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 |
200 |
50 |
Жидкие сбросы |
50 |
50 |
Сумма |
250 |
100 |
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-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
Радионуклид |
АС с РБМК |
АС с ВВЭР и БН |
АС с ЭГП-6 |
ИРГ [ТБк]1 |
3700 |
690 |
2000 |
131I (газовая + аэрозольная формы) [ГБк]2 |
93 |
18 |
18 |
60Со [ГБк] |
2,5 |
7,4 |
7,4 |
134Cs [ГБк] |
1,4 |
0,9 |
0,9 |
137Сs [ГБк] |
4,0 |
2,0 |
2,0 |
_________________
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
Радионуклид |
АС с РБМК |
АС с ВВЭР и БН |
АС с ЭГП-6 |
ИРГ [ТБк]1 |
310 |
57 |
160 |
131I (газовая + аэрозольная формы) [ГБк]2 |
7,8 |
1,5 |
1,5 |
60Со [МБк]3 |
210 |
620 |
620 |
134Cs [МБк] |
120 |
75 |
75 |
137Сs [МБк] |
330 |
170 |
170 |
__________________
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
Радионуклид |
АС с РБМК |
АС с ВВЭР и БН |
АС с ЭГП-6 |
ИРГ [ТБк]1 |
10 |
1,9 |
5,5 |
131I (газовая + аэрозольная формы) [МБк]3 |
260 |
50 |
50 |
24Na [ГБк]2 |
- |
154 |
- |
______________
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".
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;