ТРЕБОВАНИЯ К ЗАЩИТЕ ПЕРСОНАЛА И НАСЕЛЕНИЯ, ПРЕДОТВРАЩЕНИЮ ЗАГРЯЗНЕНИЯ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ

3.1. При проектировании защиты и средств обеспечения радиационной безопасности персонала и населения необходимо учитывать вклад в дозу персонала и населения всех видов источников ионизирующих излучений, связанных с эксплуатацией АС.

3.2. Предельно допустимая индивидуальная доза облучения всего тела для персонала категории А при эксплуатации АС принимается равной 5 бэр/год, а предел дозы для лиц категории Б_А - 0,5 бэр/год.

Администрация АС должна принимать меры для снижения дозовых затрат персонала, поддерживая их на столь низком уровне, насколько это возможно, при достигнутой на АС радиационной обстановке и организации работ.

3.3. Радиационное воздействие на персонал от внешнего и внутреннего облучения, организация технологического процесса при работе АС на мощности, ремонтах и техническом обслуживании оборудования АС, в проекте должны предусматриваться с коэффициентом запаса по индивидуальной дозе персонала равным 2.

3.4. Расчет радиационного воздействия от ионизирующего излучения при работе АС на мощности должен выполняться с учетом назначения помещений и длительности нахождения персонала в них.

С учетом коэффициента запаса по индивидуальной дозе проектная мощность дозы излучения И на рабочем месте определяется по формуле:

И = КД/2i, мбэр/ч.

где Д - предельно допустимая доза,

i - продолжительность облучения, часов за год;

К - коэффициент, учитывающий долю индивидуальной дозы, получаемую сотрудниками при работе АС на мощности, устанавливаемую проектом;

2 - коэффициент запаса по индивидуальной дозе (см. п. 3.3 настоящих Правил).

3.5. В процессе ввода АС в эксплуатацию должна быть проверена эффективность биологической защиты реактора, дефекты защиты должны быть устранены до сдачи энергоблока АС в промышленную эксплуатацию. Работы по проверке эффективности защиты должны проводиться с участием представителей органов надзора.

3.6. В проекте и при эксплуатации АС дозы облучения критической группы населения не должны превышать 5% от установленного НРБ-76/87 дозового предела для отдельных лиц населения (категория Б). Для расчетов значений допустимых выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду следует пользоваться распределением этой дозовой нагрузки, приведенным в табл. 3.1.

3.7. В материалах технико-экономического обоснования проекта разрабатываются предложения по установлению предельных значений выбросов и сбросов радиоактивных веществ в атмосферу и поверхностные воды (проектные значения выбросов и сбросов) с учетом сложившейся и прогнозируемой техногенной радиационной обстановки в регионе.

Таблица 3.1.

Годовые пределы облучения критической группы населения, вблизи АС, мЗв (мбэр)

Территориальными природоохранными органами по согласованию с органами санитарно-эпидемиологического надзора утверждаются проектные значения выбросов и сбросов радиоактивных веществ и оформляется заключение и их соответствие дозовой квоте, которая может быть выделена для данной АС с учетом сложившейся радиационной обстановки и радиационного воздействия на регион планируемого размещения АС региональных и отдаленных радиационно-опасных предприятий. Реализация данного принципа обосновывается проектом.

3.8. На действующих АС органами Минприроды России по согласованию с органами надзора России утверждаются значения разрешенных выбросов и сбросов радиоактивных веществ, исходя из технически достигнутого уровня безопасности конкретной АС.

Значения разрешенных выбросов и сбросов, утвержденные природоохранными органами включаются в лицензию на комплексное природопользование.

3.9. На АС должно быть организовано оборотное водоснабжение и водопользование. Сброс жидких радиоактивных отходов в открытые водоемы, в том числе водоемы-охладители АС не допускается.

3.10. Последствия проектной аварии на АС по величинам выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду не должны приводить к дозам облучения населения, требующим принятия обязательных мер по его защите.

Уменьшение последствий запроектной аварии должно достигаться управлением аварией и реализацией планов мероприятий по защите населения в соответствии с "Критериями для принятия решений и мерах защиты населения в случае аварии ядерного реактора" документом "Размещение атомных станций. Основные критерии и требования по обеспечению безопасности".

3.11. Планируемое повышение облучения персонала регламентируется пп. 4.6 - 4.15 "Норм радиационной безопасности НРБ-76/87".

3.12. Проектная документация по радиационной безопасности должна содержать:

- характеристики основных источников дозообразующих гамма-, бета-излучений нейтронов и альфа-частиц;

- геометрические параметры источников в системе "Источник-защита";

- характеристики защитных материалов и конструкционное оформление защиты;

- принятые в проекте методы и программы расчета защиты и результаты расчета полей излучений;

- результаты расчета радиационной обстановки в помещениях АС при работе на мощности;

- результаты прогноза активности источников излучения и радиационной обстановки на весь ресурсный срок работы АС при ремонтных работах;

- результаты расчета ПДВ;

- результаты расчета ДС;

- проектные значения организованных и неорганизованных протечек теплоносителя;

- характеристики применяемых средств очистки технологических сред, газоаэрозольных и жидких отходов;

- объемы жидких радиоактивных отходов и способы сбора, транспортировки и переработки их, а также описание их физических и химических свойств и радионуклидного состава при нормальной эксплуатации и их оценка для проектных аварий;

- описание установок и методов сбора, транспортировки, хранения или захоронения твердых радиоактивных отходов;

- максимальные расчетные значения индивидуальной дозы и коллективной дозы персонала при выполнении ремонтных и профилактических работ на оборудовании в зависимости от срока эксплуатации;

- меры по дезактивации помещений и оборудования в зоне возможного загрязнения;

- средства защиты персонала при перегрузке ядерного горючего, демонтаже, ремонте и транспортировке загрязненного или активированного оборудования конструкционных элементов АС;

- объем и средства радиационного контроля в соответствии с требованиями настоящих Правил;

- схемы размещения средств автоматизированного радиационного контроля;

- расчет потребности индивидуальных средств дозиметрического контроля для персонала АС при аварийных ситуациях;

- исходные данные для планов мероприятий по защите персонала и населения в случае радиационной аварии, включая запроектные аварии.

3.13. Вопросы охраны окружающей среды, в том числе радиационного воздействия должны отражаться в разделе проекта АС "Оценка воздействия на окружающую среду". Требования к составу и содержанию указанных материалов определяются соответствующими нормативными документами.