СП 1128-73 (ДНАОП 0.03-1.57-73) Санітарні правила проектування та експлуатації ядерних реакторів дослідного призначення ( 1128-73 )

«УТВЕРЖДАЮ»   Заместитель главного государственного врача Союза ССР А. И. ЗАИЧЕНКО 26 октября 1973 г. № 1128-73

 

САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА

проектирования и эксплуатации ядерных реакторов исследовательского назначения

 

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.

I. 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-нейтронное 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 служит 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, иод и т. д. Источником выделения радиоактивных газов в производственные помещения служит 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-графиговых 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-A. 10-70.

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

а) качество выполненных 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 производится 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 должно производиться по проектным схемам (техническим решениям) после окончания монтажных и наладочных работ с учетом настоящих правил и требований СНиП Ш-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.

 

II. 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-видация 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 проведение 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.

113. Данные, полученные при санитарно-дозиметрическом контроле, должны подвергаться совместному анализу работниками санитарно-эпидемиологической службы и СРБ и служить основой для разработки соответствующих оздоровительных мероприятий.

 IX. 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 по агрегатного 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 только 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, нержвеющая 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.

При сварочных работах на крупном оборудовании необходимо производить отсос газов и аэрозолей непосредственно от мест сварки, а удаляемый воздух должен подвергаться эффектной очистке на фильтрах. Работающие должны обеспечиваться средствами защиты глаз и органов дыхания (респираторы, пневмошлемы);

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, участвовавший в ремонтных работах, должен подвергнуться тщательному дозиметрическому контролю, пройти обязательную обработку в саншлюзе или санпропускнике с заменой загрязненной спецодежды и обуви.

 X. 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.

130. Сортировка грязной спецодежды должна производиться в специальной комнате «грязного» отделения санпропускника на столах, оборудованных вытяжной вентиляцией.

131. Транспортировка грязной спецодежды в специальную прачечную должна осуществляться в пластикатовых, прорезиненных или бумажных мешках в соответствии с требованиями специальных правил для спецпрачечных.

132. В помещении зоны строгого режима категорически запрещается прием пищи, курение пользование косметическими средствами.

133. Для обеспечения работающих питьевой водой следует, предусматривать устройство фонтанчиков или сатураторных установок, располагаемых в местах наименьшего загрязнения радиоактивными веществами.

134. Прием пищи разрешается только в буфетах, и столовых, расположенных вне здания реактора.

135. Курение допускается только в специально выделенных для этих целей помещениях (или местах), безопасных в противопожарном отношении, оборудованных вентиляцией, устройством для мытья и дозконтроля рук и фонтанчиками для полоскания рта.

136. Персонал реакторной установки должен подвергаться периодическим медицинским осмотрам в сроки в соответствии с Приказом Министерства здравоохранения СССР № 400 от 30 мая 1969 г Медосмотр проводится специальной комиссией, утвержденной соответствующими органами здравоохранения.

 СОДЕРЖАНИЕ

 Введение
I. Общие положения       
II. Требования к размещению ядерного реактора    
III. Требования к планировке и отделке производственных помещений
IV. Требования к организации   технологического   процесса и оборудованию   
V. Требования к системам водоснабжения, канализации и удалению радиоактивных отходов  
VI. Требования к общеобменной и технологической вентиляции, к очистке и удалению газообразных отходов  
VII. Требования к санитарно-бытовым помещениям      
VIII. Требования к защите и организации санитарного и дозиметрического контроля    
IX. Требования к отдельным   операциям   при   эксплуатации   реактора и выполнении ремонтных работ    
X. Меры индивидуальной защиты и правила личной гигиены