---

Проектными решениями должна быть обеспечена радиационная безопасность населения и окружающей среды в течение всего срока изоляции отходов с учетом долговременного прогноза.

9.14. За критерий радиационной безопасности долговременного хранилища должна приниматься эффективная доза облучения населения, которая не должна превышать 10 мкЗв/год.

9.15. Хранилище должно размещаться вне территории перспективного развития прилегающих населенных пунктов, в пределах существующей санитарно-защитной зоны АС при условии неувеличения ее площади.

9.16. Проектом долговременного хранилища должны быть предусмотрены мероприятия, обеспечивающие ограничение радиационного воздействия населения и загрязнение территории СЗЗ при авариях и относящие долговременные хранилища к категории радиационной опасности не выше II.

9.17. При заполнении части хранилища (модуля) контейнерами с ТРО должна предусматриваться ее консервация путем засыпки контейнеров выравнивающим слоем грунта, глины, защитным слоем грунта для снижения мощности дозы гамма-излучения и слоем растительного грунта.

Вертикальная планировка насыпного грунта должна обеспечивать сток атмосферных осадков.

9.18. Загрузка контейнеров с ТРО в модуль хранилища должна производиться с учетом размещения контейнеров с более активными ТРО в центре и глубже, а с менее активными - по периферии и сверху. Операции по загрузке контейнеров в хранилище должны быть механизированы.

9.19. Мощность дозы гаммы-излучения на поверхности земли от законсервированных модулей и в целом от хранилища ТРО не должна превышать 1 мкГр/ч.

9.20. Вокруг хранилища должна предусматриваться организация системы наблюдательных скважин для определения возможного выхода радиоактивных веществ из места захоронения, направления и скорости переноса их с грунтовыми водами, концентрации в грунтах и подземных водах.

9.21. На хранилище ТРО в установленном порядке должно быть оформлено санитарно-эпидемиологическое заключение.

9.22. Радиационный контроль хранилища ТРО должен осуществляться штатной службой радиационной безопасности АС.

Система радиационного контроля должна предусматриваться как на стадии проведения загрузки ТРО, так и для контроля законсервированного хранилища после его заполнения РАО.

X. ТРЕБОВАНИЯ К РАДИАЦИОННОМУ КОНТРОЛЮ

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.

XI. РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ ПРИ ВОЗНИКНОВЕНИИ И ЛИКВИДАЦИИ ПОСЛЕДСТВИЙ РАДИАЦИОННЫХ АВАРИЙ

11.1. Планирование аварийно-защитных мероприятий должно предусматриваться для каждого этапа ВЭ БАС. В проектной документации должны быть определены наиболее вероятные возможные аварии, возникающие вследствие неисправности оборудования, неправильных действий персонала, стихийных бедствий или иных причин, которые могут привести к потере контроля над источниками излучения и незапланированному облучению людей и (или) радиоактивному загрязнению окружающей среды. Перечень возможных аварий для конкретных условий работы при выводе блока АС из эксплуатации и проектные решения по защите персонала и населения при их возникновении согласовываются с органами государственного регулирования радиационной безопасности и органами, уполномоченными осуществлять госсанэпиднадзор.

11.2. Для обеспечения радиационной безопасности персонала администрацией выводимого из эксплуатации блока АС должен быть разработан План мероприятий по защите персонала в случае аварии.

Данный план должен быть скоординирован, взаимоувязан и согласован с органами, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

11.3. План должен быть взаимоувязан с соответствующими планами для АС в целом и содержать следующие разделы:

прогноз возможных аварий при работах по ВЭ с учетом вероятных причин, типов и сценариев развития аварии, а также прогнозируемой радиационной обстановки при авариях разного типа;

критерии для принятия решений о проведении защитных мероприятий;

перечень организаций, с которыми осуществляется взаимодействие при ликвидации аварии и ее последствий;

организация аварийного радиационного контроля;

оценка характера и размеров радиационной аварии;

порядок введения аварийного плана в действие;

порядок оповещения и информирования;

порядок действий персонала при аварии;

обязанности должностных лиц при проведении аварийных работ;

меры защиты персонала при проведении аварийных работ;

противопожарные мероприятия;

мероприятия по защите окружающей среды;

оказание медицинской помощи пострадавшим;

меры по локализации и ликвидации очагов (участков) радиоактивного загрязнения;

подготовка и тренировка персонала к действиям в случае аварии.

11.4. Для всех этапов вывода из эксплуатации блока АС должна быть разработана инструкция по действиям персонала в аварийных ситуациях, отражающая специфику каждого этапа.

11.5. На производственных участках, в санпропускнике и здравпункте должны находиться аптечки с набором необходимых средств первой помощи пострадавшим при аварии, а также восполняемый запас средств санитарной обработки для лиц, которые могут подвергнуться радиоактивному загрязнению.

11.6. К работам по ликвидации последствий аварии должны прежде всего привлекаться члены специализированных аварийных бригад. В необходимых случаях для выполнения этих работ могут быть привлечены лица предпочтительно из персонала старше 30 лет, не имеющие медицинских противопоказаний, при их добровольном письменном согласии после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

11.7. Перед началом работ по ликвидации последствий аварии должен проводиться инструктаж персонала по вопросам радиационной безопасности с разъяснением характера и последовательности работ. В необходимых случаях следует проводить предварительную отработку предстоящих операций на макетах и тренажерах.

11.8. Работы по ликвидации последствий аварии должны проводиться под радиационным контролем по специальному разрешению (наряду-допуску), выдаваемому службой радиационной безопасности АС, в котором определяются предельная продолжительность работы, дополнительные средства защиты, фамилии участников и лица, ответственного за выполнение работ.

11.9. Ликвидация последствий аварии и расследование ее причин проводится администрацией АС при участии органов, уполномоченных осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор совместно с администрацией вовлеченной территории и другими заинтересованными органами и организациями.