|
|
Постановление Главного государственного санитарного врача РФ от 28 апреля 2003 г. № 67 "О введении в действие санитарно-эпидемиологических правил и нормативов СанПин 2.6.1.23-03 "Гигиенические требования к проектированию и эксплуатации ядерных реакторов исследовательского назначения СП ИР-03" На
основании Федерального закона "О санитарно-эпидемиологическом благополучии
населения" от 30 марта 1999 г. № 52-ФЗ
(Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, № 14, ст. 1650) и
Положения о государственном санитарно-эпидемиологическом нормировании,
утвержденного постановлением Правительства Российской Федерации от 24 июля 2000
г. №
554 (Собрание законодательства Российской Федерации, 2000, № 31, ст. 3295)
постановляю: Ввести в действие с 20
июня 2003 года санитарно-эпидемиологические правила и нормативы СанПин
2.6.1.23-03 "Гигиенические требования к проектированию и эксплуатации
ядерных реакторов исследовательского назначения СП ИР-03", утвержденные
Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 21 апреля 2003
г. Г.Г.Онищенко СОДЕРЖАНИЕ IV. Размещение исследовательских реакторов VI. Требования к производственным зданиям и помещениям VII. Обеспечение радиационной безопасности при проведении
технологического процесса VIII. Требования к организации и выполнению ремонтных
работ IX. Требования к дезактивации оборудования и
производственных помещений X. Требования к работе систем вентиляции XI. Методы и средства индивидуальной защиты и личной
гигиены персонала ХIII. Санитарно-бытовое обеспечение персонала XIV. Радиационная безопасность при возникновении и
ликвидации последствий радиационных аварий XV. Медицинское обеспечение радиационной безопасности
персонала XVI. Требования к выводу из эксплуатации
исследовательских реакторов I. Область применения
1.1. Санитарные
Правила "Гигиенические требования к проектированию и эксплуатации ядерных
реакторов исследовательского назначения СП ИР-03" определяют
радиационно-гигиенические требования по обеспечению безопасности персонала и
населения при проектировании, эксплуатации и выводе из эксплуатации
исследовательских реакторов. 1.2. СП ИР-03 (далее -
Правила) являются обязательными к исполнению для проектных и эксплуатирующих
организаций при проектировании, строительстве, эксплуатации и выводе из
эксплуатации исследовательских реакторов. 1.3. Ведомственные правила, регламенты и инструкции, относящиеся к проектированию, строительству, эксплуатации и выводу из эксплуатации исследовательских реакторов не должны противоречить положениям настоящих Правил и должны быть согласованы с Федеральным Управлением "Медбиоэкстрем" при Минздраве России. II. Нормативные ссылки
Настоящие Правила
разработаны на основании и с учетом следующих нормативных документов: Федеральный закон
"О радиационной безопасности населения" от 9 января 1996 г. № 3-ФЗ (Собрание
законодательства Российской Федерации, 1996, № 3, ст. 141); Федеральный закон
"О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" от 30 марта
1999 г. № 52-ФЗ
(Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, № 14, ст. 1650); Федеральный закон
"Об использовании атомной энергии" от 21 ноября 1995 г. № 170-ФЗ
(Собрание законодательства Российской Федерации, 1995, № 48, ст. 4552; 1997, №
7, ст. 808); Нормы радиационной
безопасности (НРБ-99). СП
2.6.1.758-99. Минздрав России, 1999. НРБ-99 не нуждаются в государственной
регистрации (письмо Минюста России от 29.07.99. № 6014-ЭР); Основные санитарные
правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99).
СП
2.6.1.799-99. Минздрав России, 2000. ОСПОРБ-99 не нуждаются в
государственной регистрации (письмо Минюста России от 01.06.2000. № 4214-ЭР); Гигиенические
требования к проектированию предприятий и установок атомной промышленности (СПП
ПУАП-03). СанПин
2.6.1.07-03. Минздрав России, 2003 г. Зарегистрированы в Министерстве
юстиции Российской Федерации (регистрационный № 4365 от 3 апреля 2003 г.). III. Общие положения
3.1. Настоящие правила
разработаны на основании "Норм радиационной безопасности НРБ-99",
в развитие и дополнение ОСПОРБ-99. 3.2. К исследовательским ядерным установкам (реакторам) относятся ядерно-физические установки, предназначенные для проведения научных исследований и производственных экспериментов с использованием мощных потоков ионизирующих излучений в целях: - изучения и отработки
вопросов физики, техники и технологии ядерных реакторов и отдельных его систем; - физических,
материаловедческих, химических, геологических медико-биологических и других
исследований, а также учебных целей; - получения
радиоактивных изотопов и решения других задач научно-производственного
характера. 3.3. Проектом
исследовательского реактора (далее - ИР) должны быть предусмотрены технические
средства и защитные мероприятия, обеспечивающие ограничение радиационного
воздействия при аварии территорией санитарно-защитной зоны (далее - СЗЗ) и
относящие реактор к категории потенциальной радиационной опасности не выше II.
Действующие ИР I категории, расположенные на расстоянии менее 1000 м от жилых
зданий, должны быть в течение 5 лет после введения настоящих Правил либо
приведены в соответствие с данным требованием, либо выведены из эксплуатации. 3.4.
Санитарно-эпидемиологический надзор за проектированием, эксплуатацией и выводом
из эксплуатации ИР осуществляют ЦГСЭН Федерального Управления
"Медбиоэкстрем" при Минздраве России (далее - ЦГСЭН). 3.5. Требования
обеспечения безопасности персонала при контакте с токсичными веществами
(бериллием, свинцом, сплавом Pb + Bi, натрием и др.) регламентируются
соответствующими санитарными правилами. 3.6. Требования к
обеспечению ядерной безопасности при проектировании, сооружении, эксплуатации и
выводе из эксплуатации ИР изложены в специальных правилах. IV. Размещение исследовательских
реакторов
4.1. Место,
предназначенное для размещения ИР, должно быть подвергнуто предварительному
радиационно-гигиеническому обследованию и согласовано в установленном
законодательством порядке. 4.2. При выборе
площадки для сооружения ИР должны оцениваться следующие факторы: - природные условия,
влияющие на безопасность объекта; - перспективы развития
организации и района ее размещения; - влияние реактора на радиационную безопасность населения и окружающую природную среду при его нормальной эксплуатации, при возможных авариях и при выводе ИР из эксплуатации с учетом возможного использования промплощадки для других целей. 4.3. При выборе
площадки размещения ИР необходимо определить в проекте исходное состояние радиационной
обстановки в районе его размещения. 4.4. Территорию
(промплощадку) следует разделять на следующие зоны: - Первая
функциональная зона, располагаемая, как правило, по периферии площадки,
объединяет здания, где не производятся работы с радиоактивными веществами. - Вторая
функциональная зона включает в себя часть площадки, где располагаются здания
реактора, радиохимические комплексы, лаборатории для работы с радиоактивными
веществами, сооружения для сбора, хранения, переработки радиоактивных отходов,
дезактивации транспорта, мастерские для ремонта оборудования, имеющего
радиоактивное загрязнение. 4.5. Промплощадка ИР
I-II категорий должна иметь не менее двух дублирующих подходов и подъездов для
персонала и транспортных средств. Необходимо предусмотреть средства для
дезактивации транспорта и дорог на случай загрязнения промплощадки в результате
радиационной аварии. 4.6. В соответствии с
п. 3.2.8. ОСПОРБ-99
вокруг площадки реактора должна быть предусмотрена санитарно-защитная зона, а
для ИР I категории и зона наблюдения, размеры которых устанавливаются в
соответствии со специальными методическими указаниями по согласованию с ЦГСЭН.
Для реакторов II-III категории, в соответствии с характеристиками их
безопасности, размеры СЗЗ могут быть ограничены пределами территории
промплощадки. 4.7. На территории
площадки и СЗЗ должны предусматриваться наблюдательные скважины, расположение и
глубина которых устанавливаются в зависимости от наличия потенциальных
источников загрязнения, гидрологических условий площадки и сезонного изменения
режима грунтовых вод. 4.8. Гигиенические
требования к предусмотренному проектом производству продукции гражданского
назначения (ядерное легирование материалов, создание материалов на основе
ядерных технологий и др.) регламентируются специальными правилами. V. Требования к
персоналу
5.1. К работам с
источниками излучений (персонал группы А) допускаются лица не моложе 18 лет, не
имеющие медицинских противопоказаний. 5.2. Персонал группы А
должен находиться под медицинским наблюдением и проходить предварительный (при
поступлении на работу) и периодические медицинские осмотры в установленные
Минздравом России сроки. 5.3. Персонал группы А должен пройти обучение и проверку знаний по вопросам радиационной безопасности в пределах соответствующих должностных инструкций, действующих в организации. 5.4. Лица, работающие
с источниками излучений, должны знать и обязаны соблюдать правила по охране
труда, пожарной безопасности и производственной санитарии, действующие на
данном рабочем месте (производственном участке). 5.5. При выполнении
производственных операций персонал должен: - выполнять требования
технологических регламентов и инструкций; - знать назначение
знаков радиационной опасности, световой и звуковой сигнализации системы
радиационного контроля и порядок действий при их срабатывании; - уметь правильно
применять средства индивидуальной защиты (далее - СИЗ), включая автономные
средства защиты органов дыхания, предписанные в каждом конкретном случае; - знать и выполнять
соответствующие действия в случае возникновения радиационной аварии, уметь
оказывать само- и взаимопомощь при травмах, ожогах, отравлениях и др.
несчастных случаях; - незамедлительно
информировать руководителя работ и службу радиационной безопасности обо всех
случаях нарушения технологических регламентов, отказов оборудования, разлива и
просыпания радиоактивных веществ, изменения разрежения в герметичном
технологическом оборудовании и т.п.; - контролировать
уровни загрязнения спецодежды, спецобуви и кожных покровов после проведения
технологических операций, заменять загрязненные выше установленных значений
спецодежду и СИЗ, контролировать загрязнение кожных покровов в санпропускнике
после окончания рабочей смены. 5.6. Персонал группы
Б, работающий на промплощадке ИР или на территории его СЗЗ, должен: - пройти вводный
инструктаж; - знать свои действия
в случае сигнала о возникновения радиационной аварии; - уметь оказывать
само- и взаимопомощь при травмах, ожогах, отравлениях и др. несчастных случаях; - знать кратчайшие
маршруты эвакуации с территории промплощадки организации и ее СЗЗ. VI. Требования к
производственным зданиям и помещениям
6.1. Размещение оборудования, входящего в комплекс ИР, следует предусматривать в отдельном здании, разделенном на зоны контролируемого и свободного доступа. В зону контролируемого доступа включается отдельное здание (или часть его), где размещены реактор, оборудование контура охлаждения, петлевые и экспериментальные установки, защитные "горячие" камеры, мастерские для ремонта загрязненного радиоактивными веществами оборудования, радиохимические лаборатории и другие помещения для работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующего излучения (далее - ИИИ). 6.2. Помещения зоны контролируемого доступа (далее - ЗКД) по уровню радиационного воздействия должны разделяться на: - помещения
постоянного пребывания персонала, в которых персонал может находиться полную
рабочую смену; - периодически
обслуживаемые помещения, предназначенные для проведения работ, связанных со
вскрытием технологического оборудования - узлы загрузки и выгрузки
радиоактивных материалов, временного хранения и удаления радиоактивных отходов
(далее - РАО) и т.п. Вход в периодически обслуживаемые помещения осуществляется
через стационарный или временный саншлюз, а время пребывания в них
ограничивается в зависимости от параметров радиационной обстановки; - необслуживаемые
помещения, предназначенные для размещения реактора и технологического
оборудования, являющегося основным источником ионизирующих излучений. Доступ
персонала в необслуживаемые помещения при работающем технологическом
оборудовании должен быть исключен. 6.3. Категория
обслуживания помещений ЗКД определяется проектом в зависимости от реальных
условий эксплуатации оборудования и радиационной обстановки и может быть
изменена по согласованию с ЦГСЭН. 6.4. Взаимная изоляция
помещений ЗКД и зоны свободного доступа (далее - ЗСД), а также помещений внутри
ЗКД обеспечивается строительными конструкциями, биологической защитой,
вентиляционными устройствами и санитарно-бытовыми помещениями. Вход персонала в
ЗКД и выход из нее должен осуществляться только через санитарный пропускник. 6.5. Проход персонала
в необслуживаемые помещения при остановленном реакторе и не работающем
технологическом оборудовании должен осуществляться через стационарные (или
временные) саншлюзы. Места размещения стационарных саншлюзов определяются
проектом. 6.6. В помещениях ЗКД
(кроме помещений, где находится оборудование и коммуникации с жидким натрием)
должны быть предусмотрены при необходимости коммуникации для подачи воды и моющих
растворов, для проведения дезактивации. Полы в помещениях должны иметь уклон и
трапы для стока смывных вод в спецканализацию. 6.7. Основной и
резервный пульты управления исследовательским реактором должны размещаться в
отдельных помещениях. Защита пультов управления и пути доступа к ним должны
обеспечить безопасность персонала в случае аварии. Щит (пульт) радиационного
контроля должен быть расположен в ЗКД. 6.8. Комплекс помещений защитных ("горячих") камер следует размещать в зоне контролируемого доступа. Планировка и оборудование комплекса помещений "горячих" камер исследовательского реактора и материаловедческих лабораторий должна соответствовать требованиям, предъявляемым ОСПОРБ-99 к обеспечению работ первого класса. 6.9. Конструкция
"горячих" камер должна обеспечивать защиту от излучений и возможность
дистанционного выполнения производственных операций с помощью манипуляторов.
Управление арматурой на коммуникациях (газ, вакуум и др.) должно осуществляться
из операторской с панели, вынесенной на фасадную сторону камеры. 6.10. На реакторах с
жидкометаллическим теплоносителем в комплексе помещений, где расположены
реактор и основное технологическое оборудование, должны быть предусмотрены
помещения и устройства для отмывки и дезактивации внутриреакторного
оборудования и оборудования первого контура от радиоактивного щелочного
металла. 6.11. В зоне
контролируемого доступа ИР с жидкометаллическим теплоносителем проектом должен
быть предусмотрен комплекс помещений для утилизации отходов щелочных металлов. 6.12. Управление
процессами сбора и утилизации отходов щелочных металлов осуществляется из
пультовой. Защита между пультовой и камерой утилизации, отделка и оснащение
помещений комплекса для утилизации отходов щелочных металлов должны выполняться
в соответствии с требованиями радиационной и пожарной безопасности. 6.13. Внутренняя
отделка помещений ЗКД, включая помещения для дезактивации, должна выполняться в
соответствии с требованиями ОСПОРБ-99,
предъявляемыми для работ с открытыми радионуклидными источниками. 6.14. Хранение
облученных тепловыделяющих сборок (далее - ТВС), твэлов, образцов и т.п. должно
осуществляться в специальных хранилищах, оборудованных биологической защитой,
вентиляцией и очисткой удаляемого воздуха. Хранение дефектных ТВС и твэлов
должно быть организовано таким образом, чтобы снизить радиационное воздействие
на персонал и население как при нормальной эксплуатации, так и в случае аварии
до установленных проектных пределов. 6.15. Вопросы обеспечения радиационной безопасности при обращении с РАО, образующимися в процессе эксплуатации ИР, изложены в соответствующем разделе ОСПОРБ-99 и в специальных правилах. VII. Обеспечение
радиационной безопасности при проведении технологического процесса
7.1. В основу обеспечения радиационной безопасности ИР, должен быть положен принцип глубокоэшелонированной защиты, реализуемый системой защитных барьеров. Состав защитных барьеров обосновывается и определяется на стадии проектирования в зависимости от типа реактора. 7.2. Для обеспечения
радиационной безопасности персонала при проведении экспериментальных работ на
ИР в проекте и при эксплуатации ИР должны быть реализованы следующие основные
принципы: - Для удержания и
локализации радиоактивных веществ и химически активных сред, которые могут
выйти в помещения ЗКД при отказах оборудования, следует предусматривать, как
минимум два защитных барьера. В случае выхода радиоактивные вещества должны
поступать на специальные системы очистки. - Техническими и
организационными мерами должна быть исключена возможность облучения персонала
гамма-нейтронным излучением через скрытые полости экспериментальных каналов.
При наличии коллимированных, направленных потоков нейтронов необходимо
предусматривать дополнительную защиту во избежание попадания пучка нейтронов в
соседние помещения. - Проведение работ,
связанных с облучением делящихся материалов, должно быть обеспечено
техническими и организационными средствами постоянного контроля герметичности
оболочек облучаемых капсул (контейнеров) с делящимися материалами по реперным
радионуклидам. - При выборе и
использовании образцов, материалов, устройств, предназначенных для облучения в
экспериментальных каналах реакторов, должна учитываться возможность выделения в
воздух рабочих помещений токсических веществ из облучаемых материалов с
разработкой мер контроля и улавливания этих веществ. При прочих условиях должны
применять материалы, которые после облучения в экспериментальных каналах имеют
меньшие уровни наведенной активности. - На исследовательских
реакторах должны быть предусмотрены системы очистки теплоносителя от продуктов
деления и других радионуклидов, работающие по замкнутому циклу. На реакторах
бассейнового типа должны быть предусмотрены методы улавливания и очистки воды
бассейна от газообразных продуктов деления и коррозии (например, использование
вакуумных дегазаторов). При эксплуатации реактора в программу технического
обслуживания должны быть включены мероприятия по обеспечению качества
теплоносителя. 7.3. Процессы, связанные с управлением реактором, процессы загрузки, выгрузки и транспортирования тепловыделяющих элементов и сборок, транспортно-технологические и ремонтные операции с радиоактивным оборудованием должны быть автоматизированы и осуществляться по возможности дистанционно. Наблюдение за операциями перегрузки должно осуществляться с защищенных пультов, оборудованных средствами связи и наблюдения. Извлечение и передача облученных образцов из активной зоны может осуществляться без останова аппарата, если это предусмотрено проектом и/или технологическим регламентом. 7.4. При выгрузке из
реактора ТВС, каналов системы управления и защиты реактора (далее - СУЗ), облученных
образцов и др. необходимо использовать защитные контейнеры. Следует
предусмотреть технические и организационные меры по защите персонала от
внешнего и внутреннего облучения и предотвращению загрязнения радиоактивными
веществами воздуха и поверхностей центрального зала (далее - ЦЗ) и других
помещений посредством: - дополнительного
экранирования; - применения
дистанционных механизмов; - организации
дополнительной вентиляции, спецканализации, радиационного контроля; - организации
временных саншлюзов. При использовании в
реакторах смешанного уран-плутониевого топлива на всех стадиях обращения с ним
должна предусматриваться дополнительная защита от нейтронного излучения. 7.5. Все извлеченные
из активной зоны ТВС должны немедленно помещаться в контейнеры, шахты,
хранилища, бассейны. На реакторах с жидкометаллическим теплоносителем
извлечение ТВС и другого оборудования из теплоносителя должно осуществляться
только с применением защитных устройств (контейнеров), заполненных инертным
газом и имеющим шлюзовую систему подключения к контуру. 7.6. Конструкция и
оснащение бассейнов (хранилищ) для облученных ТВС должны предусматривать
возможность механизированного дистанционного сбора просыпей топлива в
специальные емкости. Выполнение этих операций должно осуществляться в
соответствии с правилами ядерной безопасности. 7.7. Для хранения
аварийных (негерметичных) ТВС и образцов должны быть предусмотрены герметичные
защитные контейнеры (пеналы), вскрытие которых должно производиться только по
специально разработанным программам, предусматривающим мероприятия, исключающие
поступление радионуклидов в производственные помещения выше установленных
контрольных уровней (далее - КУ). 7.8. Работы по перемещению облученных образцов, деталей и твэлов из одного бассейна в другой должны проводиться только в подводном положении, а при извлечении этих деталей из бассейнов должны предусматриваться меры, исключающие попадание радиоактивной воды на поверхности помещения и оборудования. 7.9. Все работы
(перемещение, осмотр, резка, шлифовка и др.) с облученными ТВС, твэлами,
образцами, загрязненным оборудованием и т.п. должны производиться с учетом
требований ядерной безопасности и на основании предварительно разработанной
утвержденной инструкции. 7.10. Осмотр
извлеченных из активной зоны реактора облученных ТВС и твэлов и любые
манипуляции с ними должны проводиться в "горячей" камере и только
после соответствующей выдержки в целях максимального снижения возможного поступления
радиоактивных веществ в воздух производственных помещений. 7.11. Все работы с
деталями, оборудованием и приборами, извлеченными из активной зоны и первого
контура, должны производиться после их предварительной дезактивации.
Нетранспортабельное оборудование должно дезактивироваться непосредственно на
месте его размещения, а транспортабельное - в специально оборудованном
помещении. 7.12. Для
транспортирования загрязненного оборудования и образцов должны быть
предусмотрены специальные транспортные средства и защитные контейнеры, а в
строительных конструкциях здания должны быть предусмотрены специальные
транспортные проемы. VIII. Требования к
организации и выполнению ремонтных работ
8.1. Выполнение основных
видов ремонтных работ должно производиться в соответствии с проектом.
Конкретные требования к проведению ремонтных работ и их организации должны быть
изложены в специальном разделе проекта. 8.2. В проекте
необходимо предусмотреть комплекс инженерно-технических, организационных и
радиационно-гигиенических мероприятий по обеспечению радиационной безопасности
персонала: обоснование численности ремонтного персонала, наличие
транспортно-технологического оборудования, технологической оснастки,
обоснование радиационной и ядерной безопасности ремонтных работ, обеспечение
средствами биологической защиты, защитными контейнерами, дистанционными
приспособлениями и инструментами, контрольными приборами и т.п. 8.3. Наряду с
мероприятиями по подготовке и проведению работ по выгрузке и вывозу облученного
ядерного топлива должны разрабатываться подробные рабочие планы-графики для
проведения специальных (сложных по объему и/или с повышенной опасностью) работ
с разбивкой их по отдельным службам, производственным участкам и отдельным
наиболее ответственным операциям. 8.4. В рабочих
планах-графиках следует отражать: - необходимость
использования телеустановок и оптических приборов для дистанционного осмотра
оборудования; - требования к
подготовке рабочих мест; - дополнительные
требования к радиационному контролю; - обеспечение
работающих спецодеждой и дополнительными индивидуальными средствами защиты и
порядок их замены; - необходимость и
порядок дезактивации инструмента, оборудования и поверхностей производственных
помещений, СИЗ и т.п. 8.5. Инструкции на
проведение радиационно-опасных работ должны иметь положительное
санитарно-эпидемиологическое заключение. 8.6. При работах по
демонтажу реакторного оборудования должны быть выполнены, как правило,
следующие технические мероприятия: - произведены
необходимые отключения (технологические и электротехнические) 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; - установлены
предупреждающие плакаты, ограждения и т.п.; - проведена
дезактивация оборудования; - организованы
временные или стационарные ремонтные зоны; - организованы
временные саншлюзы; - предприняты меры к
локализации, сбору и удалению РАО. 8.7. Для проведения
ревизии, осмотра, ремонта оборудования и работ по его демонтажу в проекте
необходимо обосновывать и предусматривать: - возможность
периодического осмотра и контроля корпуса и внутрикорпусных устройств реактора,
включая специальную оснастку; - мероприятия по
предотвращению выхода радиоактивных веществ в смежные помещения, за пределы ЗКД
и в окружающую природную среду; - разработку системы комплексной механизации ремонтных и демонтажных работ для снижения дозозатрат персонала; - разработку и
поставку типового комплекта для осмотра, демонтажа и ремонта оборудования;
организацию специальных мест для размещения этого типового комплекта в
реакторном зале и в других производственных помещениях, предусмотрев
изготовление стеллажей и передвижных верстаков с обеспечением достаточного
местного освещения; - обеспечение доступа
к демонтируемому оборудованию и возможность его 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 сбора и
временного хранения демонтированного оборудования, защитных транспортабельных
кабин с манипуляторами, переносных защитных экранов для снижения излучения на
рабочих местах и возможности дистанционного выполнения демонтажных работ и
оборудования; - обеспечение
работоспособности вентиляционных систем в соответствии с требованиями раздела 9 настоящих Правил; - средства механической подачи инструментов и необходимых для ремонта и 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
строительных конструкций и наружной поверхности оборудования; - стационарную
разводку электросварочной и газосварочной сетей; - саншлюзы переносного
типа у мест проведения работ, к которым должны быть предусмотрены подводки
горячей и холодной воды, 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. 8.8. При проведении
ремонтных 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; - 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; - персонал,
участвующий в работах, должен быть обеспечен средствами оперативного
дозиметрического контроля; - перед входом в
помещения, где производятся работы, необходимо устанавливать плакаты,
предупреждающие об опасности, и схемы прохода персонала к рабочим местам; - перед началом
ремонтных работ из помещения должно быть удалено все легко транспортируемое
оборудование, приборы и другие детали для предотвращения их радиоактивного
загрязнения; - при сварочных
работах на радиационно-опасном оборудовании или его резке необходимо
производить отвод 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 (респираторами,
пневмошлемами и т.п.); - демонтированное
оборудование и детали в зависимости от уровня радиоактивного загрязнения
необходимо транспортировать в пластикатовых мешках или специальных контейнерах; - при выходе из
помещений, где производятся работы на загрязненном оборудовании, необходимо
устанавливать поддоны с ковриками, смоченными дезактивирующими растворами или
дисциплинирующий барьер для смены обуви; - место проведения
работ со вскрытием радиоактивного оборудования должно быть ограничено видимым
барьером, площадь выделенной зоны должна быть минимальной; - вход в помещения для
проведения работ по ремонту оборудования и выход из них должны осуществляться
через саншлюз; - после окончания
работ необходимо провести общую дезактивацию помещений с последующим
радиационным контролем. 8.9. Для выполнения ремонтных работ на ИР с жидкометаллическим теплоносителем в проекте необходимо предусмотреть возможность дезактивации основного технологического контура и отдельных его элементов перед ремонтом. Ремонтные работы с
извлеченными из I контура изделиями и оборудованием должны проводиться только
после отмывки его от жидкометаллического теплоносителя. 8.10. Все работы с
деталями, оборудованием и приборами, извлеченными из реактора, 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 радионуклидов 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. 8.11. Перемещение
оборудования, загрязненного радиоактивными веществами, к местам сбора, выдержки
и дезактивации необходимо производить в защитных контейнерах по кратчайшему
пути. При этом должно быть исключено его транспортирование по помещениям ЗСД. 8.12. Извлекаемые из
реактора высокоактивные 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, бассейна выдержки или других мест их временного
хранения должны приниматься меры, исключающие попадание радиоактивной воды на
поверхности помещение и оборудования. 8.13. Проведение работ
по ремонту и демонтажу оборудования ИР должно сопровождаться планированием
облучаемости персонала в соответствии с разработанным перечнем
радиационно-опасных работ. Работы, при которых
ожидаемые коллективные дозы превышают 0,5 чел.-Зв или 10 мЗв по эффективной
индивидуальной дозе, должны выполняться по специальным программам обеспечения
радиационной безопасности, разработанными администрацией ИР и согласованными
ЦГСЭН. 8.14. При выполнении
радиационно-опасных работ должен проводиться предварительный инструктаж
персонала по правилам радиационной безопасности с указанием характера и
последовательности проведения работ. При особо неблагоприятной радиационной
обстановке следует проводить предварительную отработку предстоящих операций на
макетах. IX. Требования к дезактивации оборудования и производственных
помещений
9.1. Для выполнения
работ по дезактивации контуров реактора, технологического оборудования и
производственных помещений в проекте ИР должна быть предусмотрена штатная схема
дезактивации. 9.2. Основные решения по технологии проведения дезактивации, рецептуре дезактивирующих растворов и техническим средствам должны быть представлены в отдельном разделе проекта ИР, в котором 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 подачи их в систему спецканализации
или транспортирования на переработку; - условия дезактивации
контуров реактора в сборе; - мероприятия по
предупреждению распространения (локализации) радиоактивного загрязнения от
дезактивируемого оборудования. 9.3. При
проектировании и при проведении работ по дезактивации следует предусматривать
повторное использование дезактивирующих растворов по замкнутому циклу и
минимизацию образования жидких радиоактивных отходов (далее - ЖРО). 9.4. Отработавшие
дезактивирующие растворы должны подлежать утилизации как ЖРО. 9.5. В проекте должны
быть предусмотрены мероприятия по условиям и методам дезактивации внутренних
поверхностей бассейнов и шахт. Предпочтение следует отдавать очистке внутренних
поверхностей бассейнов и шахт с использованием специальной технологической
оснастки. X. Требования к работе
систем вентиляции
10.1. Системы вентиляции и газоочистки должны обеспечивать защиту воздушной среды производственных помещений и атмосферного воздуха от загрязнения радиоактивными и другими вредными веществами свыше установленных норм и обеспечение нормируемых метеорологических условий на рабочих местах в производственных помещениях. Проектирование систем вентиляции, кондиционирования воздуха в производственных зданиях и сооружениях, а также очистки воздуха перед выбросом в атмосферу следует производить в соответствии с требованиями ОСПОРБ-99, настоящих Правил, строительных норм и правил. 10.2. Вентиляция
помещений ЗКД и помещений ЗСД должна осуществляться раздельными системами. В ЗКД за счет работы
вентиляционных систем независимо от режима эксплуатации должна обеспечиваться
направленность движения воздуха только в сторону более "грязных"
помещений. Для предотвращения обратных токов воздуха следует устанавливать
клапаны избыточного давления (далее - КИДы). 10.3. В помещениях, в
которых проектом ИР предусмотрено проведение радиационно-опасных операций,
сопровождающихся выделением радиоактивных веществ, должен быть обеспечен отрицательный
дисбаланс воздуха. Величина дисбаланса определяется назначением помещения и
характером выполняемых работ. 10.4. Вытяжные и
приточные системы, обслуживающие помещения ЗКД, должны иметь резервные
вентиляционные агрегаты производительностью не менее 1/3 от расчетной
производительности основных агрегатов и устройства для их автоматического
включения. На вытяжных системах,
удаляющих воздух с очисткой, следует предусматривать резерв очистного
оборудования. Вентиляция ЗКД и ЗСД
должна решаться с учетом категории пожаро- и взрывоопасности помещений. 10.5. При всех режимах
работы ИР должно обеспечиваться непревышение величины 0,3 ДОА перс. в воздухе
приточных систем. 10.6. На вытяжных
системах, обслуживающих помещения ЗКД, рекомендуется дополнительно
устанавливать аэрозольные фильтры грубой очистки для увеличения срока службы
фильтров тонкой очистки вытяжных систем. 10.7. В помещениях
постоянного пребывания персонала и периодически обслуживаемых помещениях ЗКД
работа на рециркуляцию вентиляционных систем, предназначенных для обеспечения
санитарно-гигиенических параметров воздушной среды, запрещается. Допускается
использовать вентиляционные агрегаты, работающие на рециркуляции, для обогрева
и устройства воздушных завес в транспортных въездах. 10.8. Для поддержания
требуемых условий работы технологического оборудования в пределах герметичных
необслуживаемых помещений, рассчитанных на давление, допускается использовать
рециркуляционные системы. 10.9. Для помещений постоянного пребывания персонала (щиты управления, операторские и т.д.), в которых требуются поддержание стабильных метеорологических условий, следует предусматривать системы кондиционирования воздуха, работающие с подпором. Вентилирование щитов
управления должно осуществляться от самостоятельных систем кондиционирования. 10.10. Вентиляцию ЦЗ следует осуществлять отдельными приточными и вытяжными системами. При этом воздухообмен в реакторном зале при условии посещения его персоналом должен осуществляться не менее одного раза в час. При нормальной
эксплуатации и ремонтных работах за счет систем вентиляции в открытых проемах
реакторного зала в смежных помещениях с меньшим уровнем радиоактивного
загрязнения воздушной среды следует обеспечить скорость удаляемого воздуха не
менее 1,0 м/с. 10.11. На периоды перегрузки ядерного топлива и ремонтных работ в ЦЗ должны предусматриваться системы направленного перекрытия воздушными завесами (передувками) шахты реактора, бассейна выдержки и перегрузки, шахт ревизии конструктивных элементов реактора. 10.12. В
"горячей" камере должно поддерживаться разрежение не менее 200 Па (20
кгс/м2), а при ремонтных работах в открываемых проемах должна
обеспечиваться скорость удаляемого воздуха не менее 1,0 м/с. Воздух из камеры перед
выбросом в вентиляционную трубу должен подвергаться очистке от радиоактивных
аэрозолей. 10.13. Удаление
воздуха из помещений постоянного пребывания персонала ЗКД следует осуществлять
непосредственно или через КИДы в периодически обслуживаемые помещения. 10.14. Оборудование
контура теплоносителя и других активных контуров, включая установки
спецводоочистки и емкости хранения жидких радиоактивных отходов, должны
оснащаться системами технологических сдувок. При этом: - Использование общей
вентиляционной системы для удаления воздуха из помещений и внутренних объемов
технологического оборудования не допускается. - Выброс в атмосферу
технологических сдувок и воздуха, удаляемого вытяжными системами из помещения
ЗКД, необходимо осуществлять в вентиляционную трубу, высота которой
определяется проектом ИР. - Должны
предусматриваться средства по очистке воздуха, удаляемого системами вытяжной
вентиляции и технологическими сдувками, от радиоактивных аэрозолей и соединений
йода. 10.15. При ремонтных
работах в открытых проемах периодически обслуживаемых и необслуживаемых
помещений система вытяжной вентиляции должна обеспечивать удаление воздуха со
скоростью не менее 0,3 м/с. 10.16. Для создания нормальных метеорологических условий для персонала при выполнении перегрузочных и ремонтных работ в пределах необслуживаемых помещений, рассчитанных на давление, следует предусматривать системы приточно-вытяжной ремонтной вентиляции. При работе ремонтных систем в открываемых проемах помещений должна обеспечиваться скорость удаляемого воздуха не менее 1,0 м/с. 10.17 Система
ремонтной вентиляции должна работать в режиме рециркуляции для очистки воздуха
в послеаварийный период в случае выхода из строя рециркуляционных систем,
предусматриваемых в пределах герметичных необслуживаемых помещений,
рассчитанных на давление. 10.18. При операциях,
связанных с резкой, сваркой, зачисткой на загрязненном оборудовании и
трубопроводах, должны предусматриваться вентиляционные устройства,
обеспечивающие локальное удаление образующихся веществ с обязательной их
очисткой на фильтрах. 10.19. Ремонт
вентиляционных агрегатов на системах ремонтной вентиляции или замена фильтров
на них не должны выполняться в период проведения ремонтных или перегрузочных
работ. В этот период замена
фильтров допускается только на резервных вентиляционных установках. 10.20. В помещениях
ЗКД, в пределах которых возможно выделение радиоактивных аэрозолей и газов,
необходимо предусматривать подводку линий для подачи воздуха к изолирующим
средствам индивидуальной защиты (пневмокостюмы, пневмомаски). При этом: - Распределительные
гребенки следует размещать в пределах обслуживаемых помещений, а места
подсоединения шлангов должны находиться не далее 20 метров от мест
предполагаемой работы персонала. - Для систем
воздухоснабжения изолирующих средств индивидуальной защиты органов дыхания
(далее - СИЗОД) следует предусматривать отдельную пневмолинию, оснащенную
аэрозольными фильтрами тонкой очистки. Система должна иметь 100% резерв по
оборудованию, подключаться к сети надежного электропитания и иметь устройство
для автоматического пуска после перерыва в подаче электропитания. - Производительность
системы воздухоснабжения изолирующих СИЗОД должна определяться из условия
подачи 15 м3/час воздуха на одно СИЗОД, а при температуре в
помещении 30°С и выше не менее 24 м3/час. При этом в каждой точке
присоединения шланга СИЗОД к системе давление воздуха должно быть не менее 500
Па (50 кгс/м2). - При работах на
труднодоступных участках следует использовать переносные источники
воздухоснабжения изолирующих СИЗОД, а при нормальной температуре воздуха в
помещении - средства индивидуальной защиты с автономным питанием. - При выполнении
технологических операций персоналом в изолирующих СИЗОД число работающих должно
быть не менее двух для дополнительного визуального контроля. 10.21. Вентиляционные
системы должны быть оборудованы приборами контроля эффективности их работы.
Управление и контроль за работой систем вентиляции ЗКД должны осуществляться с
центрального щита управления вентиляцией. 10.22. В проекте ИР
должен быть представлен прогноз концентрации механической пыли, токсических
газов и объемной активности аэрозолей в воздухе помещений при проведении
технологических операций и ремонтных работ, необходимые# для обоснования использования СИЗОД и оценки
эффективности работы фильтров на системах вытяжной вентиляции. В ходе эксплуатации
реактора должен проводиться контроль содержания токсических и радиоактивных
веществ в воздушной среде помещений и эффективности работы фильтров. XI. Методы и средства
индивидуальной защиты и личной гигиены персонала
11.1. Персонал
должен быть обеспечен в необходимом количестве основными и дополнительными СИЗ
в зависимости от вида, класса и степени тяжести работ, уровня и характера
загрязнения воздуха, поверхностей помещений и оборудования. 11.2. Основной
комплект СИЗ должен включать: комбинезон или костюм (куртка, брюки), халат,
спецобувь, нательное белье, шапочку или шлем, носки и перчатки. Кроме того, в
санпропускнике, для перемещения в его пределах, должны выдаваться сандалии, а
также носовые платки разового использования из марли или отбеленной бязи, мыло
туалетное (банное), полотенца, мочалки из синтетических материалов. 11.3. Персонал,
выполняющий работы по дезактивации и уборке помещений, ремонту технологического
оборудования, должен обеспечиваться дополнительной спецодеждой из пленочных
материалов и материалов с полимерным покрытием - полухалаты, полукомбинезоны,
фартуки, чехлы и т.д. 11.4. Персонал,
проводящий работы по сварке или резке металла, загрязненного радионуклидами,
должен быть обеспечен специальными СИЗ сварщика из искростойких дезактивируемых
материалов, а также средствами защиты глаз и рук. 11.5. При выполнении
работ в условиях возможного аэрозольного загрязнения воздуха радиоактивными или
токсическими веществами в качестве СИЗОД в зависимости от уровня и характера
загрязнений должны использоваться - респираторы, противогазы, самоспасатели,
автономные изолирующие дыхательные аппараты, шланговые изолирующие -
пневмополумаски, пневмомаски, пневмошлемы, пневмокуртки, а в отдельных случаях
- изолирующие костюмы (шланговые изолирующие костюмы, автономные изолирующие
костюмы). 11.6. На реакторах с
жидкометаллическим теплоносителем при выполнении ремонтных работ должны
использоваться защитные костюмы, шлем, рукавицы, перчатки, изготовленные из
брезента, шинельного сукна или кожи "шевро". Для защиты лица и
органов зрения должны использоваться щитки, очки из плексигласа. При работах по
ремонту оборудования поверх одежды, предназначенной для работы с натрием,
должна надеваться пленочная одежда: нарукавники, брюки, фартук, костюм. 11.7. 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. 11.8. Все работающие в
изолирующих СИЗОД обязаны пройти инструктаж и обучение правилам пользования ими
с обязательными тренировками по работе с применением СИЗОД и изолирующих
костюмов. При обучении следует использовать прилагаемые эксплуатационные
документы (техническое описание и инструкцию по эксплуатации). 11.9. Тип и модификация используемых СИЗ и СИЗОД должны определяться характером и радиационно-гигиеническими условиями выполняемых работ. В нарядах-допусках на
проведение работ в радиационно-опасных условиях должны указываться обязательные
к применению дополнительные СИЗ. 11.10. 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 или на захоронение как
РАО. 11.11. Загрязненная
выше допустимых уровней спецодежда направляется на дезактивацию в
спецпрачечную. Администрация ИР
должна обеспечивать смену основной спецодежды и белья не реже одного раза в 10
дней. 11.12. 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. Администрация ИР
должна обеспечить постоянное наличие моющих средств для дезактивации кожных
покровов в санпропускнике и в саншлюзах. 11.13. В случае
загрязнения радиоактивными веществами личная одежда и обувь подлежат
дезактивации под контролем СРВ. В случае невозможности дезактивации личная
одежда подлежит захоронению как радиоактивные отходы. 11.14. В помещениях
ЗКД запрещается: - пребывание персонала
без необходимых средств индивидуальной защиты; - 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. ХII. Радиационный
контроль
12.1. В проекте ИР
должен быть разработан специальный раздел "Радиационный контроль", в
котором должны быть определены: - виды и объем
радиационного контроля в производственных помещениях, на промплощадке, в
санитарно-защитной зоне и, для реакторов I категории, в зоне наблюдения (далее
- ЗН); - 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
СРВ. Для действующих ИР численность штата сотрудников, осуществляющих
радиационный контроль, и их административное подчинение устанавливается
специальными отраслевыми документами; - состав необходимых
помещений для СРВ. 12.2. Система
радиационного контроля ИР I-II категорий должна быть автоматизированной с
организацией базы данных индивидуального дозиметрического контроля и параметров
радиационной обстановки в производственных помещениях, на территории
промплощадки, в СЗЗ и ЗН. 12.3. На ИР должен
быть разработан Регламент радиационного контроля, утверждаемый администрацией и
имеющий положительное санитарно-эпидемиологическое заключение органов
госсанэпиднадзора. 12.4. Контроль за
радиационной обстановкой на ИР должен осуществляться штатной системой
радиационного контроля, которая должна использовать следующие технические
средства: - стационарные
автоматизированные средства непрерывного контроля (обязательные для ИР I-II
категорий); - носимые, передвижные
или подвижные средства оперативного контроля; - лабораторного
анализа на основе стационарной аппаратуры; - пробоотбора и подготовки
проб. 12.5. Контроль
радиационной обстановки в зависимости от характера проводимых работ должен
включать: - контроль за
мощностью дозы фотонного и нейтронного 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 радионуклидным составом газов и аэрозолей (в том числе - радона и
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 персонала; - контроль за выбросом
радиоактивных веществ в атмосферу и его составом; - контроль за
содержанием радиоактивных веществ в РАО и их нуклидным составом; - контроль за всеми
этапами обращения радиоактивных отходов; - контроль
нерадиоактивных отходов, вывозимых с территории объекта; - контроль за уровнем
загрязнения транспортных средств; - контроль за
возможной миграцией радионуклидов с грунтовыми водами. 12.6. Контроль
обращения с газообразными отходами должен включать в себя: - 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; 12.7. Величина
радиоактивных выбросов в атмосферу при нормальной эксплуатации ИР не должна
превышать установленного допустимого выброса. 12.8. На всех этапах
эксплуатации реактора должен осуществляться индивидуальный контроль за
облучением персонала. Объем и условия его проведения устанавливаются
специальными методическими указаниями. 12.9. По результатам
индивидуального дозиметрического контроля должны быть рассчитаны значения
эффективных доз облучения персонала. 12.10. При проведении
индивидуального контроля необходимо вести учет: - годовых эффективной
и эквивалентных доз; - эффективной дозы за
5 последовательных лет; - суммарной
накопленной дозы за весь период профессиональной работы. 12.11. На различных
этапах эксплуатации ИР должны устанавливаться контрольные уровни факторов
радиационного воздействия, для которых НРБ-99 определены допустимые
значения. КУ должны
устанавливаться администрацией реакторной установки при согласовании с ЦГСЭН. 12.12. Результаты радиационного
контроля должны сопоставляться со значениями дозовых пределов и с контрольными
уровнями. Случаи превышения контрольных уровней должны анализироваться
руководством службы радиационной безопасности (далее - СРВ) с целью устранения
вызвавших их причин. О случаях превышения индивидуальных доз облучения
персонала более 20 мЗв/год или установленных квот облучения населения
администрация ИР обязана информировать ЦГСЭН. ХIII. Санитарно-бытовое
обеспечение персонала
13.1.
Санитарно-бытовое обеспечение персонала ИР должно предусматриваться
определенной проектом системой санитарно-пропускного режима. 13.2. Проектом должна быть обеспечена пропускная способность и достаточность состава помещений и площадей санпропускника для собственного и привлекаемого к ремонтным работам персонала. 13.3. На период
проведения ремонтных работ технологических систем и оборудования реактора и
перегрузки ядерного топлива работа санпропускника должна обеспечивать возможность
ежедневной замены спецодежды. 13.4. Для
предотвращения распространения радиоактивного загрязнения из производственных
помещений периодического обслуживания на входе в них должны оборудоваться
стационарные или переносные санитарные шлюзы. 13.5. В стационарном
санитарном шлюзе должны предусматриваться: - устройство для
дезактивации и хранения дополнительной спецобуви с дисциплинирующим барьером с
местом для смены дополнительной спецобуви; - пункт обмыва
пневмокостюма непосредственно на работнике; - раздевалка
загрязненной дополнительной спецодежды, оборудованная контейнерами для сбора
грязной спецодежды; - устройство для
очистки подошв спецобуви непосредственно на работнике; - пункт радиационного
контроля для проверки загрязнения кожных покровов и спецодежды; - умывальник с подачей
горячей и холодной воды с помощью ножного или локтевого устройства, а также
дезактивирующие средства для мытья рук. 13.6. Площадь
помещений стационарного или переносного саншлюза должна приниматься с учетом
как основного персонала, так и персонала, привлекаемого для проведения
ремонтных работ. 13.7.
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. XIV. Радиационная
безопасность при возникновении и ликвидации последствий радиационных аварий
14.1. Система радиационной безопасности персонала и населения при аварии на ИР 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. 14.2. В проектной
документации должны быть определены наиболее вероятные аварии, возникающие
вследствие неисправности оборудования, неправильных действий персонала,
стихийных бедствий или иных причин, которые могут привести к потере контроля
над источниками излучения, облучению людей и (или) радиоактивному загрязнению
окружающей среды. Перечень возможных аварий для конкретных условий эксплуатации
реактора и проектные решения по защите персонала и населения при их
возникновении согласовываются с органами государственного регулирования
радиационной безопасности на стадии проектирования ИР. 14.3. При обосновании
безопасности ИР в проекте должны быть предусмотрены защитные мероприятия,
обеспечивающие при проектных авариях: - непревышение
индивидуальных доз облучения персонала группы А выше 50 мЗв; - непревышение индивидуальных
доз облучения персонала группы Б выше 12,5 мЗв; - непревышение
индивидуальных доз облучения населения за первый год после аварии выше 5,0 мЗв,
с учетом пищевых цепочек. 14.4. Проектом должна
быть предусмотрена возможность эвакуации персонала при аварии из здания
реактора и из ЗКД кратчайшими путями минуя санпропускники через специальные
аварийные выходы. Техническими и организационными мерами должен быть исключен
разнос радиоактивных загрязнений через аварийные выходы при эксплуатации реактора. 14.5. Администрация ИР
I-II категорий потенциальной радиационной опасности 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; - действия 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. 14.6. Для всех
структурных подразделений ИР должна быть разработана "Инструкция по
действиям персонала в аварийных ситуациях", согласованная с ЦГСЭН и
отражающая специфику каждого подразделения. 14.7. На
производственных участках, в санпропускнике и здравпункте должны находиться
аптечки с набором необходимых средств первой помощи пострадавшим при аварии и
восполняемый запас средств санитарной обработки лиц, подвергшихся
радиоактивному загрязнению, а в специально установленном месте храниться
аварийный запас спецодежды и дополнительных средств индивидуальной защиты,
медикаментов и радиопротекторов, а также приборов радиационного контроля. 14.8. Во всех случаях
установления факта радиационной аварии администрация обязана немедленно
поставить в известность: - администрацию
территории; - территориальные
органы государственного регулирования радиационной безопасности; - вышестоящую
организацию или ведомство. 14.9. К работам по
ликвидации последствий аварии должны прежде всего привлекаться члены
специализированных аварийных бригад. Если, несмотря на
принятые меры безопасности, невозможно в полном объеме выполнить конкретную
работу при условии непревышения индивидуальной дозы облучения, равной 1 мЗв,
руководители подразделений ИР имеют право разрешить следующие дозы планируемого
облучения персонала: - начальники,
заместители начальников структурных подразделений ИР - до 2 мЗв; - заместители главного
инженера ИР по согласованию с начальником СРВ - до значения установленного на
ИР контрольного уровня индивидуальной дозы облучения; - директор, главный
инженер ИР по согласованию с ЦГСЭН - до 50 мЗв. Указанные разрешения должны быть своевременно оформлены письменным распоряжением и переданы начальнику смены СРВ. Допускается оформление указанных разрешений на бланке дозиметрического наряда. При планируемом
повышенном облучении персонала аварийных бригад свыше 50 мЗв должны выполняться
требования, предусмотренные разделом 3.2. НРБ-99. 14.10. 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. 14.11. 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. 14.12. Ликвидация
последствий аварии и расследование ее причин проводится администрацией ИР под
контролем органов государственного регулирования радиационной безопасности
совместно с администрацией территории и другими заинтересованными органами. 14.13. При
расследовании и ликвидации последствий радиационной аварии в зависимости от
конкретной ситуации следует предусматривать осуществление следующих
мероприятий, выполняемых, как правило, с участием ЦГСЭН: - 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,
хранением, удалением и захоронением радиоактивных отходов. XV. Медицинское
обеспечение радиационной безопасности персонала
15.1. Медицинское
обеспечение радиационной безопасности персонала включает медицинские
обследования, профилактику заболеваний, а в случае необходимости, лечение и
реабилитацию лиц, у которых выявлены отклонения в состоянии здоровья. 15.2. Обязательному
медицинскому обследованию (осмотру) подлежат лица: - принимаемые на
работу с источниками ионизирующего излучения; - привлекаемые к
ликвидации последствий радиационных аварий; - подвергшиеся
облучению эффективной дозой свыше 200 мЗв за год. Ежегодно медицинским
осмотрам подлежит персонал группы А и приравненные к ним по условиям труда
лица. Лица, не прошедшие медицинский осмотр, должны отстраняться от работы. 15.3. 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 - на реабилитацию. 15.4. В случаях, когда
персонал реактора может подвергаться воздействию других вредных факторов
(физических, химических и др.), меры медицинской защиты должны проводиться с
учетом сочетанного воздействия всех вредных производственных факторов. 15.5. В профилактических целях персонал группы А должен обеспечиваться специализированным лечебно-профилактическим питанием, в рацион которого целесообразно включать пищевые добавки с антиканцерогенным и иммунопротекторным действием, рекомендованные к применению Минздрав |