Законодательная база Российской Федерации

ПОСТАНОВЛЕНИЕ Главного государственного санитарного врача РФ от 28.05.2007 N 29 "ОБ УТВЕРЖДЕНИИ САНИТАРНЫХ ПРАВИЛ СП 2.6.1.2205-07 "ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЛОКА АТОМНОЙ СТАНЦИИ" (вместе с "ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЛОКА АТОМНОЙ СТАНЦИИ. САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА СП ВЭ БАС-07. СП 2.6.1.2205-07")

10.1. В проекте ВЭ БАС должен быть разработан специальный раздел "Радиационный контроль", в котором с учетом существующей на АС системы радиационного контроля должны быть определены:

виды и объем радиационного контроля в производственных помещениях, на промплощадке и в санитарно-защитной зоне;

перечень необходимых дозиметрических, радиометрических, спектрометрических и др. приборов, оборудования и методик проведения измерений, применяемых при осуществлении радиационного контроля, размещение стационарных приборов и точек периодического контроля;

необходимые штаты службы радиационной безопасности (СРБ).

10.2. Объем радиационного контроля должен основываться на регламенте радиационного контроля, принятом для АС, и обеспечивать своевременное обнаружение возможного изменения параметров радиационной обстановки в пределах производственных помещений, на территории промплощадки и в СЗЗ.

10.3. Контроль за радиационной обстановкой при выполнении работ по ВЭ должен осуществляться штатной системой радиационного контроля, которая должна быть адаптирована к специфике работ по ВЭ и использовать следующие технические средства:

стационарные автоматизированные средства непрерывного контроля;

носимые, передвижные или подвижные средства оперативного контроля;

лабораторного анализа на основе стационарной аппаратуры, средств пробоотбора и подготовки проб.

10.4. Проект ВЭ должен предусматривать функционирование автоматизированной системы контроля радиационной обстановки в течение не менее 30-ти лет с начала работ по выводу блока АС из эксплуатации и возможность ее модернизации в течение этого периода.

10.5. Контроль за радиационной обстановкой в зависимости от характера проводимых работ должен включать:

контроль за мощностью дозы гамма-излучения, за плотностью потоков бета-частиц и других видов ионизирующего излучения на рабочих местах, в отдельных помещениях и на территории промплощадки;

контроль за содержанием и нуклидным составом радиоактивных газов и аэрозолей (в том числе - радона и торона и продуктов их распада) в воздухе рабочих и других помещений, а также на промплощадке;

контроль за уровнем загрязнения радиоактивными веществами поверхностей рабочих помещений и оборудования, кожных покровов, спецодежды и обуви работников;

контроль за выбросом радиоактивных веществ в атмосферу и его радионуклидным составом;

контроль за активностью и радионуклидным составом РАО на всех этапах обращения с ними;

контроль за возможным радиоактивным загрязнением различных нерадиоактивных отходов, вывозимых с территории объекта;

контроль за уровнем загрязнения транспортных средств;

контроль за возможной миграцией радионуклидов с грунтовыми водами.

10.6. Проектом ВЭ должен предусматриваться радиационный контроль состояния ТРО на всех этапах обращения с ними, включая контроль за:

сортировкой ТРО в соответствии с их классификацией;

ТРО, поступающими на переработку;

активностью и радионуклидным составом кондиционированных ТРО и отвержденных РАО.

10.7. Контроль за состоянием ЖРО на всех этапах обращения с ними должен включать:

радиационный контроль всех образующихся обмывочных и дезактивационных растворов в местах их сбора и временного хранения;

контроль ЖРО, поступающих на кондиционирование;

контроль активности и радионуклидного состава кондиционированных ЖРО.

10.8. При обращении с газообразными отходами проектом должны предусматриваться:

контроль работоспособности оборудования и устройств системы газоочистки;

контроль очистки газов от радиоактивных аэрозолей;

контроль организованного выброса удаляемого в атмосферу воздуха местными и вытяжными вентиляционными системами после очистки;

контроль за непревышением допустимого выброса радионуклидов, определенного на основе квоты от дозовых пределов.

10.9. Величина радиоактивных выбросов в целом для АС при работах по ВЭ отдельного блока не должна превышать установленной для АС квоты.

10.10. На этапах ВЭ должен осуществляться контроль загрязнения воздушной среды помещений токсическими веществами при проведении сварочных работ и работ по разделке металлоконструкций системы реакторной установки.

10.11. На этапах вывода из эксплуатации блока АС должен осуществляться индивидуальный контроль за облучением персонала, включающий:

контроль за характером, динамикой и уровнями поступления радиоактивных веществ в организм персонала с использованием методов прямой и косвенной радиометрии;

контроль с использованием индивидуальных дозиметров за дозой внешнего излучения;

контроль за обязательным ношением индивидуальных дозиметров персоналом, работающим в соответствующих условиях.

10.12. По результатам радиационного и индивидуального дозиметрического контроля должны быть рассчитаны значения эффективных доз облучения персонала.

10.13. На различных этапах ВЭ ЭБ должны устанавливаться контрольные уровни факторов радиационного воздействия, для которых определены допустимые значения в НРБ-99, и которые реально присутствуют на рабочих местах персонала.

10.14. При планируемом использовании в хозяйственных целях демонтажник отходов (радиоактивных и нерадиоактивных) должен производиться входной-выходной контроль их удельной активностей и поверхностного загрязнения в соответствии с требованиями раздела "Обращение с материалами и изделиями, загрязненными или содержащими радионуклиды" ОСПОРБ-99.

Решения по повторному использованию высвобождаемых материалов и изделий из них должны быть отражены в специальном разделе проекта ВЭ.

10.15. Объем радиационного контроля за пределами промышленной площадки АС при проведении работ по выводу из эксплуатации энергоблока должен проектироваться в зависимости от радиационного состояния блока АС, варианта вывода его из эксплуатации и конкретных условий его расположения.