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 характеристика 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;

- индивидуального дозиметрического контроля (далее - ИДК) 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.