О введении в действие Санитарных правил СП 2.6.1.45-03 "Обеспечение радиационной безопасности при проектировании, строительстве, эксплуатации и выводе из эксплуатации атомных теплоэлектростанций малой мощности на базе плавучего энергетического блока СП АТЭС-2003"
VIII. Меры противорадиационной защиты
8.1. Комплекс мер противорадиационной защиты должен обеспечивать непревышение основных пределов доз, установленных Нормами радиационной безопасности для персонала и населения. Эффективная доза для персонала группы А не должна превышать 20 мЗв/год, для персонала группы Б - 5 мЗв/год и для населения - 1 мЗв/год (в среднем за любые последовательные 5 лет).
8.2. При разработке мер противорадиационной защиты необходимо учитывать вклад в дозу всех видов ионизирующих излучений от источников, которые могут воздействовать на персонал и население при эксплуатации АТЭС, включая внешнее и внутреннее облучение.
Поскольку вклад в эффективную дозу от инкорпорированных радионуклидов в нормальных условиях эксплуатации мал, допустимо при расчете доз учитывать только внешнее облучение, а возможный вклад внутреннего облучения учесть при установлении коэффициента запаса.
8.3. Снижение уровней внешнего облучения персонала и населения в нормальных условиях эксплуатации должно обеспечиваться:
- созданием защитных экранов и конструкций (биологической защиты) вокруг источников ионизирующего излучения;
- ограничением времени работы с источниками излучения;
- конструктивными и организационными мерами, предотвращающими приближение людей к источникам ионизирующего излучения при отсутствии производственной необходимости (зонирование помещений, санитарно-пропускной режим);
- оптимальным расположением обитаемых помещений и мест несения постоянных вахт по отношению к основным источникам ионизирующих излучений (защита расстоянием);
- установлением коэффициентов запаса по дозе при разработке системы допустимых уровней.
8.4. Пребывание персонала в необслуживаемых помещениях КЗ-1 в нормальных условиях эксплуатации должно быть полностью исключено. Уровни гамма-нейтронного излучения в них не регламентируются.
8.5. В помещениях КЗ плавучего энергоблока может работать только персонал группы А. Длительность его пребывания в обслуживаемых помещениях КЗ должна быть ограничена регламентом. Допустимое время пребывания в каждом помещении КЗ-1 определяется уровнями гамма-нейтронного излучения в данном помещении. Все планируемые производственные операции в КЗ должны быть отражены в соответствующих документах по радиационной безопасности с указанием расчетного времени для безопасного выполнения этих работ.
В помещениях КЗ-2 могут быть расположены места несения постоянной вахты персонала группы А, однако необходимость их размещения в КЗ-2 должна быть обоснована в проектных материалах.
8.6. В помещениях ЗКД-1 могут быть расположены места несения постоянной вахты персонала группы А. Время пребывания персонала группы Б в помещениях ЗКД-1 с повышенными уровнями ионизирующего излучения должно быть ограничено регламентом.
8.7. При обслуживании ПЭБ вахтовым методом продолжительность рабочего периода и промежуток времени между двумя рабочими периодами определяются в соответствии с действующим законодательством.
8.8. При разработке системы допустимых значений мощности дозы в помещениях ПЭБ должен быть обеспечен 40% запас по дозе на внутреннее облучение в нормальных условиях эксплуатации и повышенные уровни внутреннего и внешнего облучения при перегрузках активных зон, ремонтных работах и нештатных ситуациях. Рекомендуемые проектные значения мощности дозы внешнего гамма-нейтронного излучения в помещениях и на внешних поверхностях плавучего энергоблока с учетом регламента пребывания приведены в таблице 8.1.
Таблица 8.1
Рекомендуемые проектные значения мощности дозы внешнего гамма-нейтронного излучения в помещениях и на наружных поверхностях ПЭБ при номинальной мощности реакторных установок
Наименование помещений | Мощность дозы, мкЗв/ч |
1 | 2 |
Необслуживаемые помещения КЗ-1 | не регламентируется |
Периодически обслуживаемые помещения КЗ-1: | |
1) аппаратные помещения (с усредненным временем пребывания в них не более 2 часов в месяц с обязательным снижением мощности соответствующего реактора до уровня 20% от номинальной): | |
- над крышкой реактора на расстоянии 1 м | 700 |
- остальные посещаемые места на высоте 1 м от настила | 100 |
2) помещения, расположенные вне защитной оболочки (с усредненным временем пребывания в них не более 72 часов в месяц) | 10 |
Обслуживаемые помещения КЗ-2 (с неограниченным временем пребывания) | 5 |
Помещения ЗКД: | |
1) помещения ЗКД-1, обслуживаемые персоналом групп А и Б (с усредненным временем пребывания в них персонала группы Б не более 72 часов в месяц) | 5 |
2) помещения ЗКД-2, включая места несения постоянных вахт персонала группы Б | 0,25 |
Помещения ЗСвР | 0,1 |
Наружные поверхности ПЭБ: | |
1) участки открытых палуб, отнесенные к ЗКД | 0,2 |
2) участки открытых палуб, отнесенные к ЗСвР | 0,1 |
3) борта выше ватерлинии | 0,2 |
4) борта ниже ватерлинии и днище ПЭБ | 2 |
8.9. В отдельных обоснованных случаях по согласованию с органами госсанэпиднадзора допускаются отступления от приведенных в таблице величин. При этом в материалах проекта должно быть приведено обоснование выбранных уровней с учетом регламента обслуживания механизмов и оборудования, находящегося в помещениях, и соответственно общего времени пребывания в них персонала. Уровни излучения на наружных поверхностях плавэнергоблока должны выбираться с учетом возможного совместного базирования плавэнергоблока и других судов, проведения работ на пирсе и проведения работ при доковании.
8.10. Расчет биологической защиты ИИИ должен производиться исходя из проектных значений мощности эквивалентной дозы в помещениях и на внешних поверхностях плавэнергоблока.
8.11. При проектировании защиты, где это необходимо, должны приниматься обоснованные коэффициенты запаса исходя из реальных условий и специфики расчета.
8.12. Расчет защиты реакторных установок должен производиться на номинальную мощность и максимальную допустимую объемную активность теплоносителя I контура.
8.13. Расчет защиты цистерн для временного хранения ЖРО должен производиться на максимальную проектную активность при наиболее неблагоприятном нуклидном составе с учетом сорбции радиоактивных веществ на внутренних поверхностях цистерн в процессе эксплуатации.
8.14. Расчет защиты помещений для хранения контейнеров с твердыми радиоактивными отходами должен выполняться для максимального проектного количества контейнеров на ПЭБ. При этом уровни излучения на поверхности контейнеров и энергии излучения должны определяться по материалам проекта.