РБ 008-99 ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ОБРАЩЕНИИ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

ФЕДЕРАЛЬНЫЙ НАДЗОР РОССИИ ПО ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
(ГОСАТОМНАДЗОРРОССИИ)

ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ОБРАЩЕНИИ С РАДИОАКТИВНЫМ И ОТХОДАМИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

РБ-008-99

Москва 1999

Настоящее Руководство предназначено для специалистов эксплуатирующих организаций и организаций, выполняющих работы и предоставляющих услуги эксплуатирующим организациям, а также для специалистов Госатомнадзора России в качестве рекомендаций по обеспечению безопасности при обращении с РАО ИЯУ при проектировании, сооружении, вводе в эксплуатацию, эксплуатации и выводе из эксплуатации ИЯУ.

Руководство выпускается впервые.

Руководство разработано Научно-техническим центром по ядерной и радиационной безопасности Госатомнадзора России при участии В.В. Маклакова, С.И. Морозова, Р.В. Никольского, В.А. Петрова, Р.Б. Шарафутдинова.

СОДЕРЖАНИЕ

В настоящем Руководстве по безопасности "Обеспечение безопасности при обращении с радиоактивными отходами исследовательских ядерных установок" использованы следующие термины и определения:

1.Исследовательская ядерная установка - сооружения и комплексы с экспериментальными и исследовательскими ядерными реакторами, критическими и подкритическими ядерными стендами.

2.Кондиционирование радиоактивных отходов - операции по получению упаковок отходов, пригодных для безопасного транспортирования, хранения и захоронения, включающие переработку радиоактивных отходов, перевод радиоактивных отходов в стабильную форму и помещение их в контейнеры.

3.Контейнер для радиоактивных отходов - емкость, используемая для  сбора, транспортирования, хранения и захоронения радиоактивных отходов.

4.Обращение с жидкими и твердыми радиоактивными отходами - все виды деятельности, связанные со сбором, транспортированием, переработкой, кондиционированием, хранением и (или) захоронением жидких радиоактивных отходов.

5.Отходы жидкие радиоактивные - радиоактивные отходы в виде жидких продуктов (водных или органических) или пульп.

6.Отходы радиоактивные - не подлежащие дальнейшему использованию вещества в любом агрегатном состоянии (материалы, изделия, приборы, оборудование, объекты биологического происхождения), в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии.

7. Отходы твердые радиоактивные - радиоактивные отходы в виде твердых материалов.

8. Отходы твердые радиоактивные кондиционированные - радиоактивные отходы, переведенные в формы, пригодные для транспортирования, хранения и захоронения.

9. Отходы твердые радиоактивные смешанные - радиоактивные отходы, содержащие ядовитые, патогенные вещества, биологически активные вещества, гниющие и разлагающиеся вещества, сильные окислители, коррозионно-активные и химически неустойчивые вещества.

10. Переработка радиоактивных отходов - технологические операции по сокращению объема, изменению агрегатного состояния и (или) физико-химических свойств радиоактивных отходов.

11. Сбор жидких радиоактивных отходов - сосредоточение жидких радиоактивных отходов в специально оборудованных емкостях.

12. Сбор твердых радиоактивных отходов - сосредоточение твердых радиоактивных отходов в специально отведенных и оборудованных местах и (или) хранилищах.

13. Упаковка твердых радиоактивных отходов - контейнер с помещенными в него твердыми радиоактивными отходами, подготовленный для транспортирования, хранения и захоронения.

14. Хранение радиоактивных отходов - временное размещение радиоактивных отходов в емкости (хранилища), обеспечивающие изоляцию радиоактивных отходов, с целью их последующего извлечения.

1.1. Настоящее Руководство по безопасности "Обеспечение безопасности при обращении с радиоактивными отходами исследовательских ядерных установок" (далее - Руководство) развивает и конкретизирует требования раздела 6 "Радиационная безопасность" Общих положений обеспечения безопасности исследовательских реакторов, а также учитывает требования и понятия, приведенные в Правилах ядерной безопасности исследовательских реакторов, Правилах ядерной безопасности критических стендов, Правилах ядерной безопасности подкритических стендов, и содержит рекомендации по выполнению требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии при обеспечении безопасности в процессе обращения с РАО ИЯУ.

1.2. Настоящее Руководство распространяется на все проектируемые, сооружаемые, вводимые в эксплуатацию, эксплуатируемые и выводимые из эксплуатации в Российской Федерации ИЯУ в комплексе с входящими в их состав хранилищами и бассейнами выдержки ядерного топлива, оборудованием и системами обращения с РАО и ядерными материалами, оборудованием и системами для проведения исследований и экспериментов, независимо от их принадлежности и типа.

1.3. Настоящее Руководство не распространяется на:

• транспортирование РАО ИЯУ за пределами площадки размещения ИЯУ;

• захоронение РАО ИЯУ;

• обращение с отработавшим ядерным топливом в виде тепловыделяющих сборок или твэл.

Для обращения с ядерным топливом, содержащимся в солевых растворах, ядерным топливом, диспергированным в графите, или с ядерным топливом в других нетипичных формах, включая твэл экспериментальных устройств и каналов, облученные ампулы с ядерными материалами и т.п., следует разрабатывать и обосновывать специальные методы и средства в соответствии с достигнутым уровнем науки и техники.

1.4. Настоящее Руководство предназначено для специалистов эксплуатирующих организаций и организаций, выполняющих работы и предоставляющих услуги эксплуатирующим организациям, а также для специалистов Госатомнадзора России в качестве рекомендаций по обеспечению безопасности при обращении с РАО ИЯУ при проектировании, сооружении, вводе в эксплуатацию, эксплуатации и выводе из эксплуатации ИЯУ.

2.1. При обращении с РАО ИЯУ следует обеспечивать:

2.1.1. Непревышение допустимых доз облучения работников (персонала) и населения, обусловленных радиационным воздействием ионизирующего излучения, в течение всего периода сохранения потенциальной опасности РАО ИЯУ и радиоактивного загрязнения окружающей среды.

2.1.2. Поддержание требуемого уровня безопасности при обращении с РАО ИЯУ как с источниками ионизирующего излучения и радиоактивными веществами.

2.1.3. Сведение уровня облучения работников (персонала) и населения к разумно достижимому низкому уровню с учетом санитарно-гигиенических нормативов, экономических и социальных факторов.

2.1.4. Предотвращение возможных аварий с радиационными последствиями и смягчение их последствий в том случае, если они произойдут.

2.1.5. Удержание РАО ИЯУ в пределах физических барьеров на пути возможного их распространения в окружающую среду.

2.1.6. Сокращение объема РАО ИЯУ.

2.1.7. Подготовку РАО ИЯУ к долговременному хранению и (или) захоронению.

2.2. Для обеспечения безопасности при обращении с РАО ИЯУ следует руководствоваться следующими основными принципами:

2.2.1. Непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения работников (персонала) и населения (принцип нормирования).

2.2.2. Поддержание на возможно низком уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и количества облучаемых лиц из числа работников (персонала) и населения (принцип оптимизации).

2.3. Безопасность при обращении с РАО ИЯУ следует обеспечивать путем реализации принципа глубокоэшелонированной защиты, основанного на применении системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду, системы технических и организационных мер по защите и сохранению эффективности системы физических барьеров, а также по 4 защите работников (персонала), населения и окружающей среды.

Система физических барьеров при обращении с РАО ИЯУ включает физико-химическую форму кондиционированных РАО ИЯУ, герметичные ограждения помещений и хранилищ, оборудование и трубопроводы, содержащие РАО ИЯУ.

3.1. РАО ИЯУ классифицируются по величине удельной активности, агрегатному состоянию, содержанию в них радионуклидов, физико-химическим свойствам и способу переработки.

3.2. По агрегатному состоянию РАО ИЯУ подразделяются на жидкие, твердые и газообразные.

3.3. Радиологические критерии отнесения жидких, твердых и газообразных отходов к РАО ИЯУ, классификация РАО ИЯУ по величине удельной активности, а также классификация твердых и отвержденных ЖРО по способу захоронения устанавливаются федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии.

3.4. ЖРО ИЯУ классифицируются в зависимости от:

• удельной активности - на отходы низкого, среднего и высокого уровня радиоактивности;

• химических свойств - на органические (масла, эмульсии масел в воде, растворы детергентов) и неорганические, в том числе малосолевые водные растворы (с концентрацией солей менее 1 г/л), высокосолёвые водные растворы (с концентрацией солей более 1 г/л), щелочные металлы, использованные в качестве теплоносителя ИЯУ;

• фазового состояния - на гомогенные и гетерогенные.

3.4.1. Сбор ЖРО ИЯУ следует проводить раздельно в зависимости от:

• периода полураспада радионуклидов (менее 15 суток, более 15 суток);

• величины удельной активности и величины тепловыделения;

• содержания альфа-активных радионуклидов;

• содержания долгоживущих трансурановых радионуклидов;

• химических свойств;

• фазового состояния;

• предполагаемого способа переработки (сжигание, ионный обмен, селективная очистка, обратный осмос, упаривание и др.).

3.4.2. В зависимости от химических свойств ЖРО ИЯУ следует организовывать их раздельный сбор:

3.4.2.1. Органических ЖРО ИЯУ:

• взрыво- и пожароопасных ЖРО ИЯУ;

• остальных ЖРО ИЯУ.

3.4.2.2. Неорганических ЖРО ИЯУ:

• малосолевых водных растворов (с концентрацией солей менее 1 г/л);

• высокосолевых водных растворов (с концентрацией солей более 1 г/л);

• щелочных металлов, использованных в качестве теплоносителя ИЯУ;

• сильных окислителей;

• коррозионно-активных веществ;

• химически неустойчивых веществ.

3.4.3. В зависимости от фазового состояния ЖРО ИЯУ следует организовывать раздельный сбор гомогенных ЖРО ИЯУ и гетерогенных ЖРО ИЯУ.

3.4.4. При сборе ЖРО ИЯУ  следует обеспечивать радиационную защиту работников (персонала) в соответствии с Нормами радиационной безопасности НРБ-99 (далее - НРБ-99) и другими федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии, регламентирующими обеспечение радиационной безопасности.

3.4.5. Сборники (емкости, сосуды, контейнеры) ЖРО ИЯУ следует располагать как можно ближе к месту образования отходов.

3.4.6. ЖРО ИЯУ, содержащие только радионуклиды с периодом полураспада менее 15 суток, следует собирать отдельно и выдерживать в местах временного хранения до снижения их удельной активности до значений, приведенных в НРБ-99.

3.4.7. Для сбора ЖРО ИЯУ следует предусматривать систему специальной канализации  (спецканализации). Если количество образующихся ЖРО ИЯУ не превышает 50 л в сутки, для их сбора могут использоваться сертифицированные сборники (контейнеры). Требования к сборникам (контейнерам) устанавливаются нормативными документами.

3.4.8. При обращении с ЖРО ИЯУ следует предотвращать их слив в системы хозяйственно-фекальной канализации, производственно-ливневой канализации, поверхностные водоемы, поглощающие ямы, колодцы, скважины, на поля орошения, поля фильтрации, в системы подземного орошения и на поверхность земли.

Допустимое содержание радионуклидов в сточных водах устанавливается нормами и правилами радиационной безопасности.

3.4.9. При сборе ЖРО ИЯУ, направляемых на захоронение в глубокие геологические горизонты, следует обеспечивать совместимость их физико-химических свойств с геологической средой захоронения.

Величина удельной активности ЖРО ИЯУ, величина их тепловыделения, содержание альфа-активных радионуклидов, в том числе долгоживущих трансурановых, устанавливаются и обосновываются в проекте ИЯУ в соответствии с достигнутым уровнем науки и техники.

3.5. ТРО ИЯУ классифицируются в зависимости от:

• величины удельной активности;

• физической природы - на горючие и негорючие;

• способа переработки - на подлежащие прессованию (прессуемые), подлежащие сжиганию (сжигаемые), подлежащие переплавке (переплавляемые), подлежащие измельчению (измельчаемые) и неперерабатываемые.

3.5.1. ТРО ИЯУ следует собирать раздельно, предварительно рассортировав их в зависимости от:

• периода полураспада радионуклидов (менее 15 суток, более 15 суток);

• величины удельной активности и величины тепловыделения;

• содержания альфа-активных радионуклидов;

• содержания долгоживущих трансурановых радионуклидов;

• состава - на смешанные и несмешанные;

• физической природы - на горючие (сжигаемые, легковоспламеняющиеся, взрыво- и пожароопасные) и негорючие;

• метода переработки - на прессуемые, сжигаемые, переплавляемые, измельчаемые и неперерабатываемые.

3.5.2. Сбор ТРО ИЯУ следует проводить в специально отведенных и оборудованных местах. Места сбора ТРО ИЯУ и сборники (контейнеры) ТРО ИЯУ следует располагать как можно ближе к месту образования отходов.

3.5.3. При сборе ТРО ИЯУ следует использовать контейнеры (емкости), обеспечивающие радиационную защиту работников (персонала), имеющие маркировку и надписи, характеризующие ТРО ИЯУ и методы их дальнейшей переработки.

Требования к контейнерам ТРО ИЯУ устанавливаются нормативными документами. Для транспортирования ТРО ИЯУ с высоким уровнем удельной активности следует использовать контейнеры, имеющие стыковочные устройства для соединения с отсеками хранилища или с установками для переработки ТРО ИЯУ.

3.5.4. ТРО ИЯУ, содержащие только радионуклиды с периодом полураспада менее 15 суток, следует собирать отдельно и выдерживать их в местах временного хранения до снижения удельной активности до значений, приведенных в НРБ-99.

3.5.5. Поверхности не подлежащих переработке металлических ТРО ИЯУ больших размеров следует подвергать дезактивации.

3.5.6. При сборе металлические ТРО ИЯУ, подлежащие переплавке, следует отделять от ТРО ИЯУ других видов, при этом их следует предварительно рассортировывать по типам и маркам материалов, сталей и сплавов.

3.5.7. Металлические ТРО ИЯУ с низким уровнем удельной активности и поверхностного загрязнения следует направлять на дезактивацию. Дезактивированные ТРО ИЯУ следует подвергать радиационному контролю, по результатам которого их следует направлять на дальнейшую переработку, хранение и (или) захоронение либо переводить в категорию нерадиоактивных отходов. Требования к средствам и методам дезактивации металлических ТРО ИЯУ, радиационному контролю ТРО ИЯУ устанавливаются нормативными документами.

3.5.8. Сбор отработавших закрытых радионуклидных источников ионизирующего излучения следует проводить отдельно от ТРО ИЯУ других типов в специально предназначенных помещениях. Отработавшие закрытые радионуклидные источники ионизирующего излучения следует собирать в специальные контейнеры завода -изготовителя радионуклидного источника ионизирующего излучения.

3.6. Газообразные РАО ИЯУ классифицируются в зависимости от:

радионуклидного состава на содержащие:

• альфа- активные и (или) трансурановые радионуклиды;

• смесь бета - и гамма-излучающих долгоживущих радионуклидов;

• физического состояния радионуклидов на содержащие:

• аэрозоли (туманы, дымы и пыль);

• радионуклиды йода (радионуклиды йода в молекулярной форме, радионуклиды йода в виде аэрозолей, летучие формы йода, в том числе органические соединения йода);

• ИРГ;

• парогазовые смеси радиоактивных веществ.

3.7. Сбор РАО ИЯУ следует проводить с одновременным учетом всех требований к обеспечению безопасности, относящихся к конкретному виду РАО, в последовательности, обеспечивающей минимально возможное облучение работников (персонала).

Последовательность операций по сбору РАО ИЯУ следует устанавливать в проекте ИЯУ и обосновывать в ООБ ИР (ТОБ КС, ТОБ ПКС).