Действующий
Значения проектной мощности эквивалентной дозы для стандартной продолжительности пребывания персонала в помещениях и на территории с учетом коэффициента запаса 2, приведены в таблице 5.1.
Мощность эквивалентной дозы, используемая при проектировании стационарной биологической защиты персонала АС от внешнего ионизирующего излучения
┌─────────┬────────────────────────┬─────────────────┬──────────────────┐
│Персонал │ Назначение помещений и │Продолжительность│ Проектная │
│ │ территорий │облучения, ч/год │ мощность │
│ │ │ │ эквивалентной │
│ │ │ │ дозы, мкЗв/ч │
├─────────┼────────────────────────┼─────────────────┼──────────────────┤
│Группа А │Помещения постоянного│ 1700 │ 6,0 │
│ │пребывания персонала │ │ │
│ ├────────────────────────┼─────────────────┼──────────────────┤
│ │Помещения временного│ 850 │ 12,0 │
│ │пребывания персонала │ │ │
├─────────┼────────────────────────┼─────────────────┼──────────────────┤
│Группа Б │Помещения на территории│ 2000 │ 1,2 │
│ │промплощадки и СЗЗ │ │ │
└─────────┴────────────────────────┴─────────────────┴──────────────────┘
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.
┌───────────────────────┬───────────────────────────────────────────────┐
│ 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 (< х 10(-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.
┌──────────────────────────┬─────────────┬──────────────┬───────────────┐
│ Радионуклид │ АС с РБМК │АС с ВВЭР и БН│ АС с ЭГП-6 │
├──────────────────────────┼─────────────┼──────────────┼───────────────┤
│ИРГ [ТБк]* │ 3700 │ 690 │ 2000 │
├──────────────────────────┼─────────────┼──────────────┼───────────────┤
│131I (газовая +│ 93 │ 18 │ 18 │
│аэрозольная формы) [ГБк]**│ │ │ │
├──────────────────────────┼─────────────┼──────────────┼───────────────┤
│60Со [ГБк] │ 2,5 │ 7,4 │ 7,4 │
├──────────────────────────┼─────────────┼──────────────┼───────────────┤
│134Cs [ГБк] │ 1,4 │ 0,9 │ 0,9 │
├──────────────────────────┼─────────────┼──────────────┼───────────────┤
│137Cs [ГБк] │ 4,0 │ 2,0 │ 2,0 │
└──────────────────────────┴─────────────┴──────────────┴───────────────┘
5.14. Соблюдение установленных настоящими Правилами значений допустимых выбросов гарантирует, что доза облучения лиц из критической группы населения за счет газо-аэрозольных выбросов АС при нормальной эксплуатации не превысит 10 мкЗв в год.
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.
┌─────────────────────────┬──────────────┬──────────────┬───────────────┐
│ Радионуклид │ АС с РБМК │АС с ВВЭР и БН│ АС с ЭГП-6 │
├─────────────────────────┼──────────────┼──────────────┼───────────────┤
│ИРГ [ТБк]*(1) │ 310 │ 57 │ 160 │
├─────────────────────────┼──────────────┼──────────────┼───────────────┤
│131I (газовая +│ 7,8 │ 1,5 │ 1,5 │
│аэрозольная формы)│ │ │ │
│[ГБк]*(2) │ │ │ │
├─────────────────────────┼──────────────┼──────────────┼───────────────┤
│60Со [МБк]*(3) │ 210 │ 620 │ 620 │
├─────────────────────────┼──────────────┼──────────────┼───────────────┤
│134Cs [МБк] │ 120 │ 75 │ 75 │
├─────────────────────────┼──────────────┼──────────────┼───────────────┤
│137Cs [МБк] │ 330 │ 170 │ 170 │
└─────────────────────────┴──────────────┴──────────────┴───────────────┘
Примечание: В отдельные месяцы допускается выброс радионуклидов, превышающий КУ до 3 раз, при условии, что не будет превышен годовой ДВ.
┌────────────────────────┬───────────────┬──────────────┬───────────────┐
│ Радионуклид │ АС с РБМК │АС с ВВЭР и БН│ АС с ЭГП-6 │
├────────────────────────┼───────────────┼──────────────┼───────────────┤
│ИРГ [ТБк] │ 10 │ 1,9 │ 5,5 │
├────────────────────────┼───────────────┼──────────────┼───────────────┤
│131I (газовая │ 260 │ 50 │ 50 │
│+ аэрозольная формы) [ │ │ │ │
│МБк] │ │ │ │
├────────────────────────┼───────────────┼──────────────┼───────────────┤
│24Na [ГБк] │ - │ 15*(4) │ - │
└────────────────────────┴───────────────┴──────────────┴───────────────┘
Примечания: 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.