sp_as_99 (СП 2.6.1.27-2000 (СП АС-99)), страница 2

- 10 мкЗв на газоаэрозольные выбросы;
- 10 мкЗв на жидкие сбросы (воздействие при всех видах водопользования: рыболовство, рыборазведение, орошение, питьевое водоснабжение).

3.8. При проектировании и нормальной эксплуатации АС устанавливаются годовые допустимые выбросы радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу, которые не должны приводить к дозе на население, превышающей 10 мкЗв в год. При этом учитывается тот факт, что основной вклад (свыше 98%) в дозу облучения населения в режиме нормальной эксплуатации АС вносят инертные радиоактивные газы (аргон, криптон, ксенон), ¹³¹I, ⁶⁰Co, ⁹⁰Sr, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs. Контроль остальных радионуклидов, обнаруживаемых в выбросах АС, нецелесообразен, так как в результате длительной эксплуатации АС выявилось постоянство их относительного вклада в активность суммарного выброса в атмосферу, а их вклад в полную дозу на население не превышает нескольких процентов, т.е. пренебрежим.

3.9. Для текущего контроля газоаэрозольных выбросов АС устанавливаются контрольные уровни выбросов за сутки и за месяц.

3.10. Значения годовых допустимых выбросов радионуклидов для АС с реакторными установками различных типов приведены в таблице 3.2.

3.11. Значения контрольных уровней выбросов за сутки и за месяц для АС приведены в таблицах 3.3 и 3.4.

3.12. Соблюдение установленных настоящими Правилами значений допустимых выбросов гарантирует, что облучение лиц из критической группы населения за счет газо-аэрозольных выбросов на любом расстоянии за пределами промплощадки АС при нормальной эксплуатации не превысит 10 мкЗв в год.

3.13. Допустимые сбросы радионуклидов в поверхностные воды рассчитываются и утверждаются для каждой АС в соответствии со специальными Методическими указаниями и не должны приводить к дозовой нагрузке на население свыше 10 мкЗв/год.

3.14. Сброс жидких радиоактивных отходов в открытые водоемы, в том числе водоемы-охладители АС не допускается.

3.15. На АС, ТЭО (проекты) которых утверждены до введения в действие ПНАЭ Г-03-33-93, последствия проектной 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.

3.16. Для вновь проектируемых АС проектная документация по радиационной безопасности должна содержать:

- характеристики основных дозообразующих радиационных факторов;
- 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;
- результаты расчета ДС;
- проектные значения организованных и неорганизованных протечек теплоносителя;
- характеристики применяемых средств очистки технологических сред, газо-аэрозольных и жидких отходов;
- методы дезактивации основного оборудования энергоблока;

Таблица 3.2

Годовые допустимые выбросы радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу для АС, Бк

Таблица 3.3.

Контрольные уровни выбросов радиоактивных газов
и аэрозолей в атмосферу за месяц для АС, Бк

     Примечание: В отдельные месяцы допускается выброс радионуклидов, превышающий до 3 раз приведенные в таблице 3.3. значения, при условии, что не будет превышен годовой ДВ.

Таблица 3.4

Контрольные уровни выбросов радиоактивных газов
и аэрозолей в атмосферу за сутки для АС, Бк

     Примечание: Допускается в отдельные дни или несколько дней суточный выброс радионуклидов, превышающий до 5 раз приведенные в таблице 3.4. значения, при условии, что их суммарное поступление в атмосферу за месяц не превысит значений, указанных в таблице 3.3.
^*) для АС с БН.

- объемы жидких радиоактивных отходов и способы сбора, транспортировки и переработки их, а также описание их физических и химических свойств и радионуклидного состава при нормальной эксплуатации и их оценка для проектных аварий;
- описание установок по кондиционированию и методов сбора, транспортировки, хранения или захоронения твердых радиоактивных отходов;
- максимальные расчетные значения индивидуальной и коллективной дозы облучения персонала при выполнении ремонтных и профилактических работ на оборудовании в зависимости от срока эксплуатации;
- меры по дезактивации помещений и оборудования в зоне возможного загрязнения;
- средства защиты персонала при перегрузке ядерного топлива, демонтаже, ремонте и транспортировке загрязненного или активированного оборудования конструкционных элементов АС;
- объем и средства радиационного контроля в соответствии с требованиями настоящих Правил;
- схемы размещения средств автоматизированного радиационного контроля;
- расчет потребности индивидуальных средств дозиметрического контроля для персонала АС при авариях;
- оценку радиационных последствий проектных и запроектных аварий.

3.17. Вопросы охраны окружающей среды, в том числе радиационного воздействия, должны отражаться в разделе "Оценка воздействия АС на окружающую среду" (ОВОС) при разработке обоснований инвестиций в строительство, на стадии ТЭО (проект) строительства АС разрабатывается раздел "Охрана окружающей среды", в который включаются основные результаты ОВОС. Требования к составу и содержанию указанных материалов определяются соответствующими нормативными документами.

4. ТРЕБОВАНИЯ К РАДИАЦИОННОМУ КОНТРОЛЮ НА АС

4.1. Система радиационного контроля (СРК) 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 прекращении эксплуатации.

4.2. Проектом СРК АС должны быть регламентированы:

- объекты радиационного контроля;
- виды радиационного контроля;
- контролируемые параметры;
- допустимые уровни контролируемых параметров;
- сеть точек радиационного контроля;
- периодичность радиационного контроля;
- технические средства и методическое обеспечение радиационного контроля;
- состав необходимых помещений и штат работников, осуществляющих радиационный контроль.

4.3. Проектом АС должны быть предусмотрены:

- автоматизированная система радиационного контроля (АСРК), действующая на АС и ее промплощадке;
- автоматизированная система контроля радиационной обстановки (АСКРО), действующая вне промплощадки АС.

4.4. При нормальной эксплуатации, ожидаемых отклонениях от эксплуатационных параметров, проектных и запроектных авариях на АС 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.

4.5. В СРК АС должны использоваться 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 контроля 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 проектных значений измеряемых величин или изменении радиационной обстановки СРК должна автоматически выдавать соответствующую информацию на пульты контроля.

4.6. Технические средства СРК АС должны обеспечивать осуществление:

- радиационного технологического контроля (РТК);
- радиационного дозиметрического контроля (РДК);
- радиационного контроля помещений и промплощадки АС (РКП);
- радиационного контроля за нераспространением радиоактивных загрязнений (РКЗ);
- радиационного контроля окружающей среды (РКОС).

4.6.1. Радиационный технологический контроль (РТК) осуществляется с помощью измерений объемной активности:

- реперных радионуклидов или их групп в теплоносителе основного циркуляционного контура, характеризующей герметичность оболочек твэлов;
- реперных радионуклидов или их групп в технологических средах или в воздухе производственных помещений, связанных с оборудованием основного циркуляционного контура, характеризующей его герметичность;
- технологических сред, в том числе до и после фильтров спецводоочистки и спецгазоочистки;
- аэрозолей и инертных радиоактивных газов в необслуживаемых помещениях, вентиляционных и локализующих системах;
- реперных радионуклидов или их групп, поступающих за пределы АС, характеризующей герметичность последнего барьера.

     При проектировании системы радиационного контроля необходимо предусмотреть объем проведения РТК при авариях, включая аварии при потере энергоснабжения.