ПОСТАНОВЛЕНИЕ Главного государственного санитарного врача РФ от 28.04.2003 N 69 "О ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ САНИТАРНО-ЭПИДЕМИОЛОГИЧЕСКИХ ПРАВИЛ И НОРМАТИВОВ САНПИН 2.6.1.24-03 "САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ПРОЕКТИРОВАНИЯ И ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ" (вместе с "САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ПРОЕКТИРОВАНИЯ И ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ (СП АС-03). САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА И ГИГИЕНИЧЕСКИЕ НОРМАТИВЫ. СанПин 2.6.1.24-03")

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

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

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 1Е(-6) год в ст.-1). 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

---

<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

---

<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

---

<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".