- 100 мЗв для персонала и 5 мЗв для лиц из населения за любые последовательные 5 лет;

- 50 мЗв в год для персонала и 5 мЗв в год для лиц из населения.

К основным пределам доз относятся также установленные НРБ-99 (табл. 3.1) годовые эквивалентные дозы облучения хрусталика глаза, кожи, стоп и кистей рук.

- допустимые уровни воздействия (ПГП, ДОА, ДУА и другие), являющиеся производными от основных пределов доз;

- контрольные уровни (такие, как среднегодовые значения допустимых уровней, и другие).

Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации АС 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 (в английской аббревиатуре - As low As Reasonably Achievable-ALARA).

Администрация АС должна принимать меры для снижения облучаемости персонала, поддерживая ее на столь низком уровне, насколько это возможно с учетом экономических и социальных факторов.

5.3. Проектирование стационарной биологической защиты от внешнего облучения персонала при работе АС на мощности необходимо проводить с коэффициентом запаса по годовой эффективной дозе, равным 2.

5.4. Проектирование стационарной биологической защиты от внешнего ионизирующего излучения должно выполняться с учетом назначения помещений, в зависимости от категорий облучаемых лиц и длительности облучения. При расчете биологической защиты с коэффициентом запаса, равным 2, проектная мощность эквивалентной дозы излучения Н на поверхности защиты определяется по формуле:

Н = 500 х Д/t, мкЗв/ч,

где Д - среднегодовая допустимая доза для персонала, 20 мЗв в год;

t - продолжительность облучения, часов в год.

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.

Квоты на облучение населения от выбросов и сбросов при нормальной эксплуатации АС, мкЗв в год

┌───────────────────────┬───────────────────────────────────────────────┐
│  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.

Годовые допустимые выбросы радиоактивных газов и аэрозолей АС в атмосферу

┌──────────────────────────┬─────────────┬──────────────┬───────────────┐
│       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    │
└──────────────────────────┴─────────────┴──────────────┴───────────────┘

──────────────────────────────

Примечание:

* 1 ТБк = 10(12) Бк = 27 Ки;

** 1Г Бк = 10(9) Бк = 27 мКи.

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.

5.15. С учетом доз, указанных в пп. 5.6 и 5.11, ПДВ для действующих АС устанавливаются на уровне 20 ДВ, а для проектируемых и строящихся АС - на уровне 5 ДВ. Значения ПДС для всех АС превышает ДС в 5 раз.

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.

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

┌─────────────────────────┬──────────────┬──────────────┬───────────────┐
│       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.