 |
VII. Проектирование защиты от излучения работающего СГН
|
|
|
|
VII. Проектирование защиты от излучения работающего СГН
7. 1. Проектирование защиты от внешнего ионизирующего излучения СГН, работающего в помещении при проведении лабораторно-макетных работ, пуско-наладочных работ и работ на моделях пластов, проводится с учетом назначения помещений, категории облучаемых лиц, длительности облучения и расположения рабочих мест. При расчете защиты используют коэффициент запаса, равный 2.
7. 2. При проведении расчета защиты, в зависимости от вышеперечисленных условий, в предположении работы СГН в течение всего рабочего времени в одну смену, используют значения проектной мощности дозы излучения на поверхности защиты, полученные с учетом коэффициента запаса 2, приведенные в таблице 7. 1.
Таблица 7. 1
Значения проектной мощности амбиентного эквивалента дозы излучения на поверхности защиты, полученные в предположении работы СГН в течение всего рабочего времени в одну смену
| Категория помещения | Проектная МАД, мкЗв/ч |
| Помещения постоянного пребывания персонала группы А | 6, 0 |
| Помещения временного пребывания персонала группы А | |
| Помещения постоянного пребывания персонала группы Б | 1, 5 |
| Помещения и территории, где находится население | 0, 3 |
7. 3. При проектировании защиты от внешнего ионизирующего излучения СГН, который по техническим характеристикам или по технологии использования работает не все рабочее время, используют в качестве проектной величины МАД соответствующие значения из таблицы 7. 1, умноженные на отношение времени работы СГН за год в часах к 1700 ч.
VIII. Обеспечение радиационной безопасности после выключения СГН
8. 1. СГН, для которого не выполняются требования п. 2. 13 настоящей главы, вследствие активации его конструкций и после выключения остается источником радиационной опасности на период времени, длительность которого зависит от продолжительности предшествующей работы СГН и величины генерируемого им потока нейтронов.
|
|
|
8. 2. Основным фактором радиационной опасности после выключения СГН является гамма-излучение радионуклида 56Mn, который образуется из 57Fe и 55Mn, входящих в состав стали охранного кожуха СГН, в результате реакции 56Fe(n, p)56Mn (на быстрых нейтронах с энергией 14 МэВ) и 55Mn(n, g)56Mn (на тепловых нейтронах).
8. 3. Любые манипуляции с СГН, для которого не выполняются требования пункта 2. 13 (для персонала группы А п. 2. 14) настоящей главы, после его выключения начинают лишь по прошествии времени, обеспечивающего спад активности продуктов активации конструкционных материалов до допустимого уровня.
IX. Радиационный контроль
9. 1. При проведении работ с СГН осуществляют радиационный контроль.
В зависимости от видов проводимых работ с СГН контролируются:
- МАД нейтронов при работе с СГН вне скважины (на рабочих местах персонала и в смежных помещениях не реже одного раза в год и при каждом изменении характера работ).
- МАД гамма-излучения при включенном СГН, работающем вне скважины (на рабочих местах персонала и в смежных помещениях не реже одного раза в год и при каждом изменении характера работ).
- МАД гамма-излучения по прошествии минимально необходимого времени выдержки после выключения СГН, для которого не выполняются требования п. 2. 14 настоящих правил (на рабочих местах персонала каждый раз при входе персонала в помещение для работы с СГН после его выключения и после извлечения СГН из скважины).
- Индивидуальные дозы внешнего облучения персонала группы А (постоянно с регистрацией индивидуальных доз не реже одного раза в квартал).
|
|
|
9. 2. Контроль индивидуальных доз внешнего облучения персонала группы А, в том числе и нейтронным излучением, проводится с использованием индивидуальных дозиметров.
9. 3. При проведении контроля МАД нейтронного и гамма-излучения, а также при контроле индивидуальных доз персонала группы А используют дозиметрические приборы, предназначенные для измерения соответствующих параметров нейтронного и гамма-излучения с учетом их энергетического спектра, и имеющие действующее свидетельство о поверке. При работе с импульсными СГН, используют приборы для контроля импульсного нейтронного и гамма-излучений.
X. Мероприятия при радиационных авариях
10. 1. При работах с СГН возможны следующие радиационные аварии:
- невозможность извлечения СГН из скважины;
- нарушение целостности нейтронной трубки с тритиевой мишенью;
- утеря (хищение) СГН;
- переоблучение персонала.
10. 2. При возникновении радиационных аварий руководствуются утвержденной инструкцией по действиям персонала в аварийных ситуациях. В ней должны быть отражены следующие положения:
- описание возможных аварий;
- порядок информирования заинтересованных органов и организаций о возникновении аварии;
- меры по изоляции и ликвидации участков радиоактивного загрязнения;
- действия персонала при авариях;
- меры защиты персонала и населения от аварийного облучения;
- порядок ликвидации последствий аварии и меры защиты при выполнении аварийных работ;
- объем радиационного контроля при ликвидации последствий аварии.
10. 3. Во всех случаях установления факта радиационной аварии администрация организации, использующей СГН, информирует органы государственной власти, в том числе федеральные органы государственного регулирования радиационной безопасности, а также органы местного самоуправления.
10. 4. При установлении факта радиационной аварии администрация организации, использующей СГН, принимает меры по восстановлению контроля за источником ионизирующего излучения и ликвидации последствий аварии, предусмотренные инструкцией по действиям персонала в аварийных ситуациях.
10. 5. В случае прихвата СГН в скважине проводят мероприятия по освобождению СГН.
10. 6. В случае невозможности извлечения СГН из скважины проводятся работы по его изоляции (захоронению) в скважине.
|
|
|
10. 7. В случае нарушения целостности или полного разрушения нейтронной трубки с тритиевой мишенью вне скважины прекращают все работы на месте аварии, исключают доступ людей в зону аварии, помещают нейтронную трубку в отдельную емкость и заливают парафином. При отсутствии парафина помещают трубку в герметично закрываемую емкость, исключающую выход трития в окружающую среду (в дальнейшем емкость должна направляют на пункт захоронения радиоактивных отходов).
10. 8. В случае соприкосновения электроизоляционной жидкости, изолирующей излучатель СГН, с разгерметизированной нейтронной трубкой с тритиевой мишенью эту жидкость считают радиоактивными отходами, помещают в специальный сборник и направляют на пункт захоронения радиоактивных отходов.
10. 9. При установлении факта разгерметизации нейтронной трубки с тритиевой мишенью и загрязнения тритием места аварии, оборудования, инструмента производят их дезактивацию.
|
|
|
