 Новости
|
|
СанПиН 2.6.1.24-03
Ниже представлен типовой образец документа. Документы разработаны без учета Ваших персональных потребностей и возможных правовых рисков. Если Вы хотите разработать функциональный и грамотный документ, договор или контракт любой сложности обращайтесь к профессионалам.
Зарегистрировано в Минюсте РФ 26 мая 2003 г. N 4593
МИНИСТЕРСТВО ЗДРАВООХРАНЕНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
ГЛАВНЫЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ САНИТАРНЫЙ ВРАЧ
РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
ПОСТАНОВЛЕНИЕ
от 28 апреля 2003 г. N 69
О ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ
САНИТАРНО-ЭПИДЕМИОЛОГИЧЕСКИХ ПРАВИЛ И НОРМАТИВОВ
САНПИН 2.6.1.24-03 "САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ПРОЕКТИРОВАНИЯ
И ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ"
На основании Федерального закона "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" от 30 марта 1999 г. N 52-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, N 14, ст. 1650) и Положения о государственном санитарно-эпидемиологическом нормировании, утвержденного Постановлением Правительства Российской Федерации от 24 июля 2000 г. N 554 (Собрание законодательства Российской Федерации, 2000, N 31, ст. 3295), постановляю:
Ввести в действие с 20 июня 2003 года санитарно-эпидемиологические правила и нормативы СанПин 2.6.1.24-03 "Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций", утвержденные Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 22 апреля 2003 г.
Г.Г.ОНИЩЕНКО
Утверждаю
Главный Государственный
санитарный врач
Российской Федерации,
Первый заместитель
министра здравоохранения
Российской Федерации
Г.Г.ОНИЩЕНКО
22.04.2003
Дата введения: с 20 июня 2003 года
2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ,
РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ПРОЕКТИРОВАНИЯ И ЭКСПЛУАТАЦИИ
АТОМНЫХ СТАНЦИЙ (СП АС-03)
Санитарные правила и гигиенические нормативы
СанПин 2.6.1.24-03
I. ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ
1.1. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03) разработаны с учетом требований "Норм радиационной безопасности" (НРБ-99), на основе и в развитие "Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности" (ОСПОРБ-99).
1.2. СП АС-03 (далее - Правила) являются обязательными для организаций, осуществляющих деятельность, связанную с размещением, проектированием, строительством, вводом в эксплуатацию и эксплуатацией атомных станций (далее - АС) с реакторами различного типа (ВВЭР, РБМК, БН и др.), кроме транспортных ядерных энергетических установок и реакторных установок специального назначения.
1.3. Ведомственные правила и другие нормативные документы (далее - НД), относящиеся к проектированию, строительству и эксплуатации АС, не должны противоречить положениям настоящих Правил и должны быть в установленном порядке согласованы с органами Госсанэпиднадзора.
1.4. Внесение изменений и дополнений в Правила осуществляется в установленном порядке.
II. НОРМАТИВНЫЕ ССЫЛКИ
Правила разработаны на основании и с учетом следующих Законов и нормативных документов:
Федеральный закон "О радиационной безопасности населения" от 9 января 1996 г. N 3-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации, 1996, N 3, ст. 141);
Федеральный закон "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" от 30 марта 1999 г. N 52-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, N 14, ст. 1650);
Федеральный закон "Об использовании атомной энергии" от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации, 1995, N 48, ст. 4552; 1997, N 7, ст. 808);
Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). СП 2.6.1.758-99. Минздрав России, 1999. НРБ-99 не нуждаются в государственной регистрации (письмо Минюста России от 29.07.99 N 6014-ЭР);
Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99). СП 2.6.1.799-99. Минздрав России, 2000. ОСПОРБ-99 не нуждаются в государственной регистрации (письмо Минюста России от 01.06.2000 N 4214-ЭР);
Гигиенические требования к проектированию предприятий и установок атомной промышленности (СПП ПУАП-03). СанПин 2.6.1.07-03. Минздрав России, 2003. Зарегистрированы в Министерстве юстиции Российской Федерации (регистрационный N 4365 от 3 апреля 2003 г.).
Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002). СП 2.6.6.1168-02. Минздрав России, 2002 г. Зарегистрированы в Министерстве юстиции Российской Федерации (регистрационный N 4005 от 6 декабря 2002 г.).
III. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
3.1. СП АС-03 регламентируют и определяют санитарно-гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности персонала, населения и охране окружающей среды (радиационное воздействие) при проектировании, строительстве и эксплуатации АС.
Санитарно-гигиенические требования по обеспечению безопасности персонала, населения и окружающей среды при выводе из эксплуатации блока АС и от нерадиационных факторов воздействия регламентируются соответствующими нормативно-правовыми актами.
3.2. Радиационная безопасность атомных станций считается достаточной, если техническими средствами и организационными мерами обеспечивается непревышение установленных НРБ-99 основных пределов доз облучения персонала, населения и соблюдение требований настоящих правил.
3.3. Обеспечение радиационной безопасности АС должно осуществляться проведением комплекса специальных мероприятий:
- установлением и выполнением требований радиационной безопасности на промышленной площадке АС и прилегающих к ней территориях;
- контролем за состоянием физических барьеров АС на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ;
- локализацией источников радиационного воздействия и защитой персонала и населения при нормальной эксплуатации и в случае аварии на АС.
Содержание и объем этих мероприятий должны приводиться в проекте и в эксплуатационной документации каждой АС.
3.4. Атомная станция по потенциальной радиационной опасности относится к первой категории радиационных объектов, при аварии на которых возможно их радиационное воздействие на население и могут потребоваться меры по его защите.
3.5. До пуска каждого блока АС все системы и сооружения этого блока должны быть подготовлены к эксплуатации в установленном порядке.
3.6. Проекты АС должны иметь санитарно-эпидемиологическое заключение, выдаваемое органами Госсанэпиднадзора в установленном порядке.
3.7. Предупредительный и текущий санитарно-эпидемиологический надзор при проектировании, строительстве, эксплуатации и выводе из эксплуатации АС осуществляют Управление Госсанэпиднадзора и территориальные центры Госсанэпиднадзора Федерального управления "Медбиоэкстрем" (далее - ЦГСЭН).
IV. ТРЕБОВАНИЯ К ГЕНЕРАЛЬНОМУ ПЛАНУ,
ПРОМЫШЛЕННОЙ ПЛОЩАДКЕ, САНИТАРНО-ЗАЩИТНОЙ ЗОНЕ
И ЗОНЕ НАБЛЮДЕНИЯ
4.1. Требования к генеральному плану и площадке АС
4.1.1. Генеральный план промышленной площадки АС разрабатывается с учетом технологической зависимости вспомогательных цехов по отношению к основному производству.
4.1.2. Размещение реакторных блоков должно обеспечивать возможность их безопасной эксплуатации в случае аварии на соседних блоках.
4.1.3. Площадка для размещения АС должна удовлетворять требованиям действующих норм и правил и другим соответствующим НД.
4.1.4. При выборе площадки должны быть учтены местные природные и техногенные факторы, которые могли бы отрицательно воздействовать на обеспечение радиационной безопасности АС.
4.1.5. Площадка АС должна быть исследована с точки зрения радиационного воздействия АС на объекты окружающей среды и население.
При оценке пригодности площадки для размещения АС должны быть рассмотрены следующие аспекты:
- влияние на АС природных явлений, процессов и внешних событий, в том числе антропогенного происхождения, происходящих в районе расположения площадки;
- характеристики окружающей среды района размещения, которые могут оказать влияние на перенос и накопление радиоактивных веществ;
- медико-демографические показатели и характеристики района размещения, важные для обеспечения мер по защите населения.
4.1.6. Территория района размещения АС должна позволять реализацию организационных и технических защитных мероприятий в случае аварийного выброса и/или сброса радиоактивных веществ с АС в окружающую среду.
4.1.7. При анализе характеристик площадки необходимо учитывать их изменения, прогнозируемые на весь срок эксплуатации АС с учетом ее вывода из эксплуатации.
4.1.8. В проектах АС кроме главного входа на промышленную площадку следует предусматривать организацию запасных путей для персонала и транспортных средств, расположенных в различных местах по периметру площадки. На въездах и выездах с площадки АС следует предусматривать устройства для радиационного контроля транспортных средств.
4.1.9. Автодороги и пешеходные пути, расположенные на промышленной площадке, должны иметь асфальтовое или, в отдельных случаях, бетонное покрытие, а также, при необходимости, подвергаться дезактивации. За ними должен осуществляться радиационный контроль.
4.2. Требования к санитарно-защитной зоне
и зоне наблюдения
4.2.1. Вокруг АС устанавливаются санитарно-защитная зона (далее - СЗЗ) и зона наблюдения (далее - ЗН).
Расчет и обоснование размеров и условия эксплуатации зон должны выполняться в соответствии с гигиеническими требованиями и нормативами, изложенными в ОСПОРБ-99.
4.2.2. В санитарно-защитной зоне АС запрещается постоянное или временное проживание, размещение детских учреждений, больниц, санаториев и других оздоровительных учреждений, а также промышленных и подсобных сооружений, не предназначенных для строительства и эксплуатации АС.
4.2.3. Использование земель СЗЗ для сельскохозяйственных и иных целей, прудов, в том числе прудов-охладителей АС для рыборазведения, возможно только по согласованию с органами Госсанэпиднадзора.
4.2.4. Жилой поселок (город энергетиков) должен располагаться преимущественно с наветренной от АС стороны. При проектировании систем технического водоснабжения должны быть приняты меры, исключающие ухудшение микроклиматических условий в населенных пунктах, жилых поселках района расположения АС и на автомобильных дорогах.
4.2.5. В СЗЗ и ЗН силами службы радиационной безопасности АС должен проводиться радиационный контроль.
4.2.6. В проекте и на действующих АС должны быть определены и обоснованы зона планирования защитных мероприятий и зона планирования мероприятий по обязательной эвакуации населения в случае возникновения запроектных аварий.
V. ТРЕБОВАНИЯ К ЗАЩИТЕ ПЕРСОНАЛА И НАСЕЛЕНИЯ
5.1. Главной целью радиационной защиты является охрана здоровья персонала и населения от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности.
5.2. Для условий нормальной эксплуатации АС устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:
- персонал (группы А и Б);
- все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.
Для категорий облучаемых лиц Федеральным законом "О радиационной безопасности населения" и НРБ-99 устанавливаются три класса нормативов:
- основные пределы доз:
- 1 зиверт за 50 лет для персонала и 0,07 зиверта за 70 лет для лиц из населения;
- 100 мЗв для персонала и 5 мЗв для лиц из населения за любые последовательные 5 лет;
- 50 мЗв в год для персонала и 5 мЗв в год для лиц из населения.
К основным пределам доз относятся также установленные НРБ-99 (табл. 3.1) годовые эквивалентные дозы облучения хрусталика глаза, кожи, стоп и кистей рук;
- допустимые уровни воздействия (ПГП, ДОА, ДУА и другие), являющиеся производными от основных пределов доз;
- контрольные уровни (такие, как среднегодовые значения допустимых уровней, и другие).
Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации АС необходимо руководствоваться следующими основными принципами:
- непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения - принцип нормирования;
- запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает возможного вреда, причиненного дополнительным облучением, - принцип обоснования;
- поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения - принцип оптимизации (в английской аббревиатуре - As low As Reasonably Achievable - ALARA).
Администрация АС должна принимать меры для снижения облучаемости персонала, поддерживая ее на столь низком уровне, насколько это возможно с учетом экономических и социальных факторов.
5.3. Проектирование стационарной биологической защиты от внешнего облучения персонала при работе АС на мощности необходимо проводить с коэффициентом запаса по годовой эффективной дозе, равным 2.
5.4. Проектирование стационарной биологической защиты от внешнего ионизирующего излучения должно выполняться с учетом назначения помещений, в зависимости от категорий облучаемых лиц и длительности облучения. При расчете биологической защиты с коэффициентом запаса, равным 2, проектная мощность эквивалентной дозы излучения Н на поверхности защиты определяется по формуле:
Н = 500 х Д/1, мкЗв/ч,
где Д - среднегодовая допустимая доза для персонала, 20 мЗв в год;
t - продолжительность облучения, часов в год.
Значения проектной мощности эквивалентной дозы для стандартной продолжительности пребывания персонала в помещениях и на территории с учетом коэффициента запаса 2 приведены в таблице 5.1.
Таблица 5.1
Мощность эквивалентной дозы, используемая
при проектировании стационарной биологической защиты
персонала АС от внешнего ионизирующего излучения
Персонал
Назначение помещений и территорий
Продолжительность облучения, ч/год
Проектная мощ- ность эквивален- тной дозы, мкЗв/ч
Группа А
Помещения постоянно- го пребывания персо- нала
1700
6,0
Помещения временного пребывания персонала
850
12,0
Группа Б
Помещения на терри- тории промплощадки и СЗЗ
2000
1,2
5.5. В процессе ввода АС в эксплуатацию должна быть проверена эффективность биологической защиты реактора, дефекты защиты должны быть устранены до приемки блока АС в промышленную эксплуатацию. Работы по проверке эффективности защиты должны проводиться с участием ЦГСЭН.
5.6. Для действующих АС настоящими Правилами устанавливается квота на облучение населения, равная 250 мкЗв в год, а для проектируемых и строящихся АС - 100 мкЗв в год.
Данные квоты устанавливаются на суммарное облучение населения от радиоактивных газоаэрозольных выбросов в атмосферу и жидких сбросов в поверхностные воды в целом для АС независимо от количества энергоблоков на промышленной площадке.
Значения квот на облучение населения от радиационных факторов (выбросов и сбросов) при нормальной эксплуатации АС приведены в таблице 5.2.
Таблица 5.2
Квоты
на облучение населения от выбросов и сбросов
при нормальной эксплуатации АС, мкЗв в год
Радиационный фактор
Атомная станция
действующая
строящаяся или проектируемая
Газоаэрозольные выбросы
200
50
Жидкие сбросы
50
50
Сумма
250
100
5.7. Значение квоты рассматривается как верхняя граница возможного облучения населения от радиационных факторов при оптимизации радиационной защиты населения в режиме нормальной эксплуатации АС.
5.8. Значения соответствующих квот на облучение населения используются для расчета предельно допустимых выбросов (далее - ПДВ) радионуклидов с АС в атмосферу и предельно допустимых сбросов (далее - ПДС) радионуклидов в поверхностные воды.
5.9. ПДВ и ПДС являются верхними границами для газоаэрозольных выбросов и жидких сбросов радионуклидов в окружающую среду, соответственно, в режиме нормальной эксплуатации АС.
5.10. В качестве нижней границы дозы облучения от отдельного радиационного фактора при оптимизации радиационной защиты населения в режиме нормальной эксплуатации АС принимается минимально значимая доза, равная 10 мкЗв в год.
5.11. С учетом технически достигнутого уровня безопасности АС
в режиме нормальной эксплуатации (когда фактические выбросы и
сбросы АС создают по каждому фактору воздействия дозу облучения
лиц из населения менее 10 мкЗв в год) радиационный риск для
населения при эксплуатации АС является безусловно приемлемым (< x
-1
1Е(-6) год ). В этой связи значения допустимых выбросов (далее -
ДВ) и допустимых сбросов (далее - ДС), установленные настоящими
Правилами, рассчитываются исходя из дозы облучения населения 10
мкЗв в год.
5.12. При установлении годовых ДВ радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу учитывался тот факт, что основной вклад (свыше 98%) в дозу облучения населения в режиме нормальной эксплуатации АС вносят инертные радиоактивные газы (аргон, криптон, ксенон) и радионуклиды 131I, 60Co, 134Cs, 137Cs (24Na - для реакторов типа БН-600). Нормирование и контроль активности других радионуклидов, обнаруживаемых в выбросах АС, нецелесообразен ввиду их пренебрежимого вклада в дозу облучения.
5.13. Значения годовых допустимых выбросов радионуклидов для АС с реакторными установками различных типов с учетом их особенностей в части соотношения активностей нуклидов в выбросе и условий выброса (высоты вентиляционных труб) приведены в таблице 5.3.
Данные ДВ являются минимально значимыми и устанавливаются настоящими Правилами как для проектируемых, так и действующих АС. Дальнейшее деление данных ДВ на очереди АС или отдельные энергоблоки АС нецелесообразно.
Таблица 5.3
Годовые допустимые выбросы
радиоактивных газов и аэрозолей АС в атмосферу
Радионуклид
АС с РБМК
АС с ВВЭР и БН
АС с ЭГП-6
ИРГ [ТБк] <1>
3700
690
2000
131I (газовая + аэрозольная формы) [ГБк] <2>
93
18
18
60Со [ГБк]
2,5
7,4
7,4
134Cs [ГБк]
1,4
0,9
0,9
137Сs [ГБк]
4,0
2,0
2,0
--------------------------------
<1> 1 ТБк = 1Е12 Бк = 27 Ки.
<2> 1ГБк = 1Е9 Бк = 27 мКи.
5.14. Соблюдение установленных настоящими Правилами значений допустимых выбросов гарантирует, что доза облучения лиц из критической группы населения за счет газоаэрозольных выбросов АС при нормальной эксплуатации не превысит 10 мкЗв в год.
5.15. С учетом доз, указанных в пп. 5.6 и 5.11, ПДВ для действующих АС устанавливаются на уровне 20 ДВ, а для проектируемых и строящихся АС - на уровне 5 ДВ. Значения ПДС для всех АС превышает ДС в 5 раз.
5.16. Для текущего контроля газоаэрозольных выбросов независимо от числа действующих энергоблоков на площадке АС устанавливаются контрольные уровни (далее - КУ) выбросов за сутки и за месяц.
5.17. Значения контрольных уровней выбросов за месяц и за сутки для АС приведены в таблицах 5.4 и 5.5 соответственно.
Таблица 5.4
Контрольные уровни выбросов радиоактивных газов
и аэрозолей АС в атмосферу за месяц
Радионуклид
АС с РБМК
АС с ВВЭР и БН
АС с ЭГП-6
ИРГ [ТБк] <1>
310
57
160
131I (газовая + аэрозольная формы) [ГБк] <2>
7,8
1,5
1,5
60Со [МБк] <3>
210
620
620
134Cs [МБк]
120
75
75
137Сs [МБк]
330
170
170
--------------------------------
<1> 1 ТБк = 1Е12 Бк = 27 Ки.
<2> 1ГБк =1Е9 Бк = 27 мКи.
<3> 1 МБк = 1Е6 Бк = 27 мкКи.
Примечание. В отдельные месяцы допускается выброс радионуклидов, превышающий КУ до 3 раз, при условии, что не будет превышен годовой ДВ.
Таблица 5.5
Контрольные уровни выбросов радиоактивных газов
и аэрозолей АС в атмосферу за сутки
Радионуклид
АС с РБМК
АС с ВВЭР и БН
АС с ЭГП-6
ИРГ [ТБк] <1>
10
1,9
5,5
131I (газовая + аэрозольная формы) [МБк] <3>
260
50
50
24Na [ГБк] <2>
-
15 <4>
-
--------------------------------
<1> 1 ТБк = 1Е12 Бк = 27 Ки.
<2> 1ГБк = 1Е9 Бк = 27 мКи.
<3> 1 МБк = 1Е6 Бк = 27 мкКи.
<4> Только для АС с БН.
Примечание. В отдельные дни или несколько дней допускается выброс радионуклидов, превышающий КУ в 10 раз, при условии, что не будет превышен КУ за квартал.
5.18. Приведенные в примечаниях к таблицам 5.4 и 5.5 допустимые превышения контрольных уровней газоаэрозольных выбросов за месяц и сутки при соблюдении указанных ограничений не требуют согласования с органами Госсанэпиднадзора при его обязательном письменном уведомлении о величине фактического выброса.
5.19. Допустимые сбросы радионуклидов в открытые водоемы рассчитываются и утверждаются для каждой АС в соответствии со специальными методическими указаниями, и их соблюдение гарантирует непревышение дозы облучения населения 10 мкЗв в год.
5.20. Сброс жидких радиоактивных отходов в открытые водоемы, в том числе водоемы-охладители АС, не допускается.
5.21. Если фактический выброс (сброс) АС превышает ДВ (ДС), но ниже ПДВ (ПДС), то радиационное воздействие АС на население и окружающую среду не соответствует принципу оптимизации, что свидетельствует о нарушении культуры производства и подлежит анализу с целью устранения выявленного превышения ДВ (ДС).
5.22. Превышение ПДВ и/или ПДС недопустимо в режиме нормальной эксплуатации АС, т.к. является нарушением санитарных норм и правил и может служить основанием для приостановки эксплуатации АС.
5.23. Пределы безопасной эксплуатации каждого энергоблока АС по выбросам и сбросам в технологических регламентах должны быть установлены на уровне ПДВ и ПДС, а эксплуатационные пределы - на уровне ДВ и ДС с ограничением, что установленные для одного энергоблока значения пределов безопасной эксплуатации и эксплуатационные пределы не должны превышаться при работе всех энергоблоков данной АС.
5.24. На АС, проекты которых утверждены до введения в действие НРБ-99, последствия проектной радиационной аварии по величинам выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду не должны приводить к дозам облучения населения, требующим принятия обязательных мер по его защите в начальном периоде радиационной аварии, т.е. дозы облучения лиц из населения не должны превышать верхний уровень значений (уровень "Б"), регламентированный таблицей 6.3 НРБ-99.
5.25. На АС, проекты которых утверждены после введения в действие НРБ-99, последствия проектной радиационной аварии по величинам выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду не должны приводить к дозам облучения лиц из населения, требующим принятия любых мер по его защите в начальном периоде радиационной аварии, т.е. дозы облучения лиц из населения не должны превышать нижний уровень значений (уровень "А"), регламентированный таблицей 6.3 НРБ-99.
5.26. Проектная документация АС должна содержать:
- характеристики основных дозообразующих источников излучения;
- характеристики защитных материалов и конструкционное оформление защиты;
- методы и программы расчета защиты и результаты расчета полей излучений;
- результаты расчета радиационной обстановки в помещениях АС при работе на мощности и остановах;
- результаты прогноза активности источников излучения и радиационной обстановки на весь ресурсный срок работы АС при ремонтных работах;
- характеристики средств предотвращения, подавления и локализации последствий радиационных аварий;
- результаты расчета допустимых сбросов радионуклидов;
- проектные значения организованных и неорганизованных протечек технологических радиоактивных сред;
- характеристики применяемых средств очистки технологических сред, газоаэрозольных и жидких сред;
- методы дезактивации помещений и основного оборудования блока;
- объем жидких радиоактивных отходов и способы их сбора, транспортирования и переработки, а также характеристику их физических, химических свойств и радионуклидного состава как при нормальной эксплуатации, так и при проектных авариях;
- описание установок по кондиционированию и методов сбора, транспортирования, хранения или захоронения твердых радиоактивных отходов;
- максимальные расчетные значения индивидуальной и коллективной дозы облучения персонала при выполнении ремонтных и профилактических работ на оборудовании;
- средства защиты персонала при перегрузке ядерного топлива, демонтаже, ремонте и транспортировании загрязненного или активированного оборудования и конструкционных элементов АС;
- объем и средства радиационного контроля;
- схемы размещения средств автоматизированного радиационного контроля;
- расчет потребности индивидуальных средств дозиметрического контроля, медико-санитарного обеспечения персонала и средств индивидуальной защиты (далее - СИЗ) как при нормальной эксплуатации, так и при проектных авариях;
- оценка радиационных последствий проектных аварий;
- размеры СЗЗ и ЗН.
5.27. Вопросы охраны окружающей среды, в том числе от радиационного воздействия, должны отражаться в разделе проекта АС "Охрана окружающей среды".
VI. ТРЕБОВАНИЯ К РАДИАЦИОННОМУ КОНТРОЛЮ
6.1. Система радиационного контроля (далее - СРК), включающая автоматизированные аппаратурные комплексы и оборудование, обеспечивающее их функционирование (газодувки, трубопроводы, арматура и другое), должна обеспечивать получение и обработку информации о контролируемых параметрах, характеризующих радиационное состояние АС и окружающей среды при всех режимах работы АС, включая проектные и запроектные аварии, а также состояние АС при выводе из эксплуатации.
6.2. Проектом СРК АС должны быть регламентированы:
- объекты радиационного контроля;
- виды радиационного контроля;
- контролируемые параметры;
- сеть точек радиационного контроля;
- периодичность радиационного контроля;
- технические средства и методическое обеспечение радиационного контроля;
- состав необходимых помещений и штат работников, осуществляющих радиационный контроль.
6.3. Проектом АС должны быть предусмотрены:
- автоматизированная система радиационного контроля (далее - АСРК), действующая на АС и ее промплощадке;
- автоматизированная система контроля радиационной обстановки (далее - АСКРО), действующая вне промплощадки АС;
- необходимое оборудование в составе СРК.
6.4. При нормальной эксплуатации АС, ожидаемых отклонениях от эксплуатационных параметров, проектных и запроектных авариях СРК должна обеспечивать получение и обработку информации о радиационной обстановке на АС и в окружающей среде, эффективности защитных барьеров, об активности радионуклидов, поступивших за пределы АС, а также информации, необходимой для прогнозирования изменений радиационной обстановки со временем и выработки рекомендаций по мерам защиты персонала и населения.
6.5. СРК должна использовать следующие технические средства:
- непрерывного контроля на основе стационарных автоматизированных технических средств;
- оперативного контроля на основе носимых, передвижных или подвижных технических средств;
- лабораторного анализа на основе стационарной лабораторной аппаратуры, средств отбора и подготовки проб для анализов;
- индивидуального дозиметрического контроля (далее - ИДК) облучаемости персонала.
Технические средства автоматизированных систем должны обеспечивать контроль, регистрацию, отображение, сбор, обработку и выдачу отчетной информации по унифицированным формам с учетом необходимости организации соответствующего банка данных.
При превышении значений измеряемых величин или изменении радиационной обстановки СРК должна автоматически выдавать соответствующую информацию на пульты контроля.
6.6. Технические средства СРК должны обеспечивать осуществление:
- радиационного технологического контроля (далее - РТК);
- радиационного дозиметрического контроля (далее - РДК);
- радиационного контроля помещений и промплощадки АС (далее - РКП);
- радиационного контроля за нераспространением радиоактивных загрязнений (далее - РКЗ);
- радиационного контроля окружающей среды (далее - РКОС).
6.6.1 РТК осуществляется с помощью измерений мощности дозы гамма-излучения и объемной активности:
- реперных радионуклидов или их групп (йод-131, сумма радионуклидов йода 131 - 135) в теплоносителе основного циркуляционного контура, характеризующих герметичность оболочек тепловыделяющего элемента (далее - ТВЭЛ);
- реперных радионуклидов или их групп в технологических средах или в воздухе производственных помещений (инертных радиоактивных газов, короткоживущих аэрозолей), связанных с оборудованием основного циркуляционного контура, характеризующих его герметичность;
- технологических сред, в том числе до и после фильтров спецводоочистки и спецгазоочистки;
- короткоживущих аэрозолей и инертных радиоактивных газов в необслуживаемых помещениях, вентиляционных и локализующих системах;
- реперных радионуклидов или их групп (регламентированных табл. 5.3 Правил), поступающих за пределы АС и характеризующих герметичность защитных барьеров.
При проектировании системы радиационного контроля необходимо предусмотреть объем проведения РТК при авариях, включая аварии при потере энергоснабжения.
6.6.2. РДК осуществляется на АС путем контроля доз внешнего ...
|
