Реферат: Постановление

УТВЕРЖДЕНО
Постановление
Министерства здравоохранения

Республики Беларусь

31.03.2010 № 39



Санитарные нормы, правила
и гигиенические нормативы
«Гигиенические требования к
проектированию и эксплуатации
атомных электростанций»

РАЗДЕЛ I ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ


ГЛАВА 1 ТЕРМИНЫ И ИХ ОПРЕДЕЛЕНИЯ

1. В настоящих Санитарных нормах, правилах и гигиенических нормативах «Гигиенические требования к проектированию и эксплуатации атомных электростанций» (далее – Санитарные правила) используются термины и их определения в значениях, установленных Законом Республики Беларусь от 5 января 1998 г. «О радиационной безопасности населения» (Ведамасцi Нацыянальнага сходу Рэспублiкi Беларусь 1998 г., №5, ст. 25), Законом Республики Беларусь от 30 июля 2008 г. «Об использовании атомной энергии» (Национальный реестр правовых актов Республики Беларусь, 2008 г., №187, 2/1523), Гигиеническими нормативами 2.6.1.8-127-2000 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-2000)», утвержденными постановлением Главного государственного санитарного врача Республики Беларусь от 25 января 2000 г. №5 (Национальный реестр правовых актов Республики Беларусь, 2000 г., №35, 8/3037) и Санитарными правилами и нормами 2.6.1.8-8-2002 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСП-2002)», утвержденными постановлением Главного государственного санитарного врача Республики Беларусь от 22 февраля 2002 г. №6 (Национальный реестр правовых актов Республики Беларусь, 2002 г., №35, 8/7859).


2. Для целей настоящих Санитарных правил также используются следующие термины и их определения:

Аварийная ситуация – ситуация или событие, которые требуют соответствующего реагирования, в первую очередь, для того, чтобы смягчить опасность или неблагоприятные последствия для здоровья и безопасности человека, качества его жизни, собственности или окружающей среды. В данное понятие включаются также ситуации, реагирование на которые направлено на смягчение эффектов прогнозируемой опасности.

Авария запроектная – авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала.

Аварийный работник – работник, который может подвергнуться облучению, превышающему пределы дозы профессионального облучения при выполнении действий, направленных на смягчение последствий аварийной ситуации для здоровья человека и безопасности, качества жизни, собственности и окружающей среды.

Биологическая защита – комплекс конструкций и материалов, окружающих ядерный реактор и его узлы, предназначенный для ослабления ионизирующего излучения до биологически безопасного уровня при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

Водо-водяной энергетический реактор (далее – ВВЭР) – реактор, в котором в качестве теплоносителя и замедлителя используют воду под давлением. В таких реакторах при нормальной эксплуатации вода в корпусе не кипит. Вода в активной зоне нагревается и подается в парогенератор для обеспечения тепла, необходимого для образования пара, который, вращая турбины, генерирует электрическую энергию.

Ввод в эксплуатацию - процесс, во время которого системы и оборудование атомной электростанции (далее – АЭС) начинают функционировать и проверяется их соответствие проекту, включающий в себя предпусковые наладочные работы, физический и энергетический пуск и завершающийся сдачей АЭС в промышленную эксплуатацию.

Выбросы (сбросы) радиоактивные – радиоактивные вещества, образующиеся в используемом в рамках какой-либо практической деятельности источника, которые выбрасываются в окружающую среду в виде газов, аэрозолей, жидкостей или твердых веществ, обычно с целью разбавления и рассеяния.

Дозиметрический наряд – это письменное распоряжение на безопасное проведение радиационно-опасной работы, определяющее содержание, место, время, условия ее выполнения, необходимые меры радиационной безопасности, состав бригады и лиц, ответственных за безопасность работы.

Допустимый выброс (сброс) - уровень мощности выброса, устанавливаемый в качестве рабочей нормы, но не выше предельно допустимого выброса.

Зона наблюдения (далее – ЗН) – территория за пределами санитарно-защитной зоны, на которой проводится радиационный мониторинг.

Зона контроля (далее – ЗК) – это та зона, внутри которой вводятся или могут быть введены специальные меры защиты и безопасности для контролирования нормального облучения или для предотвращения распространения загрязнения в процессе нормальной эксплуатации, и которая, как правило, находится внутри зоны наблюдения.

Зона контролируемого доступа (далее – ЗКД) – производственные помещения, где осуществляется обращение с источниками ионизирующего излучения (далее – ИИИ) и возможно воздействие радиационных факторов на персонал.

Зона свободного доступа (далее – ЗСД) – вспомогательные и административные помещения, где при нормальной эксплуатации АЭС не осуществляется обращение с ИИИ и, как правило, практически исключается воздействие на людей радиационных факторов.

Зона предупредительных мер (далее – ЗПМ) – зона вокруг АЭС, в отношении которой проводятся мероприятия для осуществления срочных защитных мер в случае ядерной аварийной ситуации с целью снижения риска появления тяжелых детерминированных эффектов за пределами промплощадки.

Зона планирования срочных защитных мер (далее – ЗПСМ) – зона вокруг АЭC, в отношении которой проводятся мероприятия, направленные на осуществление срочных защитных мер в случае ядерной аварийной ситуации с целью предотвращения стохастических эффектов в той степени, в какой это практически осуществимо, путем снижения доз облучения в соответствии с международными документами.

Зона планирования ограничений в отношении продуктов питания – зона вокруг АЭС, в отношении которой проводятся мероприятия, направленные на осуществление контрмер (например, сельскохозяйственных), препятствующих пероральному поступлению радионуклидов с водой и пищевыми продуктами местного производства, и долгосрочных защитных мер с целью предотвращения больших коллективных доз облучения в той степени, в какой это практически осуществимо, путем снижения доз облучения в соответствии с международными документами.

Индивидуальный дозиметрический контроль (далее – ИДК)– контроль облучения персонала и населения, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения на основании результатов индивидуальных измерений, характеристик облучения тела или отдельных органов, либо индивидуального поступления радионуклидов в организм человека.

Культура безопасности – это такой комплекс характеристик и особенностей деятельности организаций и поведения отдельных лиц, который устанавливает, что проблемам защиты и безопасности, как обладающим высшим приоритетом, уделяется внимание, соответствующее их значимости.

Место рабочее – место постоянного или временного пребывания персонала для выполнения производственных функций в условиях воздействия ионизирующего излучения.

Мониторинг радиационный – измерение уровня дозы или загрязнения для оценки или контроля за облучением в результате воздействия излучения или радиоактивных веществ, а также интерпретация результатов.

Наряд-допуск – задание на безопасное производство работы, оформленное на специальном бланке установленной формы и определяющее содержание, место работы, время её начала и окончания, условия её безопасного выполнения, необходимые меры безопасности (в том числе по радиационной, пожарной безопасности и на загазованных рабочих местах), состав бригады и работников, ответственных за безопасное выполнение работы.

Облучение населения – облучение населения от источников излучения, исключая любое профессиональное или медицинское облучение, а также воздействие естественного радиационного фона в данной местности.

Отработавшее ядерное топливо (далее – ОЯТ) – ядерное топливо, облученное в активной зоне реактора и окончательно удаленное из нее.

Площадка размещения АЭС – территория в пределах охраняемого периметра, на которой размещаются все основные и вспомогательные здания и сооружения АЭС (промышленная площадка), и территория за пределами ограды, на которой располагаются открытые распределительные устройства, внешние гидросооружения (водоемы-охладители, насосные станции, подводящие и отводящие каналы), очистные сооружения, шламоотвалы, строительная база, перевалочная база, населенный пункт, предназначенный для проживания персонала АЭС (далее – жилой поселок), и т.д.

Промышленная площадка (далее – промплощадка) – охраняемая и ограждаемая территория размещения производственных, административных, санитарно-бытовых и вспомогательных зданий и сооружений радиационного объекта.

Предел дозы (далее – ПД) – величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна быть превышена.

Пределы безопасной эксплуатации АЭС – пределы эксплуатационных параметров, в которых разрешенная (имеющая официальное разрешение) установка является безопасной.

Предельно допустимый выброс (сброс) - норматив мощности выброса, определяемый по пределу дозы с учетом всех путей внешнего и внутреннего облучения.

Представительное лицо – индивидуум, получивший дозу излучения, которая репрезентативна для наиболее высоко облученных индивидуумов в популяции.

Принцип нормирования – непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения человека от всех источников излучения.

Принцип обоснования – запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного превышающим естественный радиационный фон облучением.

Принцип оптимизации – поддержание на достижимом низком уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения (As Low As Reasonable Achievable – ALARA).

Прогнозируемая доза – доза, которая, как ожидается, будет получена в том случае, если не проводятся никакие защитные действия или не принимаются никакие восстановительные меры.

Профессиональное облучение – любое облучение персонала в процессе его работы с техногенными ИИИ.

Пункт размещения АЭС – территория в пределах рассматриваемого для размещения АЭС района, позволяющая разместить несколько площадок АЭС, для которых ландшафтно-географические и ситуационные условия (взаимное расположение АЭС и городов, крупных предприятий и других объектов, условия водоснабжения, транспортные условия, социально-демографические, агропромышленные и производственные условия) близки по своим характеристикам.

Район размещения АЭС – территория, включающая площадку размещения АЭС, на которой проявляются или могут проявляться явления, процессы или события, способные оказать влияние на безопасность АЭС.

Распоряжение – устное задание на производство работы, определяющее ее содержание, место, время, меры безопасности и лиц, которым поручено её выполнение, отданное непосредственно или с использованием средств связи производителю и допускающему, имеющее разовый характер и действует в течение рабочего дня исполнителей.

Ситуация аварийного облучения – непредвиденная ситуация, которая может возникнуть во время работы в ситуации планируемого облучения, а также вследствие злонамеренных действий или в результате любой другой неожиданной ситуации, и потребовать срочных действий для того, чтобы избежать или снизить нежелательные последствия.

Ситуации планируемого облучения – это ситуации когда осуществляется намеренное введение и эксплуатация источников ионизирующего излучения. Ситуации планируемого облучения могут приводить как к увеличению реального облучения, так и к такому облучению, которое предполагается (нормальное облучение), а также к облучению, которое не предполагается (потенциальное облучение).

Средство индивидуальной защиты (далее – СИЗ) – средство защиты персонала от внешнего облучения, поступления радиоактивных веществ внутрь организма и радиоактивного загрязнения кожных покровов.

Строительство АЭС – процесс возведения зданий и сооружений АЭС, включающий комплекс собственно строительных работ, работ по монтажу оборудования, вспомогательных, транспортных и других работ.

Тепловыделяющая сборка (далее – ТВС) – комплект тепловыделяющих элементов и связанных с ними компонентов, которые загружаются в активную зону реактора в качестве единого блока и впоследствии удаляются из нее.

Тепловыделяющий элемент (далее – ТВЭЛ) – отдельная сборочная единица, содержащая ядерные материалы и предназначенная для получения тепловой энергии в ядерном реакторе за счет осуществления контролируемой ядерной реакции деления и (или) для накопления нуклидов.

Физическая защита АЭС – технические и организационные меры обеспечения сохранности содержащихся на АЭС делящихся и радиоактивных материалов и других материальных ценностей и предотвращение несанкционированного доступа на АЭС и установленные проектом ее важные участки.

Эквивалент дозы индивидуальный (Hp(10)) – эквивалент дозы в мягкой биологической ткани, определяемый на глубине 10 мм под рассматриваемой точкой на теле.

Эксплуатация – вся деятельность, направленная на достижение безопасным образом цели, для которой была построена АЭС, включая работу на мощности, пуск, остановы, испытания, техническое обслуживание, ремонт и перегрузку топлива, инспектирование во время эксплуатации и другую, связанную с этим деятельность.

Эксплуатация нормальная – вся деятельность, направленная на достижение безопасным образом цели, для которой была сооружена АЭС, включая работу на мощности, пуски, остановки, испытания, техническое обслуживание, ремонты, консервацию, перегрузки активной зоны.

Эксплуатационные пределы – значения параметров и характеристик состояния систем и АС в целом, заданных проектом для нормальной эксплуатации.

Энергетический пуск – этап ввода АЭС в эксплуатацию, при котором АЭС начинает производить энергию в соответствии с проектом и осуществляется подъем мощности и проверка работы АЭС на уровнях мощности вплоть до установленной для промышленной эксплуатации.

Эффекты излучения детерминированные тяжелые – детерминированные эффекты, приводящие к преждевременной смерти или существенному ухудшению качества жизни облученного лица.

Ядерная авария – авария, связанная с повреждением ТВЭЛов, превышающим установленные пределы безопасной эксплуатации и/или облучением персонала, превышающего допустимое для нормальной эксплуатации, вызванная нарушением контроля и управления цепной ядерной реакции деления в активной зоне реактора, образованием критической массы при перегрузке, транспортировке и хранении ТВЭЛов, нарушением теплоотвода от ТВЭЛов и другими причинами, приводящими к повреждению ТВЭЛов .



^ ГЛАВА 2 ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ



Настоящие Санитарные правила разработаны в соответствии с Законом Республики Беларусь «О радиационной безопасности населения», Законом Республики Беларусь «Об использовании атомной энергии» и другими актами законодательства Республики Беларусь.

Настоящие Санитарные правила устанавливают гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности персонала, населения и охране окружающей среды (радиационное воздействие) при размещении, проектировании, строительстве, вводе в эксплуатацию и эксплуатации АЭС с реакторами типа ВВЭР.

Настоящие Санитарные правила не распространяются на транспортные ядерные энергетические установки и реакторные установки специального назначения.

Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности персонала, населения и охране окружающей среды при выводе из эксплуатации блока АЭС и к защите от нерадиационных факторов воздействия регламентируются другими актами законодательства Республики Беларусь.

Настоящие Санитарные правила распространяются на организации, осуществляющие деятельность, связанную с размещением, проектированием, строительством, вводом в эксплуатацию и эксплуатацией АЭС, кроме транспортных ядерных энергетических установок и реакторных установок специального назначения.

Требования настоящих Санитарных правил обязательны для использования на территории Республики Беларусь всеми государственными органами, юридическими и физическими лицами, деятельность которых связана с АЭС.

Акты законодательства Республики Беларусь, относящиеся к проектированию, строительству, вводу в эксплуатацию и эксплуатации АЭС, не должны противоречить требованиям настоящих Санитарных правил и должны быть в установленном порядке согласованы с республиканскими органами государственного управления в области радиационной безопасности.
^ ГЛАВА 3 ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ



Непревышение основных пределов доз облучения персонала и населения, соблюдение требований настоящих Санитарных правил являются обязательными условиями обеспечения радиационной безопасности атомных станций.

Обеспечение радиационной безопасности АЭС должно осуществляться проведением комплекса специальных мероприятий:

- установлением и выполнением требований радиационной безопасности на промплощадке АЭС и прилегающих к ней территориях;

- контролем за состоянием защитных барьеров АЭС 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 АЭС.

Содержание и объем специальных мероприятий должны приводиться в проекте и в эксплуатационной документации АЭС.

АЭС по потенциальной радиационной опасности относится к первой категории радиационных объектов, для которых события на промплощадке (включая весьма маловероятные события) могут привести к серьезным детерминированным эффектам для здоровья за пределами промплощадки, или для которых такие события уже имели место на аналогичных установках.

До пуска каждого блока АЭС все системы и сооружения данного блока должны быть подготовлены к эксплуатации в установленном законодательством порядке.

Проект строительства, реконструкции АЭС должен пройти государственную и иные экспертизы, подтверждающие безопасность АЭС, в установленном законодательством порядке.

Санитарный надзор при проектировании, строительстве, эксплуатации и выводе из эксплуатации АЭС осуществляют государственные органы и учреждения, уполномоченные осуществлять государственный санитарный надзор.



^ РАЗДЕЛ II ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПЕРСОНАЛА И НАСЕЛЕНИЯ ПРИ НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС


ГЛАВА 4 ^ ТРЕБОВАНИЯ К РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЕ ПЕРСОНАЛА И НАСЕЛЕНИЯ



Главной целью радиационной защиты является охрана здоровья персонала и населения от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности.

Для условий нормальной эксплуатации АЭС устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

- персонал;

- население.

Для контроля облучения персонала и населения устанавливаются три класса нормативов:

- основные пределы доз, приведенные в приложении 1 к настоящим Санитарным правилам;

- допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие;

- контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков, значения суточных и месячных выбросов отдельных групп радионуклидов в атмосферный воздух и др.). Их значения должны учитывать достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации АЭС 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 (ALARA).

При разработке мероприятий по снижению доз облучения персонала следует исходить из следующих основных положений:

- индивидуальные дозы должны в первую очередь снижаться там, где они могут превысить допустимый уровень облучения;

- мероприятия по защите персонала в первую очередь должны осуществляться в отношении тех источников излучения, где возможно достичь наибольшего снижения коллективной дозы облучения при минимальных затратах.

В целях недопущения превышения предела дозы техногенного облучения населения, для АЭС устанавливается квота на облучение населения – 100 мкЗв в год.

Данная квота устанавливается на суммарное облучение населения от всех источников радиоактивных газоаэрозольных выбросов в атмосферный воздух и жидких сбросов в поверхностные воды в целом для АЭС независимо от количества энергоблоков на промплощадке.

Значения квот на облучение населения за счет выбросов и сбросов при нормальной эксплуатации АЭС приведены в приложении 2 к настоящим Санитарным правилам.

Значение квоты рассматривается как верхняя граница возможного облучения населения от радиоактивных выбросов и сбросов АЭС при оптимизации радиационной защиты населения в режиме нормальной эксплуатации АЭС.

Значения соответствующих квот на облучение населения используются для расчета предельно допустимых выбросов радионуклидов АЭС в атмосферный воздух и предельно допустимых сбросов радионуклидов в поверхностные воды.

Предельно допустимые выбросы и предельно допустимые сбросы являются верхними границами для газоаэрозольных выбросов и жидких сбросов радионуклидов в окружающую среду в режиме нормальной эксплуатации АЭС.

В качестве нижней границы дозы облучения при оптимизации радиационной защиты населения в режиме нормальной эксплуатации АЭС принимается минимально значимая доза, равная 10 мкЗв в год.

При установлении годовых допустимых выбросов радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферный воздух учитывается тот факт, что основной вклад (свыше 98%) в дозу облучения населения в режиме нормальной эксплуатации АЭС вносят инертные радиоактивные газы (аргон, криптон, ксенон), 131I, 60Co, 134Cs, 137Cs.

Значения годовых допустимых выбросов радионуклидов или их групп (ДВr) для АЭС устанавливаются с учетом условий выброса (высоты вентиляционных труб), рассеяния выброса в атмосферном воздухе и формирования дозовой нагрузки на население приведены в приложении 3 к настоящим Санитарным правилам.

Данные годовых допустимых выбросов радионуклидов или их групп устанавливаются настоящими Санитарными правилами для проектируемых и строящихся АЭС. Дальнейшее деление данных годовых допустимых выбросов радионуклидов или их групп на очереди АЭС или отдельные энергоблоки АЭС не требуется.

С учетом технически достигнутого уровня безопасности АЭС в режиме нормальной эксплуатации (когда фактические выбросы и сбросы АЭС создают по каждому пути воздействия дозу облучения лиц из населения менее 10 мкЗв в год) радиационный риск для населения при эксплуатации АЭС является, безусловно, приемлемым (менее 10-6 год-1).

В этой связи значения годовых допустимых выбросов, установленные настоящими Санитарными правилами, рассчитаны исходя из дозы облучения населения 10 мкЗв в год по каждому нормируемому радионуклиду (группе радионуклидов) - инертные радиоактивные газы (далее – ИРГ), 131I, 60Co, 134Cs, 137Cs. Значения годовых допустимых сбросов также рассчитываются исходя из дозы облучения населения 10 мкЗв в год по каждому нормируемому радионуклиду в соответствии с действующей методической документацией.

Условием соблюдения допустимого выброса радионуклидов или их групп с АЭС в атмосферный воздух является выполнение соотношения:

,

где

Qr – годовая фактическая (проектная) активность нуклида (r ), поступающая с АЭС в атмосферный воздух, Бк;

ДВr– допустимый выброс радионуклида (r ) с АЭС в атмосферный воздух, Бк (приложение 3 к настоящим Санитарным правилам).

Соблюдение установленных настоящими Санитарными правилами значений допустимых выбросов гарантирует, что доза облучения представительного лица за счет газоаэрозольных выбросов АЭС при нормальной эксплуатации не превысит 10 мкЗв в год.

 С учетом дозовых квот и доз, указанных в приложении 1 к настоящим Санитарным правилам, предельно допустимый выброс для АЭС устанавливаются на уровне 5 значений годовых допустимых выбросов радионуклидов или их групп. Значения предельно допустимых сбросов для АЭС превышает в 5 раз значения годовых допустимых выбросов.

Условием соблюдения предельно допустимого выброса радионуклидов или их групп с АЭС в атмосферный воздух является:

или , ,

где

ПДВr – предельно допустимый выброс радионуклида (r) с АЭС в атмосферный воздух, Бк;

Eδ – квота на облучение населения от выбросов АЭС (Eδ=50 мкЗв/год для строящихся или проектируемых АЭС);

МЗД – минимально значимая доза.

Для текущего контроля газоаэрозольных выбросов независимо от числа действующих энергоблоков на промплощадке АЭС устанавливаются контрольные уровни выбросов радионуклидов за сутки и месяц.

Значения контрольных уровней выбросов радионуклидов за месяц и за сутки для АЭС приведены в приложениях 4, 5 к настоящим Санитарным правилам, соответственно.

Условиями соблюдения контрольных уровней выбросов радионуклидов с АЭС в атмосферный воздух являются выполнение соотношения


, ,


где

и – фактическая активность нуклида (r), поступающая с АЭС в атмосферный воздух за месяц и сутки, соответственно, Бк;

и – контрольный уровень выброса радионуклида (r) с АЭС в атмосферный воздух за месяц и сутки, соответственно, Бк (приложения 4, 5 к настоящим Санитарным правилам).

В отдельные месяцы допускается выброс радионуклидов, превышающий соответствующий контрольный уровень до трех раз

,

при условии, что не будет превышен годовой допустимый выброс (ДВr).

В отдельные дни или несколько дней допускается выброс радионуклидов, превышающий суточный контрольный уровень до пяти раз

,

при условии, что не будет превышен контрольный уровень за месяц.

Число допустимых превышений контрольных уровней выбросов радионуклидов за сутки на промплощадке АЭС не должно превышать 12 за год.

Превышения контрольных уровней газоаэрозольных выбросов радионуклидов за месяц и сутки не требуют согласования с государственными органами и учреждениями, уполномоченными осуществлять государственный санитарный надзор, при соблюдении указанных в пунктах 34 и 35 настоящих Санитарных правил ограничений.

Если в течение года имели место случаи превышения контрольных уровней газоаэрозольных выбросов за сутки более чем в пять раз, то необходимо выполнить расчет годовой эффективной дозы для населения от фактических выбросов АЭС с учетом реальных метеоусловий и его результат сопоставить с минимально значимой дозой.

Допустимые сбросы радионуклидов в поверхностные водоемы рассчитываются и утверждаются для каждой АЭС в соответствии со специальными актами законодательства Республики Беларусь, и их соблюдение гарантирует непревышение дозы облучения населения 10 мкЗв в год.

Сброс жидких радиоактивных отходов в поверхностные водоемы, в том числе водоемы-охладители АЭС, не допускается.

При фактическом выбросе (сбросе) выше годовых допустимых уровней должен проводиться анализ причин с целью разработки мероприятий по недопущению подобных превышений в будущем.

Превышение предельно допустимого выброса и/или предельно допустимого сброса недопустимо в режиме нормальной эксплуатации АЭС, является нарушением санитарных норм и правил и служит основанием для приостановки эксплуатации энергоблоков АЭС.

Пределы безопасной эксплуатации каждого энергоблока АЭС по выбросам и сбросам в технологических регламентах должны быть установлены на уровне предельно допустимого выброса и предельно допустимого сброса, а эксплуатационные пределы – на уровне значения годового допустимого выброса и годового допустимого сброса с ограничением, что установленные для одного энергоблока значения пределов безопасной эксплуатации и эксплуатационные пределы не должны превышаться при работе всех энергоблоков данной АЭС.

На АЭС защитные и локализующие системы безопасности должны исключать необходимость принятия любых мер по защите населения в начальном периоде проектной радиационной аварии, т.е. прогнозируемые дозы облучения лиц из населения при проектной радиационной аварии не должны превышать значений рекомендуемых общих уровней вмешательства в отношении срочных защитных мер, приведенных в приложении 6 к настоящим Санитарным правилам.



^ РАЗДЕЛ III ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ПРОЕКТИРОВАНИИ, СТРОИТЕЛЬСТВЕ И ВВОДЕ В ЭКСПЛУАТАЦИЮ АЭС


ГЛАВА 5 ^ ГИГИЕНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ К ПЛОЩАДКЕ РАЗМЕЩЕНИЯ АЭС



Генеральный план площадки размещения АЭС разрабатывается с учетом технологической зависимости вспомогательных цехов по отношению к основному производству.

При выборе площадки размещения АЭС должны быть учтены местные природные и техногенные факторы, которые могли бы отрицательно воздействовать на обеспечение радиационной безопасности АЭС.

Площадка размещения АЭС должна быть исследована с точки зрения радиационного воздействия АЭС на объекты окружающей среды и население.

При оценке пригодности площадки размещения АЭС должны быть рассмотрены следующие аспекты:

- влияние на АЭС природных явлений, процессов и внешних событий, в том числе антропогенного происхождения, происходящих в районе расположения площадки размещения;

- 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.

Размещение блоков АЭС должно обеспечивать возможность их безопасной эксплуатации в случае аварии на соседних блоках.

При анализе характеристик площадки размещения АЭС необходимо учитывать их изменения, прогнозируемые на весь срок эксплуатации АЭС с учетом ее вывода из эксплуатации.

Автодороги и пешеходные пути, расположенные на промплощадке, должны иметь асфальтовое, бетонное или другое легко дезактивируемое покрытие.

Промплощадка АЭС должна располагаться преимущественно с подветренной стороны по отношению к населенным пунктам, в том числе и к ближайшим населенным пунктам, расположенным в районе её размещения.

При проектировании систем технического водоснабжения должны быть приняты меры, исключающие ухудшение микроклиматических условий в населенных пунктах, жилых поселках района размещения АЭС и на автомобильных дорогах.

Проектом АЭС кроме главного входа на промплощадку должна быть предусмотрена организация запасных путей для персонала и транспортных средств, расположенных в различных местах по периметру промплощадки.

На въездах и выездах должен предусматриваться радиационный контроль транспортных средств и вывозимого груза.

Генеральным планом площадки размещения АЭС должны быть предусмотрены специальные места для проведения дезактивации транспортных средств перед выездом их с промплощадки АЭС.

Территория района размещения АЭС должна позволять реализацию организационных и технических защитных мероприятий в случае аварийного выброса и/или сброса радиоактивных веществ с АЭС в окружающую среду.

Площадка размещения АЭС должна удовлетворять требованиям настоящих Санитарных правил и действующего законодательства.



^ ГЛАВА 6 ГИГИЕНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ К САНИТАРНО-ЗАЩИТНОЙ ЗОНЕ И ЗОНЕ НАБЛЮДЕНИЯ АЭС



Вокруг АЭС устанавливаются санитарно-защитная зона (далее – СЗЗ) и зона наблюдения.

Необходимость установления СЗЗ и ЗН, их размеры и границы определяются проектом АЭС в соответствии с требованиями безопасности, предусмотренными действующим законодательством, и согласовываются с государственными органами и учреждениями, осуществляющими государственный санитарный надзор.

Размеры СЗЗ и ЗН вокруг АЭС устанавливаются с учетом возможных уровней внешнего облучения, а также величины и площадей возможного распространения радиоактивных выбросов в атмосферный воздух и (или) сбросов в поверхностные и подземные воды.

В СЗЗ запрещается размещение капитальных строений (зданий, сооружений), не относящихся к функционированию АЭС, а также других объектов производственной, транспортной, инженерной инфраструктуры, не предусмотренных проектом АЭС.

В СЗЗ АЭС запрещается постоянное или временное проживание, размещение детских учреждений, больниц, санаториев и других оздоровительных учреждений, а также промышленных объектов, подсобных и иных сооружений, не предназначенных для строительства и эксплуатации АЭС и не предусмотренных утвержденным проектом СЗЗ.

Использование земель СЗЗ для сельскохозяйственных и иных целей, прудов, возможно только по согласованию с органами государственного санитарного надзора.

В СЗЗ силами службы радиационной безопасности АЭС должен проводиться радиационный контроль, а в ЗН силами службы радиационной безопасности АЭС и организаций, подчиненных Министерству природных ресурсов и охраны окружающей среды Республики Беларусь – радиационный мониторинг.

С целью получения круглосуточной метеорологической информации для оценки и прогноза радиационной обстановки на территории СЗЗ и ЗН в проекте АЭС следует предусматривать сооружение метеостанции.



^ ГЛАВА 7 ГИГИЕНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ К ПРОИЗВОДСТВЕННЫМ ПОМЕЩЕНИЯМ, ЗДАНИЯМ И СООРУЖЕНИЯМ



В основу проектирования и эксплуатации производственных помещений, зданий и сооружений АЭС должен быть положен гигиенический принцип деления их на зоны в зависимости от характера технологических процессов, размещенного оборудования, характера и возможной степени загрязнения радиоактивными веществами.

Основным организационно-техническим принципом обеспечения радиационной безопасности является строгое соблюдение персоналом режима зон.

Здания и сооружения АЭС должны быть разделены на две зоны: зону контролируемого доступа, зону свободного доступа.

В зависимости от степени возможного радиационного воздействия на персонал все помещения ЗКД должны разделяться на три категории:

I категория – необслуживаемые помещения, где размещается технологическое оборудование и коммуникации, ус