СПАЕС-88 (ДНАОП 0.03-1.73-79) Санітарні правила проектування і експлуатації АЕС СПАЕС-88

МИНИСТЕРСТВО ЗДРАВООХРАНЕНИЯ СССР
САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ПРОЕКТИРОВАНИЯ И ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ СП АЭС-79

МОСКВА  ЭНЕРГОИЗДАТ. 1981

Утверждаю Заместитель Министра здравоохранения СССР А И БУРНАЗЯН 29 августа 1979 года № 615/979

САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ПРОЕКТИРОВАНИЯ И ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ СП АЭС79

ВВЕДЕНИЕ

«Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных электростанций СП АЭС-79» составлены в соответствии с требованиями «Норм радиационной безопасности НРБ76» и «Основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП72/80».

При проектировании, строительстве и эксплуатации атомных электростанций следует руководствоваться также соответствующими главами «Санитарных норм и правил СНиП» и «Санитарными нормами проектирования промышленных предприятий СН 24571».

Ядерная безопасность атомных электростанций регламентируется «Правилами ядерной безопасности атомных электростанций ПБЯ0474».

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 № 38/368».

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. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

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 (АСТ), 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. ТРЕБОВАНИЯ К ВЫБОРУ ПЛОЩАДКИ И ГЕНЕРАЛЬНОМУ ПЛАНУ

2.1. Площадка для размещения АЭС должна удовлетворять всем требованиям, предъявляемым к площадкам «Санитарными нормами проектирования промышленных предприятий СП 24571» и настоящими Правилами.

2.2. При выборе площадки для строительства АЭС следует отдавать предпочтение участкам:

а) расположенным с подветренной стороны по отношению к населенному пункту н со спокойным рельефом;

б) с уровнем грунтовых вод не менее чем на 1,5 м ниже дна проектируемых подземных сооружений АЭС;

в) хорошо проветриваемым.

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 гидидрогеологические условия в целях выбора надежной системы долговременного

Хранения жидких и твердых радиоктивных 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 ближё 25 км от городов с населением свышё 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.

Местоположение АЭС и перспективный план дальнейшего развития района размещения АЭС должны быть согласованы с органами Госсаннадзора СССР.

2.8. Размеры санитарно защитной зоны и зоны наблюдения для каждой АЭС устанавливаются индивидуально по согласованию с органами Госсаннадзора СССР с учетом требований СН 24571 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 продукций. Использование водоемов, расположенных в санитарно-защитной зоне, для народнохозяйственных целей согласовывается с органами Госсаннадзора СССР.

Территории санитарно-защитной зоны и жилого поселка АЭС должны быть озеленены и благоустроены в соответствии с требованиями СН 24571.

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.

Зона возможного загрязнения должна отделяться видимыми границами от чистой зоны.

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.

2.13. Здания и сооружения АЭС, из которых возможно поступление радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу, должны размещаться на промплощадке с подветренной стороны по отношению к другим зданиям.

При наличии градирен более предпочтительным является расположение вентиляционной трубы с наветренной стороны по отношению к градирням. В проекте АЭС должны быть представлены расчетные данные о влиянии градирен на радиационную обстановку в районе АЭС, обусловленном конденсацией и осаждением радиоактивных аэрозолей.

2.14. Для транспортировки отходов в хранилища, а также загрязненного оборудования из I и II зон в ремонтные мастерские должны быть предусмотрены специальные дороги в зоне возможного загрязнения.

Допускается транспортировка указанных отходов по внутриплощадочным автодорогам при условии выполнения мер, исключающих возможное загрязнение проезжей части дороги.

3. ТРЕБОВАНИЯ К ЗАЩИТЕ ПЕРСОНАЛА, НАСЕЛЕНИЯ И ОХРАНЕ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ

3.1. При проектировании защиты необходимо учитывать вклад в эквивалентную дозу от всех видов ионизирующих излучений, которые могут воздействовать на персонал и население при эксплуатации АЭС: внешние проникающие излучения, внутреннее облучение от поступивших в организм радиоактивных газов и аэрозолей, а также излучение радиоактивных загрязнений помещений АЭС и окружающей территории.

3.2. Проектирование защиты ог ионизирующих излучений должно проводиться дифференцирование в зависимости от категории работающих, характера работы и назначения помещений. Расчет толщины защиты проводится исхода из проектных значений мощности эквивалентной дозы, приведенных в табл 3 1„

Таблица 3.1 Проектные значения мощности эквивалентной дозы Р*

Категория	Назначение помещений	Р, мбэр/ч
А	Помещения постоянного пребывания персонала	1,4
А	Помещения, в которых персонал пребывает не более половины рабочего времени	2,8
А	Любые другие помещения для лиц категории А, не занятых непосредственно работой с источниками ионизирующих излучений	0,1
Б	Любые помещения на территории промплощадки	0,03

« Для лиц категория А проектные значения мощности эквивалентной дозы относятся к рабочему месту.

3.3. При проектировании АЭС организация проведения технологических и ремонтных операций должна быть предусмотрена таким образом, чтобы индивидуальная доза персонала была меньше норматива, приведенного в НРБ76.

Это ограничение создает резерв по индивидуальной дозе персонала на случай ликвидации возможных аварийных ситуаций и изменения радиационной обстановки при многолетней эксплуатации АЭС.

3.4. До сдачи АЭС в эксплуатацию (в период пусконаладочных работ при уровне мощности не менее 20 % номинальной) должна быть проверена эффективность биологической защиты и качество ее монтажа. Если при этом выявятся места с превышением мощности дозы над проектными значениями, обусловленные непредвиденными неоднородностями в защите или конструкционными и монтажными недостатками, то обнаруженные дефекты защиты должны быть устранены до ввода АЭС в эксплуатацию.

3.5. В целях защиты населения и охраны внешней среды с учетом требований НРБ76 устанавливаются вклады в предел дозы ПДБ, обусловленный суммой газоаэрозольных выбросов и жидких радиоактивных стоков АЭС (табл. 3.2).

Таблица 3.2

Предел дозы ограниченной части населения (категории Б), обусловленный радиоактивными отходами АЭС, мбэр/год

	Группа критических органов
Вид радиоактивных отходов	I	II	III
Газоаэрозольные выбросы	20	60	120
Жидкие сбросы на отдельные виды водопользования*	5	15	30

* Под видами водопользования понимается рыболовство, рыборазведение, орошение и питьевое водоснабжение.

3.6. Предел дозы, приведенный в табл. 3/2, устанавливается для границы санитарно-защитной зоны или за ее пределами на таком расстоянии, где ожидается наибольшая доза внешнего и внутреннего облучения населения.

При прогнозировании дозы для населения, обусловленной газоаэрозольными и жидкими отходами, и сравнении ее с пределом дозы, приведенной в табл. 3.2, должна быть учтена вся совокупность факторов, формирующих дозу для населения, прямые и косвенные пути воздействия; критические радионуклиды и критические группы населения; географические и метеорологические факторы; народнохозяйственное планирование использования территории, водоемов я перспектива их использования, а также другие характеристики, необходимые для обоснованного определения дозы и неблагоприятных последствий загрязнения окружающей среды.

3.7. При проектировании и нормальной эксплуатации АЭС устанавливается среднесуточный и среднемесячный допустимый выброс ДВ радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу, основанный па опыте эксплуатации действующих АЭС (см. табл. 3.3 и 3.4). Предполагается, что этот выброс не приведет на местности к дозе, превосходящей предел дозы, указанный в табл. 32.

3.8. Среднесуточный допустимый выброс ДВ газоаэрозольных радионуклидов приведен в табл. 3.3.

3.9. Среднемесячный допустимый выброс ДВ газоаэрозольных радионуклидов приведен в табл. 3.4.

Таблица 3.3 Среднесуточный допустимый выброс

Нуклиды	N=1000?6000 МВт (э)	N>6000 МВт (э)
	Ки / сут*1000 МВт (э)	Ки / сут* АЭС
ИРГ (любая смесь)	500	зеоэ
1I (газовая + аэрозольная фазы)	0,01	0,06
Смесь долгоживущих нуклидов (ДЖН)	0,015	0,09
Смесь короткоживущих нуклидов (КЖН)	0,2	1,2

Примечания. 1. Под термином ИРГ понимается любая смесь инертных радиоактивных газов-изотопов аргона, криптона и ксенона

2. Смесью долгоживущих нуклидов ДЖН названы радиоактивные аэрозоли, экспонированные на фильтре в течение одних суток и измеренные через одни сутки после снятия пробы. При необходимости период экспонирования фильтра может быть изменен.

3. Смесью короткоживущих радионуклидов КЖН названы радиоактивные аэрозоли, экспонированные на фильтре в течение одних суток и измеренные через 1/2 часа после снятия пробы. При необходимости период экспонирования может быть изменен.

4. Допускается однократный (или суточный) выброс радионуклидов, превышающий в 5 раз приведенный в табл. 3.3 среднесуточный допустимый выброс при условии, что суммарный выброс за один квартал не превысит соответствующего расчетного значения.

3.10. Увеличение дозы над значениями предела дозы, приведенными в табл. 3.2, и допустимого выброса, приведенного в табл 3.3 и 3.4, как для действующих, так и для проектируемых АЭС допускается лишь с разрешения органов Госсаннадзора СССР при соответствующем обосновании

3.11. Неполный перечень в табл. 3.3 и 3.4 радиоактивных нуклидов, выброс которых регламентируется, не может служить основанием для ограничения контроля только по этим радионуклидам. Для правильной оценки дозы от газоаэрозольного выброса АЭС необходимо более полное знание изотопного состава выбрасываемых во внешнюю среду радионуклидов как в газовой, так и в

Таблица 3.4 Среднемесячный допустимый выброс

Выброс	Радионуклид
		90 Sr	89Sr	137Cs	60Co	54Mn	51Cr
N= 1000?6000 МВт (э)  мКи /мес*1000 МВт (э)	1,5	15	15	15	15	15
N>=6000 МВт (э)  мКи /мес • АЭС	9	90	90	90	90	90

Примечания. 1. Если номинальная электрическая мощность АЭС не превосходит 6000 МВт„ то для определения допустимого выброса следует пользоваться левым столбцом табл. 3.3 и верхней строкой табл.3.4, т. е нормализованы допустимым выбросом При номинальной электрической мощности менее 1000 МВт следует использовать значение ДВ для мощности 1000 МВт (э).

2. Если номинальная электрическая мощность АЭС превосходит 6000 МВт, то ДОПУСТИМЫЙ? выброс не должен превышать уровня, приведенного в правом столбце табл. 3 3 и нижней строке табл.3.4.

3. Приведенные в табл. 3.3 и 34 значения ДВ относятся к высоте трубы от 80 до 150 м и равномерной розе ветров При отклонении от этих условий необходимо вводить поправки.

4. Среднемесячное значение выброса в исключительных случаях может быть превышено в 5 раз при условии, что не будет превышен годовой предел выброса.

аэрозольной форме Поэтому служба радиационной безопасности АЭС и компетентные научные организации должны периодически производить максимально полный анализ изотопного состава всех радиоактивных отходов, удаляемых или находящихся во внешней среде АЭС.

3.12. Администрация АЭС обязана принимать меры по снижению газо-аэрозольного выброса, чтобы снизить дозу облучения населения до такого низкого уровня, какой только возможно достигнуть с учетом экономических и социальных соображений.

3.13. В целях охраны от загрязнения радиоактивными веществами водоемов, используемых или планируемых к использованию в качестве водоемов охладителей АЭС, устанавливаются годовой допустимый сброс ДС и годовой рабочий (контрольный) сброс РС радионуклидов с жидкими стоками. Эти нормализованные значения устанавливаются для каждой АЭС с учетом фактического и перспективного народнохозяйственного использования водоема, его размеров, гидрогеологических, гидрохимических и экологических особенностей, закономерностей его самоочищения и накопления радионуклидов в донных отложениях, флоре и фауне.

3.14. При проектировании значение ДС рассчитывается раздельно для каждого вида водопользования на основе предела дозы, указанного в табл. 3.2 В качестве нормализованного допустимого сброса ДС принимается наименьшее значение, полученное при оценке разных видов водопользования рассматриваемого водоема, при этом в нормализованное значение ДС вводится не менее чем трехкратный коэффициент запаса на увеличение коэффициента накопления в тканях гидробионтов в зоне подогрева воды

3.15. Администрация АЭС при эксплуатации устанавливает рабочий (контрольный) сброс РС, который должен быть ниже значения ДС, уровень РС определяется достигнутой степенью очистки радиоактивных стоков.

3.16. Уровни допустимого сброса ДС и рабочего (контрольного) сброса РС в водоемы определяются компетентными организациями и утверждаются органами Госсаннадзора СССР.

3.17. При проектировании АЭС должны быть предусмотрены противоаварийные меры технической безопасности АЭС (см. разд. 4). Система технической безопасности АЭС, обеспечивающая защиту населения при максимальной проектной аварии МПА, должна быть спроектирована так, чтобы рассчитанная при наихудших погодных условиях на границе санитарно-защитной зоны и за ее пределами ожидаемая индивидуальная доза на щитовидную железу детей за счет изотопов иода не превосходила 30 бэр, а ожидаемая доза от внешнего излучения на все тело и любые другие органы (за исключением щитовидной железы) не превосходила 10 бэр.

3.18. Аварийное облучение персонала регламентируемся пп. 4.8415 «Норм радиационной безопасности НРБ- 76»

3.19. Предусмотренные средства защиты персонала АЭС и населения должны быть освещены в разделе проекта «Радиационная безопасность АЭС». Помимо общих и технологических характеристик документация по радиационной безопасности должна включать в себя.

основные положения по радиационной безопасности, заложенные в основу проекта, принципы и критерии безопасности,

характеристики источников гамма-излучения (альтернативно, в зависимости от источника и цели защиты): удельные активности в единицах кюри, удельные гамма-эквиваленты в г-зкв. радия или удельные энерговыделения гамма-излучения в МэВ/с на единицу объема, поверхности или массы; эффективный спектр гамма-излучения, плотность потока и спектр нейтронов;

геометрические параметры источников и системы «истопник защита рабочее место», включая размеры и формы источников, расстояние от источника до рабочего места, взаимное расположение разных источников по отношению к рабочему месту;

физико-химические свойства источников (химический состав, плотность);

вероятные значения мощности дозы гамма-излучения от демонтируемого и подлежащего захоронению оборудования, а также от твердых радиоактивных отходов;

характеристики защитных материалов и конструкционное оформление защиты;

принятые в проекте методы и программы расчета защиты или литературные ссылки на них;

результаты расчета биологической защиты;

проектные значения протечек теплоносителя и газоаэрозольных выбросов, жидких и твердых радиоактивных отходов;

отходов при обязательном выполнении санитарных; требований но предотвращению загрязнения окружающей среды.

13.14. Конструкция емкости для хранения жидких радиоактивных концентратов и пульп должна исключать возможность утечек радиоактивных растворов в грунт и подземные воды. Для этого необходимо сооружать железобетонные емкости, облицованные нержавеющей сталью, с поддонами для сбора возможных протечек и системой для последующей перекачки протечек в емкость. Поддоны оборудуются автоматической сигнализацией протечек При необходимости емкости для хранения жидких радиоактивных отходов должны быть построены по типу «банка в банке».

Каждая емкость должна быть оборудована контролем протечек, вентиляцией (сдувкой), уровнемерами, устройствами для диспергирования шлама и системой пробоотбора.

Следует предусматривать возможность перекачки раствора пульпы или отработанной ионообменной смолы из одной емкости в другую. Промежуточные емкости систем спецканализации жидких радиоактивных отходов должны иметь конструкцию, удовлетворяющую требованиям к конструкции хранилищ отходов соответствующего уровня радиоактивного загрязнения

13.15. Наблюдательные скважины в окружении хранилищ жидких радиоактивных отходов (см п. 2.4) должны располагаться на расстоянии 510 м от емкости. Необходимость заложения более удаленных скважин определяется в каждом случае в зависимости от гидрогеологических условий.

13.16. В отдельных случаях по разрешению Минздрава СССР допускаете® удаление жидких радиоактивных отходов АЭС в поглощающие горизонты горных пород.

13.17. Твердые отходы, образующиеся при работе АЭС, считаются радиоактивными, если мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 10 см от их поверхности превышает 0,03 мбэр/ч или концентрация бета-активных продуктов превышает 2*10-6 Ки/кг, или концентрация альфа активных продуктов превышает 2*10-7 Ки/кг. В зависимости от уровня загрязнения твердые радиоактивные отходы делятся на три группы (табл. 13 1).

Таблица 13.1 Классификация твердых радиоактивных отходов

Группа твердых радиоактивных отходов	Мощность дозы гамма -изучения на расстоянии 10 см от поверхности отходов, мбэр/ч	Удельная бета актив- ность Ки/кг	Удельная альфа-активность. Ки/кг
I	От 0,03 до 30	От 2*10-8	От 2*10-7 до 1*10- 5
		до 1*10-4
II	От 30 до 1000	От 1*10-4	От 1-10-6 до 1*10-2
		до 1*10-1
III	Выше 1000	Выше	Выше 1-10-2
		1*10-1

13.18. В зависимости от характера твердых радиоактивных отходов и методов измерения отнесение их к определенной группе производится по признаку в соответствии с классификацией табл. 13. 1.

13.19. Захоронение твердых и отвержденных радиоактивных отходов должно быть организовано в специально оборудованных хранилищах, расположенных на промплощадке или вне ее па охраняемой территории.

13.20. В хранилищах, сооружаемых при АЭС, твердые отходы I и II групп радиоактивности подлежат захоронению в бетонные хранилища, толщина стен и перекрытий которых должна обеспечить механическую прочностъ сооружения и биологическую защиту. Хранилища оборудуются системами пожаротушения.

13.21. Хранение твердых радиоактивных отходов III группы должно производиться, как правило, в подземные гидроизолированные емкости, толщина стен и перекрытий которых должна определяться условиями радиационной безопасности и механической прочности. Для горючих отходов в хранилищах выделяются отдельные отсеки. При этом надлежит предусматривать системы пожаротушения и принудительной вытяжной вентиляции с очисткой выбрасываемого воздуха.

13.22. Сооружение наземных хранилищ твердых радиоактивных отходов II и III групп допускается только по согласованию с органами Госсаннадзора СССР по специально разработанной программе.

13.23. Конструкции хранилищ отходов всех уровней активности должны исключать попадание в них атмосферных осадков и поверхностных вод.

13.24. Все работы с твердыми радиоактивными отходами {погрузочно-разгрузочные, размещение в хранилищах или могильниках) должны быть механизированы По мере заполнения отходами могильники должны быть перекрыты бетонными плитами или засыпаны землей с последующим асфальтированием поверхности.

Мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 1 м от поверхности обваловки или верхней поверхности бетонных плит не должна превышать 2,8 мбэр/ч.

13.25. Захоронение битумных или бетонных блоков удельном активности до 1 Ки/кг может производиться в бетонных могильниках без гидроизоляции стен и дна, толщина стен и перекрытий которых обеспечивает механическую «прочность сооружений.

13.26. Для контроля за состоянием грунтовых вод по периметру могильника должны быть заложены наблюдательные скважины с учетом радиационно-гигиенической обстановки и гидрогеологических особенностей местности. Первый створ скважин следует располагать против каждой емкости на расстоянии от 5 до 10 м. Необходимость и местоположение второго створа скважин определяются в каждом случае проектом.

13.27. Администрация АЭС обязана перед пуском в эксплуатацию хранилищ жидких и твердых радиоактивных отходов разработать регламент работы

их и инструкцию для персонала по безопасному проведению работ. Эти документы подлежат согласованию с органами Госсаннадзора СССР.

13.28. Пуск в эксплуатацию каждого блока АЭС допускается лишь при полной готовности очистных сооружений, хранилищ жидких и твердых радиоактивных отходов, предусмотренных проектом строительства данного блока АЭС.

14. МЕРЫ ИНДИВИДУАЛЬНОЙ ЗАЩИТЫ И ПРАВИЛА ЛИЧНОЙ ГИГИЕНЫ

14.1. Все работающие на АЭС и прикомандированные лица должны быть

обеспечены соответствующей спецодеждой.

В комплект спецодежды работающих в зоне строгого режима входят комбинезон или костюм, шапочка, спецбелье, носки, легкая обувь или ботинки, перчатки, полотенце и носовые платки разового пользования, индивидуальные

средства защиты органов дыхания.

Персонал зоны свободного режима обеспечивается халатами, шапочками и тапочками.

Набор дополнительных индивидуальных средств защиты в период ремонтных и аварийных работ определяется ОСП72/80.

14.2. Вход в зону строгого режима допускается только через санпропускник с обязательным полным переодеванием работающих, а в помещениях, где ведутся аварийные и ремонтные работы, кроме того, через саншлюзы с обеспечением дополнительными средствами индивидуального дозиметрического контроля.

Персонал, участвовавший в ремонтных работах, должен подвергнуться тщательному дозиметрическому контролю, пройти обработку в саншлюзе или санпропускнике с заменой загрязненной спецодежды и обуви.

14.3. Радиоактивное загрязнение спецодежды, индивидуальных средств защиты и кожных покровов персонала не должно превышать допустимого уровня, установленного НРБ76.

14.4. При выходе из зоны строгого режима следует проконтролировать

чистоту спецодежды и других индивидуальных средств защиты, снять их и при (выявлении радиоактивного загрязнения кожи вымыться под душем. После санобработки кожные покровы не должны иметь радиоактивного загрязнения выше 1/10 уровня, установленного НРБ76.

14.5. Персонал, производящий уборку помещений, должен быть дополнительно снабжен пластикатовыми фартуками и нарукавниками или пластикатовыми полухалатами, резиновой или пластикатовой спецобувью или резиновыми сапогами

14.6. При работе в условиях возможного загрязнения воздуха помещения радиоактивными веществами необходимо обеспечить персонал специальными

фильтрующими или изолирующими средствами защиты органов дыхания.

14.7. При работе, когда возможно загрязнение воздуха помещения радиоактивными газами или парами (ликвидация аварий, ремонтные работы и т. п.) или когда применение фильтрующих средств не обеспечивает радиационную безопасность, необходимо снабдить персонал изолирующими защитными средствами (пневмокостюмы, пневмошлемы и в отдельных случаях кислородные изолирующие приборы).

14.8. Загрязненная спецодежда и индивидуальные средства защиты должны подвергаться систематическому дозиметрическому контролю по бета-, гамма-и альфа-излучению.

Смена спецодежды должна производиться не реже одного раза в рабочую неделю. Загрязненные выше допустимого уровня спецодежда и индивидуальные средства защиты должны заменяться немедленно.

14.9. Дополнительные индивидуальные средства защиты (пленочные, резиновые) должны после каждого использования подвергаться предварительной дезактивации в санитарном шлюзе или другом специально отведенном месте. В спецпрачечную они отправляются в том случае, если после предварительной дезактивации их загрязнение превышает допустимый уровень. Остаточный уровень загрязнения после дезактивации должен быть не менее чем в три раза) ниже допустимого уровня.

14.10. В помещениях зоны строгого режима запрещается:

пребывание персонала без необходимых индивидуальных средств защиты;

хранение пищевых продуктов, домашней одежды, косметических принадлежностей и других предметов, не имеющих отношения к работе.

14.11. Курение допускается только в специальных помещениях, оборудованных умывальником для мытья рук с подводкой горячей и холодной воды,, радиометрическим прибором для самоконтроля, фонтанчиком питьевой воды для полоскания рта.

14.12. Прием пищи допускается только в столовой и буфетах, находящихся в зоне свободного режима.

14.13. Загрязнение личной одежды и обуви не допускается. В случае загрязнения радиоактивными веществами личная одежда и обувь подлежат дезактивации под контролем службы радиационной безопасности, для чего должен быть предусмотрен пункт дезактивации личной одежды, а в случае невозможности дезактивации захоронению как радиоактивные отходы,

15. ТРЕБОВАНИЯ К ОРГАНИЗАЦИИ МЕДИЦИНСКОГО ОБСЛУЖИВАНИЯ И КОНТРОЛЯ

15.1. Персонал, работающий в зоне строгого режима, должен находиться под медицинским наблюдением, подвергаться входным (при поступлении на работу) и периодическим медицинским осмотрам в установленные сроки.

15.2. Для медико-санитарного обслуживания работников АЭС и членов. их семей необходимо предусматривать строительство лечебно-профилактических и санитарно-эпидемиологических учреждений медико-санитарной части Минздрава-СССР (больниц, поликлиник, аптек, детских молочных кухонь, санитарно-эпидемиологических станций и др), мощность которых должна соответствовать действующим нормативам в зависимости от количества обслуживаемого населения при перспективном развитии АЭС и жилого поселка. Больнично-поликлинический комплекс и СЭС должны размещаться на обособленной территории жилого поселка.

15.3. Окончание строительства и сдача в эксплуатацию зданий и сооружений медико-санитарного назначения должны быть обеспечены до пуска в эксплуатацию первого блока АЭС.

15.4. На АЭС необходимо предусматривать помещения для врачебного здравпункта 1 категории.

Здравпункт может располагаться в отдельном здании или на первом этаже административно-бытового корпуса с обеспечением удобного подъезда санитаркой машины.

Расположение и размеры дверей в помещениях здравпункта должны приниматься с учетом возможности переноса больных на носилках.

15.5. Набор помещений здравпункта должен соответствовать требованиям правил «Вспомогательные здания и помещения». Кроме того, в составе здравпункта дополнительно должны предусматриваться:

гематологическая лаборатория в составе двух комнат площадью не менее 10 м2 каждая;

лаборатория по обследованию биосубстратов в составе двух комнат площадью не менее 10 м2 каждая, одна из них должна быть оборудована вытяжным шкафом с подводкой горячей и холодной воды;

специально оборудованные помещения для возможной дезактивации пострадавших лиц (кожных покровов и слизистых оболочек) и дозиметрического

контроля кожных поверхностей

15.6. На АЭС необходимо предусматривать помещения для промышленно-санитарной лаборатории общей площадью не менее 120 м2. Промсанлаборатория должна проектироваться в составе помещений:

первичной обработки проб,

производства радиохимических анализов, оборудованного вытяжным шкафом, лабораторными столами, спецканализацией,

измерительной, оборудованной лабораторными столами и шкафами для физических приборов,

производства химических анализов, оборудованного вытяжным шкафом, .лабораторными столами и спецканализацией;

наладки и ремонта аппаратуры;

хранения аварийных комплектов;

хранения рабочей одежды;

кладовой запасных деталей приборов и химических реагентов.

помещения для заведующего лабораторией и помещения для санитарных врачей.

Все помещения лаборатории должны быть обеспечены водопроводами горячей и холодной воды.

15.7. В проекте АЭС сметой строительства должно предусматриваться оснащение промышленно-санитарной лаборатории необходимым комплектом дозиметрической, радиометрической, спектрометрической аппаратуры, а также приборами и установками, необходимыми для проведения текущего санитарного надзора АЭС и прилегающей территории.

Номенклатура аппаратурно-приборного парка лаборатории согласовывается с Госсаннадзором СССР для каждой АЭС на стадии технического проекта.

15.8. В проекте АЭС должно предусматриваться оснащение промышленно-санитарной лаборатории дорожным автотранспортом, а также автомашиной типа передвижной радиологической лаборатории (ПРЛ) и при необходимости водным транспортом типа катера со стационарным двигателем для отбора проб

объектов внешней среды и проведения измерения уровня излучения на местности Передвижные транспортные средства должны быть оборудованы соответствующей дозиметрической и радиометрической аппаратурой

15.9. В помещениях зон свободного и строгого режимов зданий АЭС должны предусматриваться соответствующим образом оборудованные санитарные посты

15,10. Данные, полученные при саннтарно-дозиметрическом контроле, должны подвергаться совместному анализу работниками Госсаннадзора СССР и ООТ и ТБ АЭС и служить основой для разработки соответствующих оздоровительных мероприятий.

СОДЕРЖАНИЕ

Введение
1. Общие положения
2. Требования к выбору площадки и генеральному плану
3. Требования к защите персонала, населения и охране окружающей среды
4. Основные требования к технической безопасности АЭС
5. Требования к радиационному дозиметрическому контролю
6. Требования к производственным зданиям и помещениям
7. Требования к отделке производственных помещений
8. Требования к организации технологического процесса и оборудованию
9. Требования к отдельным операциям при эксплуатации АЭС и выполнении ремонтных и аварийных работ
10. Требования к вентиляции и газоочистке
11. Требования к санитарно-бытовым помещениям
12. Требования к водоснабжению
13. Требования к удалению жидких и твердых радиоактивных отходов
14. Меры индивидуальной защиты и правила личной гигиены
15. Требования к организации медицинского обслуживания и контроля