Обеспечение радиационной безопасности при проектировании, строительстве, эксплуатации и выводе из эксплуатации атомных судов

8.14. Для предотвращения распространения радиоактивных веществ по помещениям КЗ между посещаемыми помещениями КЗ различных категорий размещаются стационарные саншлюзы. Помимо стационарных, возможно использование временных саншлюзов (особенно при проведении аварийных работ), устанавливаемых непосредственно у входа в помещение, где проводятся работы.

8.15. В саншлюзах предусматриваются:

- места для надевания, снятия и хранения дополнительных СИЗ;

- пункт очистки и смены спецобуви, оборудованный стеллажами;

- места для размещения приборов радиационного контроля;

- места для замены загрязненной спецодежды и контейнеры для ее сбора и временного хранения;

- места для хранения средств дезактивации.

8.16. Проход в основные помещения ЗКД осуществляется через бытовую раздевалку с индивидуальными шкафчиками для рабочей и повседневной одежды. На случай радиационной аварии с выходом РВ в помещения ЗКД предусматривается возможность развертывания резервного санпропускника на входе в эти помещения.

8.17. Если при отклонениях от нормальных условий эксплуатации в помещениях ЗКД возможно появление радиоактивных загрязнений, конструктивно предусматривается возможность прохода в эти помещения через штатный санпропускник.

IX. Требования к системе обращения с ядерным топливом

9.1. Работы по обращению с ядерным топливом на атомном судне подразделяются на следующие основные этапы:

- подготовительные операции по судну, обеспечивающие радиационную безопасность при перегрузке;

- подготовка РУ к перегрузке, выгрузка отработавшего ядерного топлива (далее - ОЯТ) из реакторов, загрузка свежего топлива, подготовка РУ и физпуск реакторов;

- завершающие операции по судну, обеспечивающие радиационную безопасность при эксплуатации судна.

9.2. Выгрузка ОТВС из реактора может осуществляться с использованием сил и средств атомного судна и с помощью дополнительных средств (суда АТО или береговой комплекс). Выгрузка производится с использованием штатного перегрузочного оборудования по технологии, согласованной с органами, осуществляющими Госсанэпиднадзор.

Требования к судам АТО, используемым при перегрузке ядерного топлива, изложены в Санитарных правилах СП 2.6.1.11-02.

9.3. На атомном судне, судне АТО и в организации, на базе которой производится перегрузка, предусматривается комплекс помещений для обеспечения перегрузки и размещения свежего и отработавшего ядерного топлива, перегрузочного оборудования, ЖРО и ТРО, образующихся в процессе перегрузки, демонтируемого на период перегрузки оборудования РУ, дезактивации демонтируемого и перегрузочного оборудования, а также для подготовки и проверки приводов стержней управления и защиты.

Хранение свежего и отработавшего ядерного топлива на борту атомного судна должно быть исключено.

9.4. Перед началом работ по выгрузке ОЯТ разрабатывается комплект необходимой организационной и технической документации, включающий:

- план организационных и технических мероприятий по обеспечению ядерной и радиационной безопасности при выгрузке ОЯТ;

- план медицинского обеспечения;

- план действий персонала при возникновении аварийных ситуаций при выгрузке ОЯТ (в том числе ядерных аварий).

Планы должны быть согласованы руководством атомного судна, судна АТО и организации, на базе которой производятся работы.

9.5. Проведение в помещениях, задействованных при перегрузочных работах, работ, не предусмотренных технологическим графиком выгрузки ОЯТ, запрещается.

9.6. В плане материально-технического обеспечения выгрузки ОЯТ отражаются:

- наличие средств сбора, порядок сбора и передачи на хранение ЖРО и ТРО, образующихся при выгрузке ОЯТ;

- обеспеченность работ по выгрузке ОЯТ аппаратурой радиационного контроля;

- обеспечение персонала, участвующего в перегрузке, спецодеждой, спецобувью и средствами индивидуальной защиты кожи и органов дыхания.

9.7. Помимо основных мер обеспечения радиационной безопасности (глава III настоящих Правил), радиационная безопасность при выгрузке ОЯТ обеспечивается:

- поддержанием максимально возможного уровня воды в реакторе;

- возможностью работы системы очистки РУ в период перегрузки ядерного топлива и ремонтов для снижения уровня активности теплоносителя;

- поддержанием пониженной температуры теплоносителя при перегрузке для снижения выхода газов и аэрозолей;

- конструкцией и материалами основного и вспомогательного перегрузочного оборудования, обеспечивающими возможность многократной дезактивации и простоту ее выполнения;

- механизацией, автоматизацией и дистанционным управлением транспортно-технологических операций;

- наличием двухсторонней громкоговорящей связи между постом управления работами, аппаратным помещением, кранами и хранилищем ОТВС;

- установкой дополнительной биологической защиты на оборудование, которое создает высокие уровни гамма-излучения;

- мерами, исключающими попадание загрязнений и посторонних предметов во внутренние полости 1-го контура;

- ограничением времени пребывания исполнителей работ в районе повышенной радиационной опасности;

- использованием пластикатовых покрытий в местах вероятного радиоактивного загрязнения помещений и оборудования реакторного отсека;

- проведением работ по дезактивации помещений и оборудования реакторного отсека после окончания каждой смены;

- использованием дополнительных средств индивидуальной защиты кожи и органов дыхания;

- установкой дополнительных средств вентиляции и местных отсосов, полностью исключающих неорганизованный выброс в атмосферу и соседние помещения;

- строгим соблюдением персоналом, участвующим в перегрузке ОЯТ, требований действующих руководящих документов.

К конкретным радиационно опасным работам могут предъявляться дополнительные требования по обеспечению РБ в соответствии с действующей технологической документацией.

9.8. В дополнение к предусмотренному перегрузочным оборудованием контролю перемещения ОТВС в контейнер механическими средствами осуществляется контроль системой РК атомного судна с обязательной фиксацией процесса, выдачей графика движения каждого канала и звуковым сопровождением в центральном посту управления, посту наблюдением за ремонтом и аппаратной. Радиационный контроль выхода ОТВС осуществляется как по нейтронному, так и по гамма-излучению.

При затруднениях с выемом ОТВС допускается изменение картограммы выема с тем, чтобы ОТВС с возможными дефектами выгружались в последнюю очередь.

9.9. На атомном судне предусматривается съемное ограждение участков открытых палуб, включаемых в КЗ при выгрузке ядерного топлива. На этих участках не допускается расположение палубных механизмов и применение деревянных настилов, участки оборудуются комингсами по периметру и двумя типами шпигатов (в цистерны ЖРО и за борт).

В районе работы кранов, обеспечивающих выгрузку ОЯТ, не должны располагаться трапы для схода на берег.

9.10. В период заводского ремонта и перегрузки ядерного топлива предусматривается возможность прохода в аппаратное помещение через санпропускник плавучего контрольно-дозиметрического поста.

X. Требования к системе обращения с радиоактивными отходами

10.1. Обращение с РАО, включая их передачу на объекты базового обслуживания, производится в соответствии с положениями федеральных и ведомственных нормативных документов. Конкретные схемы обращения с ТРО, ЖРО и газообразными радиоактивными отходами (далее - ГРО) определяются проектом атомного судна.

Все работы на атомном судне по перемещению РАО должны быть максимально механизированы и автоматизированы.

10.2. В проектной документации системы обращения с РАО отражается:

- предельное расчетное количество РАО, образующееся за год и за весь период рейса при максимальной его продолжительности;

- физико-химический состав РАО по категориям (в соответствии с п. п. 3.12.1 и 3.12.2 ОСПОРБ-99);

- обоснование выбора систем обращения с РАО каждой категории с учетом их хранения и транспортировки;

- перевод РАО в формы, соответствующие требованиям хранения и транспортировки;

- обеспечение отбора представительных проб РАО;

- техническое обслуживание систем с указанием пределов их безопасной эксплуатации.

Главной технологической цепочкой системы обращения с РАО является система хранения и выдачи отработанных сорбентов 1 и 3 контура, которые по активности являются определяющими в составе РАО судна.

10.3. Хранение РАО, за исключением низкоактивных, осуществляется в специально выделенных помещениях КЗ-1. Помещения и участки открытых палуб, где производятся работы по обращению с РАО, проектируются так, чтобы исключить радиоактивное загрязнение атомного судна и окружающей среды, обеспечить безопасное обращение с РАО на судне и передачу их за пределы судна.

10.4. ТРО собираются в контейнеры, которые в зависимости от мощности эквивалентной дозы излучения на их поверхности делятся на транспортные категории. На атомном судне предусматриваются помещения для размещения контейнеров III - IV категории (оборудованные защитными боксами или шкафами-сейфами) и для размещения контейнеров I - II категории и мешков.

Места расположения сборников и контейнеров для хранения ТРО при необходимости обеспечиваются защитными экранами для снижения уровней излучения за их пределами до допустимого уровня.

10.5. В защитной оболочке предусматривается место для размещения на период ремонта и перегрузки контейнера для сбора высокоактивных ТРО с соответствующей защитой.

10.6. Площадки для перестропки контейнеров и крупногабаритного неконтейнируемого оборудования, располагаемые на открытых палубах судна, временно включаются в КЗ.

10.7. Передача ТРО на береговые или плавучие хранилища производится в контейнерах, за исключением крупногабаритного оборудования, упакованного в пленку. Уровни радиоактивного загрязнения поверхности контейнеров не должны превышать значений, приведенных в таблице 3.5.1 ОСПОРБ-99. Загрязненное крупногабаритное оборудование упаковывается в полиэтиленовую пленку.

10.8. К ЖРО, образующимся на атомном судне, относятся:

- теплоноситель 1-го контура (химически чистый);

- воды дезактивации, 3-го контура, протечек, промывочные и т.п.;

- воды санпропускника.

Все три вида ЖРО должны храниться раздельно.

10.9. Для хранения среднеактивных ЖРО предусматриваютя емкости, имеющие защиту от излучений. Хранение низкоактивных ЖРО допускается в емкостях, не имеющих специальной защиты, при достаточном удалении их от ЗСвР.

10.10. Насосы, арматура и другое оборудование, содержащее среднеактивные жидкие отходы, размещаются в специальных помещениях, имеющих соответствующую защиту от излучений. Трубопроводы, содержащие такие ЖРО, расположенные вне защищенных помещений, также должны иметь соответствующую защиту.

10.11. Слив воды душевых санпропускника производится в промежуточную емкость. Предусматривается возможность слива воды из промежуточной емкости за борт или в емкость низкоактивных отходов по результатам радиационного контроля.

10.12. Емкости ЖРО проектируются вкладными, с наружным набором и наклоном к сливному отверстию. Внутренние поверхности должны быть гладкими. Полезный объем цистерн для сбора ЖРО рассчитывается на прием всего количества ЖРО, которое может образоваться за период допустимой продолжительности плавания без захода в порт базирования. Для приема среднеактивных отходов предусматривается не менее двух цистерн.

При проектировании емкостей ЖРО предусматривается:

- возможность барботажа вод в емкостях;

- дезактивация и химическая очистка их внутренних поверхностей во время заводского ремонта;

- определение уровня заполнения;

- возможность пробоотбора вод из каждой емкости ЖРО и промежуточной емкости для вод санпропускника.

10.13. Передача ЖРО из одной емкости в другую должна производиться только принудительно. Возможность перелива вод из емкостей исключается конструктивно.

Управление основной арматурой системы сбора и удаления ЖРО должно быть дистанционным и централизованным.

10.14. Система передачи ЖРО за пределы судна должна исключать загрязнение судна и окружающей среды. Предусматриваются отдельные трубопроводы для среднеактивных и низкоактивных вод. Патрубки для присоединения съемных коммуникаций размещаются вблизи бортов в специальной выгородке. В местах присоединения коммуникаций предусматриваются поддоны с дренажом в систему сбора ЖРО. Предусматривается возможность проверки герметичности съемных трубопроводов перед началом работ и их полного осушения после окончания работ.

10.15. При обращении с РАО производится постоянный радиационный контроль, осуществляемый системой РК, объем которого определяется СПОРО-2002.

10.16. Радиационный контроль газоаэрозольных выбросов осуществляется непрерывно. При этом газовая активность воздуха определяется на выбросе и в отдельных каналах, по которым воздух поступает в вентиляционную мачту из различных помещений. Система радиационного контроля должна обеспечивать аварийно-предупредительную сигнализацию от блоков детектирования радиационного контроля. Необходимо предусматривать также непрерывное автоматическое измерение объема воздуха, выбрасываемого через вентиляционную мачту, как при нормальных условиях эксплуатации, так и при аварийных ситуациях с выводом информации в систему радиационного контроля.

XI. Требования к дезактивации и защитным покрытиям

11.1. Комплекс организационно-технических мероприятий по дезактивации производственных помещений и оборудования атомного судна включает систему контрольных уровней и комплекс технических средств, в состав которого входят:

- узел приготовления дезактивирующих растворов;

- система стационарных и переносных трубопроводов, обеспечивающих подачу дезактивирующих растворов, пара, пресной воды и сжатого воздуха во все помещения КЗ;