|
|
||
|
|
|
Постановление Федеральной службы по экологическому, технологическому и
атомному надзору от 4 октября 2004 г. № 1 "Об утверждении и введении в
действие федеральных норм и правил в области использования атомной энергии
"Правила безопасности при обращении с радиоактивными отходами атомных
станций" Федеральная служба по
экологическому, технологическому и атомному надзору постановляет: Утвердить и ввести в
действие с 5 января 2005 г. прилагаемые федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии
"Правила безопасности при обращении с радиоактивными отходами атомных
станций" (НП-002-04). ВРИО Руководителя А.Б.
Малышев Правила
безопасности при обращении с радиоактивными отходами атомных станций НП-002-04 СОДЕРЖАНИЕ
I. Основные термины и определения II. Назначение и область
применения 4.2. Системы обращения с жидкими
радиоактивными отходами 4.3. Системы обращения с твердыми
радиоактивными отходами 4.4. Системы обращения с
газообразными радиоактивными отходами I. Основные термины и
определения
В целях настоящего документа
используются следующие термины и определения Барьер - преграда на пути распространения
ионизирующего излучения, радиоактивного вещества (радионуклидов) в окружающую
среду. Барьерами служат герметичные ограждения помещений и хранилищ,
контейнеры, оборудование и трубопроводы, содержащие радиоактивные отходы (далее
- РАО), физико - химическая форма кондиционированных РАО. Кондиционирование жидких
(твердых) радиоактивных отходов - перевод РАО в
форму, пригодную для безопасного хранения, и (или) транспортирования, и (или)
захоронения. Кондиционирование включает перевод жидких радиоактивных отходов
(далее - ЖРО) (твердых радиоактивных отходов (далее - ТРО) в стабильную форму,
помещение ЖРО (ТРО) в контейнеры. Контейнер для радиоактивных
отходов - емкость, используемая для сбора, и (или)
транспортирования, и (или) хранения, и (или) захоронения РАО. Обращение с радиоактивными
отходами - все виды деятельности, связанные со сбором,
транспортированием, переработкой, кондиционированием, хранением и (или) захоронением
РАО. Отверждение радиоактивных отходов
- перевод ЖРО в твердое агрегатное состояние с целью уменьшения возможности
миграции радионуклидов в окружающую среду. Отходы газообразные радиоактивные
- РАО в виде аэрозолей, инертных газов, паров йода и его соединений. Отходы жидкие радиоактивные
- РАО в виде жидких продуктов (водных или органических), или пульп, содержащие
радионуклиды в растворенной форме или в виде взвесей. Отходы отвержденные радиоактивные
- переведенные в твердую форму ЖРО. Отходы радиоактивные*
- ядерные материалы и радиоактивные вещества, дальнейшее использование которых
не предусматривается. К радиоактивным
отходам относятся не подлежащие дальнейшему использованию вещества в любом
агрегатном состоянии, материалы, изделия, приборы, оборудование, в которых
содержание радионуклидов превышает уровни, установленные федеральными нормами и
правилами в области использования атомной энергии. Отходы твердые радиоактивные
- РАО в виде твердых материалов. Переработка радиоактивных отходов
- технологические операции по изменению агрегатного состояния, и (или)
сокращению объема, и (или) физико-химических свойств РАО, осуществляемые при
подготовке их к хранению и (или) захоронению. Сбор радиоактивных отходов - сосредоточение РАО в специально
отведенных и оборудованных местах. Системы обращения с
радиоактивными отходами - технологические системы,
предназначенные для сбора, и (или) хранения, и (или) переработки, и (или)
кондиционирования, и (или) транспортирования РАО. Упаковка радиоактивных отходов
- упаковочный комплект (контейнер) с помещенными в него РАО, подготовленный для
транспортирования, и (или) хранения, и (или) захоронения. Хранение радиоактивных отходов
- размещение РАО в хранилище с намерением их последующего извлечения. Хранилище радиоактивных отходов
- инженерные сооружения для временного размещения РАО с возможностью их
последующего извлечения для транспортирования на захоронение. II. Назначение и область
применения
2.1. Настоящий
документ регламентирует обеспечение безопасности при обращении с радиоактивными
отходами атомных станций. 2.2. Настоящий
документ устанавливает принципы и требования обеспечения безопасности при
обращении с РАО атомных станций (далее - АС), являющимися источником возможного
радиационного воздействия на работников (персонал), население и окружающую
среду. 2.3. Настоящий
документ распространяется на проектируемые, сооружаемые, эксплуатируемые и
выводимые из эксплуатации АС. 2.4. Сроки и объем
приведения АС в соответствие с настоящим документом определяются в каждом
конкретном случае в установленном порядке. III. Основные принципы
обеспечения безопасности при обращении с радиоактивными отходами атомных
станций
3.1. При обращении с
РАО АС любое облучение работников (персонала) и населения должно быть сведено к
разумно достижимому низкому уровню с учетом санитарно - гигиенических норм,
экономических и социальных факторов. 3.2. Безопасность при
обращении с РАО должна обеспечиваться за счет последовательной реализации
принципа глубокоэшелонированной защиты. 3.3. Система барьеров
при обращении с РАО АС должна включать физико- химическую форму
кондиционированных РАО, герметичные ограждения помещений и хранилищ, стенки
сосудов (оборудования), контейнеров и трубопроводов, содержащие РАО. 3.4. Система
технических и организационных мер при обращении с РАО АС включает: - проектирование на
основе консервативного подхода систем обращения с РАО, обеспечивающих
безопасность при их сборе, переработке, кондиционировании, транспортировании и
хранении; - необходимое качество
изготовления оборудования, трубопроводов и других элементов систем обращения с
РАО; - подбор
эксплуатационного персонала и необходимый уровень его подготовки. 3.5. При нормальной эксплуатации
все барьеры и средства их защиты должны находиться в работоспособном состоянии
и соответствовать предъявляемым к ним требованиям. 3.6. Системы обращения
с РАО должны обеспечивать сбор, переработку, кондиционирование и хранение РАО,
образующихся при всех режимах нормальной эксплуатации и при проектных авариях
на АС. 3.7. Радиоактивные
отходы АС классифицируются по радионуклидному составу, величине удельной
активности, физическим и химическим свойствам и способам переработки. Отнесение отходов АС к
радиоактивным отходам и их классификация на низко-, средне- и высокоактивные
РАО по радионуклидному составу, величине удельной активности и уровню
поверхностного загрязнения (для ТРО) осуществляются в соответствии с
критериями, установленными в нормах и правилах по радиационной безопасности. 3.8. По агрегатному
состоянию РАО подразделяются на следующие виды: жидкие, твердые и газообразные. 3.9. ЖРО
классифицируются в зависимости от: - удельной активности
и радионуклидного состава на низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные; - физических и
химических свойств: - на гомогенные и
гетерогенные; - на органические
(масла, эмульсии масел в воде, растворы детергентов); - на неорганические, в
том числе малосолевые водные растворы (с концентрацией солей менее 1 г/л),
высокосолевые водные растворы (с концентрацией солей более 1 г/л), щелочные
металлы, использованные в качестве теплоносителя. 3.10. ТРО
классифицируются в зависимости от: - удельной активности
и радионуклидного состава - на низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные; - методов переработки
- на подлежащие прессованию (прессуемые), подлежащие сжиганию (сжигаемые),
подлежащие переплавке (переплавляемые), подлежащие измельчению (измельчаемые) и
неперерабатываемые; - пожарной опасности -
на горючие и негорючие. Предварительная
сортировка ТРО должна осуществляться на основе установленных в нормативных
документах критериев по уровню радиоактивного загрязнения и по мощности дозы
гамма - излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности. IV. Основные требования
безопасности, реализуемые при проектировании систем обращения с радиоактивными
отходами атомных станций
4.1.
Общие требования
4.1.1. Системы
обращения с РАО должны проектироваться в соответствии с изложенными в настоящем
документе требованиями безопасности. 4.1.2. Проектом должно
быть предусмотрено безопасное и надежное обращение со всеми видами образующихся
РАО во всех режимах эксплуатации АС, включая проектные аварии на АС. 4.1.3. При выборе
методов переработки РАО должны использоваться безотходные и (или) малоотходные
технологии и замкнутые технологические циклы. 4.1.4. В проекте
должно быть предусмотрено разделение систем обращения с РАО и систем, не
содержащих радиоактивных веществ. 4.1.5. В проектной
документации должны быть отражены: - источники
образования, количество, физико-химические свойства и радионуклидный состав
газообразных радиоактивных отходов (далее - ГРО), ЖРО и ТРО; - годовое плановое и
аварийное количество образующихся ГРО, ЖРО и ТРО, их активность по отдельным
радионуклидам; - методы разделения и
сортировки РАО; - обоснование выбора
систем обращения с РАО, включая их кондиционирование; - методы контроля
химического и радионуклидного состава РАО и контроля качества физико-химических
форм кондиционированных РАО; - обоснование
надежности защитных барьеров; - условия безопасной
эксплуатации систем обращения с РАО и мероприятия, которые необходимо провести,
если эти условия нарушены. 4.1.6. Проектом должна
быть предусмотрена возможность проведения прямого и полного контроля систем
обращения с РАО на соответствие проектным характеристикам. 4.1.7. Проектом должно
быть предусмотрено: - отделение при
сортировке нерадиоактивных отходов от РАО; - представительный отбор
проб на всех стадиях обращения с РАО и нерадиоактивными отходами; - надежное и
безопасное хранение реагентов, используемых при переработке РАО; - обеспечение пожаро-
и взрывобезопасности на всех стадиях обращения с РАО; - радиационный
контроль на всех стадиях обращения с РАО. 4.1.8. При
проектировании систем обращения с радиоактивными отходами АС, использующих в
качестве теплоносителя щелочные металлы, должны быть предусмотрены технологии и
оборудование для перевода РАО, содержащих щелочные металлы, в пожаро- и
взрывобезопасное состояние и последующего кондиционирования. Системы
переработки и кондиционирования РАО, содержащих щелочные металлы, должны
размещаться в изолированных помещениях. На всех стадиях обращения с РАО,
содержащими щелочные металлы, должен осуществляться контроль за содержанием
водорода в газовой фазе. 4.1.9. Конструкция и
компоновка оборудования и трубопроводов систем обращения с РАО должны
обеспечивать возможность проведения их осмотра, ремонта, гидравлических
(пневматических) испытаний, контроля металла и сварных соединений после
изготовления (монтажа) и в процессе эксплуатации, а также замены оборудования и
трубопроводов. Должны быть
обеспечены: - сбор протечек и
просыпей, исключающий распространение радиоактивности за пределы барьеров; - минимально возможная
протяженность трубопроводов и минимально возможное количество арматуры, сварных
и разъемных соединений; - отсутствие
недренируемых застойных зон; - обеспечение
трубопроводов, транспортирующих радиоактивные высокосолевые растворы, смолы,
шламы и другие аналогичные среды, устройствами для промывки. 4.1.10. В проекте
должна быть предусмотрена возможность дезактивации, демонтажа и удаления
оборудования и трубопроводов. 4.1.11. Системы
обращения с РАО должны быть оснащены средствами контроля и управления,
позволяющими контролировать технологические процессы, эффективно управлять ими
и предотвращать неконтролируемое поступление радионуклидов в окружающую среду
во всех проектных режимах эксплуатации. Для этого проект должен предусматривать: - регистрацию (запись)
всех параметров, необходимых для управления процессами и контроля за ними; - предупредительную и
аварийную сигнализацию, соответствующие блокировки и защиты; - автоматизированное
управление пуском, эксплуатацией и остановкой оборудования и элементов систем. 4.1.12. Проектом
должны быть предусмотрены хранилища для безопасного и надежного хранения всех
РАО и установлены обоснованные сроки хранения некондиционированных и
кондиционированных РАО в хранилищах. Конструкция хранилищ
должна предотвращать при нормальных условиях эксплуатации и при проектных
авариях выход радионуклидов в окружающую среду в количестве, превышающем
пределы, установленные в проекте в соответствии с требованиями федеральных норм
и правил в области использования атомной энергии. 4.1.13. В проекте
должны быть предусмотрены меры, обеспечивающие безопасное транспортирование РАО
по площадке АС, в том числе: - использование
подъемно-транспортного оборудования, его обслуживание, ревизию, ремонт и
дезактивацию; - использование
радиационной защиты; - радиационный
контроль мощности дозы гамма-излучения и поверхностного загрязнения упаковок
РАО; - использование
специального транспорта для транспортирования РАО; - транспортирование
РАО наиболее короткими маршрутами в соответствии с технологической схемой
транспортирования по площадке АС. 4.1.14. Проектом
должна быть предусмотрена возможность транспортирования кондиционированных РАО
на хранение и (или) захоронение за пределы площадки АС. 4.1.15. Проект должен предусматривать
использование сертифицированных унифицированных контейнеров для
кондиционированных РАО. Конструкции и
конструкционные материалы контейнеров должны иметь механическую прочность и
устойчивость к коррозионным разрушениям (внутренним и внешним), достаточные для
гарантии сохранности формы РАО во время их транспортирования по площадке АС и
хранения на АС в течение установленного проектом времени, а также
транспортирования РАО на захоронение. 4.1.16. Упаковки РАО
должны иметь: - знак радиационной опасности; - код или наименование
АС; - индивидуальный номер
упаковки РАО. Сопроводительный
документ упаковки РАО должен содержать следующую информацию: - данные о
сертификации контейнера; - дата изготовления
упаковки РАО; - характеристика
состава РАО; - масса отходов в
упаковке РАО; - категория РАО; - радионуклидный
состав, удельная активность РАО и суммарная активность содержимого упаковки
РАО; - мощность дозы
гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности упаковки РАО; - уровень
фиксированного поверхностного загрязнения наружной поверхности упаковки РАО (на
дату вывоза упаковки РАО на захоронение); - дата вывоза упаковки
РАО на захоронение. 4.1.17. Величина
мощности дозы излучения на поверхности упаковки РАО и величина поверхностной
загрязненности упаковки РАО регламентируются федеральными нормами и правилами в
области использования атомной энергии. 4.1.18. При
проектировании должна быть учтена возможность вывода из эксплуатации систем
обращения с РАО. 4.1.19. В проекте
должны быть установлены и обоснованы допустимое количество хранящихся на
площадке АС жидких и твердых радиоактивных отходов, их радионуклидный состав,
величины активности ЖРО и ТРО, места (помещения, хранилища) их хранения и сроки
хранения. 4.2. Системы обращения с
жидкими радиоактивными отходами
4.2.1. Сбор,
переработка, хранение и кондиционирование ЖРО должны осуществляться в
соответствии с требованиями настоящего документа и других федеральных норм и
правил в области использования атомной энергии, регламентирующих обеспечение
безопасности при обращении с ЖРО. При проектировании
систем обращения с ЖРО должны быть предусмотрены: - исключение сброса
дебалансных вод или сведение к обоснованному минимальному сбросу дебалансных
вод путем их максимального использования для технологических нужд АС; - предотвращение
загрязнения технологических сред АС радиоактивными отходами; - недопущение
неконтролируемых сбросов радиоактивных веществ с АС в водные объекты,
водоносные горизонты, колодцы, скважины, на поверхность земли, а также в
системы хозяйственно-фекальной и производственно-ливневой канализации; - очистка всех сбросов
с АС, которые могут привести к накоплению радиоактивных веществ в окружающей
среде выше пределов, установленных федеральными нормами и правилами в области
использования атомной энергии; - организованный сбор
и раздельное временное хранение всех образующихся на АС жидких радиоактивных
отходов в зависимости от их удельной активности, химической природы и фазового
состояния; - наличие системы
емкостей для хранения ЖРО. Конструкция и конструкционные материалы емкостей
должны обеспечивать срок службы не менее срока эксплуатации АС. Объем емкостей
должен обеспечивать не менее чем трехмесячную технологическую выдержку ЖРО до
их переработки для распада короткоживущих радионуклидов; - наличие систем
переработки всех ЖРО с целью сокращения их объема и кондиционирования. 4.2.2. Емкости для
хранения ЖРО оснащаются: - трубопроводами и
арматурой для приема ЖРО, направления ЖРО на переработку и (или)
кондиционирование, полного опорожнения; -
контрольно-измерительными устройствами для осуществления технологического
контроля температуры, давления, уровня в емкости, сигнализации верхнего уровня
емкости, включая контроль протечек ЖРО из емкости; - пробоотборными
устройствами, позволяющими проводить отбор проб по всей высоте емкости; - устройствами для
диспергирования и удаления шлама (осадка) и отложений; - оборудованием и
трубопроводами для перекачки растворов, шламов, сорбентов и смол из одной
емкости в другие; - устройствами для
предотвращения перелива ЖРО из емкостей в помещения; - технологической
сдувкой, предназначенной для предотвращения образования взрывоопасных
концентраций водорода в свободном объеме емкости; - средствами контроля
концентрации водорода и сигнализации о наличии водорода в свободном объеме
емкости; - устройствами, не
допускающими повреждение емкостей при повышении в них давления или их
вакуумировании. Конструкция емкостей
должна позволять поиск мест протечек и выполнение ремонта. 4.2.3. Помещения, в
которых расположены емкости для хранения ЖРО, должны иметь не менее чем
трехслойную гидроизоляцию и облицовку из нержавеющей стали. Объем облицованного
помещения должен вмещать все количество ЖРО, находящихся в емкостях. Состояние
металла облицовки и сварных соединений облицовки подлежит периодической
проверке неразрушающими методами контроля. Объем и периодичность проверки
устанавливаются в проекте в соответствии с требованиями нормативных документов. 4.2.4. Расстояние
между уровнем дна емкости для хранения ЖРО и уровнем подземных вод должно быть
обосновано из условия недопустимости загрязнения подземных вод. Вокруг
помещений с емкостями для хранения ЖРО должны быть контрольно-наблюдательные
скважины для отбора проб грунтовых вод. Количество и расположение этих скважин
обосновываются в проекте с учетом условий размещения площадки АС. 4.2.5. В помещениях
емкостей для хранения ЖРО должны быть предусмотрены: - сигнализация
протечек из емкостей; - система сбора и
возврата протечек; - вентиляция; - возможность
дезактивации; - радиационный
контроль (мощность дозы гамма-излучения). 4.2.6. В емкостях для
хранения ЖРО должен поддерживаться водно-химический режим, обеспечивающий их
надежную и безопасную эксплуатацию в течение установленного проектом срока
эксплуатации АС. 4.2.7. Проектом должны
быть предусмотрены резервные емкости для хранения ЖРО, образовавшихся в
результате аварий. Минимальный резервный объем этих емкостей должен быть
обоснован в проекте. На резервные емкости и помещения, в которых они
установлены, распространяются те же требования, что и на основные емкости. 4.2.8. Проект должен
предусматривать контроль за состоянием ЖРО на всех стадиях обращения с ними, в
том числе: - радиационный и
технологический контроль всех сбросов с АС в окружающую среду; - контроль ЖРО,
поступающих в места сбора и временного хранения; - контроль ЖРО,
поступающих на переработку и кондиционирование; - контроль качества
кондиционированных РАО; - контроль активности
и радионуклидного состава кондиционированных РАО. 4.3. Системы обращения с
твердыми радиоактивными отходами
4.3.1. Сбор,
переработка, хранение и кондиционирование ТРО должны осуществляться в
соответствии с требованиями настоящего документа и других федеральных норм и
правил в области использования атомной энергии, регламентирующих обеспечение безопасности
при обращении с ТРО. Проект систем
обращения с ТРО должен предусматривать: - сбор нерадиоактивных
отходов отдельно от радиоактивных в специальных местах за пределами зоны
контролируемого доступа; - сбор ТРО в
специальных помещениях; - сортировку ТРО в
соответствии с их классификацией; - использование
контейнеров, подъемно-транспортного оборудования и специального транспорта для
транспортирования ТРО. 4.3.2. В проекте
должно быть предусмотрено оборудование для прессования прессуемых ТРО, сжигания
горючих ТРО, измельчения (резки) крупногабаритных ТРО и омоноличивания
мелкодисперсных и пылевидных ТРО. 4.3.3. Проектом должны
быть предусмотрены хранилища для некондиционированных и кондиционированных ТРО.
Барьеры хранилищ должны предотвращать поступление радионуклидов в окружающую
среду выше пределов, установленных федеральными нормами и правилами в области
использования атомной энергии, при нормальной эксплуатации и при проектных
авариях. При проектировании
хранилищ должны быть предусмотрены: - оборудование для
извлечения из хранилищ некондиционированных ТРО; - возможность осмотра,
ревизии и извлечения из хранилищ упаковок кондиционированных ТРО; - дистанционное
управление перемещением упаковок РАО в случае повышенных мощностей доз
гамма-излучения; - система дренажей для
сбора протечек; - поддержание
климатических условий хранения РАО в допустимых пределах; - возможность
увеличения емкостей хранилищ или сооружения дополнительных хранилищ; - раздельное
размещение РАО в соответствии с классификацией; - размещение упаковок
РАО в определенных местах хранилища с идентифицируемым местом расположения. Условия хранения не
должны приводить к разрушению упаковок РАО и изменению формы кондиционированных
ТРО и отвержденных кондиционированных РАО. 4.3.4. Проект должен
предусматривать радиационный и технологический контроль за состоянием РАО на
всех стадиях обращения с ними, включая контроль: - сортировки ТРО в
соответствии с их классификацией; - ТРО, поступающих на
переработку; - качества
кондиционированных ТРО; - качества
кондиционированных отвержденных РАО; - активности и
радионуклидного состава кондиционированных ТРО; - активности и
радионуклидного состава кондиционированных отвержденных РАО. 4.4. Системы обращения с
газообразными радиоактивными отходами
4.4.1. Системы
обращения с газообразными радиоактивными отходами должны обеспечивать очистку
газов от радиоактивных аэрозолей, инертных газов, паров йода и его соединений. При проектировании
должны быть учтены все возможные источники постоянного и периодического
поступления ГРО в системы технологических сдувок и в воздух вентилируемых
помещений. 4.4.2. В проекте
систем обращения с ГРО должны быть предусмотрены: - максимально
возможное снижение содержания радионуклидов в ГРО; - организованные технологические
сдувки. Объединение потоков ГРО должно быть обосновано; - очистка
технологических сдувок от радиоактивных газов и аэрозолей перед выбросом в
атмосферу. Производительность систем очистки ГРО и эффективность используемых
методов должны быть обоснованы и должны исключать возможность превышения
допустимых уровней выброса радиоактивных веществ во всех режимах эксплуатации и
при проектных авариях на АС; - очистка
технологических сдувок от радиоактивных газов и аэрозолей перед выбросом в
атмосферу. Производительность систем очистки ГРО и эффективность используемых
методов должны быть обоснованы и должны исключать возможность превышения
допустимых уровней выброса радиоактивных веществ во всех режимах эксплуатации и
при проектных авариях на АС; - системы газоочистки,
приводимые в действие при возникновении проектных аварий на АС (аварийные
системы газоочистки) с целью обеспечения непревышения допустимого выброса
радиоактивных веществ в атмосферу; - организованный
выброс технологических сдувок после их очистки и (или) выдержки в высотные
вентиляционные трубы, непрерывный контроль расхода и удельной активности
выбрасываемого воздуха; - возможность
организации местных систем газоочистки; - периодический
контроль работоспособности систем газоочистки; - контроль качества
оборудования систем газоочистки (фильтров, адсорберов и т.п.) перед установкой
в системы газоочистки; - средства и методы
для периодического контроля соответствия эксплуатируемого оборудования систем
газоочистки паспортным данным; - средства и методы
для предотвращения образования взрывоопасных концентраций водорода (дожигание
водорода, разбавление инертными газами) в системах обращения с ГРО. V. Требования
безопасности при эксплуатации систем обращения с радиоактивными отходами
атомных станций
5.1. Эксплуатация
систем обращения с РАО проводится в соответствии с регламентами и инструкциями,
разрабатываемыми согласно проекту. 5.2. К пуску
энергоблока на АС должны быть обеспечены условия для сбора, переработки,
кондиционирования, транспортирования и хранения РАО в запланированных проектом
объемах, включая перевод жидких радиоактивных отходов в отвержденную форму в
соответствии с требованиями федеральных норм и правил в области использования
атомной энергии. 5.3. Эксплуатирующая
организация должна разработать в рамках общей программы обеспечения качества на
АС программу обеспечения качества при обращении с РАО. 5.4. При эксплуатации
АС эксплуатирующая организация должна: - организовать
эффективное управление всеми видами связанной с эксплуатацией и обслуживанием
систем обращения с РАО деятельности, направленное на предотвращение аварий и
своевременную переработку РАО, исключающую их незапланированное накопление; - не допускать не
предусмотренное проектом хранение РАО в некондиционированном виде; - эксплуатировать АС с
минимальным образованием РАО как по величине их активности, так и по
количеству; - обеспечить снижение
количества образующихся РАО; - повышать культуру
безопасности и квалификацию работников (персонала) и проводить соответствующие
организационные мероприятия; - разработать
инструкции и регламенты по обращению с РАО; - установить нормы
образования ЖРО и ТРО и периодически, в порядке, установленном эксплуатирующей
организацией, пересматривать их с учетом достигнутого положительного опыта обращения
с РАО; - ежегодно проводить
анализ безопасности при обращении с РАО; - не допускать
неконтролируемые выбросы в атмосферу и сбросы радиоактивных веществ с АС в
водные объекты, водоносные горизонты, ямы, колодцы, скважины, на поверхность
земли, а также в системы хозяйственно-фекальной и производственно-ливневой
канализации. 5.5. Транспортирование
РАО по площадке АС должно производиться: - на специальных
транспортных средствах, имеющих санитарно- эпидемиологическое заключение; - по установленным проектом
маршрутам в соответствии с технологической схемой транспортирования по площадке
АС; - в специальных
транспортных контейнерах с учетом габаритов и массы транспортируемых РАО, их
физического состояния, активности, вида излучения и мощности дозы на наружной
поверхности контейнеров. 5.6. Вне площадки АС
РАО должны транспортироваться в соответствии с федеральными нормами и правилами
в области использования атомной энергии. 5.7. При эксплуатации
АС должен быть обеспечен технологический контроль РАО и радиационный контроль
на всех путях возможного распространения радиоактивности из систем обращения с
РАО. Результаты технологического контроля РАО и радиационного контроля должны
регистрироваться и документироваться. 5.8. Эксплуатирующая
организация должна обеспечить проведение ежегодного учета и контроля РАО.
Учетные документы должны содержать следующие сведения: - характеристику РАО в
соответствии с классификацией; - качественный и
количественный состав РАО; - источник и место
образования РАО; - количество РАО в
соответствии с классификацией; - методы переработки; - дату сбора и
упаковки РАО; - вид упаковки РАО; - идентификационный
знак упаковки РАО; - поверхностное
загрязнение упаковки РАО; - место хранения РАО
(упаковки РАО); - место расположения
РАО (упаковки РАО) в хранилище; - удельную активность
и радионуклидный состав РАО (упаковки РАО), дату измерения; - должностных лиц и
исполнителей, осуществляющих обращение с РАО; - дату
транспортирования РАО за пределы площадки АС на захоронение; - количество РАО, вывезенных
на захоронение. Эксплуатирующая
организация должна один раз в пять лет в соответствии с требованием нормативных
документов обеспечить проведение инвентаризации РАО путем проверки их
фактического наличия и сравнения полученных данных с данными учетных
документов. 5.9. При нормальной
эксплуатации АС ее радиационное воздействие на население и окружающую среду по
каждому из путей (газоаэрозольные выбросы, жидкие сбросы) должно быть
ограничено величиной минимально значимой дозы (10 мкЗв в год) в соответствии с
нормами радиационной безопасности. Допустимые выбросы и
сбросы, рассчитанные исходя из величины минимально значимой дозы, должны
устанавливаться для АС в целом независимо от количества эксплуатируемых блоков
на площадке. 5.10. Эксплуатирующая
организация должна: - обеспечить
эффективную систему регистрации, ведения и хранения документации по обращению с
РАО; - разработать план
мероприятий по ликвидации возможных аварий в системах обращения с РАО; - своевременно
информировать органы государственного регулирования безопасности при
использовании атомной энергии и природоохранные органы о нарушениях при
эксплуатации систем обращения с РАО и авариях на них, влекущих за собой
загрязнение рабочих помещений, площадки АС или объектов окружающей среды; - представлять органам
государственного регулирования безопасности и природоохранным органам
информацию по вопросам обеспечения безопасности при обращении с РАО в объеме и
по форме, установленными указанными органами. _____________________________ *3акон
Российской Федерации от 21 ноября 1995 г. № 170-ФЗ "Об использовании
атомной энергии", статья 3 (Собрание законодательства Российской
Федерации, 1995 г. № 48, ст. 4552) |
|
