упаковочных контейнеров с ОТВС; - производственные и транспортные возможности для отправки ОТВС и РАО на переработку и захоронение; - участки переработки металлолома; - запас средств дезактивации; - запас СИЗ; - ОЯРБ организации, имеющий в своем составе дозиметрическую, радиометрическую, спектрометрическую и радиохимическую лаборатории с набором соответствующего оборудования и приборов; - нормативные документы и инструкции по работе в условиях радиационной опасности. 21.11. Работы по выводу из эксплуатации и дезинтеграции ПЭБ и утилизации образующегося при этом оборудования и материалов можно условно разделить на три основных этапа. На первом (подготовительном) этапе производятся такие работы, как: - комплексное инженерное (в том числе радиационное) обследование ПЭБ; - работы по нормализации радиационной обстановки (при необходимости); - выдержка (отстой) ПЭБ (при необходимости); - выгрузка ОТВС, ТРО и ЖРО и передача их в хранилища или на участки переработки; - дезактивация оборудования в сборе (при необходимости); - демонтаж, выгрузка, сортировка и дезактивация оборудования, передача его для повторного использования по назначению после ремонта или на участок переработки металлолома и в места временного хранения ТРО для последующей переработки; - дезактивация помещений ПЭБ; - переработка ТРО и ЖРО; - отправка ОТВС и РАО на переработку и захоронение; - радиационное обследование ПЭБ и определение степени его готовности ко второму этапу. На втором этапе производятся: - подъем ПЭБ на стапель-палубу дока или на открытое стапельное место; - вырезание и удаление защитных оболочек ПЭБ целиком или по частям; - подготовка защитных оболочек к длительному хранению; - отправка ЗО на длительное хранение; - дезактивация помещений ПЭБ (при необходимости); - радиационное обследование ПЭБ и определение степени его готовности к третьему этапу утилизации. На третьем этапе производятся: - разделка корпусных конструкций с использованием технологий, освоенных доразделочным предприятием; - радиационный контроль и сортировка металлолома; - погрузка и отправка металлолома на переработку. 21.12. Проектные решения по обеспечению радиационной безопасности на первом этапе должны содержать: - объем комплексного радиационного обследования ПЭБ; - состав и требования к оборудованию специального причала; - требования к выгрузке, временному хранению и отправке на переработку ОТВС; - технологию выгрузки и транспортировки к месту временного хранения РАО и меры безопасности при ее осуществлении; - технологию демонтажа, выгрузки и временного хранения радиоактивного оборудования и соответствующие меры радиационной безопасности; - средства и условия транспортировки ЖРО и ТРО к местам их переработки; - технологию переработки ЖРО и ТРО; - средства и условия транспортировки ТРО к местам захоронения; - перечни автоматизированных, дистанционно управляемых и других специальных механизмов, приспособлений, инструментов, защитных и транспортных контейнеров, защитных экранов и СИЗ для работы с радиоактивным оборудованием; - технологию эффективной дезактивации; - условия использования штатных средств и систем радиационного контроля ПЭБ и предприятия при проведении отдельных операций; - план мероприятий по предотвращению и ликвидации последствий возможных аварийных ситуаций; - мероприятия по предотвращению загрязнения окружающей среды в нормальных и аварийных условиях; - объем радиационного обследования ПЭБ при завершении первого этапа работ. 21.13. Проектные решения по обеспечению радиационной безопасности на втором этапе должны содержать: - состав и требования к оборудованию места для разделки ПЭБ; - технологию обращения с защитными оболочками и соответствующие меры радиационной безопасности; - объем радиационного обследования ПЭБ при завершении второго этапа работ. 21.14. Проектные решения по обеспечению радиационной безопасности на третьем этапе должны содержать: - технологию разделки корпусных конструкций и меры безопасности при разделке; - дезактивационные работы по приведению места разделки в исходное состояние; - технологическое и приборно-методическое оснащение работ по сортировке, погрузке, контролю и отправке металлолома. 21.15. В рабочем проекте для каждого этапа должны быть определены: - комплекс защитных мероприятий по улучшению радиационной обстановки на рабочих местах по внешнему облучению (установка защитных экранов, дополнительной биологической защиты), снижение радиоактивного загрязнения поверхностей помещений и оборудования (дезактивация, применение защитных покрытий), защита окружающей среды (меры по предотвращению разноса радиоактивных веществ, минимизация неорганизованного выброса); - трудозатраты, индивидуальные и коллективные дозы облучения персонала по отдельным профессиям и видам работ; - объем радиационного контроля с использованием стационарных, переносных и носимых средств измерения; - объем, активность и радионуклидный состав ТРО и ЖРО, образующихся при выполнении работ по этапу, способы их сбора, переработки, транспортировки, хранения и захоронения; - оценка возможных выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду. 21.16. На каждый вид работ должны разрабатываться рабочие инструкции, в которых должны быть указаны: - планируемая продолжительность работ; - последовательность выполнения отдельных операций; - применяемые механизмы, приспособления и инструмент; - применение местной вентиляции, защитных экранов и СИЗ; - необходимый объем радиационного контроля; - трудозатраты, проектные, индивидуальные и коллективные дозы. 21.17. После окончания работ проводится комплексное обследование радиационного загрязнения промплощадки организации (места расположения ПЭБ) и определяется степень радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды по сравнению с фоновыми значениями. ____________ Информация по документуЧитайте также
Изменен протокол лечения ковида23 февраля 2022 г. МедицинаГермания может полностью остановить «Северный поток – 2»23 февраля 2022 г. ЭкономикаБогатые уже не такие богатые23 февраля 2022 г. ОбществоОтныне иностранцы смогут найти на портале госуслуг полезную для себя информацию23 февраля 2022 г. ОбществоВакцина «Спутник М» прошла регистрацию в Казахстане22 февраля 2022 г. МедицинаМТС попала в переплет в связи с повышением тарифов22 февраля 2022 г. ГосударствоРегулятор откорректировал прогноз по инфляции22 февраля 2022 г. ЭкономикаСтоимость нефти Brent взяла курс на повышение22 февраля 2022 г. ЭкономикаКурсы иностранных валют снова выросли21 февраля 2022 г. Финансовые рынки |
Архив статей
2024 Июнь
|
