ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ
ПРИКАЗ
от 24 июля 2006 г. № 722
ОБ УТВЕРЖДЕНИИ И ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ
МЕТОДИЧЕСКИХ УКАЗАНИЙ О ПОРЯДКЕ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ НАДЗОРА ЗА ОБЕСПЕЧЕНИЕМ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ХРАНИЛИЩ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ
Приказываю:
Утвердить и ввести в действие с 1 августа 2006 г. прилагаемые Методические указания о порядке осуществления надзора за обеспечением радиационной безопасности хранилищ радиоактивных отходов (РД-10-03-2006).
Руководитель
К.Б. ПУЛИКОВСКИЙ
По заключению Минюста РФ данный документ в государственной регистрации не нуждается. - Письмо Минюста РФ от 15.09.2006 № 01/8101-ОХ
Утверждены
Приказом
Федеральной службы
по экологическому,
технологическому
и атомному надзору
от 24 июля 2006 г. № 722
Введены в действие
с 1 августа 2006 года
РУКОВОДЯЩИЕ ДОКУМЕНТЫ
МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ
О ПОРЯДКЕ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ НАДЗОРА ЗА ОБЕСПЕЧЕНИЕМ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ХРАНИЛИЩ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ
РД-10-03-2006
I. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
1. При осуществлении надзора за обеспечением радиационной безопасности хранилищ радиоактивных отходов необходимо руководствоваться документами, указанными в Приложении № 1.
2. Методические указания о порядке осуществления надзора за обеспечением радиационной безопасности хранилищ радиоактивных отходов (далее - Методические указания) разработаны с целью повышения эффективности надзора за обеспечением радиационной безопасности хранилищ радиоактивных отходов на специализированных комбинатах "Радон" (далее - организации).
3. Методические указания устанавливают требования по подготовке инспектирующих лиц к проведению инспекций на объектах хранения радиоактивных отходов и определяют перечень вопросов, подлежащих проверке в процессе этих инспекций.
4. Методические указания разработаны для использования работниками центрального аппарата и территориальных органов Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору (далее - Служба), организующих и проводящих инспекции деятельности организаций.
5. Основные задачи, возлагаемые на организации, эксплуатирующие хранилища радиоактивных отходов, приведены в Приложении № 2.
6. Перечень объектов хранения радиоактивных отходов, подлежащих надзору в соответствии с требованиями настоящих Методических указаний, и сведения о типовых сооружениях, предназначенных для хранения радиоактивных отходов, приведены в Приложениях № 3 и № 4 соответственно.
7. Методы контроля радионуклидного состава радиоактивных отходов и методы переработки радиоактивных отходов, применяемые на объектах их хранения, приведены в Приложениях № 5 и № 6 соответственно.
II. ПОДГОТОВКА ИНСПЕКТИРУЮЩИХ ЛИЦ К ПРОВЕДЕНИЮ ИНСПЕКЦИИ
9. Инспектирующие лица перед проведением инспекции изучают:
а) документы, перечисленные в Приложении № 1, условия действия лицензий, выданных инспектируемой организации Службой, санитарно-эпидемиологические заключения, отчетные документы, документы, оформленные по результатам надзора за объектами хранения радиоактивных отходов, условия действия разрешений, выданных Службой работникам организации, а также документы, обосновывающие обеспечение радиационной безопасности деятельности, осуществляемой организацией, обратив внимание на:
1) ограничения, указанные в условиях действия лицензий;
2) информацию, представленную организацией по выполнению в установленные сроки условий действия лицензий;
3) нарушения, отмеченные в материалах по результатам предшествующих инспекций и информацию организации о выполнении предписаний;
4) содержание актов расследования нарушений при осуществлении разрешенной деятельности (если нарушения имели место);
5) установленную категорию потенциальной опасности радиационного объекта;
6) содержание радиационно-экологического паспорта радиационно опасного объекта, наличие методики определения радионуклидного состава радиоактивных отходов;
7) сведения о радиационном объекте в отчете организации о состоянии радиационной безопасности;
8) сведения о радиационной обстановке, состоянии физической защиты, системе подготовки персонала организации;
9) сведения о принятых организацией мерах по предупреждению радиационных аварий и обеспечению готовности к ликвидации их последствий;
10) содержание радиационно-гигиенического паспорта организации;
б) характеристики осуществляемого организацией вида деятельности, особенности используемых технологических процессов, эксплуатационную документацию на основные системы, виды оборудования, устройства, а также аппаратуру и устройства, используемые в инспектируемой организации при осуществлении технологических процессов (технические описания, инструкции по эксплуатации и монтажу, формуляры и паспорта);
в) общие требования безопасности при проведении всего комплекса работ с радиоактивными отходами.
10. Перед началом инспекции инспектирующим лицам необходимо пройти в установленном в организации порядке инструктажи по охране труда на объектах, на которых будет проводиться инспекция, и, при необходимости, получить средства дозиметрического контроля и индивидуальной защиты.
III. ПЕРЕЧЕНЬ ВОПРОСОВ, ПОДЛЕЖАЩИХ ПРОВЕРКЕ ПРИ ПРОВЕДЕНИИ ИНСПЕКЦИИ
11. При проведении инспекции хранилищ радиоактивных отходов основное внимание необходимо обращать на проверку следующих вопросов:
а) соблюдение условий действия лицензий и выполнение ранее выданных предписаний;
б) соответствие действующего в организации порядка подбора и подготовки персонала установленным требованиям;
в) состояние учета, контроля и хранения радиоактивных отходов;
г) состояние физической защиты хранилищ радиоактивных отходов;
д) готовность организации к ликвидации радиационных аварий и происшествий (радиационных и нерадиационных) при обращении с радиоактивными отходами и принятые меры по их предупреждению;
е) организация и осуществление транспортирования радиоактивных отходов;
ж) организация радиационного контроля;
з) выполнение требований безопасности при обращении с радиоактивными отходами;
и) организация работ по расследованию радиационных и нерадиационных происшествий при обращении с радиоактивными отходами.
12. В части, предусмотренной подпунктом "а" п. 11, проверке подлежат:
- выполнение условий действия лицензий;
- выполнение предписаний;
- состояние радиационной безопасности.
13. В части, предусмотренной подпунктом "б" п. 11, проверке подлежат:
а) наличие на рабочих местах заверенных руководителем организации копий разрешений Службы, выданных работникам на право ведения работ в области использования атомной энергии, и осуществление контроля за соблюдением этими работниками норм и правил в области использования атомной энергии, условий действия разрешений;
б) наличие организационно-распорядительных документов:
1) об установлении порядка обучения персонала, допуска его к работе, проверки знаний правил безопасного проведения радиационно опасных работ и проведения инструктажа;
2) о назначении службы радиационной безопасности или лица, ответственного за производственный контроль за радиационной безопасностью (ответственного за радиационную безопасность);
3) о назначении комиссии по проверке знаний персоналом правил безопасности;
4) об определении перечня лиц, относящихся к персоналу групп А и Б;
5) о допуске персонала к работе с источниками излучения (утвержденного списка лиц, допущенных к работе с источниками излучения);
в) наличие согласованных с соответствующими органами государственного надзора программ обучения персонала по безопасности труда и программ первичных (повторных) инструктажей персонала по охране труда;
г) соблюдение установленной периодичности проверки знаний и наличие протоколов проверки знаний персонала;
д) наличие и правильность ведения журнала (карточек) инструктажа, соблюдение установленной периодичности проведения инструктажа по мерам радиационной безопасности при проведении работ;
е) документальное подтверждение прохождения специальной подготовки лицом, ответственным за производственный контроль за радиационной безопасностью (ответственным за радиационную безопасность).
14. В части, предусмотренной подпунктом "в" п. 11, проверке подлежат:
а) наличие и соответствие установленным требованиям:
1) журнала учета радиоактивных отходов, поступивших на долговременное хранение (захоронение);
2) паспортов на радиоактивные отходы, направляемые на хранение;
3) актов на сдачу радиоактивных отходов;
4) актов инвентаризации радиоактивных отходов;
б) соблюдение порядка представления информации о наличии и движении радиоактивных отходов в информационно-аналитические организации и центры сбора, обработки и передачи информации, обеспечивающего функционирование системы государственного учета и контроля на ведомственном и региональном уровнях;
в) наличие и содержание:
1) аттестованных методик по оценке безопасности хранилищ радиоактивных отходов (для объектов использования атомной энергии I и II категорий потенциальной радиационной опасности);
2) аттестованных методик по оценке безопасности технических средств для измерений характеристик радиоактивных отходов (для объектов использования атомной энергии I и II категорий потенциальной радиационной опасности);
3) инструкций о порядке переработки (кондиционирования) радиоактивных отходов;
4) программ обеспечения качества;
г) соответствие технологии сбора, переработки (кондиционирования) и хранения радиоактивных отходов, применяемого технологического оборудования требованиям нормативных документов;
д) порядок осуществления входного контроля радиоактивных отходов;
е) состояние:
1) эксплуатируемых хранилищ радиоактивных отходов (удельная и суммарная активность, способы заполнения, характеристики упаковок радиоактивных отходов, административные меры по поддержанию работоспособности физических барьеров) и соответствия их фактического состояния проекту;
2) законсервированных хранилищ радиоактивных отходов (удельная и суммарная активность, способы заполнения, характеристики упаковок радиоактивных отходов, административные меры по поддержанию работоспособности физических барьеров);
ж) наличие сертификатов соответствия и сертификатов-разрешений на оборудование, изделия и применяемые технологии, подлежащие обязательной сертификации.
15. В части, предусмотренной подпунктом "г" п. 11, проверке подлежат:
а) соответствие организационных мер системы физической защиты требованиям нормативных документов и наличие следующих документов по вопросам организации и обеспечения физической защиты:
1) перечня угроз;
2) плана охраны и обороны;
3) организационно-распорядительного документа о назначении ответственного за систему физической защиты;
4) положения о службе безопасности организации;
5) документа, устанавливающего категорию объекта по потенциальной радиационной опасности;
6) положения о разрешительной системе доступа работников (персонала), командированных лиц, посетителей и транспортных средств в охраняемые помещения, здания и на территории, где проводятся работы с источниками излучений;
7) плана взаимодействия администрации, службы безопасности, подразделений охраны и работников (персонала) организации в штатных и чрезвычайных ситуациях;
8) положения о самоохране;
9) плана проверки технического состояния и работоспособности инженерно-технических средств системы физической защиты;
10) документа, устанавливающего порядок применения устройств индикации вмешательства;
11) должностной инструкции ответственного за систему физической защиты;
12) должностных инструкций работников, осуществляющих руководство службой безопасности;
13) документов о сертификации технических средств системы физической защиты;
б) наличие и состояние технических средств системы физической защиты:
1) охранной сигнализации, обеспечивающей непрерывность обнаружения нарушителя на периметре территории организации (для объектов I и II категорий по потенциальной радиационной опасности), в зданиях и в помещениях;
2) пульта управления техническими средствами системы физической защиты;
3) средств обнаружения проноса радиоактивных веществ на контрольно-пропускном пункте для прохода людей;
4) средств обнаружения провоза радиоактивных веществ на транспортном контрольно-пропускном пункте;
5) средств связи;
6) устройств индикации вмешательства в зданиях и в помещениях;
7) систем обеспечения (электропитанием, электроосвещением и др.);
8) резервного источника электропитания, обеспечивающего работоспособность технических средств системы физической защиты хранилищ радиоактивных отходов путем автоматического переключения основного электропитания на резервное в случае отключения основного электропитания;
в) наличие и состояние инженерных средств системы физической защиты:
1) строительных конструкций (стен, перекрытий, ворот, дверей);
2) специально разработанных конструкций (заграждений, решеток, усиленных дверей, контейнеров);
3) контрольно-пропускного пункта для прохода людей и транспортного контрольно-пропускного пункта;
4) противотаранных устройств на транспортных КПП (для объектов II категории по потенциальной радиационной опасности);
г) соответствие действий подразделений охраны требованиям нормативных документов.
16. В части, предусмотренной подпунктом "д" п. 11, проверке подлежат:
а) соответствие размещения радиационного объекта и зонирования территории вокруг него проекту (санитарно-эпидемиологическому заключению);
б) наличие:
1) в действующих документах организации указаний о порядке передачи оперативной информации о радиационных авариях и происшествиях;
2) приказа (распоряжения) администрации организации о назначении должностного лица, ответственного за оперативную передачу информации о радиационных авариях (радиационных происшествиях) при эксплуатации хранилищ радиоактивных отходов;
3) перечня возможных аварий при осуществлении разрешенной деятельности;
4) инструкций по предупреждению и ликвидации аварий при обращении с радиоактивными отходами;
5) плана мероприятий по защите персонала и населения (для объектов I и II категорий по потенциальной радиационной опасности) или плана мероприятий по защите персонала в случае радиационной аварии с учетом перечня возможных нарушений нормальной эксплуатации и прогноза возможных радиационных аварий (для конкретного объекта) при эксплуатации хранилища радиоактивных отходов;
6) инструкций по действиям персонала в аварийных ситуациях;
7) плана проведения противоаварийных тренировок персонала на текущий год;
8) программы подготовки и методики проведения противоаварийных тренировок персонала для отработки действий в условиях радиационной аварии;
9) актов по результатам проведения противоаварийных тренировок персонала за текущий год;
10) документа о формировании специального аварийного подразделения (бригады);
11) технических средств для локализации радиационных аварий и устранения их последствий;
12) памяток в помещениях (местах) постоянного пребывания персонала, содержащих перечень неотложных мер при выявлении признаков аварии, в должностных инструкциях - действий работников (персонала) по аварийным сигналам;
13) системы экстренного оповещения персонала о радиационной аварии и ее работоспособность;
14) аварийных комплектов технических средств, аптечек с набором необходимых средств первой помощи и запасом средств санитарной обработки, оборудования, аппаратуры радиационного контроля, средств связи, аварийных запасов средств индивидуальной защиты для выполнения планов мероприятий по защите персонала и населения на радиационных объектах и на специальном автотранспорте.
в) порядок:
1) информирования о радиационных и нерадиационных происшествиях и его соответствие установленным требованиям;
2) взаимодействия организации с местной администрацией (для объектов I категории по потенциальной радиационной опасности) и подразделениями Министерства Российской Федерации по делам гражданской обороны, чрезвычайным ситуациям и ликвидации последствий стихийных бедствий;
г) знание персоналом (должностными лицами):
1) аварийных ситуаций и порядка действий при их возникновении;
2) порядка расследования и учета нарушений при обращении с радиоактивными отходами;
д) наличие, укомплектованность и готовность специального формирования (аварийной бригады) к действиям при радиационных авариях и ликвидации их последствий;
е) полнота и своевременность расследования радиационных аварий и происшествий, выполнение мероприятий по устранению их причин;
ж) соответствие плановой и фактической периодичности проведения противоаварийных тренировок (учений).
17. В части, предусмотренной подпунктом "е" п. 11, проверке подлежат:
а) наличие:
1) санитарно-эпидемиологических заключений на соответствие санитарным правилам транспортных средств и транспортных упаковочных комплектов, используемых для транспортирования радиоактивных отходов;
2) сертификатов на транспортные упаковочные комплекты и оборудование, подлежащее сертификации в соответствии с законодательством;
3) программы радиационной защиты персонала и населения;
4) инструкции по транспортированию радиоактивных отходов и ликвидации последствий аварий при транспортировании радиоактивных отходов;
5) плана действий водителя (сопровождающего) в аварийной ситуации;
6) маршрутов следования транспортных средств, согласованных с ГИБДД, свидетельств о допуске водителей и транспортных средств к перевозке опасных грузов, аварийных карточек и информационных таблиц системы информации об опасности;
7) экранирующего устройства радиационной защиты, запорного устройства, аварийного комплекта, предупредительных знаков на двух внешних боковых стенках и на внешней задней стенке автотранспортного средства, приборов радиационного контроля, средств связи для оперативного информирования руководства организации и служб, обеспечивающих ликвидацию последствий аварий и происшествий при транспортировании радиоактивных отходов;
б) состояние транспортных средств и оборудования, используемых для транспортирования радиоактивных отходов и радиационных упаковок;
в) подготовленность к перевозке радиоактивных отходов ответственного за сопровождение радиационных грузов в организации и водителя;
г) порядок взаимодействия с грузоотправителем (грузополучателем), с региональными аварийными формированиями, с другими организациями, имеющими право (лицензию) на обращение с радиоактивными отходами при ликвидации последствий аварий в ходе их перевозки.
18. В части, предусмотренной подпунктом "ж" п. 11, проверке подлежат:
а) наличие:
1) положения о службе радиационной безопасности или должностной инструкции ответственного за радиационную безопасность (ответственного за производственный контроль за радиационной безопасностью);
2) утвержденных в установленном порядке методик радиационного контроля;
3) регламента радиационного контроля;
4) средств радиационного контроля, их состав (тип прибора (установки), год выпуска, количество, техническое состояние, прохождение государственной проверки, проведение профилактических осмотров) и соответствие их технических характеристик характеристикам контролируемых параметров;
5) журналов (протоколов) радиационного контроля на радиационном объекте и соответствие проводимого радиационного контроля установленным объему, периодичности и методам радиационного контроля, согласованным с органами Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека;
6) установленных и согласованных контрольных уровней на радиационные параметры;
б) организация:
1) радиационного контроля в установленных в соответствии с категорией потенциальной радиационной опасности объекта и классом работ зонах;
2) индивидуального дозиметрического контроля;
3) учета результатов радиационного контроля (журналы и карточки регистрации индивидуальных доз облучения, журналы регистрации данных радиационного контроля) и порядок их доведения до работников;
4) радиационного мониторинга законсервированных хранилищ радиоактивных отходов.
19. В части, предусмотренной подпунктом "з" п. 11, проверке подлежат:
а) соответствие:
1) хранилищ радиоактивных отходов, характеристик их радиационной опасности и фактически осуществляемой на них деятельности объектам и деятельности, разрешенным условиями действия лицензий и санитарно-эпидемиологическими заключениями;
2) средств поддержания технологических режимов в пределах допустимых параметров технической документации на них;
3) используемой технологии обращения с радиоактивными отходами проектной, технологической, эксплуатационной документации и радиационно-экологическому паспорту;
4) режимов эксплуатации основного и вспомогательного технологического оборудования, предназначенного для обращения с радиоактивными отходами, проектной, технологической и эксплуатационной документации;
5) регламентов технического обслуживания, поверок, аттестации, испытаний систем и элементов, влияющих на обеспечение безопасности при обращении с радиоактивными отходами, требованиям технической документации на них;
6) порядка внесения изменений (дополнений) в проектную и технологическую документацию по обращению с радиоактивными отходами установленным требованиям;
б) состояние:
1) технических средств защиты персонала, требующих освидетельствования, обслуживания, ремонта (средств блокировки, дистанционных средств, защитных экранов и т.п.), наличие технической документации на них;
2) технологического оборудования, систем и элементов, влияющих на безопасность при обращении с радиоактивными отходами, документирование результатов их обслуживания, ремонтов, модернизаций, освидетельствований и испытаний;
в) соблюдение:
1) требований радиационной безопасности на вспомогательных производствах (внутриобъектовые перевозки, складирование, погрузочно-разгрузочные работы);
2) требований по зонированию территории и помещений в соответствии с категорией потенциальной радиационной опасности объекта и классом работ;
3) сроков эксплуатации, ресурсных показателей;
г) наличие физических барьеров между основным и вспомогательным производствами (санпропускников, контрольно-пропускных и контрольно-дозиметрических пунктов);
д) порядок допуска персонала к радиационно опасным работам (утвержденные списки лиц, допущенных к работам с радиоактивными веществами, журналы инструктажей персонала по мерам безопасности при проведении радиационно опасных работ, оформление необходимых формуляров для ведения радиационно опасных работ, назначение ответственных за руководство и ведение радиационно опасных работ);
е) наличие знаков радиационной опасности в помещениях, на передвижных установках и транспортных средствах, указанных в санитарно-эпидемиологическом заключении.
20. В части, предусмотренной подпунктом "и" п. 11, проверке подлежат:
а) наличие приказов о создании комиссий по расследованию нарушений;
б) наличие, своевременность, достоверность и полнота сведений, содержащихся:
1) в оперативной, предварительной информации о нарушениях;
2) в актах и отчетах комиссий о расследовании нарушений на объекте и их соответствие установленным требованиям;
в) организация регистрации всех нарушений, произошедших при обращении с радиоактивными отходами в соответствии с установленными классами.
21. Выбор дополнительных вопросов, подлежащих проверке в организации, проводится в соответствии с целями инспекции и с учетом специфики объекта. Перечень этих вопросов определяется рабочей программой и планом проведения инспекции. Такими вопросами могут быть:
- порядок контроля за поддержанием численности и квалификации работников (персонала) на уровне, достаточном для обеспечения радиационной безопасности;
- состояние применяемых защитных средств и оборудования - переносных и транспортных контейнеров, инструмента, приспособлений и др.;
- планирование ремонта, модернизации и ввода в действие оборудования, используемого при осуществлении разрешенной деятельности и влияющего на радиационную безопасность;
- способность организации гарантировать надежную эксплуатацию систем и элементов, влияющих на безопасность работ и персонала;
- соответствие эксплуатационной и другой документации установленным требованиям к выполнению различных видов работ, влияющих на обеспечение радиационной безопасности;
- сведения об организациях, оказывающих инженерно-техническую поддержку заявленной деятельности, и наличие у них лицензий Службы;
- другие вопросы, которые непосредственно или косвенно влияют на состояние радиационной безопасности.
Приложение № 1
(справочное)
ПЕРЕЧЕНЬ
НОРМАТИВНЫХ ДОКУМЕНТОВ, РЕГЛАМЕНТИРУЮЩИХ ЭКСПЛУАТАЦИЮ ХРАНИЛИЩ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ
1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99)
(не нуждаются в государственной регистрации, письмо Минюста России от 29 июля 1999 г. № 6014-ЭР).
2. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99)
(не нуждаются в государственной регистрации, письмо Минюста России от 1 июня 2000 г. № 4214-ЭР).
3. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002)
(зарегистрированы в Минюсте России 6 декабря 2002 г., регистрационный № 4005).
4. Санитарно-эпидемиологические правила и нормативы СанПиН 2.6.1.07-03 "Гигиенические требования к проектированию предприятий и установок атомной промышленности (СПН ПУАП-03)"
(зарегистрированы в Минюсте России 3 апреля 2003 г., регистрационный № 4365).
5. Санитарные правила по радиационной безопасности персонала и населения при транспортировании радиоактивных материалов (веществ) (СанПиН 2.6.1.1281-03)
(зарегистрированы в Минюсте России 13 мая 2003 г., регистрационный № 4529).
Приложение № 2
(справочное)
ОСНОВНЫЕ ЗАДАЧИ*, ВОЗЛАГАЕМЫЕ НА ОРГАНИЗАЦИИ, ЭКСПЛУАТИРУЮЩИЕ ХРАНИЛИЩА РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ
___________________
* Текст Приложения разработан по результатам обобщения задач, изложенных в Уставах специализированных комбинатов "Радон".
На специализированные комбинаты "Радон", эксплуатирующие хранилища радиоактивных отходов, возлагается:
- эксплуатация и содержание хранилищ радиоактивных отходов, обеспечение надежной локализации радионуклидов при хранении радиоактивных отходов;
- сбор и сортировка радиоактивных отходов;
- переработка радиоактивных отходов;
- транспортирование радиоактивных отходов;
- контроль за радиационной обстановкой в зоне строгого режима, санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения;
- определение радионуклидного состава радиоактивных отходов;
- составление и ведение экологических, радиоэкологических, радиационно-гигиенических паспортов;
- индивидуальный дозиметрический контроль персонала;
- дезактивация спецмашин, технологического оборудования, средств защиты и спецодежды;
- практическое внедрение современных, экологически безопасных методов, технологий, комплексов специализированных установок и оборудования для переработки радиоактивных отходов;
- обеспечение физической защиты хранилищ радиоактивных отходов;
- обучение специалистов в области радиационной безопасности по обращению с радиоактивными веществами, источниками ионизирующих излучений, подготовка дозиметристов;
- оказание услуг эксплуатирующим организациям и населению по радиационному обследованию территорий и объектов, определение наличия радионуклидов в окружающей среде, продуктах питания, строительных материалах, металлоконструкциях и др.;
- проведение работ по ликвидации последствий радиационных аварий.
Приложение № 3
(справочное)
ПЕРЕЧЕНЬ ОБЪЕКТОВ ХРАНЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ, ПОДЛЕЖАЩИХ НАДЗОРУ
1. Государственное унитарное предприятие города Москвы - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию радиоактивных отходов и охране окружающей среды (ГУП МосНПО "Радон").
2. Федеральное государственное унитарное предприятие (ФГУП) "Благовещенский специализированный комбинат (СК) "Радон".
3. ФГУП "Волгоградский СК "Радон".
4. ФГУП "Грозненский СК "Радон".
5. ФГУП "Иркутский СК "Радон".
6. ФГУП "Казанский СК "Радон".
7. ФГУП "Ленинградский СК "Радон".
8. ФГУП "Мурманский СК "Радон".
9. ФГУП "Нижегородский СК "Радон".
10. ФГУП "Новосибирский СК "Радон".
11. ФГУП "Ростовский СК "Радон".
12. ФГУП "Самарский СК "Радон".
13. ФГУП "Саратовский СК "Радон".
14. ФГУП "Свердловский СК "Радон".
15. ФГУП "Хабаровский СК "Радон".
16. ФГУП "Челябинский СК "Радон".
Приложение № 4
(справочное)
СВЕДЕНИЯ О ТИПОВЫХ СООРУЖЕНИЯХ, ПРЕДНАЗНАЧЕННЫХ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ
1. Конструкция хранилищ радиоактивных отходов должна предотвращать миграцию радионуклидов в окружающую среду выше пределов, установленных федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии, и, таким образом, обеспечивать надежную защиту населения и изоляцию радиоактивных отходов от окружающей среды.
2. Для хранения радиоактивных отходов в настоящее время в основном используются хранилища, выполненные в соответствии с типовыми проектами:
- 048-89-137 (068-91-012, 62-10650, 62-10651, 67-200, 68-698, 68-735, 68-2885СД, 76-6737, 80-01869, 81-01784, 84-01584, 89-08552) - железобетонное сооружение приповерхностного (наземного) типа. Фундаментная плита сооружения заглублена на 1 м от поверхности;
- 63-1365 (63-2483) - специальный водный бассейн представляет из себя железобетонный отсек, облицованный внутри нержавеющей сталью. На дне бассейна располагаются специальные секции для источников ионизирующих излучений. Толщина водной защиты - 2900 мм. Хранилище оборудовано приборами дозиметрического контроля;
- 68-4605 (68-9817) - емкости из нержавеющей стали. Каждая емкость расположена в облицованном нержавеющей сталью железобетонном отсеке хранилища и снабжена системой контроля уровня и возможных протечек жидких радиоактивных отходов в отсек;
- 68-6018 - железобетонный отсек, оборудованный дозиметрическими приборами и вентиляцией. Источники ионизирующих излучений хранятся только в контейнерах, изделиях и приборах;
- 304-019 - хранилище приповерхностного типа с заглублением на 4,5 м;
- 416-9-1 (416-9-3, 416-9-6) - емкость приповерхностного типа глубиной 4 м. Поверхность емкости гидроизолирована и заасфальтирована. Перекрытие отсеков - железобетонные плиты толщиной 0,3 м;
- 416-9-60.89 - емкость "колодезного" типа, представляющая собой резервуар из нержавеющей стали толщиной 5 мм;
- 4891 - подземные железобетонные конструкции, облицованные изнутри нержавеющей сталью;
- 4891-III (ТП-4891-IV, ТП-4891-V, ТП-4891-VI) - хранилище приповерхностного типа из монолитного железобетона. Стены и днище выполнены из железобетонных блоков, днище из бетонного монолита с металлическим кожухом. Емкости перекрыты железобетонными плитами толщиной 0,3 м;
- 6069 - емкость высотой 5 метров от уровня рельефа. В основании имеет железобетонную подушку толщиной до 1 м. Емкость обвалована и гидроизолирована. Предусмотрен дренаж с отстойником;
- 6069 - емкость приповерхностного типа глубиной до 4 м. Поверхность емкости залита асфальтом.
Приложение № 5
(справочное)
МЕТОДЫ КОНТРОЛЯ РАДИОНУКЛИДНОГО СОСТАВА РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ
1. РАДИОХИМИЧЕСКИЕ МЕТОДЫ
Разработанные методы позволяют определять содержание и состав радионуклидов в окружающей среде и материалах. Основой большинства упомянутых методов определения содержания радиоактивных изотопов являются осаждение, а также экстракция, возгонка и электрохимическое выделение.
В общем виде радиохимические методы выделения отдельных радиоактивных изотопов можно подразделить на электролитические, электромиграционные и хроматографические.
Развитие электролитических методов выделения различных радиоактивных изотопов, находящихся в растворах в следовых количествах, с аналитическими целями и с целями приготовления "тонких" слоев из исследуемых элементов обеспечило выполнение достаточно точных радиометрических измерений. Были разработаны методы электролитического выделения из слабокислых растворов редкоземельных элементов, урана, нептуния, плутония и трансплутониевых элементов на катоды - подложки из платины, титана, нержавеющей стали.
Хроматографические и электромиграционные методы позволяют разделять даже очень близкие по свойствам элементы, например редкоземельные или актинидные. Так, с использованием ионообменных смол может быть выполнено разделение редкоземельных элементов, выделенных из продуктов деления урана и плутония. Особое место в радиохимическом анализе занимают работы, направленные на комбинирование наиболее выгодных и скоростных приемов радиохимии для экспрессного анализа различных радиоактивных смесей.
С помощью аппаратуры для электромиграционного разделения с пористым наполнителем можно осуществить разделение ряда радиоактивных элементов методом непрерывного электрофореза. При этом разделение редкоземельной группы осколков деления урана осуществляется всего за несколько часов.
Несмотря на значительный прогресс, достигнутый по чувствительности измерительной аппаратуры, множество радионуклидов определяют по их характерному бета- или альфа-излучению.
Из-за самопоглощения в матрице (например вода, почва) прямая регистрация бета- и альфа-частиц малоинформативна. Кроме того, на фоновых уровнях в объектах окружающей среды некоторые радионуклиды, обладающие гамма- или рентгеновской эмиссией, также не могут быть детектированы. В этих случаях могут применяться радиохимические методы, которые традиционно включают следующие операции:
- перевод определяемых компонентов в растворимую форму (для твердых образцов);
- концентрирование и первичная очистка определяемых компонентов, удаление основной части элементов матрицы и мешающих проведению анализа компонентов;
- определение бета- и альфа-излучателей;
- доочистка препарата;
- приготовление счетного образца.
Для различных типов проб и радионуклидов разработаны многочисленные радиохимические схемы разделения, основанные прежде всего на соосаждении, ионообменной и экстракционной хроматографии.
2. СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИЕ МЕТОДЫ
1. Спектрометрия гамма-излучений
Метод гамма-спектрометрического анализа является основным для получения радиационных характеристик проб радиоактивных отходов.
Существует несколько методов измерения энергетического распределения фонового излучения. Наибольшее распространение в гамма-спектрометрии получили сцинтилляционный и ионизационный методы.
Сцинтилляционный метод измерения энергетического спектра основан на анализе световых вспышек (сцинтилляций), которые возникают при взаимодействии излучения с веществом детектора. Преобразование световых вспышек в импульсы электрического тока осуществляется с помощью фотоэлектронного умножителя. Главная особенность сцинтилляционного детектора - зависимость между интенсивностью вспышки и энергией, которую теряет квант в сцинтилляторе. Материалом сцинтилляционного детектора в гамма-спектрометрии чаще всего являются кристаллы иодистого натрия, активированного таллием - NaI (Tl), иодистого цезия, активированного таллием - CsI (Тl), а также пластические сцинтилляторы.
Детекторы из NaI (Tl) имеют высокую эффективность к анализу гамма-излучения из-за возможности выращивания кристаллов больших размеров (300 мм и более). В практике исследований применяются сцинтилляторы размером от 63х63 до 150х300 мм с колодцами и без них. Применение колодцев в сцинтилляторе позволяет увеличить эффективность регистрации гамма-излучения почти до 100%.
Детекторы, выполненные из кристаллов CsI (Tl), используются реже из-за более низкого разрешения, чем у кристаллов NaI (Tl).
Пластические сцинтилляторы имеют очень низкое энергетическое разрешение и почти не разделяют гамма-кванты по их энергии. Но эти сцинтиллирующие вещества дают возможность создавать очень большие по объему (до 1 куб. м) детекторы.
Ионизационный метод основан на измерении степени ионизации, возникающей в чувствительной области детектора при взаимодействии с ним гамма-излучения. В гамма-спектрометрии при использовании этого метода обычно применяется полупроводниковый детектор. Он представляет собой полупроводниковый диод, к которому прикладывается обратное напряжение. Чувствительной областью детектора является высокоомный слой полупроводника, в котором происходит взаимодействие гамма-излучения и чувствительного объема этого детектора. Обычным материалом для полупроводникового детектора является германий. Высокий уровень шумов в германиевых детекторах позволяет их использовать только при низких температурах. Обычно германиевый детектор работает при температуре жидкого азота.
Если сравнивать полупроводниковый детектор и сцинтилляционный детектор по их техническим характеристикам, а именно по энергетическому разрешению и эффективности, то можно отметить, что за счет различных физических процессов в детекторах разрешение полупроводниковых детекторов приблизительно на два порядка выше, чем в сцинтилляционных детекторах, но в тоже время эффективность регистрации сцинтилляционного детектора гораздо выше, чем у полупроводникового.
В настоящее время используются полупроводниковые детекторы из особо чистого германия с эффективностью регистрации гамма-квантов, сравнимой с эффективностью регистрации сцинтилляционного кристалла размером 80х80 мм. При регистрации фотопиков с близкими энергиями улучшение разрешения в 2 раза приводит к увеличению фотоэффективности в 8 раз. Поэтому, имея гораздо лучшее разрешение и соизмеримую эффективность, при проведении радиационного контроля окружающей среды полупроводниковые детекторы вытеснили из большинства аналитических лабораторий детекторы на основе NaI (Tl).
Вместе с тем, сцинтилляционные детекторы из-за возможности получения кристаллов большого объема нашли применение в специальных гамма-спектрометрах со схемами антисовпадений. Суть метода защиты антисовпадениями состоит в том, что основной детектор-анализатор (обычно это полупроводниковый детектор), облучаемый источником гамма-излучения, максимально возможно окружается дополнительным защитным детектором, который выполняется на основе детектора NaI (Tl) большого объема. Назначение защитного детектора состоит в том, что он регистрирует гамма-кванты, которые подверглись в детекторе-анализаторе комптоновскому рассеянию. Сигналы от защитного детектора закрывают вход многоканального анализатора для импульсов, одновременно зарегистрированных в основном детекторе-анализаторе.
2. Спектрометрия альфа-излучений
Анализ радионуклидного состава на спектрометрах альфа-излучения является трудной задачей из-за сложности радиохимического анализа и обслуживания спектрометров. Большинство альфа-излучающих радионуклидов относятся к группе "А" радиационной опасности и к ним должны применяться наиболее жесткие требования, которые зафиксированы в нормах радиационной безопасности. Поэтому определение содержания альфа-излучающих нуклидов в радиоактивных отходах является важной задачей радиационного контроля.
Несмотря на сложность альфа-спектрометрического анализа, информация, получаемая при его использовании, часто уникальна и не достигается другими методами при идентификации и определении количественных характеристик альфа-нуклидов проб радиоактивных отходов естественного и техногенного происхождения.
В альфа-спектрометрии в основном используются альфа-спектрометры с ионизационными камерами и на полупроводниковых детекторах.
Определение альфа-радионуклидов с помощью ионизационных камер имеет ряд преимуществ, среди которых:
- высокая эффективность регистрации;
- применение измеряемых препаратов с большими площадями регистрации, что повышает чувствительность метода;
- достаточно высокое разрешение;
- возможность дезактивации при загрязнении внутренней поверхности камеры.
Все эти достоинства позволили применять метод определения активности альфа-нуклидов, в основном изотопов урана, тория, плутония, с помощью ионизационных камер. Недостатками при эксплуатации ионизационных камер являются:
- сложность конструкций ионизационных камер и высокие профессиональные требования к обслуживающему персоналу;
- высокая температурная зависимость и, как следствие, плохая стабильность регистрации сигналов альфа-излучения;
- использование в качестве детектора газовой смеси и требования к ее чистоте, давлению, герметизации и т.д.
Применение полупроводниковых альфа-детекторов упростило эксплуатацию альфа-спектрометров с ионизационными камерами, повысило производительность альфа-анализов.
В пробах внешней среды с помощью радиохимических методов выделяются, как правило, радионуклиды урана, тория, плутония, полония, кюрия, америция. Полупроводниковый альфа-спектрометр позволяет определять количественные и качественные характеристики анализируемой пробы.
Характеристики полупроводникового альфа-спектрометра в основном определяются детектором. Для уменьшения эффекта, когда при близких расстояниях "проба-детектор" большое количество альфа-частиц взаимодействует с веществом детектора под острым углом, что приводит к ухудшению разрешающей способности, в альфа-спектрометре при измерении проб применяют коллиматоры и используют специальные полупроводниковые детекторы с чрезвычайно тонким входным окном.
Достоинством альфа-спектрометра с полупроводниковыми детекторами является возможность применения десятков и более полупроводниковых детекторов в одной измерительной схеме, что значительно повышает производительность спектрометра. Перспективными являются полупроводниковые детекторы, выполненные по PIPS технологии, которые имеют низкий собственный шум, высокие эффективность и энергетическое разрешение.
Для точного определения концентраций актинидов на фоновых уровнях методом альфа-спектрометрии высокого разрешения с использованием поверхностно-барьерных детекторов готовится чрезвычайно чистый препарат, который не содержит весовых количеств элементов матрицы, а также мешающих альфа-излучателей.
Результаты альфа-спектрометрического анализа могут зависеть от квалификации оператора. Применение персональных компьютеров в альфа-спектрометрах с разработанными пакетами программ обработки спектров позволяют автоматизировать процесс анализа проб на многоканальных альфа-спектрометрах, а также делать выбор интересующих областей энергий для каждого детектора с вычислением результатов.
Основными задачами полупроводниковой альфа-спектрометрии, решаемыми с помощью программного обеспечения, являются:
- количественный и качественный низкоуровневый нуклидный анализ;
- автоматическая калибровка энергии, отображение разрешения и эффективности;
- автоматическая компенсация окружающего фона при анализе низкого уровня содержания в препарате;
- автоматическая идентификация нуклидов и распечатка.
СРАВНИТЕЛЬНАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА АЛЬФА-СПЕКТРОМЕТРОВ НА ОСНОВЕ ПОЛУПРОВОДНИКОВЫХ ДЕТЕКТОРОВ (ППД) И ИОНИЗАЦИОННЫХ АЛЬФА-КАМЕР
|
Характеристики |
Полупроводниковый альфа-спектрометр |
Ионизационная альфа-камера |
|
Тип детектора |
ППД |
аргон-метановая смесь |
|
Эффективность регистрации, % |
45 |
45 |
|
Энергетическое разрешение, КэВ |
18 - 30 |
30 - 60 |
|
Собственный фон, имп.-1 |
0,004 |
0,02 |
|
МДА, Бк/проба |
0,02 |
0,05 |
3. Спектрометрия бета-излучений
Основным достоинством бета-спектрометрического анализа проб является проведение измерений при минимальном процессе подготовки проб. По сути дела хороший бета-спектрометр является заменителем радиохимического выделения радионуклидов. Причем, анализ на бета-спектрометре позволяет выделить весь набор бета-излучателей в пробе, тогда как радиохимическое выделение нуклидов, как правило, имеет селективный характер, представляет длительный и многостадийный процесс с использованием дорогостоящих реактивов. Бета-спектрометрия может применяться для определения активности бета-излучающих радионуклидов, таких как тритий, углерод-14, никель-63, стронций-90, цезий-137, кобальт-60, железо-55 и др. Бета-спектрометрический анализ удобен при выполнении анализов известного нуклидного содержания технологических проб окружающей среды, при проведении радиоэкологического мониторинга, радиационного обследования территорий и т.д.
В то же время использование бета-спектрометрии для расшифровки радионуклидного состава является трудной задачей в прикладной спектрометрии ионизирующих излучений. Трудности в основном заключаются в сложности идентификации непрерывных спектров бета-излучений. Сложности в расшифровке аппаратурных бета-спектров, измеренных на полупроводниковом детекторе и детекторах на основе сцинтилляционных пластмасс, возникают в связи с одновременной регистрацией рентгеновского, гамма-излучения и комптоновских электронов. Кроме этого, имеет место эффект обратного рассеивания электронов, а при регистрации энергии электронов выше 1000 КэВ - эффект тормозного излучения.
Обычными приемами расшифровки бета-спектров является настройка окон регистрации определенных энергий бета-излучений (средняя, максимальная) для определяемого радионуклида. Известны способы анализа проб, содержащих несколько радионуклидов, в которых используют жидкостной сцинтилляционный счетчик.
Кроме того, известен способ, в котором измеряют спектр исследуемого образца с помощью многоканального амплитудного анализатора, подключенного к аналого-цифровому анализатору. При измерении пробы рассчитывают нормированные спектры отдельных радионуклидов и с использованием метода наименьших квадратов определяют, на какие множители необходимо умножить спектры единичных образцов, чтобы получить суммарный спектр наиболее близкий к исследуемому. Эти множители пропорциональны содержанию радионуклидов в образце.
Более сложным является способ идентификации радионуклидов в жидком сцинтилляционном образце, в котором измеряют спектр исследуемого образца, после чего для соответствующего уровня гашения из библиотеки базовых спектров отдельных радионуклидов методом интерполяции и экстраполяции определяют нормированные модельные спектры отдельных радионуклидов. Далее методом наименьших квадратов минимизируют разницу между спектром образца и суммой модельных спектров отдельных радионуклидов, умноженных на коэффициенты, определяющие активность отдельных радионуклидов.
Однако бета-спектрометры, использующие данные методы, не позволяют идентифицировать радионуклиды, имеющие малую активность при наличии в пробе радионуклидов с большой активностью.
Эти способы могут применяться для простых определений одного или двух радионуклидов с приблизительно равными активностями, и у которых значения средней и максимальной энергий бета-излучений сильно отличаются. Эти способы не нашли широкого применения при контроле содержания радионуклидов в компонентах окружающей среды.
Более простым методом является определение стронция-90 в пробах с применением фильтров поглощения. Собирается схема бета-радиометра, где между детектором и пробой помещается пластина, которая поглощает бета-излучение. Измерения проводятся при допущении, что в пластине поглощаются все бета-частицы, кроме жесткого бета-излучения иттрия-90.
Этот способ обладает рядом недостатков и ограничений: низкая эффективность регистрации, определение только одного радионуклида, большая погрешность измерений.
Известен метод расшифровки бета-спектров, который стал возможным в связи с развитием вычислительной техники. Данный метод позволил решить проблему бета-спектрометрии для измерения содержания радионуклидов в различных компонентах при обработке результатов измерений в комплексе аппаратно-программных средств, позволяющих оперировать с большими массивами радиоэкологической информации.
Программа обработки непрерывных спектров позволяет повысить чувствительность бета-спектрометрического анализа при применении жидкостного сцинтилляционного анализатора при измерении жидких проб и полупроводниковых детекторов, сцинтилляционных пластмасс при измерении твердых проб. Работа программы позволяет разлагать аппаратный бета-спектр на единичные составляющие, которые определяют вклад каждого радионуклида в суммарный бета-спектр. Этот способ обработки бета-спектров позволяет идентифицировать радионуклиды, имеющие малые активности, при наличии в пробах радионуклидов, имеющих большие активности.
Способ идентификации радионуклидов с помощью программы обработки непрерывных спектров включает в себя измерение пробы на бета-спектрометре и запись аппаратного спектра и параметров измерения. С помощью библиотеки базовых спектров и модельного спектра пробы проводят минимизацию отклонений модельного спектра от аппаратного спектра пробы и идентификацию содержания радионуклидов в пробе.
Приложение № 6
(справочное)
МЕТОДЫ ПЕРЕРАБОТКИ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ
1. Переработка твердых радиоактивных отходов предполагает изменение их формы и сокращение объема отходов.
Методы переработки твердых радиоактивных отходов включают фрагментацию, сжигание, холодное и горячее прессование, дезактивацию и переплавку металла.
Сжигание применяется с целью уменьшения объема горючих радиоактивных отходов и исключения пожароопасности при их хранении, транспортировании и захоронении.
Сжиганию подлежат спецодежда, ветошь, бумага, элементы вентиляционных фильтров, органические растворы и биологические материалы, а также резиновые и полиэтиленовые материалы.
Удельная активность твердых радиоактивных отходов, направляемых на сжигание, не должна превышать величин, при которых не достигается необходимая степень очистки отходящих газов и превышаются установленные контрольные уровни облучения персонала. Величина максимальной удельной активности сжигаемых твердых радиоактивных отходов устанавливается при проектировании и уточняется в процессе наладки и пуска установки сжигания.
Прессование применяется с целью уменьшения объема несжигаемых радиоактивных отходов.
Прессованию подлежат изоляционные материалы, кабели, несжигаемые органические материалы, строительный мусор, тонкостенные металлические отходы. Спрессованные брикеты подлежат упаковке.
Измельчение (фрагментация) применяется с целью уменьшения объема путем резки или дробления.
Переплавка применяется с целью уменьшения объема металлических радиоактивных отходов и частичной или полной их дезактивации за счет вывода радионуклидов в шлак.
Плазмохимическая переработка позволяет провести полное термическое разложение и плавление биологически и химически опасных органических и неорганических компонентов (бумага, картон, стеклобой, полимеры, резина, ПВХ, детали из цветных и черных металлов).
2. Переработка жидких радиоактивных отходов предполагает сокращение объема, изменение агрегатного состояния, физико-химических свойств отходов.
Методы переработки жидких радиоактивных отходов зависят от уровня активности, химического и радионуклидного составов и включают следующие технологические операции:
- концентрирование солей методом упаривания, ионного обмена, сорбции и др.;
- отверждение концентратов методом упаривания до солей, битумирование, цементирование; включение в полимеры, стекло, керамику, стеклометаллические композиции, синтетические горные породы и др.
Низкоактивные и низкосолевые жидкие радиоактивные отходы перерабатываются, как правило, с использованием комбинации методов соосаждения, фильтрации, ионного обмена, обратного осмоса, сорбции и др. Конечной целью переработки является получение воды, пригодной для повторного использования или сброса в открытую гидросеть, и концентрата (в виде регенератов, шламов, пульп), подлежащего дальнейшей переработке.
Среднеактивные и высокосолевые жидкие радиоактивные отходы перерабатываются, как правило, упариванием с получением конденсата, направляемого в схему очистки низкоактивных и низкосолевых жидких радиоактивных отходов, и концентрата солей, направляемого на отверждение.