Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций. Санитарные правила проектирования и эксплуатации аэс - основы радиационной безопасности атомных электростанций

"Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных электростанций СП АЭС-79" составлены в соответствии с требованиями "Норм радиационной безопасности НРБ-76" и "Основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/80".

При проектировании, строительстве и эксплуатации атомных электростанций следует руководствоваться также соответствующими главами "Санитарных норм и правил СНиП" и проектирования промышленных предприятий СН 245-71".

СП АЭС-79 являются обязательными для всех министерств, ведомств, организаций и предприятий, занимающихся проектированием, строительством, наладкой и эксплуатацией АЭС.

Ответственность за выполнение настоящих Правил возлагается на руководство проектных, конструкторских, строительно-монтажных и других организаций, занимающихся проектированием и строительством АЭС, а также на руководство атомных электростанций.

СП АЭС-79 вводятся в действие с момента их опубликования. С изданием СП АЭС-79 отменяются "Санитарные правила проектирования атомных электростанций N 38/3-68".

Все ведомственные правила и инструкции, относящиеся к проектированию, строительству и эксплуатации действующих АЭС, должны быть приведены в соответствие с требованиями СП АЭС-79 и согласованы с органами Госсаннадзора СССР в сроки, определяемые соответствующими министерствами и ведомствами.

1.1. "Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных электростанций СП АЭС-79" содержат требования по обеспечению радиационной безопасности персонала АЭС и населения, проживающего вблизи АЭС, а также по охране окружающей среды от загрязнения радиоактивными отходами и от сбросов избыточного тепла.

1.2. Требования СП АЭС-79 распространяются на АЭС с реакторами различного типа (ВВЭР, РБМК, БН и др.), отдельные специфические требования, относящиеся к АЭС с быстрым реактором с натриевым теплоносителем (БН) и высокотемпературным газоохлаждаемым реактором (ВТГР), а также к атомным тепловым электроцентралям (АТЭЦ) и атомным станциям теплоснабжения (ACT), представляются в виде дополнений к настоящим СП АЭС по мере их составления и утверждения.

1.3. До энергетического пуска каждого блока АЭС все системы и сооружения этого блока должны быть приняты Государственной приемочной комиссией в составе представителей заинтересованных организаций и органов Госсаннадзора СССР. В акте Комиссии должно быть установлено соответствие систем и сооружений блока АЭС проекту, требованиям действующих норм и правил, наличие условий для выполнения требования СП АЭС-79 к радиационной безопасности персонала и населения, а также требований охраны внешней среды.

1.4. На АЭС должен осуществляться строгий учет количества движения и места нахождения всех делящихся материалов, включая свежее и отработавшее топливо.

1.5. Расширение действующих АЭС, их реконструкция, а также ввод законченного строительством блока в эксплуатацию должны быть организованы так, чтобы не снижать надежность и безопасность этой АЭС.

2.3. Выбор площадки для размещения АЭС должен проводиться с учетом санитарных, метеорологических, сейсмических и гидрогеологических условий района. Особое внимание должно быть обращено на ветровой режим и вертикальную стратификацию атмосферы, категории устойчивости погоды, а также гидрогеологические условия в целях выбора надежной системы долговременного хранения жидких и твердых радиоактивных отходов.

2.4. Для установления возможных утечек радиоактивных растворов и контроля за состоянием и качеством подземных вод на территории промышленной площадки АЭС должны быть предусмотрены наблюдательные скважины. Расположение и глубина скважин устанавливаются проектом в каждом отдельном случае в зависимости от гидрогеологических условий и наличия потенциальных источников загрязнения: емкостей твердых и жидких отходов, бассейнов выдержки, технологических коммуникаций и т.п.

2.5. Промплощадка АЭС электрической мощностью 440 МВт и больше должна располагаться не ближе 25 км от городов с населением свыше 300 тыс. человек и не ближе 40 км от городов с населением более 1 млн человек.

2.6. До энергетического пуска АЭС необходимо изучить радиационную обстановку района размещения АЭС и составить отчет о "нулевом фоне", включающем уровни от естественной радиации и глобальных радиоактивных выпадений.

2.7. Для каждой АЭС должна предусматриваться организация санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения. Размеры этих зон должны определяться с учетом полной мощности блоков АЭС, а также с учетом прогностических оценок радиационной обстановки в районе размещения АЭС при ее длительной эксплуатации.

2.8. Размеры санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения для каждой АЭС устанавливаются индивидуально по согласованию с органами Госсаннадзора СССР с учетом требований и утверждаются местными советскими органами.

2.9. В санитарно-защитной зоне запрещается размещение жилых зданий, детских и лечебно-оздоровительных учреждений, а также промышленных предприятий, пищевых объектов, подсобных и иных сооружений, не относящихся к АЭС.

2.10. В санитарно-защитной зоне АЭС могут располагаться здания и сооружения подсобного и обслуживающего назначения АЭС: пожарные части, прачечные, помещения охраны, гаражи, склады (за исключением продовольственных), столовые для персонала АЭС, административно-служебные здания, здравпункты, ремонтные мастерские, транспортные сооружения, сооружения технического и питьевого водоснабжения и канализации, временные и подсобные предприятия строительства.

На территории санитарно-защитной зоны разрешается выращивание сельскохозяйственных культур, выпас скота при условии обязательного осуществления соответствующего радиометрического контроля производимой здесь сельскохозяйственной продукции. Использование водоемов, расположенных в санитарно-защитной зоне, для народнохозяйственных целей согласовывается с органами Госсаннадзора СССР.

2.11. При размещении производственных зданий и сооружений промышленная площадка АЭС должна быть условно разделена на чистую зону и зону возможного загрязнения.

В чистой зоне располагаются административно-служебные помещения, столовые, мастерские по ремонту чистого оборудования и другие объекты, где не проводятся работы с радиоактивными веществами; в этой зоне разрешается работа и передвижение персонала в личной одежде.

В зоне возможного загрязнения располагаются главный корпус, хранилища радиоактивных отходов, здания газо- и спецводоочистки, газгольдеры выдержки, мастерские для ремонта оборудования, загрязненного радионуклидами, и другие объекты, где могут проводиться работы с радиоактивными веществами.

2.12. На территории АЭС необходимо предусмотреть устройства для обмывки и дозиметрического контроля транспортных средств и подъездных путей при выходе (или выезде) из зоны возможного загрязнения в чистую зону. Безрельсовые пути в пределах промышленной площадки должны иметь асфальтовые покрытия, бордюр и канализацию.

МИНИСТЕРСТВО ЗДРАВООХРАНЕНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ГЛАВНЫЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ САНИТАРНЫЙ ВРАЧ
РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ПОСТАНОВЛЕНИЕ
от 28 апреля 2003 г. № 69
Зарегистрировано в Минюсте РФ 26 мая 2003 г. № 4593

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. № 52-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, № 14, ст. 1650) и Положения о государственном санитарно-эпидемиологическом нормировании, утвержденного Постановлением Правительства Российской Федерации от 24 июля 2000 г. № 554 (Собрание законодательства Российской Федерации, 2000, № 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

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.

Правила разработаны на основании и с учетом следующих Законов и нормативных документов:
Федеральный закон "О радиационной безопасности населения" от 9 января 1996 г. № 3-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации, 1996, № 3, ст. 141);
Федеральный закон "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" от 30 марта 1999 г. № 52-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, № 14, ст. 1650);
Федеральный закон "Об использовании атомной энергии" от 21 ноября 1995 г. № 170-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации, 1995, № 48, ст. 4552; 1997, № 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 № 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 № 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 № 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 № 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

Министерство здравоохранения Российской Федерации
ГЛАВНЫЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ САНИТАРНЫЙ ВРАЧ

ПОСТАНОВЛЕНИЕ

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 года 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 года 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 года.

Г.Г.Онищенко

Зарегистрировано
в Министерстве юстиции
Российской Федерации
26 мая 2003 года,
регистрационный N 4593

Санитарно-эпидемиологические правила и нормативы СанПин 2.6.1.24-03 "Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций"

УТВЕРЖДАЮ
Главный Государственный
санитарный врач
Российской Федерации,
первый заместитель
Министра здравоохранения
Российской Федерации
Г.Г.Онищенко
22 апреля 2003 года

Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03)

Санитарные правила и гигиенические нормативы СанПиН 2.6.1.24-03

I. Область применения

1.2. 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 года N 3-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации, 1996, N 3, ст.141);

Федеральный закон "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" от 30 марта 1999 года N 52-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, N 14, ст.1650);

Федеральный закон "Об использовании атомной энергии" от 21 ноября 1995 года 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 года);

Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002) . СП 2.6.6.1168-02, Минздрав России, 2002. Зарегистрированы в Министерстве юстиции Российской Федерации (регистрационный N 4005 от 6 декабря 2002 года).

III. Общие положения

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

4.2.2. 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

5.2. 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·Д/t, 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 мощность эквивалентной дозы, мкЗв/ч
	Помещения постоянного пребывания персонала
	Помещения временного пребывания персонала
	Помещения на территории промплощадки и СЗЗ

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
Жидкие сбросы

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 (<·10 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 I, Co, Cs, Cs (Na - 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]*
I (газовая + аэрозольная формы) [ГБк]**

Примечание:

* 1 ТБк =10Бк=27 Ки;

** 1 ГБк=10Бк=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]*
I (газовая + аэрозольная формы) [ГБк]**

Примечание:

В отдельные месяцы допускается выброс радионуклидов, превышающий КУ до 3 раз, при условии, что не будет превышен годовой ДВ.

* 1 ТБк=10Бк=27 Ки;

** 1 ГБк= 10Бк=27 мКи;

*** 1МБк=10Бк=27 мкКи.

Таблица N 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

(газовая + аэрозольная формы) [МБк]

Примечания:

В отдельные дни или несколько дней допускается выброс радионуклидов, превышающий КУ в 10 раз, при условии, что не будет превышен КУ за квартал.

* 1 ТБк=10Бк=27 Ки;

** 1 ГБк= 10Бк=27 мКи;

*** 1 МБк = 10Бк=27 мкКи;

**** Только для АС с БН.

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 характеристика 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, характеризующей 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 и внутреннего облучения персонала.

ИДК должен охватывать персонал, работающий в зоне контролируемого доступа. Учет результатов индивидуального дозиметрического контроля должен обеспечивать получение информации о дозах облучения при работе АС на мощности, при ремонтах и при выполнении радиационно опасных операций.

На АС должна быть предусмотрена автоматизированная система учета результатов индивидуального дозиметрического контроля (далее - АСИДК), обеспечивающая регистрацию доз облучения персонала в соответствии с единой государственной системой контроля и учета доз облучения (далее - ЕГАСКРО) и позволяющая по результатам анализа осуществлять планирование облучаемости персонала.

6.6.3. Радиационный контроль помещений и промплощадки АС 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.

6.6.4. РКЗ осуществляется на АС посредством контроля загрязнения кожных покровов и личной одежды персонала и транспорта с помощью переносных и стационарных приборов, расположенных в местах, предусмотренных проектом. На АС должен проводиться периодический контроль загрязнения личной одежды персонала в местах ее хранения и постоянно - на выходе через контрольно-пропускные пункты.

Произошла ошибка

Платеж не был завершен из-за технической ошибки, денежные средства с вашего счета
списаны не были. Попробуйте подождать несколько минут и повторить платеж еще раз.

2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

Санитарные правила и гигиенические нормативы
СанПин 2.6.1.24-03

"САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ПРОЕКТИРОВАНИЯ И ЭКСПЛУАТАЦИИ
АТОМНЫХ СТАНЦИЙ (СП АС-03)"

"О введении в действие санитарно-эпидемиологических правил и нормативов СанПин 2.6.1.24-03 "Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций"

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

I. Область применения

III. Общие положения

IV. Требования к генеральному плану, промышленной площадке, санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения

V. Требования к защите персонала и населения

VI. Требования к радиационному контролю

VII. Требования к производственным помещениям, зданиям и сооружениям

VIII. Требования к организации технологического процесса и оборудованию

IX. Требования к выполнению ремонтных работ и техническому обслуживанию оборудования

X. Требования к вентиляции и газоочистке

XI. Радиационная защита персонала и населения при авариях

ХII. Медицинское обеспечение радиационной безопасности персонала АС и населения

ХIII. Требования к водоснабжению

XIV. Требования к обращению с радиоактивными отходами

XV. Меры индивидуальной защиты и правила личной гигиены персонала

XVI. Требования к санитарно-бытовым помещениям.

XVII. Обеспечение надежности профессиональной деятельности персонала АС

I. Область применения

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. № 3-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации, 1996, № 3, ст. 141);

Федеральный закон "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" от 30 марта 1999 г. № 52-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, № 14, ст. 1650);

Федеральный закон "Об использовании атомной энергии" от 21 ноября 1995г. № 170-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации, 1995, № 48, ст. 4552; 1997, № 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. № 6014-3P);

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. № 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 № 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 № 4005 от 6 декабря 2002 г.).

III. Общие положения

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.

3.3. 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.

IV. Требования к генеральному плану, промышленной площадке, санитарно-защитнойзоне и зоне наблюдения

4.1. Требования к генеральному плану и площадке 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.

4.2. 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 соответствие с гигиеническими требованиями и нормативами, изложенными в ОСПОРБ-99.

4.2.5. В СЗЗ и ЗН силами службы радиационной безопасности АС должен проводиться радиационный контроль.

Страница 5 из 35

Глава 3
САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ПРОЕКТИРОВАНИЯ И ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС
Санитарные правила проектирования и эксплуатации АЭС (СП-АЭС-79) определяют требования по обеспечению радиационной безопасности персонала АЭС и населения, проживающего вблизи АЭС, а также по охране окружающей среды от загрязнения радиоактивными отходами и сбросами избыточного тепла. Они распространяются на АЭС с реакторами всех основных типов - РБМК, ВВЭР и БН. СП-АЭС-79 разработаны в соответствии с требованиями НРБ-76 и ОСП-72, они обязательны для всех министерств, ведомств, организаций и предприятий, занимающихся проектированием, строительством, наладкой и эксплуатацией АЭС. Это основной документ, которым надлежит руководствоваться при обеспечении радиационной безопасности АЭС, ответственность за его выполнение возлагается на администрацию всех организаций, которые участвуют в проектировании, строительстве и эксплуатации АЭС.
СП-АЭС-79 требуют, чтобы каждая вновь вводимая в строй АЭС до начала ее эксплуатации была принята специальной государственной комиссией, которая должна установить ее соответствие проекту, требованиям действующих норм и правил, в том числе требованиям СП-АЭС-79; расширение и реконструкция АЭС должны проводиться так, чтобы они не снижали надежности и безопасности тех ее блоков» которые продолжают работать.

ТРЕБОВАНИЯ К ВЫБОРУ ПЛОЩАДКИ И ГЕНЕРАЛЬНОМУ ПЛАНУ

Естественно, что место строительства АЭС выбирается в соответствии с требованиями производства электроэнергии в том или ином районе страны.

Однако конкретная площадке для строительства АЭС должна удовлетворять определенным условиям и прежде всего требованиям, предъявляемым к площадкам для промышленных предприятий «Санитарными нормами проектирования промышленных предприятий (СН-245-71)». Если электрическая мощность АЭС 440 МВт или более, то площадка для нее должна быть выбрана не ближе 25 км от города с населением 300 тыс. человек и не ближе 40 км от города с населением 1 млн. человек или более. Площадку выбирают с учетом санитарных, метеорологических и гидрогеологических условий, отдают предпочтение тем из них, которые находятся в зоне спокойного рельефа местности, с подветренной стороны по отношению к населенному пункту, хорошо проветриваются и с уровнем грунтовых вод не менее чем на 1,5 м ниже дна подземных емкостей или помещений АЭС, где могут быть жидкости, содержащие радионуклиды.
Для каждой АЭС предусматривается организация санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения. Их размеры определяются мощностью АЭС и особенностями места расположения АЭС; размеры зон согласовываются органами Госсаннадзора и утверждаются местными органами Советской власти. Санитарно-защитная зона (СЗЗ) - территория (обычно радиусом 3-5 км вокруг промплощадки АЭС), на которой потенциально возможно облучение, превышающее ПД, поэтому в пределах СЗЗ не должно проживать население, не должно быть детских и лечебно-оздоровительных учреждений, промышленных предприятий, пищевых блоков, не относящихся к АЭС.

Рис. 3.1. Примеры размещения АЭС на местности (генеральный план):
а: 1 - главный корпус АЭС с блоком вспомогательных систем; 2 - трансформаторы: 3 - административно-бытовой корпус; 4 - башня ревизии трансформаторов; 5 - полосная станция технического водоснабжения; 6 - подводящий канал; 7 - водозатворные устройства; 8 - сбросной канал; 9 - вспомогательный корпус; 10 - дизель-генераторная станция; 11 - компрессорная; 12 - хранилища жидких и твердых отходов; 13 - азотно-кислородная станция; 14 - строительно-ремонтный цех; 15 - склад химических реактивов; 16 - баллоны с водородом; 17 - склад свежего топлива; 18- ацетиленовая станция; 19 - оклад топлива для котельной; 20 - резервная котельная; о: 1 - реакторное отделение; 2 - машинный зал; 3 - административно-бытовой корпус; 4 - насосная; 5 - подвод охлаждающей воды; 6 - сброс охлаждающей воды; 7 - градирни; 8 - река

На территории СЗЗ можно размещать предприятия подсобного и обслуживающего АЭС назначения; ее можно использовать для выпаса скота и выращивания сельскохозяйственных продуктов, но эти продукты, а также мясо и молоко скота должны подвергаться радиометрическому контролю. Территория СЗЗ должна быть благоустроена.
Зона наблюдения (ЗН) - территория, на которой возможно обнаружение влияния радиоактивных отходов АЭС и облучение населения может достичь ПД. Каких-либо ограничений на использование зоны наблюдения СП-АЭС-79 не накладывают. Однако на территории ЗН, так же как и на территории СЗЗ, осуществляют радиационный контроль. Влияние АЭС на радиационный климат на территориях СЗЗ и ЗН оценивают путем сравнения с уровнем естественного фона, поэтому до пуска АЭС в эксплуатацию определяют радиационное состояние указанных территорий. ЗН может простираться на расстоянии 20-30 км от АЭС.
Промплощадку АЭС условно разделяют на две зоны - «чистую» и «зону возможного загрязнения», а разные по назначению производственные здания и сооружения размещают в пределах той или иной зоны. Так, административные здания, ремонтные мастерские, столовые и другие подобные здания размещают в чистой зоне, а все здания АЭС, связанные с осуществлением основного технологического процесса,- главный корпус (здание реактора и оборудования технологических контуров), здания спецводоочистки, хранилища жидких отходов и др. - в зоне возможного загрязнения. Те здания и сооружения АЭС, из которых возможно поступление в атмосферу радиоактивных газов и аэрозолей, размещают на промышленной площадке АЭС с подветренной стороны по отношению к другим зданиям. СП-АЭС-79 требуют организовать на территории АЭС транспортные пути с твердым покрытием так, чтобы перевозки чистых и загрязненных радиоактивными веществами грузов производились в пределах соответствующих зон, а при переезде транспорта из одной зоны в другую обеспечивалась возможность дезактивировать его.
На рис. 3.1 показаны примеры размещения зданий и сооружений на территории АЭС.

ТРЕБОВАНИЯ К ЗАЩИТЕ ПЕРСОНАЛА, НАСЕЛЕНИЯ И ОХРАНЕ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ

Вопрос о защите персонала, населения и охране окружающей среды - центральный в СП-АЭС-79. Отмечается, что при проектировании защиты и очистных сооружений необходимо учитывать все пути облучения как персонала, так и лиц из населения, т. е. доза должна рассчитываться как за счет внешнего облучения от источников излучений и поверхностных загрязнений, так и за счет внутреннего облучения. Защиту от источников излучения необходимо проектировать дифференцированно в зависимости от категории работающих лиц, характера выполняемой работы и назначения помещений, в частности в зависимости от того, как долго лица из персонала находятся в том или ином помещении. Технология проведения различных операций должна быть запроектирована так, чтобы индивидуальные дозы были меньше предусмотренных НРБ-76. Это обеспечивает резерв по дозе на случай проведения непредвиденных работ и изменению радиационной обстановки в процессе эксплуатации АЭС. Сооруженную на АЭС защиту проверяют в процессе вывода ее на номинальную мощность (на мощность не менее 20%) и обнаруженные при этом дефекты устраняют.
Поскольку лица, относящиеся к категории Б, могут облучаться различными источниками излучения, то за счет источников облучения, обусловленных эксплуатацией АЭС, их предел дозы должен быть меньше 0,5 бэр в год. СП-АЗС-79 устанавливают следующие значения ГТД за счет излучения газоаэрозольных и жидких отходов АЭС (мбэр/год): газоаэрозольные отходы-20, 60 и 120 для критических органов I, II и III группы; жидкие отходы-5, 15 и 30 для критических органов тех же групп соответственно, т. е. облучение, например, критических органов I группы или всего тела человека излучением газоаэрозольных и жидких отходов допускается дозой не более 25 мбэр в год. Эти значения ПД относятся к границе СЗЗ или к такому расстоянию от АЭС, на котором доза может быть максимальной. При этом в расчетных значениях дозы должны быть учтены все факторы, формирующие дозу, т. е. прямые и косвенные пути облучения, критические радионуклиды и критические группы населения, географические и метеорологические факторы, перспективы использования территории, водоемов, а также другие особенности местности и условия ее использования.
Установленный СП-АЭС-79 ПД для ограниченной части населения составляет 5% ПД по НРБ-76, т. е. из всех возможных способов облучения ограниченной части населения на долю АЭС выделена доля в 5%. Это связано, в первую очередь, с тем, что планируется значительный рост количества АЭС, строительства их в густонаселенной местности, развиваются другие стадии ядерного топливного цикла, расширяется применение источников ионизирующего излучения в различных сферах человеческой деятельности, т. е. возрастает число людей, подвергающихся облучению, возрастает, следовательно, общественный риск неблагоприятных последствий облучения. Выделение дозовой доли на облучение за счет эксплуатации АЭС должно способствовать снижению общественного риска и отвечает современным тенденциям практически всех стран, эксплуатирующих АЭС. Кроме того, известно, что фактические выбросы и сбросы отечественными и зарубежными АЭС (см. §7.5) настолько низки, что они создают дозовую нагрузку на ограниченную часть населения существенно меньше ПД по НРБ-76 и даже меньше ПД по СП-АЭС-79, т. е. меньше 0,05 ПД по НРБ-76.
Так как дозу ограниченной части населения не измеряют, то для обеспечения установленного СП-АЭС-79 ПД нормируются среднесуточные и среднемесячные допустимые выбросы (ДВ) радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу. ДВ основаны, главным образом, на опыте эксплуатации действующих АЭС. Если выбросы АЭС в сутки и в месяц не превысят ДВ, то доза населения за год не превзойдет ПД. ДВ установлены в расчете на мощность АЭС 1000 МВт (эл).- такие ДВ называют нормализованными, и в расчете на мощность АЭС 6000 МВт (эл.)-это предельно допустимые выбросы. Если мощность АЭС больше 6000 МВт, ее выбросы все равно не должны превышать предельно допустимых (ПДВ). Разрешается однократно превысить ДВ или ПДВ в 5 раз, но в течение короткого промежутка времени и так, чтобы ДВ или ПДВ за квартал не был превышен. Нормируется выброс следующих радионуклидов: радиоактивных благородных газов (РБГ), долгоживущих и короткоживущих нуклидов в аэрозольной форме, 131 I, 90 Sr, 137 Cs, 60 Co, 64 Mn, 61 Cr, кроме того, СП-АЭС-79 рекомендуют периодически выполнять подробный нуклидный анализ выброса.
Следуя второму принципу обеспечения радиационной безопасности (см. гл. 2), СП-АЭС-79 указывают, что администрация АЭС должна принимать меры к тому, чтобы выбросы АЭС были по возможности ниже дв.
Сброс жидких радиоактивных отходов также нормируется. Для этого устанавливают для каждой конкретной АЭС годовые допустимые сбросы (ДС) и рабочие контрольные сбросы (РКС), причем последние ниже ДС и устанавливаются из опыта эксплуатации АЭС. ДС рассчитывают для каждого вида водопользования с учетом всех путей поступления радионуклидов в организм человека так, чтобы доза облучения излучением этих нуклидов не превысила указанного выше значения. На практике для контроля за АЭС как за источником жидких радиоактивных отходов устанавливаются допустимые концентрации отдельных радионуклидов в водоемах, принимающих жидкие отходы АЭС.
СП-АЭС-79 требуют, чтобы при проектировании АЭС предусматривались противоаварийные меры технической безопасности, которые обеспечивали бы защиту населения при авариях на АЭС. Эти меры рассчитывают на максимальную проектную аварию при наихудших погодных условиях. Они должны обеспечивать локализацию радиоактивного выброса в атмосферу до такого уровня, чтобы на границе СЗЗ индивидуальная доза облучения щитовидной железы детей не превысила 30 бэр, доза внешнего облучения всего тела или любого органа - 10 бэр.
Предусмотренные проектом средства и меры по защите персонала АЭС и населения изложены в специальном разделе проекта «Радиационная безопасность АЭС».