Санитарно-эпидемиологические правила и нормативы СанПиН 2.6.1.48-01 Санитарные правила обеспечения радиационной безопасности при выводе из эксплуатации промышленных реакторов СП ВЭ ПР-2001.

        СанПиН 2.6.1-48-01

 САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА И НОРМЫ

 2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

 САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ПРОМЫШЛЕННЫХ РЕАКТОРОВ - СП ВЭ ПР-01

 Предисловие

1. Санитарные правила обеспечения радиационной безопасности при выводе из эксплуатации промышленных реакторов - СП ВЭ ПР-01 разработаны рабочей группой в составе:

Руководители: Н.П.Саяпин, А.В.Симаков

Исполнители:

От ГНЦ - Институт биофизики:

Абрамов Ю.В., Кочетков О.А., Саяпин Н.П., Симаков А.В.

От ГИВНИПИЭТ:

Куликов И.Д., Эркенов К.М.

От Сибирского химического комбината:

Хвостов В.И.

От ЦГСЭН N 81:

Борисенко В.И.

От Горно-химического комбината:

Ревенко Ю.А., Русанов В.А., Кочкуркин Г.Ф.

От ЦГСЭН N 51:

Смирнов И.Д.

От ПО "Маяк":

Кожанов М.Г., Киселев В.Ф.

От ЦГСЭН N 71:

Мурзаев А.П., Богорадов В.Г., Клемакова Р.П., Андреянов В.П.

2. Утверждены Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 10 декабря 2001 г.

3. Введены впервые.

 2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

 САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ПРОМЫШЛЕННЫХ РЕАКТОРОВ

(СП ВЭ ПР-01)

УТВЕРЖДАЮ Главный государственный санитарный врач Российской Федерации Г.Г.Онищенко 10 декабря 2001 г.

 1. ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ

1.1. Санитарные правила обеспечения радиационной безопасности при выводе из эксплуатации промышленных реакторов - СП ВЭ ПР-01 определяют радиационно-гигиенические требования по обеспечению безопасности персонала, населения и окружающей природной среды при выводе из эксплуатации промышленных реакторов одно- и двухцелевого назначения в связи с истечением проектного срока эксплуатации, физическим состоянием, прекращением или сокращением спроса на вырабатываемую продукцию.

1.2. СП ВЭ ПР-01 (далее - Правила) являются обязательными к исполнению для министерств и ведомств, проектных и эксплуатирующих организаций при проектировании и выполнении работ по ВЭ ПР различного типа и назначения.

1.3. Ведомственные регламенты, инструкции и другие руководящие документы, относящиеся к проектированию и выполнению работ по ВЭ ПР, не должны противоречить положениям настоящих Правил.

1.4. Все штатные технологические операции по выгрузке из реактора ядерного топлива, предшествующие работам по ВЭ ПР, настоящими Правилами не регламентируются.

1.5. Ответственность за выполнение требований Правил несут эксплуатирующая организация и организации, ведущие работы по проектированию и выводу реактора из эксплуатации, а также организации, являющиеся главным конструктором и научным руководителем ПР.

1.6. СП ВЭ ПР-01 вводятся с момента их утверждения. Внесение изменений и дополнений в Правила осуществляется в установленном порядке.

 2. НОРМАТИВНЫЕ ССЫЛКИ

Настоящие Правила разработаны на основании и с учетом следующих законов России и нормативных документов:

Закон РСФСР "Об охране окружающей природной среды" N 2060-1 от 19.12.91 г.;

Федеральный закон "Об использовании атомной энергии" N 170-ФЗ от 21.11.95 г.;

Федеральный закон "О радиационной безопасности населения" N 3-ФЗ от 09.01.96 г.;

Федеральный закон "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" N 52-ФЗ от 30.03.99 г.;

Нормы радиационной безопасности (НРБ-99);

Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99);

Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации промышленных реакторов НП-007-98;

Общие требования к построению, изложению и оформлению нормативных и методических документов системы санитарно-эпидемиологического нормирования. Руководство Р 1.1.003-96.

Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования. МУ 2.6.1.16-2000*.

Контроль радиационной обстановки. Общие требования. МУ 2.6.1.14-2000*.

Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования. МУ 2.6.1.25-2000.

Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования. МУ 2.6.1.26-2000.

Руководство по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу ДВ-98. М., Минатом России и Госкомэкологии России, 1999.

Общие требования к индивидуальному контролю профессионального облучения при работе с открытыми радионуклидными источниками. Методические указания МУ 2.6.22-99. ФУ МБ и ЭП при Минздраве РФ, 1999.

ОСТ 95 10517-95 "Хранилища ТРО".

 3. ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ

ВЭ ПР - вывод из эксплуатации промышленного реактора;

ВЭ - вывод из эксплуатации;

ДК - дозиметрический контроль;

ДМ - делящиеся материалы;

ЖРО - жидкие радиоактивные отходы;

ЗАТО - закрытое административно-территориальное образование;

ЗН - зона наблюдения;

КИРО - комплексное инженерное и радиационное обследование;

КПР - капитальный плановый ремонт;

КРБ - контроль радиационной безопасности;

ЛООС - лаборатория охраны окружающей среды;

НЗК - невозвратный защитный контейнер;

ОЯТ - облученное ядерное топливо;

ПГ - парогенератор;

ПР - промышленный реактор;

ПЭР - пароэжекторный распылитель;

РАО - радиоактивные отходы;

РБ - радиационная безопасность;

РЗУ - разгрузочно-загрузочное устройство;

РМ - радиоактивные (не делящиеся) материалы;

СЗЗ - санитарно-защитная зона;

СИЗ - средство индивидуальной защиты;

СИЗОД - средство индивидуальной защиты органов дыхания;

СРБ - служба радиационной безопасности;

СУЗ - система управления и защиты;

ТВС - тепловыделяющая сборка;

ТК - технологический канал;

ТРО - твердые радиоактивные отходы;

- уровень введения ИДК;

ЦГСЭН - центр Госсанэпиднадзора Федерального Управления "Медбиоэкстрем" при Минздраве России;

ТЭО - технико-экономическое обоснование;

ЦЗ - центральный зал;

ЯБ - ядерная безопасность;

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка.

 4. ОСНОВНЫЕ ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

3.1.* Вывод из эксплуатации промышленного реактора - многоэтапный по времени и видам деятельности процесс осуществления комплекса мероприятий после окончательного останова ПР, выгрузки и удаления ядерного топлива, направленный на исключение использования ПР и реализацию проекта ВЭ ПР.

3.2. Завершение ВЭ ПР - окончание работ по одному из возможных вариантов ВЭ ПР (конверсия, захоронение, ликвидация) с оформлением акта комиссионной приемки состояния ПР как выведенного из эксплуатации.

3.3. Захоронение - вариант ВЭ ПР, предусматривающий захоронение на неограниченный срок (не менее 100 лет) высокоактивных систем и оборудования реактора на месте его размещения путем создания дополнительных физических барьеров безопасности, характеризующийся обеспечением безопасности персонала, населения и окружающей природной среды и исключением доступа к системам и оборудованию реактора.

3.4. Конверсия - направление работ в соответствии с проектом ВЭ ПР, предусматривающее частичное или полное изменение функционального назначения ПР с использованием его основных сооружений и оборудования.

3.5. Консервация - перевод окончательно остановленного ПР на ограниченный срок в состояние, характеризуемое использованием части штатных либо вновь создаваемых систем, оборудования, зданий и сооружений и нахождение его в этом состоянии для выдержки неиспользуемых систем, загрязненных радионуклидами, при постоянном контроле оборудования, систем, зданий и сооружений, а также территории размещения ПР, с обеспечением безопасности персонала, населения и окружающей среды, физической защиты границ зоны консервации, наблюдением за параметрами безопасности ПР и их поддержанием предусмотренными проектом мерами, исключением несанкционированного допуска персонала.

3.6. Концепция вывода из эксплуатации ПР - документально оформленные результаты рассмотрения и анализа всех возможных направлений ВЭ конкретного ПР и его площадки, рекомендации и обоснование предварительного выбора приоритетного направления, принципиальные решения по его реализации с учетом экономических, экологических и социальных условий региона размещения ПР.

3.7. Ликвидация - вариант ВЭ ПР, предусматривающий поэтапный полный демонтаж и удаление конструкций, систем и оборудования реактора, строительных конструкций зданий и сооружений ПР, РАО, а также реализацию мероприятий по реабилитации площадки размещения ПР.

3.8. Промышленная площадка (промплощадка) - охраняемая и огражденная территория размещения производственных, административных, санитарно-бытовых и вспомогательных зданий и сооружений ПР.

3.9. Промышленный реактор - ядерный реактор, предназначенный для промышленного производства в полях нейтронного и гамма-излучения новых материалов, включая радионуклиды, или используемый в качестве источника излучения для облучения материалов и изделий.

3.10. Реабилитация промплощадки ПР - комплекс мероприятий, направленных на приведение промплощадки ПР в состояние, определенное проектом ВЭ.

3.11. Технологический регламент ВЭ ПР - документ эксплуатирующей организации, регламентирующий требования к выполнению работ по выводу из эксплуатации, объем и организацию работ по контролю за состоянием реактора с целью обеспечения безопасности персонала, населения и окружающей природной среды до завершения работ по проекту ВЭ ПР.

 5. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

5.1. Настоящие правила разработаны на основании, в развитие и дополнение "Норм радиационной безопасности НРБ-99" и "Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ-99".

5.2. Вывод из эксплуатации ПР должен предусматриваться на стадии проектирования реакторной установки, а также учитываться при эксплуатации, ремонте и модернизации реактора. В проекте ЯЭУ должен быть раздел "Вывод из эксплуатации" с обоснованием базового варианта ВЭ и с предварительным анализом его безопасности.

5.3. Решение о ВЭ ПР принимается Минатомом России и эксплуатирующей организацией. Основанием для прекращения эксплуатации ПР могут служить:

- выработка установленного временного ресурса (срока службы) реактора и установки в целом;

- авария, в результате которой дальнейшая эксплуатация нецелесообразна или невозможна;

- несоответствие установки новым техническим требованиям к надежности и безопасности, которые экономически нецелесообразно или технически невозможно удовлетворить;

- экономическая нецелесообразность дальнейшей эксплуатации установки;

- увеличение отрицательного воздействия установки на экологию региона;

- требования властей региона;

- международные соглашения.

5.4. Решение о выборе варианта ВЭ ПР принимается на основании материалов ТЭО с учетом результатов комплексного инженерного и радиационного обследования технологических систем и оборудования выводимого из эксплуатации ПР, строительных конструкций помещений здания реактора, вспомогательных систем и сооружений, прилегающей к нему промышленной площадки и территории в пределах его санитарно-защитной зоны.

5.5. Не позднее чем за 5 лет до намеченного срока вывода из эксплуатации ПР должен быть разработан проект ВЭ ПР, согласованный Госсанэпиднадзором Федерального Управления "Медбиоэкстрем" при Минздраве России.

5.6. Комплекс организационных, технических и гигиенических мероприятий по защите персонала, населения и окружающей природной среды в проекте ВЭ ПР должен приниматься с учетом основных критериев радиационной опасности выводимого из эксплуатации реактора, характеризующихся:

- общей активностью материалов реактора, окончательно остановленного и приведенного в ядерно-безопасное состояние;

- объемом или массой и активностью радиоактивных отходов;

- величиной прогнозируемой коллективной дозы персонала при выполнении работ на реакторе и обращении с радиоактивными отходами;

- радиационным риском для населения и персонала при принятых мерах безопасности.

5.7. Критерии радиационной безопасности персонала и населения при выводе из эксплуатации промышленного реактора регламентируются НРБ-99 и ОСПОРБ-99.

ПР до выгрузки ядерного топлива из активной зоны реактора и удаления его с территории промплощадки относится к объектам I категории радиационной опасности. Категория ПР после выгрузки ядерного топлива и его удаления с территории промплощадки устанавливается администрацией по согласованию с уполномоченным ЦГСЭН.

5.8. Выполнение работ по ВЭ ПР должно осуществляться после получения лицензии Госатомнадзора России эксплуатирующей организацией и привлекаемыми к работам по выводу из эксплуатации промышленного реактора организациями.

5.9. Проект ВЭ ПР должен разрабатываться на основании следующих материалов:

- концепции ВЭ ПР с обозначением вариантов вывода - ликвидация, захоронение, конверсия ПР;

- отчета о результатах комплексного инженерного и радиационного обследования технических систем, оборудования и строительных конструкций сооружений ПР, территории его размещения;

- программы вывода из эксплуатации ПР.

5.10. Концепция ВЭ конкретного ПР подлежит согласованию Госсанэпиднадзором Федерального Управления "Медбиоэкстрем" и другими Федеральными органами государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии и должна включаться в состав предпроектных и проектных материалов по ВЭ ПР.

5.11. В проектных материалах ВЭ ПР должны рассматриваться и анализироваться все варианты вывода, должны быть определены и обоснованы мероприятия по обеспечению радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды с учетом технической осуществимости и экономической целесообразности каждого из вариантов.

На основании сравнительных оценок должен быть определен и принят для реализации наиболее оптимальный вариант.

5.12. Проект ВЭ ПР должен разрабатываться применительно к каждому реактору с учетом экономических показателей, сложившейся радиационной обстановки на основных производственных участках, условий его размещения и радиационной обстановки на территории расположения реактора, а также прогнозируемых дозовых нагрузок на персонал и население в процессе вывода реактора из эксплуатации.

5.13. Выполнение работ на реакторе не должно сопровождаться нарушением действующей системы защитных барьеров реакторной установки на путях возможного распространения радиоактивных веществ за ее пределы. Допускается, при необходимости, кратковременное нарушение действующей проектной системы защитных барьеров при условии создания дополнительных барьеров безопасности.

5.14. Допускается при соответствующем технико-экономическом и гигиеническом обосновании использование освобождающихся производственных площадей (центральный зал) и вспомогательных систем и сооружений реактора для размещения на этих площадях новой реакторной установки или другого производства.

5.15. Отличительными особенностями каждого из вариантов вывода являются:

5.15.1. Вариант "ликвидация" реактора с рекультивацией территории:

- наибольшие объемы демонтажных работ в радиационно-опасных условиях;

- наибольшие объемы демонтажных отходов (радиоактивных и нерадиоактивных) и связанные с ними работы по сбору, обработке, сортировке, транспортированию, хранению и захоронению;

- наибольшие сроки выведения реактора из эксплуатации;

- отсутствие потенциальной радиационной опасности для населения и окружающей среды и необходимости периодического контроля и охраны объекта после полного демонтажа реактора;

- возможность использования территории размещения реактора.

5.15.2. Вариант "захоронение" реактора:

- значительное уменьшение объема работ за счет сохранения на месте реактора и основного высокорадиоактивного оборудования на длительный срок:

- существенное сокращение объема высокорадиоактивных отходов;

- сокращение транспортных операций, связанных с вывозом радиоактивных отходов;

- сокращение сроков выведения реактора из эксплуатации;

- наличие потенциальной радиационной опасности для персонала, населения и окружающей среды от захороненного реактора и необходимость охраны и периодического контроля;

- ограниченное использование территории;

- необходимость проведения мероприятий и исследований, направленных на защиту персонала, населения и окружающей среды в течение всего срока захоронения.

5.15.3. Вариант "конверсия" (модернизация):

- сокращение объемов демонтажных работ и отходов за счет сохранения архитектурно-строительного комплекса в целях модернизации реакторной установки или организации нового производства;

- трудоемкость компоновки и производства монтажа модернизированной реакторной установки или организации нового производства в сохраненном строительном комплексе, необходимость частичной реконструкции помещений для их размещения;

- сокращение сроков демонтажа реактора и возможность значительного сокращения сроков введения модернизированной реакторной установки по сравнению со строительством новой или организацией другого производства;

- необходимость иметь проектное решение этого варианта в составе проекта ВЭ ПР.

5.16. Процесс вывода из эксплуатации реактора по каждому из вариантов должен включать в себя следующие этапы:

1 этап - предварительный;

2 этап - подготовительный;

3 этап - консервация:

4 этап - завершающий.

5.17. Основными видами работ в соответствии с этапами выведения реактора из эксплуатации являются:

5.17.1. Предварительные:

- выполнение комплексного инженерного радиационного обследования реактора и территории площадки по специально разработанным и утвержденным руководством эксплуатирующей организации локальным программам с составлением отчетов;

- разработка или корректировка по результатам КИРО проектной документации.

5.17.2. Подготовительные:

- останов реактора, приведение установки в ядерно-безопасное состояние, включающее полную выгрузку топлива из активной зоны реактора и удаление всего облученного топлива из бассейнов выдержки и из здания реакторной установки;

- отправка топлива на переработку за пределы промплощадки реактора;

- проведение дозиметрического и радиометрического мониторинга помещений и оборудования.

5.17.3. Консервационные:

- дезактивация систем, оборудования и помещений;

- демонтаж реактора и основного оборудования;

- демонтаж строительных конструкций и материалов;

- организация вентиляции реакторного пространства, загрязненного оборудования, помещений, боксов, сооружений и обеспечение ее эксплуатации в течение определенного проектом ВЭ ПР срока;

- устройство дополнительных строительных конструкций - стен, перегородок, перекрытий, ремонт зданий;

5.17.4. Завершающие:

- сбор, обработка, сортировка, транспортирование, хранение и захоронение РАО;

- периодический контроль и охрана мест хранения и захоронения РАО, а также законсервированных или захороненных объектов на промплощадке реактора.

5.18. Выполнение работ на подготовительном этапе должно проводиться по штатной схеме технологического регламента выгрузки топлива из активной зоны и расхолаживания реактора с переводом его в режим КПР, при этом системы управления и контроля (СУЗ отведения тепла, радиационной защиты, газоочистки и перегрузки ядерного топлива) должны отвечать требованиям штатных технологических регламентов, предусмотренных проектом ПР.

5.19. На подготовительном этапе при всех вариантах ВЭ ПР должны находиться в рабочем состоянии штатные действующие системы:

- подачи азота газовой продувки графитной кладки реактора;

- отопления и вентиляции;

- хозяйственно-питьевого водоснабжения и бытовой канализации;

- производственной и специальной канализации;

- пожаротушения;

- пожарной и охранной сигнализации;

- контроля грунтовых вод;

- электроснабжения действующего оборудования;

- освещения;

- связи;

- радиационного контроля;

- санитарно-бытового обслуживания персонала.

5.20. На этапе консервации по варианту ликвидации ПР должны предусматриваться:

5.20.1. Перевод окончательно остановленного реактора в состояние, характеризуемое использованием части штатных или, при необходимости, вновь создаваемых систем и оборудования для обеспечения безопасности персонала, производящего программные работы по выводу из эксплуатации реактора, от радиационных и нерадиационных факторов воздействия, содержание реактора в этом состоянии до спада активности продуктов деления и наведенной активности элементов конструкции реактора в течение определенного проектом срока.

5.20.2. Обеспечение сохранности и работоспособности части оборудования и технологических систем, необходимых для проведения дальнейших работ на реакторе и обеспечения безопасности персонала, населения и окружающей среды при выполнении программных работ.

5.20.3. Проведение отдельных не предусмотренных проектом видов демонтажных работ на оборудовании, расположенном в шахте реактора, допускается при обосновании необходимости их проведения, обеспечения радиационной безопасности привлекаемого персонала и с разрешения уполномоченного ЦГСЭН Федерального Управления "Медбиоэкстрем".

5.20.4. Сроки выдержки реакторного оборудования в пределах шахты, обусловленные наведенной активностью и продуктами деления, должны уточняться по реальному спаду мощности дозы гамма-излучения.

5.20.5. Контроль за состоянием реактора осуществляется при помощи штатных контрольно-измерительных приборов, дополнительно устанавливаемых приборов и путем отбора проб газа, а также оставшихся в работе следующих систем:

- радиационного контроля;

- периодического контроля за состоянием и перемещением металлоконструкций схем реактора и изменением кривизны в контрольных ячейках (при необходимости);

- вентиляции реакторного пространства;

- продувки кладки;

- сигнализации и связи;

- обеспечения пожарной безопасности.

5.21. На завершающем этапе варианта ликвидации реактора должны предусматриваться:

5.21.1. Полный демонтаж реакторного оборудования, расположенного в шахте реактора, который должен производиться с использованием дистанционно-управляемого комплекса или робототехнических устройств.

5.21.2. Направление демонтированного реакторного оборудования на захоронение, либо на дезактивацию в случае обоснования повторного использования по согласовании с ТЦГСЭН.

5.22. На период выполнения работ по ВЭ ПР составляется технологический регламент ВЭ, в котором в целях обеспечения безопасности персонала, населения и окружающей среды устанавливаются основные приемы и общий порядок организации и производства операций и работ, выполняемых в соответствии с проектом ВЭ ПР с момента их начала и до завершения ВЭ ПР.

5.23. В проекте ВЭ ПР должны быть рассмотрены решения по демонтажу зданий и сооружений реактора, обращению с демонтированными строительными конструкциями и объему работ по реабилитации прилегающей территории.

5.24. Демонтаж зданий реактора должен быть увязан по срокам с учетом работ по прекращению эксплуатации промышленной площадки реактора в целом.

5.25. В проекте ВЭ ПР должны быть отражены технические решения и мероприятия по обеспечению радиационной безопасности следующих основных технологических процессов:

- временного хранения выгруженного ОЯТ, передачи его за пределы здания реактора на длительное хранение или переработку по истечении регламентного срока выдержки;

- подготовки и проведения работ по удалению радиоактивных иловых отложений и механических предметов из технологических шахт реактора, бассейнов выдержки продукции и топлива, транспортно-технологических бассейнов и галерей, выделению их в самостоятельную технологическую зону временного хранения ТРО в контейнерах; хранения загрязненных технологических инструментов, резки и брикетирования технологических каналов;

- дезактивации оборудования, систем и строительных конструкций здания и сооружений реактора;

- герметизации шахты реактора с оборудованием от окружающей среды, демонтажа оборудования, строительных конструкций, зданий и сооружений реактора;

- проектировании, сооружении, эксплуатации и ликвидации временных защитных барьеров внутри здания реактора;

- консервации оборудования и систем реактора;

- проектировании, сооружении и эксплуатации хранилищ временного и длительного назначения, предназначаемых для обращения с образующимися радиоактивными отходами при выводе из эксплуатации реактора, транспортировании радиоактивных отходов в хранилища;

- сбора, сортировки, первичной обработки, переработки, контейнеризации, транспортировании радиоактивных демонтируемых компонентов оборудования и систем реактора и строительных конструкций;

- реабилитации территории расположения реактора после вывода его из эксплуатации.

5.26. К выполнению работ по ВЭ ПР должны допускаться лица, прошедшие соответствующий инструктаж и проверку знаний по охране труда и радиационной безопасности.

5.27. Для всех технологических операций на реакторе должен быть предусмотрен комплекс противопожарных мероприятий в объеме действующей нормативной документации.

5.28. В проекте ВЭ ПР должны быть определены условия, сроки и способы ликвидации наружных коммуникаций, содержащих радиоактивные среды (системы специальной и промышленной канализации, пульпопроводы, "метро", газгольдеры и т.п.).

 6. КОМПЛЕКСНОЕ ИНЖЕНЕРНОЕ И РАДИАЦИОННОЕ ОБСЛЕДОВАНИЕ РЕАКТОРА

6.1. Разработке проекта ВЭ ПР должно предшествовать проведение комплексного инженерного и радиационного обследования реактора комиссией, назначаемой эксплуатирующей организацией. КИРО должно проводиться по специальной программе.

6.2. Основной целью КИРО является детальное обследование и оценка ядерного, радиационного и физического состояния оборудования, систем, коммуникаций, зданий, сооружений и территории площадки расположения реактора, включая:

- обследование радиационной обстановки в помещениях реакторной установки и промышленной площадки реактора с составлением картограмм радиоактивных загрязнений и мощностей доз излучения, а также оценку радионуклидного и химического состава загрязнений;

- обследование радиационной обстановки на территории санитарно-защитной зоны реакторной установки с составлением картограмм радиоактивного загрязнения и мощностей доз излучения, включая места расположения хранилищ технологических отходов и загрязненных участков территории, а также оценку радионуклидного состава загрязнений;

- гидрогеологическое исследование водоносных горизонтов в местах возможного выхода радиоактивных веществ с целью определения путей миграции радионуклидов с грунтовыми водами с последующим контролем гидрогеологической обстановки на территории площадки и на территории СЗЗ;

- обследование состояния подлежащих демонтажу сооружений, систем, оборудования и конструкций реакторной установки с целью оценки их прочностного состояния и остаточного ресурса с учетом данных длительных наблюдений воздействия природных процессов и явлений на основания зданий и сооружений ниже их нулевой отметки;

- обследование состояния зданий, сооружений, оборудования и систем, необходимых для производства работ по ВЭ ПР, с целью оценки их работоспособности и надежности при возможном использовании в процессе вывода из эксплуатации реакторной установки;

- определение радионуклидного состава и физико-химического состояния радиоактивных материалов, их активности и зон локализации радиоактивных загрязнений, природу их образования (активация, перенос теплоносителем, аварии и др.);

- оценку радиационных характеристик просыпей и фрагментов топлива в графитовой кладке реактора, образовавшихся вследствие аварий и разрушений ТВС;

- выполнение экспериментальных работ по определению масс и зон локализации просыпей топлива в графитовой кладке реактора с оформлением результатов и заключения по ядерной безопасности;

- выполнение экспериментальных работ по определению активности долгоживущих продуктов деления и трансурановых радионуклидов и зон их локализации в графитовой кладке реактора, при эксплуатации которого имели место аварии с ТВС;

- определение количественных данных по массе, составу и состоянию делящихся материалов с целью регламентации условий ядерной безопасности бассейнов выдержки, транспортно-технологических галерей и хранилища ОЯТ, оборудования с отложениями делящихся материалов, шахт и хранилищ с радиоактивными отходами, содержащими делящиеся материалы;

- определение величины наведенной активности конструкционных и строительных материалов активной зоны (графита, бетона, металла и др.) с прогнозом динамики активности на длительное время на основе расчетов и реперных экспериментов;

- определение общих объемов (масс) и радиационных характеристик образующихся отходов с их классификацией по удельной активности на основе установленных ОСПОРБ-99 критериев.

6.3. По результатам КИРО эксплуатирующая организация должна разработать программу работ по выводу из эксплуатации реактора, которая должна быть частью технического задания на разработку проекта ВЭ ПР и самого проекта.

6.4. Обследование и оценка состояния основного реакторного оборудования должны проводиться на стадии подготовки реактора к длительной выдержке после его останова и выгрузки топлива.

6.5. Комплексное инженерное и радиационное обследование реакторного оборудования должно проводиться с целью определения наличия и количества делящихся материалов в реакторе с точки зрения ядерной безопасности и получения информации о фактическом техническом состоянии основного оборудования и систем остановленного реактора:

- для разработки, при необходимости, технологии удаления делящихся материалов из реактора;

- для использования штатных систем реактора при техническом обеспечении работ по выводу из эксплуатации реакторного оборудования;

- для уточнения продолжительности этапов вывода из эксплуатации.

6.6. Результаты КИРО должны использоваться также для прогнозирования поведения узлов и сборок реакторного оборудования находящихся в эксплуатации ПР и для разработки проектов по их ВЭ.

6.7. Обследование должно проводиться по следующим основным направлениям:

- оценка ядерной безопасности реакторной установки и, при необходимости, определение вариантов приведение реактора в ядерно-безопасное состояние;

- оценка радиационной обстановки в районах обследования;

- оценка общего технического и прочностного состояния реакторного оборудования и основных несущих металлоконструкций;

- определение работоспособности оборудования и систем, обеспечивающих технологические потребности реактора в период консервации;

- обследование мест проведения и определение объема предполагаемых работ по обрезке, сварке и контролю элементов оборудования;

- определение радиоактивности отдельных элементов конструкций и уровней излучения от них;

- определение общего количества радиоактивных отходов и разделение их по категориям, определение величины спада радиоактивности и уровней излучения в зависимости от времени выдержки.

6.8. Конкретный объем обследования должен уточняться на месте в зависимости от радиационной обстановки, возможности организации доступа к зонам обследования и наличия соответствующего инструмента, приспособлений и оборудования по разрезке, расчистке и доставке средств контроля к местам обследования.

6.9. С целью снижения доз облучения персонала целесообразно совмещать по возможности отдельные виды работ по обследованию.

6.10. Обследование должно проводиться в соответствии с разрабатываемыми рабочими программами и рабочими методиками для конкретного оборудования.

6.11. Программой КИРО должны быть определены перечень реакторного оборудования, подлежащего обследованию, и объем обследования.

6.12. К реакторному оборудованию, подлежащему обследованию, относятся:

- оборудование и трубопроводы, подлежащие демонтажу (водяные коммуникации, линии контроля расхода и температуры теплоносителя, разгрузочные кассеты, машины перемещения гайковертов, разгрузочные механизмы и др.);

- коммуникации и трубопроводы, подлежащие разрезке и глушению, (коммуникации измерения температуры и влажности, каналы ионизационных камер, трубы схемы "Е", трубы сливных водоводов, воздуховоды подсоса схемы "Р", выходы трактов ячеек после демонтажа разгрузочных механизмов и др.);

- основное несменяемое оборудование (металлоконструкции схем реактора, кожух реактора, бандажи кладки, графитовая кладка, бетонная шахта реактора и др.).

6.13. По результатам обследования должны быть составлены:

- картограммы обследования радионуклидного состава загрязнения оборудования реактора;

- картограммы мощностей доз излучения по объему конструкции реактора;

- прогноз величин эффективных доз облучения персонала по перечню основных технологических операций для различных вариантов вывода;

- прогноз величин коллективных дозовых нагрузок и трудозатрат;

- прогноз радиационной обстановки на различных этапах программных работ по выводу из эксплуатации реактора с учетом спада активности и уточнения необходимого времени консервации, захоронения или ликвидации реактора.

6.14. Порядок проведения КИРО должен быть спланирован в зависимости от радиационной обстановки, возможности организации доступа к зонам обследования, наличия соответствующего инструмента и приспособлений, готовности оборудования по обрезке, разрезке, сварке герметизирующих заглушек шахты реактора, а также доставки технологической оснастки и средств контроля к месту обследования и последующих работ.

6.15. Радиационная безопасность персонала при проведении КИРО должна обеспечиваться путем неукоснительного выполнения персоналом разработанной и утвержденной администрацией эксплуатирующей организации "Инструкции по радиационной безопасности при выполнении работ по выводу из эксплуатации ядерной установки" и правил личной гигиены при работах в условиях ионизирующих излучений.

6.16. В разрабатываемых технологических регламентах администрацией эксплуатирующей организации, научными, конструкторскими и специализированными организациями должны определяться конкретные технические и организационные требования по обеспечению радиационной безопасности персонала при проведении работ по КИРО и проектируемых технологических операций на оборудовании и системах реактора.

 7. ТРЕБОВАНИЯ К ОРГАНИЗАЦИИ И ВЫПОЛНЕНИЮ РАБОТ ПО ДЕМОНТАЖУ ОСНОВНОГО ОБОРУДОВАНИЯ РЕАКТОРА

7.1. Выполнение работ по этапам ВЭПР должно производиться в соответствии с проектом. Конкретные требования к проведению работ и их организации должны быть изложены в специальном разделе проекта ВЭПР.

7.2. При проектировании и выполнении работ следует учитывать специфику условий труда при выгрузке ядерного горючего, ревизии и демонтажу основного оборудования реактора с учетом сложившейся радиационной обстановки в случае имевших место аварий и проведения определенных объемов работ по ликвидации их последствий.

7.3. В проекте ВЭПР необходимо предусмотреть комплекс инженерно-технических, организационных и радиационно-гигиенических мероприятий по обеспечению нормальных условий труда и радиационной безопасности персонала (готовность транспортно-технологического оборудования, технологической оснастки, подготовка и расстановка персонала, обеспечение средствами биологической защиты, защитными контейнерами, дистанционными приспособлениями и инструментами, контрольными приборами и т.п.) с составлением соответствующих актов о полной готовности к проведению намеченных работ.

7.4. Наряду с мероприятиями по подготовке и проведению работ по выгрузке и вывозу облученного ядерного топлива должны разрабатываться подробные рабочие планы-графики проведения работ по отдельным службам, производственным участкам и отдельным наиболее ответственным операциям по демонтажу оборудования, учитывающие конкретные радиационные условия проведения этих операций.

7.5. При составлении рабочих планов-графиков подготовительных и демонтажных работ следует обращать внимание, в частности, на широкое использование телеустановок и оптических приборов для дистанционного осмотра оборудования, на качественную подготовку рабочих мест и подходов к ним, на систему радиометрического и дозиметрического контроля, на своевременную замену и дезактивацию спецодежды, спецобуви и бесперебойное обеспечение работающих дополнительными средствами индивидуальной защиты, на необходимость регулярной дезактивации оборудования и поверхностей в производственных помещениях и т.п.

7.6. Планы-графики подготовки и проведения радиационно- и ядерно-опасных работ при ВЭПР должны быть согласованы с уполномоченными ЦГСЭН.

7.7. При работах по демонтажу реакторного оборудования должны быть выполнены, как правила, следующие мероприятия:

- произведены необходимые отключения (технологические и электрические) и приняты меры против ошибочной или самопроизвольной подачи сред с радиоактивными веществами на место производства работ и включения оборудования;

- определены виды радиационного воздействия на месте производства работ;

- организованы саншлюзы;

- проведена дезактивация оборудования;

- организованы временные или стационарные ремонтные зоны;

- предприняты меры к локализации, сбору и удалению РАО.

7.8. При выполнении работ по ВЭПР все резервные системы и оборудование, обеспечивающие радиационную безопасность, должны находиться в состоянии постоянной готовности к работе и, если это предусмотрено проектом, к автоматическому включению. Эти резервные системы и оборудование должны быть опробованы в работе в соответствии с регламентом.

7.9. Для проведения ревизии, осмотра оборудования и работ по его демонтажу в проекте ВЭПР необходимо предусматривать:

- возможность периодического осмотра состояния, контроля корпуса и внутрикорпусных устройств реактора включая специальную оснастку;

- мероприятия по предотвращению разноса радиоактивных веществ в смежные помещения и за пределы зоны строгого режима;

- разработку системы комплексной механизации демонтажных работ при минимальном уровне дозозатрат;

- разработку и поставку специального комплекта инструмента и оснастки для осмотра и демонтажа оборудования; организацию специальных мест для размещения этого комплекта в реакторном зале и в других производственных помещениях, предусмотрев изготовление стеллажей и передвижных верстаков с обеспечением достаточного местного освещения;

- свободный доступ к демонтируемому оборудованию и возможность его беспрепятственного демонтажа и транспортирования. Ремонтные проемы должны быть для круглых сечений диаметром не менее 0,8 м и прямоугольных сечений 0,6 м по ширине и 0,8 м по высоте; грузоподъемные механизмы должны иметь дистанционное управление;

- устройство специальных площадок для сбора, дезактивации и временного хранения демонтированного оборудования, защитных транспортабельных кабин с манипуляторами, переносных защитных экранов и т.п.;

- работоспособность вентиляционных систем в соответствии с требованиями раздела 9 настоящих правил;

- средства механической подачи инструментов и необходимых для демонтажа материалов как к месту проведения работ, так и к месту их дезактивации и захоронения;

- систему приготовления и подачи дезактивирующих растворов, схему и специальное оборудование для дезактивации всего технологического контура и отдельных узлов, а также систему подачи растворов в технологические помещения для дезактивации пола, стен, потолков и наружной поверхности оборудования;

- стационарную разводку электросварочной и газосварочной сетей;

- саншлюзы переносного типа у мест проведения работ с установкой для дезактивации обуви. К местам вероятной установки переносных саншлюзов должны быть предусмотрены подводки горячей и холодной водой, дезактивирующих растворов и спецканализации, а также электропитание для приборов дозиметрического контроля;

- освещение со стационарными светильниками, устройства для подключения переносных светильников и ламп-прожекторов с обеспечением освещенности в местах проведения работ не менее 200 лк.

7.10. При извлечении из реактора аварийных твэлов и демонтируемых радиоактивных материалов необходимо предварительно осуществлять комплекс мероприятий по защите работающих от внешнего излучения и предотвращению загрязнения поверхностей реакторного зала и других помещений реактора: дополнительное экранирование, дистанционные устройства, настилка пластиковых ковриков, организация режима ног и временных саншлюзов, применение дополнительных средств индивидуальной защиты.

7.11. При проведении демонтажных работ для обеспечения радиационной безопасности персонала должны быть предприняты следующие меры:

- максимальное использование средств механизации и сокращение ручного труда;

- при необходимости, должна быть проведена дезактивация оборудования, помещений;

- перед входом в помещения, где производится работы, необходимо устанавливать предупреждающие плакаты и промаркировать маршруты прохода персонала к рабочим местам;

- место проведения работ со вскрытием радиоактивного оборудования должно быть ограничено видимым барьером, площадь выделенной зоны должна быть минимальной;

- перед началом демонтажных работ из помещения должно быть удалено все легко транспортируемое оборудование, приборы и другие детали для предотвращения их радиоактивного загрязнения;

- во время работ на рабочих местах должен находиться только персонал, присутствие которого необходимо;

- инструменты должны быть с особой маркировкой и размещаться на специальных поддонах или в ящиках, выполненных из легко дезактивируемого материала. Загрязненные инструменты подлежат дезактивации и их использование для работ на незагрязненном оборудовании должно быть исключено;

- демонтированное оборудование и детали в зависимости от уровня радиоактивного загрязнения необходимо транспортировать в пластикатовых мешках или специальных контейнерах;

- при сварочных работах на радиационно-опасном оборудовании или его резке необходимо производить отсос газов и аэрозолей непосредственно от мест сварки, а удаляемый воздух должен подвергаться эффективной очистке на фильтрах. Работающие должны обеспечиваться средствами защиты глаз и органов дыхания;

- персонал, участвующий в работах, должен быть обеспечен оперативным дозиметрическим контролем;

- после окончания работ необходимо провести общую дезактивацию помещений с последующим радиационным контролем.

7.12. Все работы с деталями, оборудованием и приборами, извлеченными из активной зоны, должны проводиться после предварительной дезактивации и соответствующего срока выдержки для снижения наведенной активности. Срок выдержки таких деталей устанавливается в каждом конкретном случае в зависимости от исходной активности, периода полураспада радионуклида и других факторов.

Крупное оборудование или его фрагменты должны дезактивироваться непосредственно на месте его размещения. Мелкое оборудование и детали должны подвергаться очистке и дезактивации в специально оборудованном помещении или на выделенном участке.

7.13. Перемещение оборудования, загрязненного радиоактивными веществами, к местам сбора, хранения или захоронения необходимо производить по кратчайшему пути. При этом должно быть полностью исключено транспортирование его по помещениям зоны свободного режима.

7.14. Выгруженные из приреакторной и активной зоны реактора предметы (оборудование, детали, приборы) должны размещаться в предназначенных для них проектом местах с использованием необходимой защиты (шахты, бассейны, контейнеры).

При извлечении любых материалов из реактора, а также бассейна выдержки или других мест их временного хранения должны приниматься меры, исключающие попадание радиоактивной воды на поверхности помещение и оборудования.

7.15. Проведение работ по демонтажу реакторного оборудования должно сопровождаться планированием облучаемости персонала в соответствии с разработанным перечнем радиационно-опасных работ.

Технологические операции, при которых ожидаемые коллективные дозы превышают 0,5 чел.3в, или 10 м3в по эффективной индивидуальной дозе, должны выполняться по специальным программам обеспечения радиационной безопасности, разработанным администрацией ПР и согласованным уполномоченными ЦГСЭН.

7.16. При выполнении радиационно-опасных работ должен проводиться предварительный инструктаж персонала по правилам радиационной безопасности с указанием характера и последовательности проведения работ. Эти мероприятия должны быть отражены в должностных инструкциях по порядку их проведения. При особо неблагоприятной радиационной обстановке необходимо проводить предварительную отработку предстоящих операций на неактивном оборудовании или макетах.

 8. ТРЕБОВАНИЯ К ДЕЗАКТИВАЦИИ ДЕМОНТИРУЕМОГО ОБОРУДОВАНИЯ И ПРОИЗВОДСТВЕННЫХ ПОМЕЩЕНИЙ

8.1. Для выполнения работ по дезактивации реакторного оборудования и производственных помещений в проекте ВЭ ПР должна быть подтверждена возможность использования действующей штатной схемы дезактивации как на месте производства работ, так и в цехе дезактивации эксплуатирующей организации, на территории которой расположен выводимый из эксплуатации реактор.

8.2. Основные решения по технологии проведения дезактивации, рецептуре дезактивирующих растворов и техническим средствам должны быть представлены в отдельном разделе "Дезактивация оборудования и помещений реактора" проекта ВЭ ПР.

8.3. В проекте ВЭ ПР должны быть предусмотрены конкретные мероприятия по организации дезактивационных работ, включающие:

- методы и средства дезактивации;

- определение состава дезактивирующих растворов;

- место, условия приготовления и подачу дезактивирующих реагентов на производственные участки;

- условия сбора отработавших дезактивирующих растворов и подачу их в существующую систему спецканализации или вывоза в цех переработки ЖРО эксплуатирующей организации;

- условия дезактивации I и II контуров реактора в сборе;

- мероприятия по предупреждению распространения (локализации) радиоактивного загрязнения от дезактивируемого оборудования.

8.4. Дезактивация оборудования и помещений на этапах ВЭ ПР должна проводиться с целью обеспечения безопасных условий работы персонала и решения вопросов дальнейшей утилизации демонтируемого технологического оборудования.

8.5. Система дезактивации должна проектироваться с учетом характера загрязнений и возможности дезактивации части оборудования, которое впоследствии может быть использовано вторично.

8.6. В проекте ВЭ ПР должно быть предусмотрено разделение оборудования реактора по величине радиоактивного загрязнения на следующие группы:

- высокоактивное оборудование, не подлежащее дезактивации ввиду наличия высокой наведенной активности (ТК, рабочие и регулирующие каналы, трубопроводы, металлоконструкции реактора, графитовая кладка и др.);

- дезактивируемое перед демонтажем оборудование реактора (плитный настил, РЗУ, шторная защита, гайковерты, гидроподъемники и др.);

- оборудование, необходимость дезактивации которого определяется непосредственно перед демонтажем, исходя из конкретного уровня радиоактивного загрязнения (оборудование ЦЗ и шахт выдержки, транспортно-технологическое оборудование реактора и др.).

8.7. Для преддемонтажной дезактивации в рабочем состоянии должны находиться следующие технические средства:

- узел приготовления и подачи дезактивирующих растворов;

- гидромониторы;

- пеногенераторы и ПЭРы;

- установки подачи пара, сжатого воздуха и электроэнергии;

- установки систем сбора и удаления дренажных вод и отработанных дезактивирующих растворов;

- установки приготовления и нанесения защитных аккумулирующих покрытий.

8.8. Демонтаж системы дезактивации должен производиться только после завершения всего объема демонтажных работ оборудования реактора.

8.9. При проектировании и при проведении работ по дезактивации следует предусматривать повторное использование дезактивирующих растворов по замкнутому циклу и минимизацию образования ЖРО.

8.10. Отработавшие дезактивирующие растворы должны подлежать утилизации как ЖРО.

8.11. Очистка внутренних поверхностей бассейнов и шахт должна осуществляться с использованием специальной, предусмотренной проектом ВЭ, технологической оснастки под защитным слоем воды. В проекте ВЭ ПР должны быть предусмотрены мероприятия по условиям и методам дезактивации внутренних поверхностей бассейнов и шахт

 9. ТРЕБОВАНИЯ К РАБОТЕ СИСТЕМ ВЕНТИЛЯЦИИ

9.1. На этапах выполнения работ по ВЭ ПР системы вентиляции и газоочистки должны обеспечивать защиту воздушной среды производственных помещений и атмосферного воздуха от загрязнения радиоактивными и другими вредными веществами и обеспечение нормируемых метеорологических условий на рабочих местах в производственных помещениях с использованием существующих и монтажом, при необходимости, дополнительных вентсистем и воздухоочистительных устройств.

9.2. На первом этапе работ по ВЭ все системы вентиляции должны подлежать ревизии и испытанию на соответствие фактических параметров проекту ВЭ ПР, а при необходимости модернизации и ремонту.

9.3. Эксплуатация вентиляционных систем в зависимости от выполняемых в помещении работ должна осуществляться либо в измененном, либо в номинальном режиме, принятом ранее проектом реактора, с обеспечением направленности движения воздуха из помещений с меньшим в помещения с большим возможным загрязнением и разрежением. Должен сохраняться принцип раздельной вентиляции помещений зоны строгого и зоны свободного режима.

9.4. В помещениях, в которых проектом ВЭ ПР предусмотрено проведение радиационно-опасных операций, сопровождающихся выделением радиоактивных веществ, должен быть обеспечен отрицательный дисбаланс воздуха. Величина дисбаланса определяется назначением помещения и характером выполняемых работ.

9.5. При работе приточно-вытяжных систем ЦЗ реактора в проемах входных лабиринтов должна поддерживаться скорость движения воздуха не менее 0,5 м/с, препятствующая распространению радиоактивных веществ в смежные помещения и коридоры.

9.6. После останова реактора вентиляционные системы должны эксплуатироваться до полного завершения работ по этапам ВЭ.

По мере завершения работ по демонтажу и консервации реакторной установки вентиляционные системы могут быть отключены и демонтированы согласно проекту ВЭ ПР.

Изменение режима работы, прекращение работы отдельных вентиляционных систем или сооружение дополнительных систем на отдельных производственных участках должно быть обосновано в проекте ВЭ ПР и допускается по ходу выполнения программных работ по вариантам ВЭ после согласования с уполномоченными ЦГСЭН.

9.7. При выполнении демонтажных работ на радиационно-опасных производственных участках допускается увеличение воздухообменов путем перераспределения воздуха по помещениям или изменение трассировки воздуховодов соответствующих систем вентиляции.

9.8. Существующая система воздухоснабжения пневмокостюмов должна работать в штатном режиме на этапах ВЭ.

9.9. В проекте ВЭ должны быть представлены сведения по конструктивному решению фильтровальных вентиляционных установок, их технической характеристике, средствам транспортирования к месту проведения работы, к техническому устройству узла, позволяющего подавать воздух от установок в вентиляционные системы реактора с учетом расположения вытяжных воздуховодов, размеров производственных помещений, неопределенности мест возможного проведения операций. Выброс воздуха от фильтровальных вентиляционных установок в рабочие помещения не допускается.

9.10. На фильтровальных вентиляционных установках должна оборудоваться ступень грубой очистки, позволяющая продлить срок службы фильтров тонкой очистки.

9.11. При проведении операций по извлечению ТРО из технологических шахт ЦЗ, удалению высокоактивных иловых отложений из основных и промежуточных бассейнов выдержки топлива и продукции, включая транспортно-технологическую галерею, и при дезактивации внутренних поверхностей шахт и бассейнов должны использоваться существующие штатные вытяжные системы этих сооружений.

9.12. При использовании освобожденных от ТРО и иловых отложений технологических шахт ЦЗ и основных и промежуточных бассейнов выдержки топлива и продукции для временного хранения в контейнерах образующихся при демонтаже реакторного оборудования ТРО, данные сооружения должны обслуживаться отдельными системами вытяжной вентиляции. Производительность систем должна приниматься из условия создания разрежения в объемах шахт и бассейнов не менее 5 мм вод.ст. и скорости движения воздуха в открываемых проемах перекрытий не менее 0,3 м/с.

9.13. В проекте ВЭ ПР должен быть представлен прогноз концентрации механической пыли, токсических газов и объемной активности аэрозолей в воздухе помещений при проведении демонтажа оборудования и строительных конструкций, необходимые для обоснования использования СИЗОД и оценки эффективности работы фильтров на системах вытяжной вентиляции.

В ходе выполнения работ по ВЭ должен проводиться контроль содержания токсических и радиоактивных веществ в воздушной среде помещений и эффективности работы фильтров.

9.14. Для повышения эффективности очистки удаляемого воздуха, пропускной способности фильтров и увеличения сроков их эксплуатации системы вытяжной вентиляции зоны строгого режима должны оборудоваться комбинированными аэрозольными фильтрами с грубой и тонкой ступенями очистки.

 10. МЕТОДЫ И СРЕДСТВА ИНДИВИДУАЛЬНОЙ ЗАЩИТЫ И ЛИЧНОЙ ГИГИЕНЫ ПЕРСОНАЛА

10.1. Персонал, принимающий участие в работах по ВЭ ПР, должен быть обеспечен в необходимом количестве основными и дополнительными СИЗ в зависимости от вида, класса и степени тяжести работ, уровня и характера загрязнений воздуха, поверхностей помещений и оборудования.

10.2. Основной комплект СИЗ должен включать: комбинезон или костюм (куртка, брюки), халат, спецобувь, нательное белье, шапочку или шлем, носки и перчатки. Кроме того, в санпропускнике должны выдаваться сандалии, носовые платки разового использования из марли или отбеленной бязи, мыло туалетное (банное), полотенца, мочалки из синтетических материалов.

10.3. Персонал, выполняющий работы по дезактивации и уборке помещений, должен обеспечиваться дополнительной спецодеждой из пленочных материалов и материалов с полимерным покрытием - полухалаты, полукомбинезоны, фартуки, чехлы и т.д.).

10.4. Персонал, проводящий работы по сварке или резке металла, загрязненного радионуклидами, должен быть обеспечен специальными СИЗ сварщика из искростойких и дезактивируемых материалов, а также средствами защиты глаз и рук.

10.5. При выполнении работ в условиях возможного аэрозольного загрязнения воздуха радиоактивными или токсическими веществами в качестве СИЗОД должны использоваться в зависимости от уровня и характера загрязнений - респираторы, противогазы, самоспасатели, автономные изолирующие дыхательные аппараты, шланговые изолирующие - пневмо-полумаски, пневмомаски, пневмошлемы, пневмокуртки, а в отдельных случаях - изолирующие костюмы (шланговые изолирующие костюмы, автономные изолирующие костюмы).

10.6. При проведении работ, связанных с наличием других профессиональных факторов воздействия (шум, вибрация, ультразвук, неблагоприятные метеоусловия и т.п.), персонал должен быть обеспечен СИЗ в соответствии с требованиями специальных правил.

10.7. Все работающие обязаны пройти инструктаж и обучение правилам пользования изолирующими СИЗОД с обязательными тренировками по работе с применением СИЗОД и изолирующих костюмов. При обучении следует использовать прилагаемые эксплуатационные документы (техническое описание и инструкцию по эксплуатации). Особое внимание при этом следует обращать на необходимость использования СИЗ в течение всего времени работы в условиях загрязнения радиоактивными веществами.

10.8. В нарядах-допусках на проведение работ в радиационно-опасных условиях должны указываться обязательные к применению СИЗ.

10.9. Тип и модификация используемых СИЗ и СИЗОД должны определяться характером и радиационно-гигиеническими условиями выполняемых работ по ВЭ ПР.

10.10. Дополнительные СИЗ из пленочных материалов и материалов с полимерным покрытием подвергаются дезактивации в саншлюзе или другом специально отведенном месте, как правило, после каждого пользования. Если после предварительной дезактивации уровни их загрязнения превышают допустимые, они направляются в спецпрачечную.

10.11. На выходе из рабочих помещений или открытых участков работ по ВЭ ПР следует использовать переносные саншлюзы или организовать санитарные барьеры, проверить загрязненность спецодежды и других СИЗ и при превышении допустимых уровней загрязнения сдать их на дезактивацию, а самому работнику принять душ.

10.12. Загрязненные выше допустимых уровней спецодежда и другие СИЗ направляются на дезактивацию в спецпрачечную эксплуатирующей организации.

Эксплуатирующая организация должна обеспечивать смену основной спецодежды и белья не реже одного раза в 10 дней.

10.13. В случае радиоактивного загрязнения кожных покровов тела и рук для их дезактивации должны применяться специальные моющие препараты, эффективно удаляющие загрязнения и не способствующие поступлению радионуклидов через кожу в организм.

10.14. Администрация реакторной установки должна обеспечить постоянное наличие моющих средств для дезактивации кожных покровов в санпропускнике и в саншлюзах.

10.15. В случае загрязнения радиоактивными веществами личная одежда и обувь подлежат дезактивации под контролем СРБ, для чего должен быть предусмотрен пункт дезактивации личной одежды. В случае невозможности дезактивации личная одежда подлежит захоронению как радиоактивные отходы.

10.16. В помещениях, характеризующихся загрязнением радиоактивными веществами, запрещается:

- пребывание персонала без необходимых средств индивидуальной защиты и ИДК;

- хранение пищевых продуктов, табачных изделий, домашней одежды, косметических принадлежностей, художественной литературы и других предметов, не имеющих отношения к работе;

- прием пищи, курение, пользование косметическими принадлежностями.

10.17. Для персонала, выполняющего работы на производственных участках ПР и работы по реабилитации территории промплощадки, должно быть предусмотрено устройство питьевых фонтанчиков.

 11. РЕАБИЛИТАЦИЯ ТЕРРИТОРИИ ПРОМЫШЛЕННОЙ ПЛОЩАДКИ РЕАКТОРА

11.1. Предусмотренный проектом по вариантам ВЭ ПР комплекс технических и гигиенических мероприятий должен приниматься с учетом сложившейся радиационной обстановки на реакторе и его промплощадке в целом за весь период эксплуатации.

11.2. В составе проекта ВЭ ПР независимо от числа выводимых реакторных установок должен предусматриваться раздел "Реабилитация промышленной площадки реактора" с обеспечением технических и гигиенических решений по:

- ликвидации имеющихся хранилищ технологических ТРО и загрязненных участков территории промплощадки;

- реабилитации территории промплощадки.

11.3. В проекте на генеральном плане промплощадки должны быть указаны места расположения хранилищ технологических ТРО, коммуникаций, транспортировавших ЖРО (спец- и промканализация, пульпопроводы, "метро" и т.п.), загрязненных участков территории. По каждому хранилищу должна быть приведена характеристика ТРО по категориям с указанием суммарной активности, мощности дозы гамма-излучения и их общего объема.

11.4. В разделе проекта реабилитации территории промплощадки должны быть приведены:

- картограмма мощности дозы гамма-излучения и уровни радиоактивного загрязнения участков территории с определением их границ и площади;

- характеристика радионуклидного состава загрязнений территории, включая данные по трансурановым элементам;

- данные по глубине загрязненного грунта в местах расположения ликвидируемых хранилищ технологических ТРО, коммуникаций, транспортировавших ЖРО (спец- и промканализация, пульпопроводы, "метро" и т.п.), загрязненных участков территории;

- условия сбора и транспортирования контейнеров с удаляемым загрязненным грунтом на места захоронения и его объем;

- место расположения и характеристика хранилища для захоронения загрязненного грунта.

11.5. Необходимость и объем проведения работ по реабилитации территории определяются принятым вариантом ее дальнейшего использования. В случае решения об использовании территории без ограничения после завершения работ по ее реабилитации годовая индивидуальная доза облучения не должна превышать 10 мк3в , а коллективная - 1 чел.х3в.

11.6. В проекте ВЭ должно предусматриваться зонирование площадки проведения работ по реабилитации загрязненной территории на условно чистую и грязную зоны, которое должно обеспечиваться:

- установкой ограждения по периметру грязной зоны;

- сооружением временных дорог;

- организацией пунктов мойки и дозконтроля техники и автотранспорта на выезде из грязной зоны;

- выделением в грязной зоне участков сбора, временного хранения и дозконтроля контейнеров с удаляемым загрязненным грунтом, растительностью (деревья и кустарники) и ТРО из технологических хранилищ;

- местами стоянки специальной техники, используемой на работах по вскрытию хранилищ и перегрузке ТРО;

- местами размещения съемных приспособлений спецтехники;

- местами размещения установок пылеподавления (душирование, пленкообразующие устройства и др.);

- строительством облегченного сооружения для предварительной сортировки ТРО, извлеченных из хранилищ и загрязненных участков территории;

- использованием существующих стационарных санпропускников и, при необходимости, обеспечением дополнительно вагон-бытовками санпропускникового типа.

11.7. В проекте ВЭ ПР в порядке последовательности их реализации должны быть рассмотрены основные технологические решения по разгрузке и ликвидации технологических хранилищ ТРО и коммуникаций, транспортирующих ЖРО, реабилитации территории:

- разборка технологических хранилищ ТРО и загрязненных участков территории;

- система обращения с образующимися в процессе работ по реабилитации территории ТРО;

- условия вторичной реализации получаемых из перерабатываемых ТРО металлов и др. материалов;

- реабилитация территории, занимаемой технологическими хранилищами ТРО;

- реабилитация территории, занимаемой загрязненными участками, с последовательным вывозом удаляемого грунта и засыпкой чистым грунтом;

- транспортирование и захоронение контейнеров с переработанными и не переработанными ТРО в специально предназначенное хранилище ТРО.

11.8. Работы по реабилитация территории должны выполняться поэтапно до полного их завершения на одном участке с переходом на последующий участок и от участков с более высокими уровнями загрязнения к участкам с меньшими уровнями.

Очередность работ по участкам и сроки их выполнения определяются программой и графиком работ.

11.9. Работы по реабилитации территории должны выполняться только после завершения работ по разборке технологических хранилищ ТРО и коммуникаций ЖРО.

11.10. Все сооружения, предназначенные для обеспечения работ по разгрузке технологических хранилищ ТРО, подлежат демонтажу после их завершения и должны проектироваться как временные разборные и демонтируемые объекты.

Работы по разгрузке технологических хранилищ ТРО и реабилитации территории должны выполняться в теплое время года.

11.11. В целях обеспечения радиационной безопасности персонала работы по разгрузке технологических хранилищ ТРО и выемке грунта с загрязненных участков территории должны выполняться с использованием специальной техники (экскаваторы, бульдозеры, гусеничные краны и др.).

11.12. Кабины водителей спецтехники должны быть оборудованы:

- биологической защитой;

- смотровыми системами;

- выходным люком;

- системой радиосвязи;

- системой вентиляции с очисткой подаваемого воздуха.

11.13. По каждому виду спецтехники в проекте должны быть представлены расчеты биологической защиты кабины водителей.

11.14. В проекте ВЭ ПР должен быть определен порядок проведения работ по:

- извлечению ТРО из технологических хранилищ;

- первичной сортировке ТРО по категориям, агрегатному состоянию, размерам и др. (металлические, органические, сжигаемые, прессуемые и т.п.);

- фрагментации и измельчению крупногабаритных ТРО;

- очистке металлических отходов от грунта;

- загрузке ТРО в транспортные контейнеры для передачи на переработку или захоронение.

11.15. Для первичной сортировки и разделки извлеченных из технологических хранилищ ТРО в проекте должно предусматриваться специальное здание (сооружение), оборудованное системами приточно-вытяжной вентиляции и оснащенное специальными механизмами (грохот, бокс перегрузки, гидравлические и механические ножницы, различные виды газовой, плазменной или лазерной резки металла и др.) и вспомогательными технологическими оснастками (захваты, траверсы, тележки и др.).

11.16. Над проемом разгружаемого технологического хранилища проектом, при необходимости, должно предусматриваться сооружение разборного здания типа "Ангар", оборудованное устройством местной вытяжной вентиляции с очисткой удаляемого воздуха от радиоактивных загрязнений и мойкой автотранспорта, подлежащее ликвидации после завершения работ по разгрузке хранилища.

11.17. Работы по разгрузке хранилища технологических ТРО, при необходимости, должны проводиться с применением дистанционно-управляемого подъемно-транспортного оборудования, оснащенного специальными устройствами извлечения ТРО, системой освещения и телевизионного наблюдения.

11.18. Управление операциями разгрузки хранилища, при необходимости, должно осуществляться из операторской зоны сооружения "Ангар", отделенной от рабочей зоны защитной стеной.

11.19. В проекте ВЭ ПР должны быть рассмотрены технические решения по ликвидации бетонных конструкций хранилища технологических ТРО.

11.20. Для обеспечения пылеподавления при работах по реабилитации территории должно предусматриваться умеренное душирование в зоне производства работ.

11.21. На всех этапах ВЭ должны быть задействованы штатные, а при необходимости, созданы дополнительные пункты ДК и дезактивации выезжающего с промплощадки транспорта.

 12. ОБРАЩЕНИЕ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ

12.1. В проекте ВЭ ПР должны быть приведены данные по количественному и качественному составу образующихся газоаэрозольных, жидких и твердых радиоактивных отходов.

12.2. Проектом должны быть предусмотрены технические, организационные и гигиенические мероприятия, направленные на поэтапное снижение величин выброса радиоактивных веществ на примере основных дозообразующих радионуклидов (ИРГ, йод, плутоний-239).

12.3. Газоаэрозольные выбросы в атмосферу должны проходить полную очистку по штатной схеме. Существующие штатные общеобменные вентиляционные системы, технологические системы продувки графитовой кладки и газоочистное оборудование на I и II этапах ВЭ должны, как правило, оставаться в работе без снижения расходов, ранее определенных проектом реакторной установки.

При необходимости по согласованию с уполномоченными ЦГСЭН допускается внесение в установленном порядке изменений в проектные режимы работы вентиляционных систем при соответствующем обосновании со стороны эксплуатирующей организации.

12.4. В проекте должны быть рассмотрены мероприятия по системе обращения с ЖРО, образующимися при дезактивации специальной техники, оборудования установок переработки ТРО, дезактивации контейнеров, автотранспорта, металлических отходов и др.

12.5. Проект должен предусматривать сбор ЖРО в емкости с последующим их направлением в соответствующую систему спецканализации площадки реактора и на штатную установку переработки ЖРО или на отверждение с последующим направлением отвержденных отходов на захоронение.

12.6. На всех этапах обращения с ЖРО в проекте должен предусматриваться радиационный и технологический контроль:

- ЖРО в местах сбора и временного хранения;

- ЖРО, поступающих на кондиционирование;

- активности и радионуклидного состава кондиционированных отходов.

12.7. Проектные решения по обращению с активными иловыми отложениями из бассейнов и шахт реакторной установки должны приниматься с учетом варианта удаления и переработки их на специальных установках или локализации иловых отложений на дне шахт и бассейнов с использованием связывающих компонентов.

12.8. В варианте ликвидации реактора удаление, переработка и перевод иловых отложение в отвержденное состояние с использованием эффективных связующих компонентов должно осуществляться по замкнутому технологическому циклу на специальных установках.

12.9. В проекте ВЭ ПР должны быть предусмотрены мероприятия по:

- удалению радиоактивных иловых отложений и инородных предметов из технологических шахт ЦЗ, основных и промежуточных бассейнов выдержки ОЯТ и готовой продукции и (или) их локализации в бассейнах и шахтах;

- технологии переработки илов с переводом их в отвержденное состояние и месту размещения установок для переработки;

- условиям возможного использования освободившихся объемов бассейнов и шахт на различных этапах ВЭ для временного хранения ТРО и части демонтированного оборудования реактора.

12.10. В целях предотвращения загрязнения окружающей природной среды при возможных протечках радиоактивных илов и вод из бассейнов и шахт в результате нарушения герметичности внутренней облицовки и появления неконтролируемых трещин в проекте ВЭ ПР должны предусматриваться технические решения по устройству защитных барьеров, исключающих радиоактивное загрязнение подземных вод и грунта.

12.11. Проектные решения должны обеспечивать сбор и контроль радиоактивных дренажно-десорбционных и грунтовых вод как из внутреннего объема созданного локализующего защитного устройства (барьера), так и по внешнему его периметру.

12.12. По внешнему периметру локализующего защитного устройства и под днищами бассейнов и шахт должна предусматриваться сеть наблюдательных скважин.

12.13. Откачиваемые радиоактивные дренажно-десорбционные воды должны направляться в спецканализацию на переработку.

12.14. Сброс средне- и высокоактивных дренажно-десорбционных вод и отработавших дезактивирующих растворов в существующие на промплощадке технологические открытые водоемы не допускается.

12.15. Установки для переработки иловых отложений должны быть компактными и демонтируемыми, стационарными или передвижными. Подача илов на установку должна быть механизированной и автоматизированной. Управление установкой должно быть дистанционным из операторской.

12.16. Установки целесообразно размещать вблизи очищаемых шахт и бассейнов.

12.17. Кондиционированные иловые отложения должны направляться на захоронение в хранилище в невозвратных защитных контейнерах.

12.18. В проекте ВЭ ПР должны быть приведены данные по прогнозируемому объему, активности, радионуклидному и химическому составу удаляемых иловых отложений.

12.19. В проекте по варианту "ликвидация" должны быть рассмотрены условия, методы и технические средства удаления графитовой кладки реактора и последующего обращения с ней.

12.20. Технические средства переработки ЖРО должны быть надежны в работе, обеспечивать удобство обслуживания, радиационную безопасность, электробезопасность с учетом категории перерабатываемых отходов.

12.21. Способы и сочетания способов переработки должны приниматься с учетом необходимости повышения производительности и эффективности процессов, а также возможного уменьшения объемов образующихся радиоактивных концентратов и отвержденных отходов.

12.22. В случае использования действующей штатной системы переработки ЖРО в проекте ВЭ ПР должна быть подтверждена способность ее принятия на переработку проектируемых объемов ЖРО и, при необходимости, должны быть предусмотрены дополнительные мероприятия по повышению производительности и эффективности системы переработки отходов.

12.23. С целью повышения радиационной безопасности персонала технологический процесс переработки ЖРО должен быть механизирован и, по возможности, автоматизирован. Управление процессами переработки должно быть дистанционным.

12.24. Планировка помещений участка переработки ЖРО и компоновка оборудования должны обеспечивать непрерывность технологического процесса.

12.25. Способы переработки ЖРО не должны быть источником радиоактивного или химического загрязнения воздушной среды, поверхностей оборудования и помещений, а также территории и окружающей среды на участке расположения установки переработки ЖРО.

12.26. В проекте ВЭ ПР должны рассматриваться вопросы проектирования водоснабжения и канализации для временных сооружений по ликвидации хранилищ ТРО и реабилитации территории.

12.27. В проекте ВЭ ПР должна предусматриваться комплексная переработка ТРО на специальных установках после дополнительной сортировки отходов (прессование, сжигание, переплав металлических отходов и др.).

12.28. Деревья и кустарники, загрязненные радиоактивными веществами, подлежат вырубке с последующим сжиганием на установке, снабженной системой очистки образующихся дымовых газов, цементированием золы и ее последующим захоронением.

12.29. Загрязненные радиоактивными веществами бетон и изделия из него, строительный мусор и другие строительные отходы дезактивации не подлежат и должны быть направлены на захоронение в случае исключения возможности их вторичного использования.

12.30. В проекте ВЭ ПР должны быть рассмотрены организационные и технические мероприятия по условиям возможного возврата и использования в хозяйственных целях металла, загрязненного радиоактивными веществами.

12.31. При решении вопроса повторного использования металла, содержащего радиоактивные вещества, следует руководствоваться регламентируемыми ОСПОРБ-99 требованиями по обеспечению радиационной безопасности населения и персонала.

12.32. С учетом этапов, продолжительности по срокам проведения работ по ВЭ ПР и значительного объема ТРО в проекте должна быть определена схема обращения с образующимися ТРО, включая:

- сбор, первичную сортировку ТРО по категориям и временное хранение в соответствующей упаковке или в контейнерах на участке их образования;

- выбор места временного хранения контейнеров с ТРО на специально выделенном производственном участке до передачи их на участок переработки или на постоянное захоронение;

- возможность использования для временного или длительного хранения контейнеров с ТРО существующих штатных сооружений - хранилищ ТРО, транспортно-технологических сооружений или емкостей (бассейны выдержки, галереи, газгольдеры) реакторной установки при соответствующем ТЭО и выполнении комплекса защитных мероприятий по обеспечению радиационной безопасности персонала и охране окружающей среды;

- организацию захоронения переработанных и не переработанных ТРО, включая загрязненные грунт, бетон, асфальт и др., в защитных контейнерах в проектируемом приповерхностном хранилище модульного типа.

12.33. Расчетная вместимость хранилища ТРО модульного типа должна приниматься в проекте с учетом захоронения всего объема образующихся ТРО при ВЭ ПР, их объема при реабилитации территории и ликвидации хранилищ технологических ТРО.

12.34. Оценка радиационной безопасности хранилищ для отходов I-III категорий должна осуществляться с учетом требований действующих санитарных правил и Методических указаний "Оценка радиационной безопасности приповерхностных пунктов захоронения радиоактивных отходов. МУ 2.6.1.22-00".

12.35. На освобождающихся площадях выводимой из эксплуатации реакторной установки (машзал, помещения бассейнов выдержки и др.) допускается организация участка временного складирования загрязненного демонтируемого оборудования, узлов, арматуры и участка предварительной разделки их на фрагменты, а также временного хранения ТРО.

12.36. Допускается размещение и использование комплекса установок по переработке ТРО на высвобождающихся площадях двухцелевого реактора (например, машзал) для переработки ТРО другого объекта действующих производств комбината. При этом должна быть выполнена отдельная проработка вопросов транспортно-технологической схемы передачи подлежащих переработке ТРО и захоронения переработанных ТРО для каждого конкретного объекта.

12.37. Выбор места размещения хранилища для захоронения ТРО должен производиться с учетом требований, регламентируемых ОСПОРБ-99, и реальных условий расположения основных производств эксплуатирующей организации (комбината), а также с учетом перспективного решения проблемы обращения с РАО этой организации в целом.

Проектными решениями должна быть обеспечена радиационная безопасность населения и окружающей среды в течение всего срока изоляции отходов с учетом долговременного прогноза.

12.38. За критерий радиационной безопасности хранилища и при установлении квот должна приниматься эффективная доза облучения населения, которая не должна превышать 0,1 м3в в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 0,5 м3в в год.

12.39. Выбор участка для размещения хранилища ТРО должен осуществляться в установленном порядке по согласованию с уполномоченным ЦГСЭН и утверждаться территориальным органом исполнительной власти.

12.40. Хранилище должно размещаться вне территории перспективного развития прилегающих населенных пунктов, в пределах существующей санитарно-защитной зоны основных производств эксплуатирующей организации, при условии не увеличения ее площади.

12.41. При выборе участка размещения хранилища ТРО следует отдавать предпочтение территории с возвышенными формами рельефа, сложенными с поверхности земли сухими осадочными породами толщиной 20 м и более, низким уровнем грунтовых вод от дна емкости хранилища на глубине 4,0 м и более.

12.42. Хранилище должно представлять собой гидроизолированное, заглубленное на 4 м сооружение с дренажными водоотводными каналами.

Основание площадки (дна) хранилища должно выполняться многослойным (гравий-песчаный слой, глиняный экран, бетонная подготовка, железобетонная плита, слой асфальта) с уклоном в сторону водоотливных канав.

12.43. При заполнении части хранилища (модуля) контейнерами с ТРО должна предусматриваться ее консервация путем засыпки контейнеров выравнивающим слоем грунта, глины, защитным слоем грунта для снижения мощности дозы гамма-излучения и слоем растительного грунта. Вертикальная планировка насыпного грунта должна обеспечивать сток атмосферных осадков.

12.44. Загрузка контейнеров с ТРО в модуль хранилища должна производиться с учетом размещения контейнеров с более активными ТРО в центре и глубже, а с менее активными - по периферии и сверху.

12.45. Операции по загрузке контейнеров в хранилище должны быть механизированы (производиться с использованием козлового крана на подкрановых путях и его перемещения на последующие модули и т.п.).

12.46. Для исключения попадания атмосферных осадков в загрузочный модуль должно предусматриваться устройство временного навеса.

12.47. Мощность дозы гаммы-излучения на поверхности земли от законсервированных модулей и в целом от хранилища ТРО не должна превышать 1 мк3в/ч.

12.48. Вокруг хранилища должна предусматриваться организация системы наблюдательных скважин для определения возможного выхода радиоактивных веществ из места захоронения, направления и скорости переноса их с грунтовыми водами, концентрации в грунтах и подземных водах.

12.49. Эксплуатация хранилища ТРО разрешается при наличии оформленного в установленном порядке санитарно-эпидемиологического заключения.

12.50. Радиационный контроль хранилища ТРО должен осуществляться штатной службой радиационной безопасности эксплуатирующей организации в соответствие с требованиями раздела 14 настоящих Правил.

12.51. Объем, характер и периодичность радиационного контроля, учет и порядок регистрации его результатов должны быть согласованы с уполномоченным ЦГСЭН.

12.52. Система радиационного мониторинга должна предусматриваться как на стадии проведения захоронения, так и для инструментального контроля законсервированного хранилища после его заполнения отходами.

12.53. При проведении радиационного мониторинга необходимо оценивать соответствие результатов наблюдения и проектных прогнозов распространения активности в окружающей среде. В случае расхождения прогнозных и измеряемых величин в сторону увеличения последних необходимо проводить дополнительные измерения показателей и проведение уточнения прогнозных расчетов и соответствующих организационных мероприятий.

12.54. Проектом ВЭ ПР должно предусматриваться использование унифицированных контейнеров с учетом их назначения, схемы обращения контейнеров по условиям сбора, временного хранения и транспортирования ТРО на переработку и захоронение.

12.55. Мощность эквивалентной дозы на поверхности контейнеров с ТРО должна определяться, исходя из принимаемых проектных решений по транспортно-технологической схеме обращения с ТРО и назначению контейнеров (контейнеры оборотные, защитные и незащитные, стальные и железобетонные, контейнеры для временного и длительного хранения, невозвратный защитный контейнер).

12.56. Используемые контейнеры должны отвечать соответствующим требованиям (ГОСТам, ТУ) по конструктивному оформлению, конструкционным материалам, герметичности, безопасности, защитным свойствам, маркировке, упаковке, а также к условиям хранения и захоронения в зависимости от вида РАО.

12.57. Необходимое количество контейнеров различного типа и назначения при обращении с ТРО должно определяться в проекте и корректироваться в процессе выполнения работ по выводу из эксплуатации реактора и реабилитации территории.

12.58. Для размещения твердых и отвержденных радиоактивных отходов I-III категорий, их временного хранения в инженерных сооружениях, транспортирования в хранилище и захоронения должны использоваться НЗК из неметаллических конструкционных материалов на основе бетона.

Контейнеры должны отвечать техническим требованиям, регламентируемым ГОСТ "Контейнеры невозвратные из неметаллических конструкционных материалов. Общие технические требования".

 13. САНИТАРНО-БЫТОВОЕ ОБСЛУЖИВАНИЕ ПЕРСОНАЛА

13.1. Санитарно-бытовое обслуживание персонала при проведении работ по ВЭ ПР должно обеспечиваться действующей системой санитарно-пропускного режима для эксплуатационного персонала ЯЭУ.

13.2. В проекте ВЭ ПР должна быть оценена пропускная способность и достаточность состава помещений санпропускника для собственного и привлекаемого к работам по ВЭ персонала и предусмотрено, при необходимости, их увеличение.

13.3. На период проведения работ по демонтажу технологических систем и оборудования реактора работа санпропускника должна обеспечивать возможность ежедневной замены спецодежды с постоянным восполнением запаса чистых СИЗ.

13.4. Для предотвращения распространения радиоактивных загрязнений из производственных помещений (ЦЗ, подреакторные помещения и др.) на входе в них должны оборудоваться переносные санитарные шлюзы.

13.5. В санитарном шлюзе должны предусматриваться:

- места для переодевания и хранения дополнительных СИЗ;

- устройство для дезактивации и хранения дополнительной спецобуви;

- места с дисциплинирующим барьером для смены дополнительной спецобуви;

- пункт обмыва пневмокостюма непосредственно на работнике;

- раздевалка загрязненной дополнительной спецодежды, оборудованная скамьей и контейнерами для сбора грязной спецодежды;

- устройство для очистки подошв спецобуви непосредственно на работнике;

- пункт радиационного контроля для проверки загрязнения, оборудованный приборами радиометрического контроля, умывальником с подачей горячей и холодной воды, а также бачками с дезактивирующими растворами для мытья рук.

13.6. Площадь помещений стационарного или переносного саншлюза должна приниматься с учетом как основного персонала, так и персонала, привлекаемого для проведения работ по ВЭ.

13.7. В случае значительного радиоактивного загрязнения основной спецодежды должна предусматриваться возможность ее замены непосредственно в саншлюзе.

13.8. При проведении работ по реабилитации территории промплощадки реактора следует использовать существующие санпропускники. При необходимости, следует предусматривать использование вагон-бытовок и помещений вспомогательных сооружений, оборудованных с учетом требований к санпропускникам.

13.9. Санитарно-бытовые помещения должны быть оборудованы системами общеобменной вентиляции, способными обеспечивать локализацию и удаление воздуха с участков обращения грязной спецодежды и подачу чистого воздуха в другие помещения.

13.10. В проекте ВЭ должна быть подтверждена достаточность производительности и эффективность работоспособности существующей спецпрачечной для дезактивации основных и дополнительных СИЗ.

 14. РАДИАЦИОННЫЙ КОНТРОЛЬ

14.1. В проекте ВЭ ПР должен быть разработан специальный раздел "Радиационный контроль", в котором с учетом существующей системы КРБ должны быть определены:

- виды и объем радиационного контроля на этапах ВЭ в производственных помещениях, на промплощадке, в санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения;

- перечень необходимых дозиметрических, радиометрических, спектрометрических и др. приборов, оборудования и методик проведения измерений, применяемых при осуществлении радиационного контроля, размещение стационарных приборов и точек периодического контроля;

- необходимые штаты СРБ и ЛООС.

14.2. Система радиационного контроля должна быть автоматизированной с организацией базы данных индивидуального дозиметрического контроля и параметров радиационной обстановки в производственных помещениях, на территории промплощадки, в СЗЗ и ЗН в процессе ВЭ.

14.3. Установленный проектом объем радиационного контроля должен обеспечивать своевременное обнаружение возможного изменения параметров радиационной обстановки в пределах производственных помещений, на территории промплощадки, в СЗЗ и ЗН.

СРБ предприятия должна разработать График радиационного контроля, утверждаемый администрацией и ежегодно подлежащий уточнению и согласованию с уполномоченным ЦГСЭН.

14.4. Контроль за радиационной обстановкой при выполнении работ по ВЭ должен осуществляться штатной системой радиационного контроля реакторной установки, которая должна быть оптимизирована с учетом специфики работ по ВЭ ПР и использовать следующие технические средства:

- стационарные автоматизированные средства непрерывного контроля;

- носимые, передвижные или подвижные средства оперативного контроля;

- лабораторного анализа на основе стационарной аппаратуры, средств пробоотбора и подготовки проб.

14.5. Контроль за радиационной обстановкой в зависимости от характера проводимых работ должен включать:

- контроль за мощностью дозы гамма-излучения, за плотностью потоков альфа-бета-частиц и других видов ионизирующего излучения на рабочих местах, в отдельных помещениях и на территории промплощадки;

- контроль за содержанием и нуклидным составом радиоактивных газов и аэрозолей (в том числе - радона, торона и продуктов их распада) в воздухе рабочих и других помещений, а также на промплощадке;

- контроль за уровнем загрязнения радиоактивными веществами поверхностей рабочих помещений и оборудования, кожных покровов, спецодежды и обуви работников;

- контроль за выбросом радиоактивных веществ в атмосферу и его нуклидным составом;

- контроль за содержанием радиоактивных веществ в РАО и их нуклидным составом;

- контроль за всеми этапами обращения радиоактивных отходов;

- контроль за возможным радиоактивным загрязнением различных нерадиоактивных отходов, вывозимых с территории объекта;

- контроль за уровнем загрязнения транспортных средств;

- контроль за возможной миграцией радионуклидов с грунтовыми водами.

14.6. Проектом ВЭ ПР должен предусматриваться радиационный и технологический контроль за состоянием ТРО на всех этапах обращения с ними, включая контроль за:

- сортировкой ТРО в соответствии с их классификацией;

- ТРО, поступающими на переработку;

- активностью и радионуклидным составом кондиционированных ТРО и отвержденных РАО.

14.7. Контроль за состоянием ЖРО на всех этапах обращения с ними должен включать:

- радиационный и технологический контроль всех образующихся обмывочных и дезактивационных растворов в местах их сбора и временного хранения;

- контроль ЖРО, поступающих на кондиционирование;

- контроль активности и радионуклидного состава кондиционированных ЖРО.

14.8. В проекте системы обращения с газообразными отходами должны предусматриваться:

- контроль работоспособности оборудования и устройств системы газоочистки;

- контроль очистки газов от радиоактивных аэрозолей;

- контроль организованного выброса удаляемого в атмосферу воздуха местными и вытяжными вентиляционными системами после очистки;

- контроль за непревышением допустимого выброса радионуклидов, определенного на основе квоты от дозовых переделов, установленной территориальными органами регулирования радиационной безопасности.

14.9. Величина радиоактивных выбросов в атмосферу при ВЭ ПР не должна превышать установленной квоты выбросов для реакторной установки от суммарного выброса всех объектов эксплуатирующей организации.

14.10. На всех этапах ВЭ ПР должен осуществляться контроль загрязнения воздушной среды помещений токсическими веществами при проведении сварочных работ и работ по разделке металлоконструкций системы реакторной установки.

14.11. На всех этапах вывода из эксплуатации реактора должен осуществляться индивидуальный контроль за облучением персонала, включающий в зависимости от характера работ и

:

- контроль за характером, динамикой и уровнями поступления радиоактивных веществ в организм персонала с использованием методов прямой и косвенной радиометрии;

- контроль с использованием индивидуальных дозиметров за дозой внешнего излучения;

- контроль за обязательным ношением индивидуальных дозиметров персоналом, работающим в соответствующих условиях.

14.12. По результатам радиационного и индивидуального дозиметрического контроля должны быть рассчитаны значения эффективных доз облучения персонала.

14.13. При проведении индивидуального контроля необходимо вести учет:

- годовых эффективной и эквивалентной доз;

- эффективной дозы за 5 последовательных лет;

- суммарной накопленной дозы за весь период профессиональной работы.

14.14. На различных этапах ВЭ ПР должны устанавливаться контрольные уровни факторов радиационного воздействия, для которых определены допустимые значения НРБ-99, и которые реально присутствуют на рабочих местах персонала.

Контрольные уровни должны устанавливаться администрацией реакторной установки при согласовании с уполномоченным ЦГСЭН.

14.15. При установлении контрольных уровней следует исходить из принципа оптимизации с учетом:

- неравномерности радиационного воздействия во времени;

- необходимости сохранения достигнутого уровня радиационного воздействия на выводимом из эксплуатации реакторе ниже допустимого;

- эффективности мероприятий по улучшению радиационной обстановки.

При установлении контрольной величины объемной и удельной активности радионуклидов в атмосферном воздухе и в воде водоемов следует учитывать возможное поступление их по пищевым цепочкам и внешнее излучение радионуклидов, накопившихся на местности.

14.16. Результаты радиационного контроля должны сопоставляться со значениями дозовых пределов и с контрольными уровнями. Случаи превышения контрольных уровней должны рассматриваться руководством СРБ с целью устранения вызвавших их причин. О случаях превышения индивидуальных доз облучения персонала более 20 м3в/год или установленных квот облучения населения администрация эксплуатирующей организации обязана информировать уполномоченным ЦГСЭН.

14.17. При планируемом использовании в хозяйственных целях демонтажных отходов реактора (радиоактивных и нерадиоактивных) должен производиться входной-выходной контроль их удельной и поверхностной активностей в соответствии с требованиями раздела "Обращение с материалами и изделиями, загрязненными или содержащими радионуклиды" ОСПОРБ-99.

Решения по повторному использованию высвобождаемых материалов и изделий из них должны быть отражены в специальном разделе проекта ВЭ ПР.

14.18. Объем радиационного контроля за пределами промышленной площадки реактора при проведении работ по выводу из эксплуатации должен проектироваться в зависимости от радиационного состояния реактора, варианта вывода из эксплуатации и конкретных условий его расположения.

14.19. Прекращение радиационного контроля объектов окружающей среды может быть допустимо только после полного прекращения выброса или контактного переноса радиоактивных веществ с площадки реактора, а также исходя из радиационной обстановки объектов окружающей среды и по согласованию с уполномоченным ЦГСЭН.

14.20. Все действующие инструкции и технологические регламенты в части, касающейся защиты персонала выводимого из эксплуатации реактора, населения и окружающей среды должны быть приведены в соответствие с НРБ-99, ОСПОРБ-99 и настоящими правилами.

 15. РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ ПРИ ВОЗНИКНОВЕНИИ И ЛИКВИДАЦИИ ПОСЛЕДСТВИЙ РАДИАЦИОННЫХ АВАРИЙ

15.1. Система радиационной безопасности персонала и населения при радиационной аварии на выводимом из эксплуатации реакторе должна обеспечивать сведение к минимуму негативных последствий аварии, прежде всего - предотвращение возникновения детерминированных эффектов и минимизацию вероятности стохастических эффектов, что достигается путем восстановления контроля над источником излучения, снижения доз облучения, количества облучаемых лиц, а также радиоактивного загрязнения окружающей среды.

15.2. Планирование аварийно-защитных мероприятий должно предусматриваться для каждого этапа ВЭ ПР. В проектной документации должны быть определены наиболее вероятные возможные аварии, возникающие вследствие неисправности оборудования, неправильных действий персонала, стихийных бедствий или иных причин, которые могут привести к потере контроля над источниками излучения и незапланированному облучению людей и (или) радиоактивному загрязнению окружающей среды. Перечень возможных аварий для конкретных условий работы при выводе реактора из эксплуатации и проектные решения по защите персонала и населения при их возникновении согласовываются с органами государственного регулирования радиационной безопасности.

15.3. Администрация выводимого из эксплуатации реактора обязана разработать, утвердить и согласовать с территориальными органами государственного регулирования радиационной безопасности "План мероприятий по защите персонала и населения в случае радиационной аварии". План должен содержать следующие основные разделы:

- прогноз возможных аварий с учетом вероятных причин, типов и сценариев развития аварии, а также прогнозируемой радиационной обстановки при авариях разного типа;

- критерии для принятия решений о проведении защитных мероприятий;

- перечень организаций, с которыми осуществляется взаимодействие при ликвидации аварии и ее последствий;

- организация аварийного радиационного контроля;

- оценка характера и размеров радиационной аварии;

- порядок введения аварийного плана в действие;

- порядок оповещения и информирования;

- поведение персонала при аварии;

- обязанности должностных лиц при проведении аварийных работ;

- меры защиты персонала при проведении аварийных работ;

- противопожарные мероприятия;

- мероприятия по защите населения и окружающей среды;

- оказание медицинской помощи пострадавшим;

- меры по локализации и ликвидации очагов (участков) радиоактивного загрязнения;

- подготовка и тренировка персонала к действиям в случае аварии.

План должен периодически (не реже 1 раза в 5 лет) корректироваться, заново согласовываться и утверждаться.

15.4. Для всех этапов вывода из эксплуатации ПР должна быть "Инструкция по действиям персонала в аварийных ситуациях", согласованная с органами государственного регулирования радиационной безопасности и отражающая специфику каждого этапа.

15.5. На производственных участках, в санпропускнике и здравпункте должны находиться аптечки с набором необходимых средств первой помощи пострадавшим при аварии, а на объектах, где проводится работа с радиоактивными веществами в открытом виде, также и восполняемый запас средств санитарной обработки лиц, подвергшихся загрязнению.

15.6. Во всех случаях установления факта радиационной аварии администрация ПР обязана немедленно поставить в известность:

- администрацию территории;

- территориальные органы государственного регулирования радиационной безопасности;

- вышестоящую организацию или ведомство.

15.7. К работам по ликвидации последствий аварии должны прежде всего привлекаться члены специализированных аварийных бригад. В необходимых случаях для выполнения этих работ могут быть привлечены лица, предпочтительно из персонала старше 30 лет не имеющие медицинских противопоказаний, при их добровольном письменном согласии после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья. Женщины могут быть допущены к участию в аварийных работах лишь в исключительных случаях.

15.8. Перед началом работ по ликвидации последствий аварии должен проводиться инструктаж персонала по вопросам радиационной безопасности с разъяснением характера и последовательности работ. В необходимых случаях следует проводить предварительную отработку предстоящих операций на макетах и тренажерах.

15.9. Работы по ликвидации последствий аварии и выполнение других мероприятий, связанных с возможным переобучением персонала, должны проводиться под радиационным контролем по специальному разрешению (наряду-допуску), в котором определяются предельная продолжительность работы, дополнительные средства защиты, фамилии участников и лица, ответственного за выполнение работ.

15.10. Ликвидация последствий аварии и расследование ее причин проводится администрацией ПР под контролем органов государственного регулирования радиационной безопасности совместно с администрацией вовлеченной территории и другими заинтересованными министерствами и ведомствами.

15.11. Уполномоченный ЦГСЭН должен принимать участие в выполнении следующих задач при расследовании и ликвидации последствий радиационной аварии на выводимом из эксплуатации ПР:

- проведение предварительного радиационного контроля;

- выявление лиц, которые подверглись аварийному облучению;

- контроль за обеспечением радиационной безопасности лиц, принимающих участие в расследовании и ликвидации аварии;

- контроль за уровнями радиоактивного загрязнения производственной и окружающей среды, источников водоснабжения, продуктов питания;

- гигиеническая оценка радиационной обстановки и индивидуальных доз облучения персонала и отдельных групп населения, а также лиц, принимавших участие в аварийных работах;

- оценка эффективности дезактивации и санитарной обработки;

- разработка предложений для администрации территорий и организаций по защите персонала и населения с прогнозом радиационной обстановки;

- контроль за сбором, удалением и захоронением радиоактивных отходов.

15.12. Ответственность за ликвидацию последствий аварии несет администрация эксплуатирующей организации и реакторной установки, на которой произошла авария. Ответственность за осуществление мероприятий по защите населения в случае радиационной аварии несет администрация территории.

 16. МЕДИЦИНСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

16.1. Медицинское обеспечение радиационной безопасности персонала при работах по ВЭ ПР включает медицинские обследования, профилактику заболеваний, а в случае необходимости, лечение и реабилитацию лиц, у которых выявлены отклонения в состоянии здоровья.

16.2. Обязательному медицинскому обследованию (осмотру) подлежат лица:

- принимаемые на работу с источниками ионизирующего излучения;

- привлекаемые к ликвидации последствий радиационных аварий;

- с превышением установленного годового предела дозы облучения 50 м3в.

Ежегодно медицинским осмотрам подлежит персонал группы А и приравненные к ним по условиям труда лица.

16.3. Предварительные и периодические медицинские осмотры персонала группы А должны проводиться комиссией в составе следующих врачей-специалистов: терапевта, окулиста, дерматолога, психоневролога, гинеколога (для женщин), а при наличии показаний, связанных с особенностями облучения, условий труда или нарушений здоровья, - и других врачей-специалистов.

Состав медицинских комиссий для проведения осмотра определяется приказами Минздрава России.

16.4. При периодических медицинских осмотрах персонала должны выявляться больные, требующие лечения, лица с предзаболеваниями, а также с высокой степенью риска возникновения радиационно-зависимых заболеваний, в отношении которых должна осуществляться система мер профилактики. Лица с выявленными заболеваниями должны быть направлены на амбулаторное или стационарное лечение, а при необходимости и на реабилитацию.

16.5. В случаях, когда персонал реактора при работах по выводу его из эксплуатации может подвергаться воздействию других вредных факторов (физических, химических и др.), меры медицинской защиты должны проводиться с учетом сочетанного воздействия всех вредных производственных факторов.

16.6. Для укрепления здоровья персонала группы А следует осуществлять его специализированное лечебно-профилактическое питание, в рацион которого целесообразно включать пищевые добавки с антиканцерогенным и иммунопротекторным действием, рекомендованные к применению Минздравом России.

16.7. При выявлении в состоянии здоровья персонала отклонений, препятствующих продолжению работы с источниками ионизирующего излучения, вопрос о временном или постоянном переводе этих лиц на работу вне контакта с ионизирующим излучением решается в каждом конкретном случае индивидуально, с учетом санитарно-гигиенической характеристики условий труда, стойкости и тяжести выявленной патологии, а также социальных мотивов.

16.8. В здравпункте реакторной установки на случай аварийного облучения должны быть:

- средства дезактивации кожных покровов, ожогов и ран;

- средства ускорения выведения радионуклидов из организма;

- радиопротекторы.

16.9. Периодическое медицинское обследование персонала группы А после прекращения ими работы с источниками ионизирующего излучения проводится в том же медицинском учреждении, что и во время указанных работ, или в другом медицинском учреждении ведомства, в котором он работал с источниками излучения.

16.10. Для лиц, подвергающихся облучению (персонал группы А и участники ликвидации последствий радиационных аварий), должна быть обеспечена необходимая радиационно-гигиеническая информация. Достоверность информации должна обеспечиваться уполномоченным ЦГСЭН.