Теги - ГЭСН Межгосударственные стандарты СНиПы

---

1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
2. ТРЕБОВАНИЯ К ПЛОЩАДКЕ, ГЕНЕРАЛЬНОМУ ПЛАНУ, САНИТАРНО-ЗАЩИТНОЙ ЗОНЕ И ЗОНЕ НАБЛЮДЕНИЯ
3. ТРЕБОВАНИЯ К ЗАЩИТЕ НАСЕЛЕНИЯ И ПЕРСОНАЛА, ПРЕДОТВРАЩЕНИЮ ЗАГРЯЗНЕНИЯ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ
4. ТРЕБОВАНИЯ К РАДИАЦИОННОМУ КОНТРОЛЮ НА АС
5. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОИЗВОДСТВЕННЫМ ПОМЕЩЕНИЯМ, ЗДАНИЯМ И СООРУЖЕНИЯМ
6. ТРЕБОВАНИЯ К ОРГАНИЗАЦИИ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ПРОЦЕССА И ОБОРУДОВАНИЮ
7. ТРЕБОВАНИЯ К ВЫПОЛНЕНИЮ РЕМОНТНЫХ РАБОТ И ТЕХНИЧЕСКОМУ ОБСЛУЖИВАНИЮ
8. РАДИАЦИОННАЯ ЗАЩИТА ПЕРСОНАЛА И НАСЕЛЕНИЯ ПРИ АВАРИЯХ
9. ТРЕБОВАНИЯ К ВЕНТИЛЯЦИИ И ГАЗООЧИСТКЕ
10.  
11.  
12.  
13.  
14.  
15.  
16.  

ОТРАСЛЕВЫЕ САНИТАРНО-ЭПИДЕМИОЛОГИЧЕСКИЕ
ПРАВИЛА И НОРМАТИВЫ

2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ПРОЕКТИРОВАНИЯ И ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ (СП АС-99) СП 2.6.1.27-2000

     "Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций" (СП АС-99) составлены на основе "Санитарных правил проектирования и эксплуатации атомных станций" (СП АС-88/93) с учетом требованиий "Норм радиационной безопасности" (НРБ-99), "Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности" (ОСПОРБ-99) и "Общих положений обеспечения безопасности атомных станций" (ОПБ-88/97).
     СП АС-99 являются обязательными для всех министерств, ведомств, организаций и предприятий, осуществляющих деятельность, связанную с размещением, проектированием, сооружением, вводом в эксплуатацию, эксплуатацией и выводом из эксплуатации АС.
     СП АС-99 вводятся в действие в установленном порядке. Срок действия настоящих правил ограничен до 1 января 2003 года.
С вводом в действие СП АС-99 отменяются "Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций" (СП АС-88/93).
     При проектировании и эксплуатации атомных станций, кроме настоящих Правил, следует также руководствоваться санитарными нормами проектирования промышленных предприятий и другими правилами обеспечения безопасности в атомной энергетике.

1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

1.1. СП АС-99 регламентируют и регулируют выполнение санитарно-гигиенических требований обеспечения радиационной безопасности персонала и населения, охраны окружающей среды (радиационное воздействие) при проектировании, строительстве, эксплуатации и выводе из эксплуатации АС.
     Санитарно-гигиенические требования по обеспечению безопасности населения и охраны окружающей среды от нерадиационных факторов воздействия регламентируются соответствующими законами, нормативно-правовыми актами, нормами и правилами в данной области деятельности.

1.2. Радиационная безопасность атомных станций считается достаточной, если техническими средствами и организационными мерами обеспечиваются непревышение установленных НРБ-99 доз облучения персонала, населения и соблюдение требований действующих санитарных правил.

1.3. Обеспечение радиационной безопасности должно осуществляться проведением комплекса специальных мероприятий:

- установлением и выполнением требований радиационной безопасности на площадке АС и прилегающих к ней территориях;
- контролем за состоянием ядерной энергетической установки по радиационным параметрам;
- локализацией источников радиационного воздействия и защитой персонала и населения при нормальной эксплуатации и в случае аварии на АС.

     Состав комплекса указанных мероприятий и требований к ним излагается в последующих разделах настоящих правил.
     Содержание и объем этих мероприятий должны приводиться в проекте АС и в эксплуатационной документации каждой АС.

1.4. До пуска каждого энергоблока АС все системы и сооружения этого блока должны быть подготовлены к эксплуатации в установленном порядке.

1.5. Требования СП АС-99 распространяются на АС с реакторами различного типа (ВВЭР, РБМК, БН и др.).
Правила не распространяются на транспортные ядерные энергетические установки и на реакторные установки специального назначения.

2. ТРЕБОВАНИЯ К ПЛОЩАДКЕ, ГЕНЕРАЛЬНОМУ ПЛАНУ, САНИТАРНО-ЗАЩИТНОЙ ЗОНЕ И ЗОНЕ НАБЛЮДЕНИЯ

2.1. Требования к площадке

2.1.1. Площадка для размещения АС должна удовлетворять действующим ФНП "Размещение атомных станций. Основные критерии и требования по обеспечению безопасности" и санитарным нормам проектирования промышленных предприятий – СанПиН 2.2.1/2.1.1.984-00.

2.1.2. При выборе площадки должны быть учтены местные факторы, которые могли бы отрицательно сказаться на обеспечении радиационной безопасности АС. Эти факторы включают как природные характеристики, так и опасности, вызванные деятельностью человека.

2.1.3. Площадка АС должна быть исследована с точки зрения радиационного воздействия АС на объекты окружающей среды и население. Для нормальной эксплуатации и на случай аварий оценка пригодности площадки должна быть дана с обязательным учетом того, что перенос радионуклидов к человеку может происходить по воздуху, воде и пищевым цепочкам. Должны быть учтены характеристики площадки, которые могут повлиять на пути переноса (физические характеристики, топография, метеорология и гидрология), характеристики окружающей среды (виды растительности и животный мир), а также характеристики, которые могут повлиять на масштабы потенциального воздействия радиоактивных выбросов (использование земельных и водных ресурсов, распределение населения вокруг площадки, наличие у него эндемических заболеваний и др.).

2.1.4. Выбранная для атомной станции площадка должна позволять реализацию защитных мер, которые могут потребоваться для ограничения последствий аварийного выброса и сброса радиоактивных веществ.

2.1.5. При рассмотрении характеристик площадки необходимо учитывать их изменения, прогнозируемые на весь срок службы станции.

2.2. Требования к генеральному плану.

2.2.1. Генеральный план АС должен разрабатываться на ее полную мощность, предусмотренную заданием на проектирование, с учетом возможности строительства пусковыми комплексами.

2.2.2. Генеральный план промышленной площадки разрабатывается с учетом технологической зависимости вспомогательных цехов по отношению к основному производству. Размещение реакторных блоков должно обеспечивать возможность их безопасной эксплуатации в случае аварии на соседних.

2.2.3. В проектах АС кроме главного входа на промплощадку следует предусматривать организацию запасных путей для персонала и транспортных средств, расположенных в различных местах по периметру площадки.

2.2.4. Автодороги и пешеходные пути к зданиям, сооружениям, объектам подсобного обслуживающего назначения, расположенные на промплощадке, должны иметь асфальтовое или, в отдельных случаях, бетонное покрытие. За ними должен осуществляться радиационный контроль.

2.3. Требования к санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения

2.3.1. Вокруг АС устанавливаются санитарно-защитная зона и зона наблюдения, размеры которых рассчитываются в соответствии с Методическими указаниями “Установление размеров санитарно-защитных зон и зон наблюдения вокруг радиационных объектов и требования по их эксплуатации” и согласовываются с Федеральным органом госсанэпиднадзора.
По согласованию с Федеральным органом госсанэпиднадзора санитарно-защитная зона АС может быть ограничена пределами промплощадки.

2.3.2. 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 относящихся к АС.

2.3.3. Использование земель санитарно-защитной зоны для сельскохозяйственных целей возможно только с разрешения Федерального органа госсанэпиднадзора.
     В зоне наблюдения Федеральным органом госсанэпиднадзора могут вводится ограничения на хозяйственную деятельность.

2.3.4. Жилой поселок 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.

2.3.5. В санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения силами службы радиационной безопасности АС должен проводиться радиационный контроль.

3. ТРЕБОВАНИЯ К ЗАЩИТЕ НАСЕЛЕНИЯ И ПЕРСОНАЛА, ПРЕДОТВРАЩЕНИЮ ЗАГРЯЗНЕНИЯ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ.

3.1. Главной целью обеспечения радиационной безопасности АС является охрана здоровья населения и персонала от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании источников излучения.

3.2. Для нормальных условий 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 Нормами радиационной безопасности (НРБ-99) устанавливаются три класса нормативов:

- основные пределы доз (ПД);
- допустимые уровни воздействия, являющиеся производными от основных пределов доз;
- контрольные уровни.

Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации необходимо руководствоваться следующими основными принципами:

- непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);
- запрещения 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 (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.

3.3. Проектирование защиты от внешнего облучения персонала при работе АС на мощности, ремонтах и техническом обслуживании оборудовании АС должно предусматриваться с коэффициентом запаса по годовой эффективной дозе равным 2.

3.4. При проектировании 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 проектная мощность дозы излучения Н на рабочем месте определяется по формуле:

Н = 500× К× Д/t, мкЗв/ч,

где Д - предел дозы для персонала, мЗв в год; t - продолжительность облучения, часов в год;
К - коэффициент, учитывающий долю индивидуальной дозы, получаемую сотрудниками при работе АС на мощности, устанавливаемую в проекте АС.

     Проектирование биологической защиты от ионизирующего излучения должно выполняться с учетом назначения помещений в зависимости от категории 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× Д/t, мкЗв/ч,

где Д – предел дозы для персонала, мЗв в год;
t – продолжительность облучения, часов в год.

     Значения проектной мощности эквивалентной дозы для стандартной продолжительности пребывания в помещениях и на территориях персонала с коэффициентом запаса 2 приведены в таблице 3.1.

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

Таблица 3.1.

Мощность эквивалентной дозы, используемая при проектировании
защиты от внешнего ионизирующего излучения

3.6. Для действующих АС устанавливается квота на облучение населения, равная 250 мкЗв, а для проектируемых и строящихся АС – 100 мкЗв, рассматриваемая как верхняя граница оптимизации радиационной защиты населения в режиме нормальной эксплуатации энергоблоков.
     В качестве нижней границы дозы (порога дозы) при оптимизации принимается 20 мкЗв/год, ниже которой не требуется дополнительных мер радиационной защиты населения с учетом экономических и социальных факторов.

3.7. С учетом технически достигнутого уровня безопасности АС в режиме нормальной эксплуатации энергоблоков радиационный риск для населения должен быть безусловно приемлемым (< 1× 10-6 год-1), т.е. годовая эффективная доза облучения населения не должна превышать 20 мкЗв (пороговая доза от отдельного источника при оптимизации радиационной защиты).
     Для расчетов годовых допустимых выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду принимается следующее распределение этой пороговой дозы:

- 10 мкЗв на газоаэрозольные выбросы;
- 10 мкЗв на жидкие сбросы (воздействие при всех видах водопользования: рыболовство, рыборазведение, орошение, питьевое водоснабжение).

3.8. При проектировании и нормальной эксплуатации АС устанавливаются годовые допустимые выбросы радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу, которые не должны приводить к дозе на население, превышающей 10 мкЗв в год. При этом учитывается тот факт, что основной вклад (свыше 98%) в дозу облучения населения в режиме нормальной эксплуатации АС вносят инертные радиоактивные газы (аргон, криптон, ксенон), 131I, 60Co, 90Sr, 134Cs, 137Cs. Контроль остальных радионуклидов, обнаруживаемых в выбросах АС, нецелесообразен, так как в результате длительной эксплуатации АС выявилось постоянство их относительного вклада в активность суммарного выброса в атмосферу, а их вклад в полную дозу на население не превышает нескольких процентов, т.е. пренебрежим.

3.9. Для текущего контроля газоаэрозольных выбросов АС устанавливаются контрольные уровни выбросов за сутки и за месяц.

3.10. Значения годовых допустимых выбросов радионуклидов для АС с реакторными установками различных типов приведены в таблице 3.2.

3.11. Значения контрольных уровней выбросов за сутки и за месяц для АС приведены в таблицах 3.3 и 3.4.

3.12. Соблюдение установленных настоящими Правилами значений допустимых выбросов гарантирует, что облучение лиц из критической группы населения за счет газо-аэрозольных выбросов на любом расстоянии за пределами промплощадки АС при нормальной эксплуатации не превысит 10 мкЗв в год.

3.13. Допустимые сбросы радионуклидов в поверхностные воды рассчитываются и утверждаются для каждой АС в соответствии со специальными Методическими указаниями и не должны приводить к дозовой нагрузке на население свыше 10 мкЗв/год.

3.14. Сброс жидких радиоактивных отходов в открытые водоемы, в том числе водоемы-охладители АС не допускается.

3.15. На АС, ТЭО (проекты) которых утверждены до введения в действие ПНАЭ Г-03-33-93, последствия проектной 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.

3.16. Для вновь проектируемых АС проектная документация по радиационной безопасности должна содержать:

- характеристики основных дозообразующих радиационных факторов;
- 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;
- результаты расчета ДС;
- проектные значения организованных и неорганизованных протечек теплоносителя;
- характеристики применяемых средств очистки технологических сред, газо-аэрозольных и жидких отходов;
- методы дезактивации основного оборудования энергоблока;

Таблица 3.2

Годовые допустимые выбросы радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу для АС, Бк

Таблица 3.3.

Контрольные уровни выбросов радиоактивных газов
и аэрозолей в атмосферу за месяц для АС, Бк

     Примечание: В отдельные месяцы допускается выброс радионуклидов, превышающий до 3 раз приведенные в таблице 3.3. значения, при условии, что не будет превышен годовой ДВ.

Таблица 3.4

Контрольные уровни выбросов радиоактивных газов
и аэрозолей в атмосферу за сутки для АС, Бк

     Примечание: Допускается в отдельные дни или несколько дней суточный выброс радионуклидов, превышающий до 5 раз приведенные в таблице 3.4. значения, при условии, что их суммарное поступление в атмосферу за месяц не превысит значений, указанных в таблице 3.3.
*) для АС с БН.

- 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 по кондиционированию и методов сбора, транспортировки, хранения или захоронения твердых радиоактивных отходов;
- максимальные расчетные значения индивидуальной и коллективной дозы облучения 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 топлива, 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 авариях;
- оценку радиационных последствий проектных и запроектных аварий.

3.17. Вопросы охраны окружающей среды, в том числе радиационного воздействия, должны отражаться в разделе "Оценка воздействия АС на окружающую среду" (ОВОС) при разработке обоснований инвестиций в строительство, на стадии ТЭО (проект) строительства АС разрабатывается раздел "Охрана окружающей среды", в который включаются основные результаты ОВОС. Требования к составу и содержанию указанных материалов определяются соответствующими нормативными документами.

4. ТРЕБОВАНИЯ К РАДИАЦИОННОМУ КОНТРОЛЮ НА АС

4.1. Система радиационного контроля (СРК) 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 прекращении эксплуатации.

4.2. Проектом СРК АС должны быть регламентированы:

- объекты радиационного контроля;
- виды радиационного контроля;
- контролируемые параметры;
- допустимые уровни контролируемых параметров;
- сеть точек радиационного контроля;
- периодичность радиационного контроля;
- технические средства и методическое обеспечение радиационного контроля;
- состав необходимых помещений и штат работников, осуществляющих радиационный контроль.

4.3. Проектом АС должны быть предусмотрены:

- автоматизированная система радиационного контроля (АСРК), действующая на АС и ее промплощадке;
- автоматизированная система контроля радиационной обстановки (АСКРО), действующая вне промплощадки АС.

4.4. При нормальной эксплуатации, ожидаемых отклонениях от эксплуатационных параметров, проектных и запроектных авариях на АС 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.

4.5. В СРК АС должны использоваться 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 контроля 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 проектных значений измеряемых величин или изменении радиационной обстановки СРК должна автоматически выдавать соответствующую информацию на пульты контроля.

4.6. Технические средства СРК АС должны обеспечивать осуществление:

- радиационного технологического контроля (РТК);
- радиационного дозиметрического контроля (РДК);
- радиационного контроля помещений и промплощадки АС (РКП);
- радиационного контроля за нераспространением радиоактивных загрязнений (РКЗ);
- радиационного контроля окружающей среды (РКОС).

4.6.1. Радиационный технологический контроль (РТК) осуществляется с помощью измерений объемной активности:

- реперных радионуклидов или их групп в теплоносителе основного циркуляционного контура, характеризующей герметичность оболочек твэлов;
- реперных радионуклидов или их групп в технологических средах или в воздухе производственных помещений, связанных с оборудованием основного циркуляционного контура, характеризующей его герметичность;
- технологических сред, в том числе до и после фильтров спецводоочистки и спецгазоочистки;
- аэрозолей и инертных радиоактивных газов в необслуживаемых помещениях, вентиляционных и локализующих системах;
- реперных радионуклидов или их групп, поступающих за пределы АС, характеризующей герметичность последнего барьера.

     При проектировании системы радиационного контроля необходимо предусмотреть объем проведения РТК при авариях, включая аварии при потере энергоснабжения.

4.6.2. Радиационный дозиметрический контроль (РДК) осуществляется на АС путем контроля доз внешнего и внутреннего облучения персонала.

     Индивидуальный дозиметрический контроль на АС должен охватывать персонал, работающий в зоне контролируемого доступа, а также лиц, привлекаемых для работ в ней.
     Учет результатов индивидуального дозиметрического контроля должен обеспечивать получение информации о дозах облучения при работе АС на мощности, при ремонтах и при выполнении наиболее дозоемких работ и операций.
     На АС должна быть предусмотрена автоматизированная система учета результатов индивидуального дозиметрического контроля (АСИДК), обеспечивающая регистрацию доз облучения персонала в соответствии с единой государственной системой контроля и учета доз облучения.

4.6.3. Радиационный контроль помещений и промплощадки АС (РКП) осуществляется путем измерений:

- мощности дозы гамма-излучения;
- объемной активности радионуклидов в воздухе помещений.

     В помещениях АС, где радиационная обстановка при проведении технологических операций может резко измениться, должны быть предусмотрены показывающие и сигнализирующие приборы.

4.6.4. Радиационный контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений (РКЗ) осуществляется на АС с помощью стационарных и переносных приборов контроля загрязнения персонала, одежды и транспорта, расположенных в местах, предусмотренных проектом. Контроль загрязнения поверхностей в производственных помещениях АС осуществляется с помощью переносных приборов и с помощью взятия мазков.
     Контроль загрязнения спецодежды радиоактивными веществами, обуви и тела работающих проводится с помощью переносных и стационарных приборов, установленных в санпропускниках и санитарных шлюзах. В саншлюзах должен осуществляться также контроль загрязнения средств индивидуальной защиты.
     На АС должен проводиться периодический контроль загрязнения личной одежды персонала, который должен осуществляться выборочно в местах ее хранения и постоянно - на выходе через контрольно-пропускные пункты.

4.6.5. Радиационный контроль окружающей среды (РКОС) в автоматизированном режиме должен осуществляться АСКРО. Лабораторными методами контролируется содержание радионуклидов в почве, воде, выпадениях, растительности, гидробионтах и продуктах питания местного производства.
     Должна быть предусмотрена возможность передачи информации от АСКРО в единую государственную автоматизированную систему контроля радиационной обстановки на территории страны (ЕГАСКРО). Требования по передаче информации, получаемой от АСКРО, определяются нормативно-правовой документацией на ЕГАСКРО.
     Для проведения РКОС на АС должны быть предусмотрены передвижные радиометрические лаборатории и соответствующие плавсредства.

4.7. Проектный объем радиационного контроля на действующих АС может корректироваться в установленном порядке.

4.8. До начала физического пуска вновь вводимого энергоблока проект АСРК и АСКРО должен быть реализован в полном объеме.

4.9. До пуска АС, на стадии выбора площадки заявителем должна быть изучена радиационная обстановка в регионе предполагаемого строительства АС и определена дозовая нагрузка на население за счет техногенно-измененного фона, выбросов и сбросов радиоактивных веществ предприятий, уже расположенных в данном регионе.

4.10. Доступ к информации о радиационной обстановке и принимаемых мерах по обеспечению РБ на АС должен быть обеспечен гражданам, общественным объединениям и средствам массовой информации.

4.11. Не допускается вменять в обязанность подразделениям, осуществляющим радиационный контроль и методическое руководство работами по обеспечению РБ на АС дополнительные, не связанные с названными, функции без согласования с Эксплуатирующей организацией.

4.12. Результаты радиационного контроля должны периодически подвергаться анализу в целях разработки мероприятий по снижению доз облучения персонала и уменьшению воздействия АС на окружающую среду.

4.13. На основе результатов радиационного контроля АС должна ежегодно заполнять и представлять в установленном порядке, в том числе и в Федеральный орган госсанэпиднадзора, формы федерального государственного и ведомственного статистического наблюдения ( № 2-тп (радиоактивность) и № 10-РТБ-4, соответственно), а также радиационно-гигиенический паспорт предприятия.

5. ТРЕБОВАНИЯ К ПРОИЗВОДСТВЕННЫМ ПОМЕЩЕНИЯМ, ЗДАНИЯМ И СООРУЖЕНИЯМ

5.1. В основу проектирования и эксплуатации территории АС, производственных помещений, зданий и сооружений АС должен быть положен главный гигиенический принцип – деление их на зоны в зависимости от характера технологических процессов, размещенного оборудования, характера и возможной степени загрязнения радиоактивными веществами.
     Основными организационно - техническим принципом обеспечения радиационной безопасности на АС является строгое соблюдение персоналом режима зон.

Территория, здания и сооружения АС должны быть разделены на две зоны:

- зону контролируемого доступа, где при нормальной эксплуатации АС возможно воздействие на персонал радиационных факторов;
- зону свободного режима, где при нормальной эксплуатации АС практически исключается воздействие на персонал радиационных факторов.

5.2. В зависимости от степени возможного радиационного воздействия на персонал все помещения зоны контролируемого доступа должны разделяться на три категории:

- необслуживаемые помещения - помещения, где размещается технологическое оборудование и коммуникации, условия эксплуатации которых и радиационная обстановка при работе АС на мощности не допускают пребывания в них персонала;
- периодически обслуживаемые помещения - помещения, в которых условия эксплуатации и радиационная обстановка при работе АС на мощности допускают ограниченное во времени пребывание в них персонала;
- помещения постоянного пребывания - помещения, радиационная обстановка в которых допускает возможность постоянного пребывания персонала в течение всего рабочего дня.

     В проектах АС должно быть четко определено, к какой категории помещений зоны контролируемого доступа относится конкретное помещение.
     На действующих АС все помещения зоны контролируемого доступа должны иметь на двери обозначение категории помещения.

5.3. Помещения с оборудованием, обслуживаемым оперативным персоналом, должны быть обеспечены надежной двухсторонней связью со щитами контроля и управления.

5.4. Взаимная изоляция помещений внутри зоны контролируемого доступа должна обеспечиваться проектными решениями, строительными и санитарно-техническими устройствами, стационарными и временными саншлюзами.

5.5. Разгерметизация гермообъема при работе энергоблока на мощности не допускается. Для осмотра оборудования или ликвидации повреждений допускается посещение гермообъема при наличии системы саншлюзования и соблюдения санитарных требований к порядку доступа персонала в гермообъем реакторной установки.

5.6. Вход в комплекс помещений зоны контролируемого доступа организуется через санитарные пропускники с обязательным переодеванием персонала.
5.7. Проход персонала в необслуживаемые помещения при неработающем технологическом оборудовании организуется через стационарные или временные саншлюзы. В проекте должны предусматриваться соответствующие места или площадки, оборудованные трапами спецканализации, подводкой горячей и холодной воды и дезактивирующих растворов.

5.8. На вновь проектируемых АС щиты управления (центральный, блочный, резервный и т.п.), кроме щита радиационного контроля, должны размещаться в зоне свободного режима.
     На АС с РБМК допускается размещение щитов управления в зоне контролируемого доступа.

5.9. Щиты для управления и контроля работы отдельных групп технологического оборудования с радиоактивными средами (местные щиты управления) допускается размещать в помещениях постоянного пребывания персонала в зоне контролируемого доступа.

5.10. Для доставки и удаления оборудования и материалов в помещения и из помещений зоны контролируемого доступа необходимо предусматривать специальные входы и транспортные въезды. Транспортные въезды должны оборудоваться воздушными завесами, специальной канализацией и средствами обмывки транспорта. Должен быть предусмотрен радиационный контроль мощности дозы гамма-излучения.

5.11. В помещениях зоны контролируемого доступа (кроме помещений, где находится оборудование и коммуникации с жидкометаллическим натрием) должны быть предусмотрены коммуникации для подачи воды и моющих растворов, а также средства для механизированной уборки и дезактивации. Полы в этих помещениях должны иметь уклоны и трапы для стока воды в спецканализацию.

5.12. Транспортирование загрязненного оборудования, инструментов и радиоактивных отходов, по возможности, не должно осуществляться через помещения постоянного пребывания персонала.

5.13. Основной и аварийный проходы (шлюзы) гермообъема реакторной установки должны быть оборудованы герметичными дверями.

5.14. Мебель, инструменты, приборы и оборудование должны быть закреплены за помещениями каждой зоны и соответственно маркированы. Мебель, используемая в зоне контролируемого доступа, должна быть с гладкой поверхностью, изготовлена из материалов, легко поддающихся дезактивации и обладающих малой сорбционной способностью.

5.15. Поверхности помещений и оборудования зоны контролируемого доступа должны быть защищены материалами слабо сорбирующими радиоактивные вещества и легко поддающимися дезактивации.

5.16. В помещениях зоны контролируемого доступа все поверхности и их сочленения должны быть максимально гладкими, без выбоин, трещин и неровностей. Для вновь проектируемых АС следует предусматривать устройство окон без подоконников.

5.17. Для вновь проектируемых АС помещение реакторного зала с бассейном выдержки должно быть выполнено с гладкими стенами и без оконных проемов. Пол реакторного зала должен быть облицован нержавеющей сталью и быть ровным по всей площади.

5.18. Помещения, где проходят коммуникации с жидкими радиоактивными средами, должны иметь надежную гидроизоляцию, исключающую возможность попадания радиоактивных сред в нижерасположенные помещения и грунт.

6. ТРЕБОВАНИЯ К ОРГАНИЗАЦИИ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ПРОЦЕССА И ОБОРУДОВАНИЮ

6.1. При проектировании и эксплуатации оборудования основных технологических систем АС должны быть обеспечены:

- эффективная биологическая защита от источников ионизирующих излучений;
- минимальное время работы персонала в условиях радиационного воздействия и другие меры снижения доз облучения персонала.

6.2. Для снижения облучаемости персонала при эксплуатации АС в проектах необходимо предусматривать:

- использование конструкционных материалов, содержащих минимальное количество химических элементов с большим сечением активации, образующих долгоживущие радиоактивные продукты коррозии;
- очистку теплоносителя от продуктов деления и коррозии;
- контроль водно-химического режима;
- наименьшую протяженность трубопроводов с минимально возможным количеством запорной арматуры и разъемных соединений;
- проверку герметичности работающего оборудования;
- проведение дезактивации наружных и внутренних поверхностей оборудования;
- предотвращение протечек радиоактивных сред в помещения АС и окружающую среду через уплотнения насосов, арматуры и другого оборудования;
- компоновку оборудования в боксах с учетом минимизации времени по его обслуживанию в процессе эксплуатации;
- наличие специальных мест хранения выемных и демонтированных частей оборудования;
- стендовую отработку персоналом ремонтных операций и другие возможные меры снижения доз облучения персонала.

6.3. Конструкция и материалы трубопроводов и оборудования контуров с радиоактивными средами должны быть такими, чтобы они не способствовали накоплению радиоактивных загрязнений на внутренних поверхностях и в застойных зонах, не способствовали ухудшению радиационной обстановки при ремонтах и допускали периодическую дезактивацию. Должно быть предусмотрено оборудование (насосы, баки, емкости), позволяющее проводить дезактивацию I контура.

6.4. Для сокращения времени работы персонала в условиях радиационного воздействия при проектировании и эксплуатации АС необходимо предусматривать:

- повышение ресурса и надежности оборудования, ремонт и замена которых приводят к наибольшим дозовым и трудовым затратам персонала;
- компоновку оборудования, облегчающую доступ к элементам и системам, требующим периодических инспекций и ремонтов;
- автоматизацию и механизацию всех процессов, связанных с загрузкой, выгрузкой и транспортировкой тепловыделяющих сборок, других транспортно-технологических операций, а также ремонтных операций и операций по замене радиоактивного оборудования.

6.5. Транспортировка загрязненного радиоактивными веществами оборудования или его частей должна осуществляться по указанным в проекте схемам транспортировки на специальных транспортных средствах в защитных контейнерах. Для транспортировки крупного оборудования, загрязненного радиоактивными веществами, а также для монтажа оборудования в строительных конструкциях здания должны быть предусмотрены специальные транспортные проемы.

6.6. Для выдержки и временного хранения облученных тепловыделяющих сборок следует предусматривать бассейны выдержки, оборудованные биологической защитой, вентиляцией, подводным освещением, системами для отвода тепла и очистки воды от примесей и радиоактивных загрязнений, а также техническими средствами системы радиационного контроля. Должна быть исключена возможность непредусмотренного опорожнения бассейна.

6.7. Бассейн выдержки должен иметь конструкцию, позволяющую организовать сбор протечек и гидроизоляцию, исключающие поступления радиоактивных веществ в соседние помещения и грунт.

7. ТРЕБОВАНИЯ К ВЫПОЛНЕНИЮ РЕМОНТНЫХ РАБОТ И ТЕХНИЧЕСКОМУ ОБСЛУЖИВАНИЮ

7.1. Выполнение ремонтных работ и работ по техническому обслуживанию оборудования, замене оборудования, вышедшего из строя, перегрузке и транспортировке топлива должно производиться в соответствии с проектом АС. Конкретные требования к проведению ремонтных работ и их организации должны быть изложены в специальном разделе проекта АС.

7.2. Для обеспечения радиационной безопасности персонала при выполнении ремонтных работ в проектах АС должно быть предусмотрено:

- наличие комплекта специальной оснастки и приспособлений для комплексной механизации работ;
- свободный доступ к оборудованию, возможность его демонтажа и транспортировки с использованием защитных кабин, экранов для снижения мощности дозы;
- возможность поузлового и поагрегатного ремонта оборудования, требующего значительных дозо- и трудозатрат персонала;
- дистанционное извлечение и перемещение внутриреакторных устройств;
- размещение выгружаемых из активной зоны реактора предметов в специальных боксах, шахтах, бассейнах;
- использование защитных кабин для осмотра и ремонта корпус�