Санитарные правила проектирования и эксплуатации ядерных реакторов исследовательского назначения

(утв. Минздравом СССР 26.10.1973 № 1128-73)

САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ПРОЕКТИРОВАНИЯ И ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНЫХ

Введение

Настоящие Правила разработаны в развитие и дополнение к «Основным санитарным правилам работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений № 950-72 (ОСП 950-72)», «Нормам радиационной безопасности (НРБ-69)» и являются обязательными для всех организаций, учреждений и предприятий, участвующих в проектировании и строительстве новых, а также эксплуатации действующих ядерных реакторов исследовательского назначения.

При проектировании, строительстве и вводе в эксплуатацию указанных объектов следует руководствоваться также соответствующими главами Строительных норм и правил (СНиП), Санитарными нормами проектирования промышленных предприятий (СН 245-71).

Настоящие Правила вводятся в действие с момента опубликования. Ответственность за их выполнение возлагается на администрацию конструкторских, строительных и других организаций, занимающихся проектированием, строительством и реконструкцией реакторов, а также на администрацию действующих объектов по принадлежности.

1. Общие положения

1. К исследовательским ядерным реакторам относятся ядерно-физические установки, предназначенные, главным образом, для проведения научных исследований и производственных экспериментов с использованием мощных потоков изонизирующих излучений для:

а) изучения и отработки вопросов физики, техники и технологии ядерных реакторов и отдельных его систем;

б) физических, материаловедческих, химических, геологических медико-биологических и других исследований и учебных целей;

в) получения радиоактивных изотопов и решения других задач научно-производственного характера.

2. Исследовательский ядерный реактор представляет собой устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция деления. Общим для этих установок является наличие реактора с контуром радиоактивного теплоносителя, теплообменными устройствами, системой управления и регулирования и биологической защиты. Большинство исследовательских реакторов оборудованы экспериментальными каналами, петлевыми и контурными устройствами и горячими камерами. Строятся они в комплексе с научными лабораториями различного профиля и подсобными сооружениями. На некоторых объектах предусматриваются критические сборки (реакторы нулевой мощности) и радиохимические лаборатории.

3. Исследовательские реакторы классифицируются по типу активной зоны (гетерогенные, гомогенные), по режимам работы (статические и импульсные), по энергии нейтронов, используемых для деления горючего (реакторы на тепловых, промежуточных и быстрых нейтронах), по виду замедлителя или теплоносителя (графитовые, тяжеловодные, водо-водяные, жидкометаллические, газовые, органические и др.).

4. Основными радиационными факторами производственной среды в условиях нормальной работы реакторов могут являться внешние гамма-бета-нейтронные излучения, а в период ремонтных работ и ликвидации аварий наряду с внешним бета-гамма — облучением возможно и поступление в организм человека радиоактивных газов и аэрозолей.

5. Радиационная опасность при работе на реакторах определяется:

а) внешними гамма- и бета-излучениями различных энергий, источниками которых служат ядерное горючее и продукты деления, наведенная активность теплоносителя, конструкций, деталей реактора, продуктов коррозии, облученные в активной зоне материалы и образцы. Кроме того, источником гамма- и бета-излучений может быть все оборудование, имеющее контакт с контуром радиоактивного теплоносителя;

б) нейтронами различных энергий от быстрых до тепловых. Источником нейтронов служит активная зона реактора. Воздействие нейтронов возможно в помещении центрального зала при работе аппарата и вблизи экспериментальных каналов при выводе нейтронных пучков за защиту. При остановленном реакторе нейтронные потоки могут иметь место за счет пусковых полоний-бериллиевых или радий-бериллиевых источников, а также при ревизии и ремонте технологического оборудования в случае разрушения ампул с трансурановыми изотопами спонтанного деления;

в) радиоактивными аэрозолями осколочной и наведенной активности. Источниками аэрозолей являются ядерное горючее, продукты его деления, а также продукты активации теплоносителей, элементов коррозии, облучаемых материалов, поступающие в технологические контуры и воздух рабочих помещений при нарушении герметичности коммуникаций и систем реактора и пр.;

г) радиоактивными газами:

аргоном-41, возникающим при облучении аргона-40, содержащегося в воздухе, заполняющем конструктивные полости в системах реактора, или присутствующего как примесь в используемых для технологических целей газах, жидкостях и теплоносителях;

осколочными газообразными и легколетучими продуктами деления, такими как ксенон, криптон, йод и т.д. Источником выделения радиоактивных газов в производственные помещения служат активная зона реактора, контур теплоносителя и газовые системы при нарушении герметичности конструкций или при недостаточной эффективности работы системы технологической вентиляции;

д) радиоактивными загрязнениями помещений, оборудования, рабочих поверхностей, спецодежды и др. Основными источниками загрязнения производственной среды являются материалы и образцы, облученные в активной зоне, контур теплоносителя при нарушении герметичности, детали и инструменты, используемые при работах с активными материалами и оборудованием;

е) возможным поступлением в воздух рабочих помещений и окружающую среду продуктов активации теплоносителей и замедлителей (трития, натрия-24, углерода-14 и др.) на тяжеловодных, водо-водяных и водо-графитовых реакторах большой мощности, а также на жидкометаллических, газовых и органических реакторах в случае нарушения герметичности контура радиоактивного теплоносителя;

и) возможным загрязнением внешней среды вокруг ядерного реактора (газо-аэрозольные выбросы, жидкие и твердые радиоактивные отходы).

6. Помимо радиационного фактора на реакторах при использовании жидких металлов, органических соединений и других веществ в качестве теплоносителя или при заполнении ими различных магистралей, петель и контуров возможно воздействие токсических веществ при попадании их в воздух производственных помещений, а также воздействие продуктов радиолиза воды и воздуха, химически вредных веществ, выделяющихся из облученных материалов, и веществ, используемых для промывки и дезактивации технологического оборудования и поверхностей.

В отдельных технологических узлах может быть влияние высокой температуры и повышенной влажности окружающей воздушной среды в помещениях, в которых размещаются коммуникации контуров теплоносителей, теплообменные и др. установки. При наличии оборудования типа насосов, вентиляционных и других установок с движущимися механизмами необходимо учитывать и воздействие шума.

7. Выбор площадки для строительства исследовательских ядерных реакторов, проекты строительства новых и реконструкции действующих объектов до начала работ подлежат согласованию с Государственным Комитетом по использованию атомной энергии СССР, органами санитарно-эпидемиологической службы, отделами Главного архитектора, органами Министерства внутренних дел республики, края или области по принадлежности.

8. По завершению строительства или реконструкции комплекс зданий и сооружений реактора должен быть принят в эксплуатацию специальной комиссией. Состав комиссии и порядок ее работы определяются Главой СНиП III-А.10-70.

9. Перед приемом реактора в эксплуатацию комиссией должны быть проверены:

а) качество выполняемых общестроительных и монтажных работ и соответствие их утвержденному проекту;

б) режимы работы агрегатов и механизмов на холостом ходу и измерительной аппаратуры под напряжением;

в) соответствие выполненных общестроительных и монтажных работ требованиям СНиП и СН 245-71, настоящих Правил, Правил радиационной и общей техники безопасности, инструкций по монтажу и наладке оборудования;

г) акты рабочих комиссий и протоколы испытаний систем и отдельных блоков реактора;

д) условия хранения запасов ядерного горючего;

е) наличие должностных и технологических инструкций по безопасной эксплуатации ядерного реактора.

10. Физический пуск аппарата, опробование всех его технологических систем, средств управления и аварийной защиты производятся под руководством и контролем специально назначенной администрацией учреждения технической комиссии после получения разрешения на физический пуск реактора от Государственного Комитета по использованию атомной энергии СССР и органов санитарно-эпидемиологической службы.

Прием и опробование технологического оборудования реактора должны производиться по проектным схемам (техническим решениям) после окончания монтажных и наладочных работ с учетом настоящих правил и требований СНиП III-А.10-70.

11. На основе акта предварительного приема и положительного решения технической комиссии органы санитарно-эпидемиологической службы выдают разрешение (санитарный паспорт) на право эксплуатации комплекса зданий и сооружений ядерного реактора и использования его для научных и производственных целей. Паспорт выдается на срок не более 3 лет.

12. Весь эксплуатационный и научно-технический персонал реактора до начала работ проходит медицинское освидетельствование, специальную подготовку (инструктаж) со сдачей экзамена по рабочему месту, радиационной и общей технике безопасности с оформлением соответствующих протоколов и только после этого допускается к работе.

13. Годовые предельно допустимые дозы (ПДД) облучения работающих и среднегодовые допустимые концентрации (СДК) радиоактивных изотопов в воздухе и воде, уровни загрязнения различных поверхностей радиоактивными веществами регламентируются НРБ-69 и ОСП-950-72.

2. Требования к размещению ядерного реактора

14. Участок для размещения реактора должен удовлетворять требованиям, предъявляемым к площадкам для промышленных предприятий, предусмотренным СН 245-71 и настоящими Правилами. При размещении реактора следует учитывать перспективы экономического развития района.

15. Промышленная площадка для реактора должна удовлетворять требованиям СНиП II-М.1-71. При выборе места для размещения реактора должны учитываться климатические, метеорологические и гидрологические условия с целью предупреждения радиоактивного загрязнения почвы, воздуха и воды.

Реактор должен располагаться с подветренной стороны по отношению к населенному пункту.

Уровень подземных вод должен находиться не менее чем на 1,5 м ниже отметки пола проектируемых подвальных помещений и подземных сооружений, содержащих жидкие радиоактивные вещества.

16. Промышленная площадка должна быть разделена на условно «чистую» и условно «грязную» зоны.

Все объекты, где производятся или используются большие количества радиоактивных веществ в открытом виде (радиохимические комплексы, лаборатории I и II классов и др.), а также сооружения, предназначенные для сбора, хранения, переработки и захоронения радиоактивных отходов, дезактивации транспорта и крупногабаритного оборудования, размещаются в условно «грязной» зоне.

Административные, хозяйственные и другие здания и сооружения, в которых, как правило, загрязнение радиоактивными веществами практически исключается, размещаются в условно «чистой» зоне.

Здание с ядерным реактором рекомендуется располагать на границе условно «чистой» и «грязной» зон промышленной площадки.

При размещении объектов на генеральном плане следует предусматривать максимальную блокировку соответствующих зданий и сооружений в едином комплексе.

17. Площадка реактора должна быть отделена от жилых районов санитарно-защитной зоной, размер которой определяется расчетом в зависимости от типа и тепловой мощности используемого реактора, а также организационных и защитных мероприятий, локализующих возможные последствия аварии установок.

Размеры санитарно-защитной зоны в каждом конкретном случае определяются по согласованию с органами санитарно-эпидемиологической службы в соответствии с требованиями ОСП 950-72 (п. 2-5). При этом облучение населения, обусловленное выбросами реактора, не должно превышать пределов доз внешнего облучения для отдельных лиц из населения, а поступление радиоактивных веществ не должно превышать предела годового поступления (ПГП) радиоактивных веществ через органы дыхания. При этом должны учитываться радиоактивные вещества, поступающие с продуктами питания в соответствии с требованиями НРБ-69.

Площадка реакторного комплекса должна быть ограждена, озеленена и благоустроена в соответствии с требованиями СН 441-72.

18. В санитарно-защитной зоне допускается строительство зданий и сооружений, только обслуживающих данную реакторную установку (склады, столовые, здравпункты, ремонтные мастерские, прачечные и др. объекты реактора).

Размещение других ядерно-физических установок и связанных с ними сооружений возможно только по согласованию с органами санитарно-эпидемиологической службы в соответствии с требованиями п. 7. Проживание населения в пределах санитарно-защитной зоны запрещается.

Территорию санитарно-защитной зоны разрешается использовать для выращивания сельскохозяйственных культур и выпаса скота при условии обязательного осуществления дозиметрического контроля за территорией и выращиваемой сельскохозяйственной продукцией в соответствии с ОСП 950-72 (п. 2-6).

3. Требования к планировке и отделке производственных помещений

19. Размещение установок и сооружений, входящих в комплекс ядерного реактора (например, сам реактор, вентиляционный центр, насосные, градирни, хранилища жидких и твердых отходов, механические мастерские и др.), следует предусматривать в отдельных помещениях или зданиях. Для хранения загрязненного инструмента должны оборудоваться защитные шахты или колодцы.

Проектом должны предусматриваться помещения для размещения службы радиационной безопасности (СРБ), лабораторий, столовой, здравпункта и других подразделений, необходимых для нормальной эксплуатации реактора, а также комнаты (или места) для курения.

Расположение зданий и сооружений на промышленной площадке должно производиться с учетом характера выполняемых в них технологических процессов с таким расчетом, чтобы здания, где не ведутся процессы, связанные с возможностью радиоактивного загрязнения, находились в условно «чистой» зоне площадки.

20. В пределах промышленной площадки для прохода работающих, транспортировки и перемещения грузов должны быть предусмотрены отдельные пешеходные дорожки и проезды в соответствии с СНиП II-М.1-71. При этом необходимо предусматривать средства, механизмы и устройства для очистки дорог и дезактивации транспорта. Подъездные пути к зданиям и сооружениям для сбора и удаления жидких и твердых радиоактивных отходов не должны перекрещиваться с путями доставки чистых материалов и оборудования.

21. Все производственные помещения, где размещается ядерный реактор, подразделяются на две зоны:

а) зону строгого режима, где возможно воздействие на персонал радиационно-вредных факторов (внешние гамма-, бета-, нейтронное излучение, загрязнение воздушной среды радиоактивными газами и аэрозолями, загрязнение поверхностей помещений и оборудования радиоактивными веществами);

б) зону свободного режима (лаборатории, операторские, щитовые и другие вспомогательные помещения), где практически исключается воздействие на персонал радиационных факторов.

В зоне строгого режима следует размещать сам реактор, насосную 1 контура, петлевые установки, «горячие» камеры, боксы, ремонтные коридоры и другие помещения, где имеется возможность внешнего и внутреннего облучения работающих и загрязнения производственной среды радиоактивными веществами.

22. Помещения зоны строгого режима в свою очередь должны подразделяться на необслуживаемые, в которых невозможно пребывание персонала при работающем реакторе; полуобслуживаемые, в которых во время работы реактора допускается периодическое пребывание персонала при условии, что за это время суммарная доза облучения не превысит допустимых уровней, и обслуживаемые, где предусматривается пребывание персонала в течение всей смены при условии, что суммарная доза облучения за смену не превысит допустимых уровней.

23. Технологическое оборудование, являющееся источником проникающего излучения и радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей и воздуха помещений, должно размещаться в изолированных боксах с соответствующей защитой и вентиляцией.

24. Технологические помещения, в которых проходят трубопроводы, содержащие радиоактивные растворы (коммуникации первого контура, «горячие» камеры, радиационные контуры) должны быть оборудованы металлическими поддонами и иметь соответствующую гидроизоляцию для предотвращения попадания радиоактивных сред в нижележащие помещения.

25. Высота центрального зала должна учитывать возможность дистанционного извлечения или замены технологических и экспериментальных каналов из активной зоны без их разрушения (резки).

26. Помещение «горячих» камер следует размещать в изолированной части здания. В основу планировки «горячего» блока должен быть положен принцип трехзонального размещения оборудования.

27. Для подачи облученных материалов на обработку в «горячие» камеры и боксы необходимо предусматривать удобные транспортные проемы и средства, позволяющие осуществлять эти операции дистанционно (пневмопочта, магнитная почта, транспортные каналы и др. разгрузочно-погрузочные средства).

28. «Горячие» камеры должны быть герметичными, обеспечивать надежную защиту от излучений и возможность дистанционного выполнения производственных операций с помощью манипуляторов. Расположение смотровых систем и манипуляторов должно обеспечивать хороший обзор и удобство в работе. Управление арматурной на коммуникациях (газ, вакуум и др.) должно осуществляться с панели, вынесенной на фасадную сторону камеры (в операторскую).

29. В зоне строгого режима реактора необходимо предусматривать помещения для дезактивации малогабаритного технологического оборудования, приборов и инструмента.

Помещения должны включать комнаты (или оборудованные места) для приема и хранения загрязненного оборудования, хранения и подготовки моющих растворов, ванны или емкости для проведения дезактивационных работ.

30. Критические сборки (реакторы нулевой мощности), входящие в комплекс реакторной установки, должны, как правило, размещаться в отдельных специально оборудованных зданиях.

31. Внутренняя отделка помещений зоны строгого режима, включая помещения для дезактивации, должна выполняться из малосорбирующих и легко дезактивируемых материалов, обладающих достаточной прочностью и стойкостью к воздействию химических и температурных факторов с учетом требований соответствующей главы СНиП и СН 245-71. Полы помещений должны иметь уклоны и трапы для сбора и удаления жидких радиоактивных отходов. Места соединения стен между собой и полом должны быть закруглены и подняты на 200 мм от уровня пола.

32. Боксы «горячих» камер должны быть облицованы нержавеющей или плакированной сталью и другими легко дезактивируемыми покрытиями. В операторских помещениях стены должны быть покрыты масляной краской, потолки — клеевой, пол выстилается пластикатом или линолеумом в соответствии с требованиями ОСП 950-72 и СН 245-71. В ремонтной зоне поверхности строительных конструкций должны быть сплошными, гладкими и покрываться малосорбирующими материалами, легко поддающимися дезактивации.

33. Полы в насосной первого контура рекомендуется покрывать листовой нержавеющей сталью. Для сбора протечек теплоносителя, а также для временного хранения загрязненного радиоактивными веществами оборудования первого контура на время проведения ремонтных работ необходимо предусматривать устройство специальных поддонов.

34. Внутренняя отделка помещений зоны свободного режима должна соответствовать рекомендациям по промышленной эстетике. Для отделки потолков и стен используются клеевая и масляная краски. Для отделки полов применяются линолеум и другие аналогичные материалы в соответствии с требованиями СНиП по проектированию полов и СН 245-71.

35. Материалы, применяемые для теплоизоляции оборудования контура радиоактивного теплоносителя, должны обеспечивать легкое удаление ее и в случае необходимости — дезактивацию.

4. Требования к организации технологического процесса и оборудованию

36. Реактор, контур теплоносителя, петлевые и другие устройства, связанные с активной зоной, должны быть герметичными и иметь надежную биологическую защиту.

37. Для изготовления оборудования, омываемого теплоносителем, циркулирующим через активную зону реактора, следует использовать прочные, мало подвергающиеся износу материалы, не содержащие значительных количеств элементов, приобретающих в процессе эксплуатации наведенную гамма-активность с большим периодом полураспада (кобальт и др.).

Очистка теплоносителя от продуктов коррозии, износа и осколочных элементов должна осуществляться на специальных установках, работающих по замкнутому циклу. На стадии проектирования должны быть обоснованы расчетами степени очистки теплоносителя и других жидких отходов для снижения сорбции радиоактивных веществ поверхностями оборудования и снижения облучаемости персонала при ремонтных работах.

38. Управление реактором должно осуществляться с широким использованием средств автоматики и проводиться дистанционно со специального пульта.

39. Все операции по загрузке и выгрузке ядерного горючего, облучаемых образцов, технологических каналов и другого оборудования должны быть механизированы и выполняться дистанционно с использованием электрокранов, электромагнитных захватов, пневмопочты и других устройств.

40. Наблюдение за операциями перегрузки должно осуществляться с защищенных пультов, оборудованных средствами связи и наблюдения (перископы, окна с защитными стеклами, телевизионные установки).

41. Для транспортировки активного оборудования и образцов должны быть предусмотрены специальные транспортные средства и защитные контейнеры. Для транспортировки вышедшего из строя крупного оборудования, загрязненного радиоактивными веществами, а также для монтажа нового оборудования в строительных конструкциях здания должны быть предусмотрены специальные транспортные проемы.

42. В целях своевременного обнаружения тепловыделяющих элементов (твэлов) с нарушенной герметичностью и снижения уровней облучения обслуживающего персонала при поиске поврежденных твэлов необходимо предусматривать возможность проведения специального контроля их герметичности.

43. Хранение облученных тепловыделяющих элементов и образцов предусматривается в специальных емкостях-хранилищах, оборудованных защитной и эффективной вентиляцией с очисткой удаляемого воздуха.

Допускается временное хранение облученных материалов в каналах реактора до распада короткоживущих изотопов при условии обеспечения соответствующих мер радиационной безопасности для персонала и окружающей среды.

Для временного хранения крупногабаритного оборудования (экспериментальные каналы и др. устройства) в здании реактора или на территории условно «грязной» зоны промышленной площадки необходимо предусматривать специально оборудованные участки (помещения).

44. Конструкция хранилища должна предусматривать возможность сбора просыпавшихся блочков и образцов в устанавливаемые на дне специальные поддоны или емкости. Для извлечения просыпавшихся образцов должны быть предусмотрены специальные механизмы. Хранилища должны быть облицованы малосорбирующими материалами, оборудованы системой для подачи дезактивирующих растворов и удаления обмывочных вод в специальную канализацию. Использование хранилищ для иных целей запрещается.

45. Для хранения аварийных тепловыделяющих элементов и образцов должны быть предусмотрены герметичные защитные контейнеры (пеналы). Вскрытие таких контейнеров должно производиться только в помещениях зоны строгого режима, где предусмотрены очистка удаляемого воздуха и достаточно эффективная защита, например, в помещении «горячей» камеры.

46. Транспортирование отработанных твэлов и высокоактивного оборудования за пределы зоны строгого режима следует производить в специальных защитных контейнерах, обеспечивающих ослабление гамма-излучения до допустимых уровней.

47. Используемое для технологических контуров и отбора проб оборудование должно иметь конструкцию, исключающую возможность проникновения радиоактивных газов и растворов в помещения. Отбор проб должен быть механизирован.

48. В щитовые помещения и коридоры обслуживания разрешается выводить только регистрирующие части приборов и штоки вентилей через уплотнения. В помещениях первого контура люки и проемы, в которых размещаются датчики приборов (дозиметрических, КИП и др.), должны располагаться на уровнях, предотвращающих возможность облучения головы и гонад, и иметь защиту, исключающую возможность облучения через щели.

49. Все коммуникации, вентильные устройства и фланцевые соединения должны обеспечивать высокую степень герметичности и исключать утечки радиоактивного теплоносителя в производственные помещения.

50. Оборудование первого контура должно выполняться из специальных материалов и иметь конструкцию, обеспечивающую безаварийную работу в условиях соответствующих режимов работы реакторов. Так, в схеме первого контура целесообразна установка бессальниковых насосов и вентилей; трубопроводы и фланцевые соединения оборудования контура должны изготовляться из термостойких материалов; при расчете опорных конструкций и креплений должны учитываться высокое давление, длительная вибрация.

51. Конструктивное оформление отдельных узлов технологического оборудования, исследовательских установок и устройств должно обеспечивать возможность их удобного и безопасного обслуживания и демонтажа.

52. В основных технологических помещениях (насосная первого контура, блок «горячих» камер, реакторный массив, помещения петель, КИПа и СУЗ, ремонтные коридоры и др.) должны быть предусмотрены системы для подачи моющих растворов и механизмы для проведения дезактивации оборудования, помещений и т.п.

53. Мебель (шкафы, столы, стулья и др.), используемая в помещениях зоны строгого режима, должна изготовляться из малосорбируемых материалов, легко поддающихся дезактивации (металл, пластик, плотная древесина и др.). Наружные и внутренние поверхности мебели должны быть гладкими.

5. Требования к системам водоснабжения, канализации и удалению радиоактивных отходов

54. В помещениях реактора должны быть предусмотрены раздельные системы хозяйственно-питьевого и производственного водоснабжения. Санитарные требования к их устройству регламентируются действующими Строительными нормами проектирования промышленных предприятий. Качество питьевой воды должно соответствовать ГОСТ № 2874-54 «Вода питьевая».

55. В процессе работы реакторной установки образуются жидкие, твердые и газообразные радиоактивные отходы, которые могут явиться источником загрязнения атмосферы, почвы, водоемов и других объектов внешней среды.

Источником жидких радиоактивных отходов могут быть утечки воды, используемой в качестве теплоносителя или замедлителя, любые растворы после обработки радиоактивных материалов, дезактивации оборудования и помещений, сбросы активных дренажей, а также сточные воды санпропусника, спецпрачечной и других санитарно-технических устройств, если содержание в них радиоактивных веществ превышает среднегодовые допустимые концентрации, установленные для питьевой воды.

Источниками твердых радиоактивных отходов могут быть различного рода материалы активной зоны реактора, демонтированное (активное) оборудование, загрязненные инструменты, обтирочный материал, средства индивидуальной защиты, спецодежда, спецобувь и другие предметы, если уровни загрязнения, удельный гамма-эквивалент или мощность дозы гамма-излучения от них превышает величины, указанные в ОСП 950-72.

Источниками газообразных отходов являются газоаэрозольные выбросы.

56. Для удаления жидких отходов должны быть предусмотрены раздельные системы хозяйственно-бытовой и специальной канализации. Первая система предназначена для удаления сточных вод, не имеющих радиоактивных загрязнений, и требования к ней регламентируются СНиП II-Г.4-70.

Система специальной канализации предназначена для удаления стоков, содержащих радиоактивные вещества, и не должна иметь соединений с хозяйственно-бытовой канализацией.

57. Для сбора, выдержки, временного хранения и обезвреживания жидких радиоактивных отходов на реакторах должны предусматриваться специальные емкости и очистные устройства в соответствии с требованиями ОСП 950-72.

Емкости для жидких отходов должны быть оборудованы уровнемерами и устройствами для контроля протечек.

58. Система очистки должна обеспечивать необходимую эффективность дезактивации и исключать возможность загрязнения внешней среды жидкими радиоактивными отходами. Очищенные стоки должны повторно использоваться для технологических целей.

59. Трубопроводы системы специальной канализации следует укладывать отдельно от других систем, а также оборудовать устройствами, позволяющими сравнительно легко обнаруживать утечки.

60. Сточные воды от санпропускников после дозиметрического контроля и очистки (при ее необходимости) по согласованию с органами санитарно-эпидемиологической службы разрешается удалять в хозяйственно-бытовую канализацию при соблюдении требований ОСП 950-72.

61. Условия спуска сточных вод в водоемы должны удовлетворять требованиям «Правил охраны поверхностных вод от загрязнения сточными водами» № 372-61, ОСП 950-72 и согласовываться с местными органами санитарно-эпидемиологической службы.

62. Временное хранение твердых радиоактивных отходов на реакторах должно осуществляться в стандартных контейнерах, для размещения которых должны оборудоваться специальные хранилища в виде шахт и емкостей с последующим удалением из них радиоактивных отходов на централизованные пункты захоронения. При отсутствии последних по согласованию с органами санитарно-эпидемиологической службы захоронения радиоактивных отходов должны предусматриваться в условно «грязной» зоне площадки комплекса сооружений ядерного реактора. Захоронение должно осуществляться в полном соответствии с требованиями ОСП 950-72.

6. Требования к общеобменной и технологической вентиляции, очистке и удалению газообразных отходов

63. Для создания нормальных санитарно-гигиенических и метеорологических условий в производственных помещениях, удаления образующихся при работе аппарата и переработке радиоактивных материалов газов и аэрозолей на ядерном реакторе должны быть оборудованы приточно-вытяжная общеобменная и технологическая (специальная) системы вентиляции.

64. Общеобменная приточно-вытяжная вентиляция должна удовлетворять требованиям СН 245-71 и СНиП II-Г.7-73. Размещать вентиляторы и электродвигатели общеобменной приточно-вытяжной вентиляции следует в отдельных помещениях (зданиях) реактора, имеющих самостоятельный вход.

Выброс воздуха, удаляемого общеобменной вентиляцией, регламентируется требованиями СН 245-71 (гл. 5) и ОСП 950-72.

65. Технологическая система вентиляции должна обеспечивать удаление радиоактивных газов и аэрозолей непосредственно из мест их образования (бак реактора, «горячие» камеры, насосная первого контура и др.). При этом необходимо предусматривать установку резервных вентиляторов (на случай радиационной аварии или ремонта основного вентиляционного оборудования) с автоматическим включением их при остановке основных. Все электродвигатели специальной системы должны быть подключены к щиту неотключаемых потребителей электроэнергии.

66. Воздух, удаляемый технологической системой вентиляции, должен транспортироваться по цельносварным воздуховодам, изготовляемым из несорбирующих коррозионно- и кислото-щелочестойких материалов.

Перед выбросом в атмосферу воздух, удаляемый технологической вентиляцией, должен подвергаться эффективной очистке на специальных очистных сооружениях (фильтрах).

67. Вентиляторы, очистные устройства и электродвигатели технологической вентиляции желательно размещать в отдельно стоящем здании специального вентиляционного центра. При этом вентиляторы и очистные установки следует размещать в боксах, оборудованных защитой от проникающих излучений и специальными устройствами, исключающими распространение в окружающую среду веществ, удаляемых с вентиляционным воздухом и накапливающихся в очистных установках. Приводы и электродвигатели должны быть размещены вне боксов. В местах прохода валов и любых коммуникаций должны быть предусмотрены уплотнения, исключающие распространение загрязненного воздуха из бокса. Смена очистных (фильтрующих) элементов должна осуществляться дистанционно.

68. Выброс воздуха, удаляемого технологической системой, должен осуществляться через трубу, высота которой определяется расчетом. При этом среднегодовые концентрации радиоактивных веществ в приземном слое атмосферного воздуха не должны превышать СДК для отдельных лиц из населения и пределов доз внешнего и внутреннего облучения, установленных НРБ-69 и ОСП 950-72.

69. В помещениях и укрытиях, в которых размещено технологическое оборудование и где возможно выделение радиоактивных газов и аэрозолей, должно постоянно поддерживаться разрежение не менее 10 кг/кв. м. Объем удаляемого воздуха должен определяться по скорости его движения в открываемых проемах. Эти скорости должны быть не менее 0,7 м/сек. при условии сохранения чистоты воздушной среды рабочих помещений в пределах СДК.

70. В помещениях, где размещено оборудование первого контура теплоносителя, необходимо поддерживать разрежение 15 — 20 кг/кв. м.

71. В щелях перекрытий над хранилищем и монтажными пространствами реактора скорость движения воздуха должна быть не менее 0,5 м/сек., над хранилищем аварийных твэлов не менее 2 м/сек. Скорость движения воздуха в отверстиях шиберов каналов для нейтронных пучков должна быть не менее 3 м/сек.

72. Во внутренних объемах «горячих» камер необходимо предусматривать возможность регулировки разрежения до 20 кг/кв. м.

73. Расчетные скорости движения воздуха в открываемых проемах вытяжных шкафов, устанавливаемых в лабораторных помещениях здания реактора, должны быть не менее 1,5 м/сек.

74. Место забора воздуха для приточной вентиляции должно быть оборудовано в условно «чистой» зоне производственной площадки. Приточные камеры должны иметь оборудование для кондиционирования (очистки, увлажнения, осушения и подогрева) воздуха, подаваемого во все постоянно обслуживаемые помещения здания реактора. Приточный воздух следует подавать преимущественно в рабочую зону производственных помещений. Использование приточного воздуха в режиме рециркуляции запрещается.

75. Поступление приточного воздуха из помещений зоны свободного режима в помещения зоны строгого режима должно осуществляться через клапаны избыточного давления, устанавливаемые в разделяющие эти зоны перегородки. Помещения зоны строгого режима должны находиться под разрежением.

76. Все вентиляционные системы реактора должны быть оборудованы приборами, контролирующими эффективность работы вентиляции (скорость движения воздушных потоков, разрежение в вентилируемых объемах, производительность вентиляционного оборудования). Регистрирующие указатели этих приборов со светозвуковой сигнализацией, указывающей на неисправность систем, должны быть размещены на центральном щите управления реактором и щите вентиляции.

77. В помещениях, в воздушную среду которых возможно поступление радиоактивных газов и аэрозолей, следует предусматривать систему подачи кондиционированного воздуха к пневмокостюмам. При этом в каждой точке подсоединения шланга пневмокостюма давление воздуха должно быть не менее 500 кг/кв. м с таким расчетом, чтобы на каждый костюм подавалось не менее 15 куб. м воздуха в 1 час.

78. Отопление и освещение в помещениях здания реактора должны оборудоваться согласно требованиям СНиП II-Г.7-73, СН 245-71 и ОСП 950-72.

79. В целях обеспечения нормальной работы вентиляции на ядерных реакторах должна предусматриваться специальная группа или выделяться лица, обеспечивающие нормальную эксплуатацию вентиляционного оборудования.

7. Требования к санитарно-бытовым помещениям

80. Санитарно-бытовые помещения и оборудование их должны соответствовать СНиП II-М.3-68 и ОСП 950-72.

81. Санитарно-бытовые устройства на реакторах должны включать в себя мужской и женский санпропускники, санитарные шлюзы, спецпрачечную и т.д. Возможность входа и выхода в производственные помещения зоны строгого режима, минуя санпропускник, должна быть исключена.

82. Планировка санпропускника должна обеспечивать полную поточность при прохождении работающих как в производственные помещения, так и из них. Санпропускник может располагаться как в отдельном здании, так и в производственных помещениях здания реактора.

83. В состав санпропускника должны входить гардеробная для верхней одежды, отдельные помещения для хранения домашней и спецодежды, душевые, умывальные с электрополотенцем, пункт дозиметрического контроля тела и спецодежды, помещения для хранения средств индивидуальной защиты. Помимо этого, в составе санпропускника необходимо иметь оборудованные помещения для контроля и сортировки спецодежды, хранения средств индивидуальной защиты, а также кладовые для раздельного хранения грязной и чистой спецодежды.

84. Расчет количества шкафчиков в санпропускнике должен производиться исходя из списочного состава персонала, работающего на реакторе. Кроме того, следует предусматривать 20 — 30% мест для прикомандированных лиц.

85. Душевые должны быть оборудованы приспособлениями для размещения моющих средств. Количество рожков в душевых санпропускника принимается из расчета 1 рожок на 5 человек в максимальную смену с учетом временно прикомандированных лиц.

86. Умывальные в санпропускнике должны располагаться перед душевой. Умывальные должны иметь педальное включение и выключение или краны, открывающиеся локтем, по типу хирургических. В производственных помещениях должны быть оборудованы раковины с подачей горячей и холодной воды и установлены бачки для дезактивирующих растворов.

87. Для соблюдения санитарного режима во время ремонтных работ в целях предупреждения распространения радиоактивных загрязнений при выходе из помещений первого контура, «горячих» камер, ремонтных коридоров и других помещений зоны строгого режима должны оборудоваться санитарные шлюзы.

88. В саншлюзе должна быть предусмотрена возможность переодевания и первоначальной обработки дополнительных средств индивидуальной защиты. В состав саншлюза необходимо включать: помещение для хранения и обмыва пленочной одежды, душевую, пункты, дозиметрического контроля и дезактивации, помещение для хранения чистой одежды.

89. Отделка бытовых помещений должна выполняться из малосорбирующих материалов, легко поддающихся дезактивации, в полном соответствии с требованиями ОСП 950-72.

90. Обработка спецодежды, загрязненной радиоактивными веществами, как правило, должна производиться в городской спецпрачечной. При отсутствии последней обработку спецодежды осуществляют в спецпрачечной, оборудованной при реакторной установке. Состав помещений, их размер, отделка и др. регламентируются специальными правилами для спецпрачечных. Способы обработки спецодежды определяются специальной инструкцией.

8. Требования к защите и организации санитарного и дозиметрического контроля

91. Требования к защите ядерных реакторов определяются НРБ-69 и ОСП 950-72.

92. Защита должна проектироваться с учетом всех видов ионизирующих излучений, которые могут воздействовать на работающих в производственных условиях, включая гамма-, бета-излучение, нейтроны различных энергий, а также радиоактивные газы и аэрозоли.

93. Расчет защиты должен производиться исходя из условий, чтобы суммарное воздействие от всех источников внешнего и внутреннего облучения не превышало одной предельно допустимой дозы общего и локального облучения критических органов для лиц соответствующих категорий.

94. При расчете защиты необходимо учитывать назначение помещений, время пребывания в них обслуживающего персонала и характер проводимых работ. Проектирование защиты производится исходя из величин мощности экспозиционной дозы излучения на поверхности защиты, представленных в таблице.

Категория облучения	Назначение помещений	Р, мбэр/час
		при t = 36	при t = 41
Категория А	а) Помещения постоянного пребывания персонала б) Помещения полуобслуживаемые, в которых персонал работает не более 18 часов в неделю в) Необслуживаемые помещения Любые помещения данного учреждения	1,4 2,8 28 0,14	1,2 2,4 24 0,14
Категория Б	Любые помещения и территория в пределах наблюдаемой зоны 1. К «необслуживаемым помещениям» относятся смежные помещения, каньоны или боксы, в которых находятся источники ионизирующих излучений, куда люди заходят только при ремонте 2. Толщина стенок между смежными камерами, каньонами и т.п. в случае, если доступ в них производится только после устранения из них источников излучения, определяется конструктивными соображениями и временем пребывания в них персонала при ремонте 3. Определение категорий (А и Б) дано в НРБ-69	0,03	0,03

Такие факторы, как перспективное увеличение мощности реактора, повышенные требования к радиочувствительным материалам и аппаратуре, а также сорбция радиоактивных веществ конструктивными материалами должны учитываться дополнительно.

95. Места вывода технологических и экспериментальных каналов и места сопряжений верхней защиты с массивом аппарата должны экранироваться так, чтобы не было неконтролируемого «прострела» излучения из активной зоны в производственные помещения и на территорию предприятия.

96. Работа на горизонтальных каналах должна разрешаться только после предварительной проверки эффективности защиты и соответствия ее требованиям радиационной безопасности с учетом особенностей и характера проводимых исследований.

97. Для осуществления радиационного контроля на реакторе, включающего и контроль за соблюдением требований и норм радиационной безопасности, облучаемостью персонала и отдельных лиц из населения, в штатно-организационной структуре реактора должна предусматриваться служба радиационной безопасности (СРБ).

98. Численность СРБ рассчитывается исходя из того, чтобы служба обеспечивала выполнение всего объема исследований, предусмотренных программой, как на самом объекте, так и на окружающей реактор территории. В составе службы должна быть выделена группа внешней дозиметрии для осуществления контроля на территории вокруг реактора в пределах наблюдаемой зоны, размеры которой устанавливаются в каждом конкретном случае по согласованию с органами санитарного надзора.

99. Задачи, обязанности и порядок работы СРБ должны определяться специальным положением или инструкцией, утвержденными администрацией предприятия по согласованию с местными органами санитарно-эпидемиологической службы.

100. Помещения для размещения СРБ реактора должны включать в себя помещения для централизованного дозиметрического пульта, лабораторию для приготовления, обработки и измерения проб, мастерскую по ремонту и наладке приборов, помещение для градуировки приборов, фотолабораторию и кладовые. Центральный дозиметрический пульт для реакторов мощностью более 250 квт должен размещаться отдельно от главного пульта управления реактором. На главный пульт выносится лишь основная сигнализация о превышении уровней радиоактивности. Для реакторов меньшей мощности возможно совмещать пульт управления реактором с дозиметрическим пультом.

Для размещения группы внешней дозиметрии необходимо предусматривать отдельное здание (или помещение), имеющее самостоятельный вход.

101. Контроль за условиями труда в помещениях реакторной установки должен включать в себя количественную и качественную оценку различных радиационных факторов производственной среды и их соответствие требованиям НРБ-69 и ОСП 950-72.

102. При осуществлении радиационного контроля должны широко использоваться методы централизованного дистанционного замера потоков и мощностей доз излучения, концентраций радиоактивных газов и аэрозолей с выводом регистрирующих частей приборов на щиты. Датчики приборов и точки отбора должны располагаться вблизи мест пребывания обслуживающего персонала. Измерительные приборы должны обеспечивать надежность показаний независимо от метеорологических и других условий. Датчики стационарных дозиметрических приборов целесообразно располагать на высоте не более 1,0 — 1,3 м от пола.

103. При нормальной эксплуатации реактора дозиметрический и радиометрический контроль должен включать:

а) систематический контроль за всеми видами ионизирующих излучений в помещениях реактора при помощи стационарных и переносных приборов: за внешними гамма-бета-нейтронным излучениями, радиоактивными аэрозолями и газами, загрязненностью рабочих мест, оборудования и помещений радиоактивными веществами. На тяжеловодных реакторах следует осуществлять контроль за содержанием трития в производственной среде и организме работающих;

б) проверку эффективности стационарных и переносных защитных устройств, надежность защиты шиберов, перекрывающих каналы для вывода пучков нейтронного и гамма-излучений, особенно и тех случаях, когда реактор работает на предельной проектной мощности;

в) контроль оборудования и приборов, используемых при работе на нейтронных пучках для оценки величины внешнего гамма- и бета-излучения от них;

г) контроль удельной активности воды первого и второго контуров. При измерениях радиоактивности воды первого контура следует учитывать не только суммарную активность, но и определять изотопный состав;

д) контроль за суммарными дозами облучения эксплуатационного и ремонтного персонала, а также прикомандированных лиц с учетом воздействия всех радиационных факторов;

е) контроль за степенью радиоактивного загрязнения спецодежды, обуви и кожных покровов персонала на рабочих местах и в санпропускнике при выходе из душевой в чистое отделение;

ж) систематический контроль за состоянием внешней среды на территории, окружающей реактор (определение мощности дозы гамма-, бета-излучений, величины радиоактивности вентиляционных выбросов и сточных вод, степени загрязнения радиоактивными веществами воздушной среды, почвы, воды открытых водоемов, растений, продуктов питания и т.п.).

Программа контроля внешней среды приводится в «Методических указаниях по санитарно-дозиметрическому контролю в районах расположения исследовательских ядерных реакторов» (428-69);

з) контроль за выбросами и сбросами при помощи стационарных приборов непрерывного действия, а также путем отбора проб;

и) контроль загрязненности транспортных средств.

104. Частота и объем дозиметрических исследований должны согласовываться с органами санитарно-эпидемиологической службы и позволять с необходимой точностью оценивать квартальное поступление радиоактивных изотопов в организм персонала и годовое поступление их в организм отдельных лиц из населения. Для выполнения этих измерений служба радиационной безопасности должна располагать необходимыми приборами и установками.

105. При аварийных ситуациях и в период ремонтных работ особое внимание следует уделять мероприятиям по предупреждению переоблучения работающих, локализации радиоактивных загрязнений и предотвращению разноса их внутри помещений и на территории реактора, а также максимальному сокращению радиоактивных выбросов с вентиляционным воздухом и сточными водами.

106. Возможные варианты аварийных ситуаций и меры по их ликвидации применительно к конкретным типам исследовательских реакторов должны предусматриваться в проектных материалах с расчетом максимального количества аварийных выбросов радиоактивных газов и аэрозолей во внешнюю среду и предполагаемых доз облучения населения.

Эти материалы должны учитываться при разработке плана противоаварийных мероприятий и ликвидации последствий аварии.

107. На случай аварийных ситуаций на реакторе должны быть заранее разработаны план или инструкция по ликвидации аварии и ее последствий, согласованные с органами санитарно-эпидемиологической службы.

В плане или инструкции должны быть отражены.

а) порядок информации вышестоящих организаций и органов санитарно-эпидемиологической службы о возникновении аварии;

б) меры по ликвидации и изоляции участков аварийного радиоактивного загрязнения;

в) поведение персонала при аварии;

г) порядок ликвидации аварии и меры защиты персонала при выполнении аварийных работ;

д) система лечебно-профилактических мероприятий в случаях переоблучения персонала;

е) мероприятия по защите населения. При планировании и проведении мероприятий следует руководствоваться «Временными методическими указаниями для разработки мероприятий по защите населения в случае аварии ядерных реакторов» (872/1-70).

В процессе эксплуатации реактора необходимо проводить тренировочные занятия с целью отработки действий персонала при аварийных ситуациях.

108. Ликвидация аварии и выполнение других операций, связанных с возможным переоблучением персонала, должны проводиться под строгим дозиметрическим контролем по специальному разрешению (допуску), в котором определяются допустимое время работы, дополнительные средства защиты, фамилии участников и лицо, ответственное за проведение работ. Допуск выдается главным инженером, начальником смены и дежурным дозиметристом.

109. При выдаче разрешения на проведения работ с облученными деталями и образцами с наведенной активностью необходимо учитывать не только мощность дозы гамма-излучения от них, но и величину потока бета-частиц.

110. Персонал реактора, занятый физическим пуском, загрузкой ядерного горючего в реактор и петли и перегрузкой его из реактора или петель в хранилище, должен быть дополнительно обеспечен аварийными дозиметрами.

111. На реакторах, где в качестве теплоносителей или замедлителей могут использоваться различные токсические вещества, следует предусматривать химическую лабораторию, которая должна осуществлять постоянный контроль за степенью загрязнения поверхностей и особенно воздушной среды этими веществами.

112. Работники службы радиационной безопасности обязаны немедленно информировать устно и письменно органы санитарно-эпидемиологической службы о возникших авариях и случаях повышенного облучения персонала и отдельных лиц из населения, а также о загрязненности объектов внешней среды.

9. Требования к отдельным операциям при эксплуатации реактора и выполнении ремонтных работ

114. Загрузка и выгрузка тепловыделяющих элементов и исследуемых образцов должна, как правило, производиться после полной остановки реактора. Передача облученных образцов из активной зоны в «горячие» камеры на реакторах, оснащенных пневмо-магнитной почтой, может осуществляться без остановки аппарата.

В случае необходимости проведения указанных выше работ без остановки реактора должны предусматриваться меры по защите обслуживающего персонала от воздействия потоков нейтронов и внешнего гамма-, бета-излучений, проникающих в центральный зал через открытые ячейки реактора. Эти операции должны быть механизированы и осуществляться дистанционно без использования ручного труда.

115. При извлечении через верх реактора аварийных тепловыделяющих элементов и экспериментальных образцов необходимо предварительно осуществлять комплекс мероприятий по защите работающих от внешнего излучения и предотвращению загрязнения поверхностей центрального зала и других помещений реактора (дополнительное экранирование дистанционных устройств, настилка матов, организация режима ног и полного переодевания при выходе из загрязненных помещений, организация временных саншлюзов, повторная дезактивация полов и др.). При выполнении этих операций необходимо предусматривать одновременно и меры, исключающие увеличение мощности дозы рассеянного гамма-излучения за пределами здания реактора.

116. Все выгруженные из реактора предметы (твэлы, экспериментальные образцы, детали, приборы и т.д.) должны немедленно размещаться в сухие или заполненные водой пеналы, сборки, шахты и бассейны. В случае, если извлекаемые из активной зоны предметы выделяют в воздушную среду радиоактивные и токсические газы и аэрозоли, они должны размещаться в сборках, оборудованных системой вытяжной вентиляции с эффективной очисткой воздуха на фильтрах, поглотителях или помещаться в герметичные емкости.

117. Работы по перемещению радиоактивных 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 попадания радиоактивной воды на поверхности помещения и оборудования.

Для проведения ремонтных работ в пределах активной зоны реактора следует предусматривать набор специального оборудования и инструментов (станки для резки и рассверловки, средства для осмотра и др.).

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

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

119. Осмотр облученных тепловыделяющих элементов — резка, шлифовка и другие манипуляции с ними должны проводиться в «горячей» камере и только после соответствующей выдержки в целях максимального снижения выброса в атмосферу радиоактивных газов, продуктов деления ядерного горючего.

120. Инструменты, имеющие поверхностное загрязнение или наведенную активность, должны храниться в специальных шахтах или в специально отведенных местах, оборудованных защитой.

121. При использовании реактора для физических исследований, например при работах на пучках нейтронов, особое внимание должно быть уделено созданию коллимированных, направленных потоков с устройством ловушек во избежание проникновения нейтронов в соседние помещения.

122. Перемещение оборудования, загрязненного радиоактивными веществами, к местам ремонта или захоронения необходимо производить по кратчайшему пути. При этом должна быть полностью исключена транспортировка его по помещениям зоны свободного режима.

123. Уборка помещений, где возможно возникновение радиоактивных загрязнений (центральный зал, коридоры, санпропускники и т. д.), должна производиться ежедневно влажным способом с применением дезактивирующих растворов, паст и других моющих средств.

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

125. При проведении ремонтных работ на радиоактивном оборудовании необходимо исходить из следующих основных положений:

а) возможности поузлового или поагрегатного способа ремонта наиболее часто выходящего из строя технологического оборудования;

б) выделения специальных площадок или помещений для ремонта;

в) предварительной дезактивации оборудования;

г) создания специализированной группы ремонтного персонала.

126. Ремонтные работы должны проводиться по специально разработанному плану, в котором необходимо предусматривать весь комплекс инженерно-технических и санитарно-гигиенических мероприятий, с учетом особенностей и характера аварийной обстановки. Основное внимание следует уделять защите работающих от излучений и предупреждению распространения радиоактивных загрязнений, для чего:

а) перед входом в помещения, где осуществляется ремонт, необходимо устанавливать плакаты, предупреждающие об опасности;

б) во время проведения ремонтных работ на рабочих местах должны находиться те рабочие, присутствие которых необходимо при выполнении данной операции. Весь остальной ремонтный персонал, занятый на последующих этапах работы, должен находиться вне зоны радиационного воздействия.

Вход персонала, не занятого на ремонтных работах, в помещение, где производится ремонт, должен быть категорически запрещен;

в) перед началом ремонтных работ из помещения должно быть удалено все легко транспортируемое оборудование, приборы и другие детали, в отношении которых возникает опасность значительного радиоактивного загрязнения;

г) инструменты, используемые при ремонтных работах, должны иметь особую маркировку и размещаться на специальных поддонах или ящиках, выполненных из легко дезактивируемого материала (пластикат, нержавеющая сталь).

Инструменты, загрязненные в период ремонтных работ, подлежат дезактивации. Использование этих инструментов при ремонте неактивного оборудования должно быть категорически запрещено;

д) во время электросварочных и газосварочных работ на загрязненном оборудовании необходимо принимать меры по предотвращению вдыхания работающими радиоактивных газов и аэрозолей. Сварку мелких деталей и оборудования необходимо производить на специально укрытом стенде, оборудованном эффектной местной вытяжной вентиляцией.

е) вышедшее из строя мелкое оборудование и детали в зависимости от уровня радиоактивного загрязнения необходимо транспортировать в пластикатовых мешках или специальных контейнерах;

ж) при выходе из «грязных» помещений, где производится ремонт, необходимо устанавливать поддоны с ковриками, смоченными дезактивирующими растворами;

з) после окончания ремонтных работ необходимо провести общую уборку и дезактивацию соответствующих помещений с последующим дозиметрическим контролем;

и) персонал, участвующий в ремонтных работах, должен подвергаться тщательному дозиметрическому контролю, пройти обязательную обработку в саншлюзе или санпропускнике с заменой загрязненной спецодежды и обуви.

10. Меры индивидуальной защиты и правила личной гигиены

127. Все работающие на реакторе и прикомандированные лица должны обеспечиваться соответствующей спецодеждой. В комплект спецодежды работающих в зоне строгого режима должны входить: комбинезон или костюм, шапочка, спецбелье, носки, легкая обувь или ботинки, перчатки, полотенце и носовые платки разового пользования, средства защиты органов дыхания. Персонал зоны свободного режима обеспечивается халатами, шапочками и тапочками. Набор дополнительных средств индивидуальной защиты в период ремонтных и аварийных работ определяется ОСП 950-72.

128. Вход в зону строгого режима, а также в помещения, где ведутся аварийные и ремонтные работы, допускается только через санпропускник или саншлюз с обязательным полным переодеванием работающих и обеспечением их дополнительными средствами индивидуального дозиметрического контроля.

129. Загрязненная спецодежда и средства индивидуальной защиты должны подвергаться систематическому дозиметрическому контролю по бета-, гамма- и альфа-излучению.

Смена спецодежды должна производиться не реже 1 раза в рабочую неделю. Загрязненные выше допустимого уровня спецодежда и средства индивидуальной защиты должны заменяться немедленно.

---