ПОИСК ДОКУМЕНТОВ

Постановление Министерства здравоохранения Республики Беларусь от 31.03.2010 № 39 "Об утверждении Санитарных норм, правил и гигиенических нормативов "Гигиенические требования к проектированию и эксплуатации атомных электростанций"

Текст документа с изменениями и дополнениями по состоянию на ноябрь 2013 года

< Главная страница

Зарегистрировано в НРПА РБ 18 мая 2012 г. N 8/25596

На основании Закона Республики Беларусь от 23 ноября 1993 года "О санитарно-эпидемическом благополучии населения" в редакции Закона Республики Беларусь от 23 мая 2000 года, Положения о Министерстве здравоохранения Республики Беларусь, утвержденного постановлением Совета Министров Республики Беларусь от 23 августа 2000 г. N 1331, в редакции постановления Совета Министров Республики Беларусь от 1 августа 2005 г. N 843 Министерство здравоохранения Республики Беларусь ПОСТАНОВЛЯЕТ:

1. Утвердить прилагаемые Санитарные нормы, правила и гигиенические нормативы "Гигиенические требования к проектированию и эксплуатации атомных электростанций".

2. Настоящее постановление вступает в силу с 3 мая 2010 г.

Министр В.И.Жарко

                                               УТВЕРЖДЕНО
                                               Постановление
                                               Министерства здравоохранения
                                               Республики Беларусь
                                               31.03.2010 N 39

РАЗДЕЛ I ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

ГЛАВА 1 ТЕРМИНЫ И ИХ ОПРЕДЕЛЕНИЯ

1. В настоящих Санитарных нормах, правилах и гигиенических нормативах "Гигиенические требования к проектированию и эксплуатации атомных электростанций" (далее - Санитарные правила) используются термины и их определения в значениях, установленных Законом Республики Беларусь от 5 января 1998 года "О радиационной безопасности населения" (Ведамасцi Нацыянальнага сходу Рэспублiкi Беларусь, 1998 г., N 5, ст. 25), Законом Республики Беларусь от 30 июля 2008 года "Об использовании атомной энергии" (Национальный реестр правовых актов Республики Беларусь, 2008 г., N 187, 2/1523), гигиеническими нормативами 2.6.1.8-127-2000 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-2000)", утвержденными постановлением Главного государственного санитарного врача Республики Беларусь от 25 января 2000 г. N 5 (Национальный реестр правовых актов Республики Беларусь, 2000 г., N 35, 8/3037), и санитарными правилами и нормами 2.6.1.8-8-2002 "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСП-2002)", утвержденными постановлением Главного государственного санитарного врача Республики Беларусь от 22 февраля 2002 г. N 6 (Национальный реестр правовых актов Республики Беларусь, 2002 г., N 35, 8/7859).

2. Для целей настоящих Санитарных правил также используются следующие термины и их определения:

Аварийная ситуация - ситуация или событие, которые требуют соответствующего реагирования, в первую очередь, для того, чтобы смягчить опасность или неблагоприятные последствия для здоровья и безопасности человека, качества его жизни, собственности или окружающей среды. В данное понятие включаются также ситуации, реагирование на которые направлено на смягчение эффектов прогнозируемой опасности.

Авария запроектная - авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала.

Аварийный работник - работник, который может подвергнуться облучению, превышающему пределы дозы профессионального облучения при выполнении действий, направленных на смягчение последствий аварийной ситуации для здоровья человека и безопасности, качества жизни, собственности и окружающей среды.

Биологическая защита - комплекс конструкций и материалов, окружающих ядерный реактор и его узлы, предназначенный для ослабления ионизирующего излучения до биологически безопасного уровня при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии.

Водо-водяной энергетический реактор (далее - ВВЭР) - реактор, в котором в качестве теплоносителя и замедлителя используют воду под давлением. В таких реакторах при нормальной эксплуатации вода в корпусе не кипит. Вода в активной зоне нагревается и подается в парогенератор для обеспечения тепла, необходимого для образования пара, который, вращая турбины, генерирует электрическую энергию.

Ввод в эксплуатацию - процесс, во время которого системы и оборудование атомной электростанции (далее - АЭС) начинают функционировать и проверяется их соответствие проекту, включающий в себя предпусковые наладочные работы, физический и энергетический пуск и завершающийся сдачей АЭС в промышленную эксплуатацию.

Выбросы (сбросы) радиоактивные - радиоактивные вещества, образующиеся в используемом в рамках какой-либо практической деятельности источника, которые выбрасываются в окружающую среду в виде газов, аэрозолей, жидкостей или твердых веществ, обычно с целью разбавления и рассеяния.

Дозиметрический наряд - это письменное распоряжение на безопасное проведение радиационно-опасной работы, определяющее содержание, место, время, условия ее выполнения, необходимые меры радиационной безопасности, состав бригады и лиц, ответственных за безопасность работы.

Допустимый выброс (сброс) - уровень мощности выброса, устанавливаемый в качестве рабочей нормы, но не выше предельно допустимого выброса.

Зона наблюдения (далее - ЗН) - территория за пределами санитарно-защитной зоны, на которой проводится радиационный мониторинг.

Зона контроля (далее - ЗК) - это та зона, внутри которой вводятся или могут быть введены специальные меры защиты и безопасности для контролирования нормального облучения или для предотвращения распространения загрязнения в процессе нормальной эксплуатации и которая, как правило, находится внутри зоны наблюдения.

Зона контролируемого доступа (далее - ЗКД) - производственные помещения, где осуществляется обращение с источниками ионизирующего излучения (далее - ИИИ) и возможно воздействие радиационных факторов на персонал.

Зона свободного доступа (далее - ЗСД) - вспомогательные и административные помещения, где при нормальной эксплуатации АЭС не осуществляется обращение с ИИИ и, как правило, практически исключается воздействие на людей радиационных факторов.

Зона предупредительных мер (далее - ЗПМ) - зона вокруг АЭС, в отношении которой проводятся мероприятия для осуществления срочных защитных мер в случае ядерной аварийной ситуации с целью снижения риска появления тяжелых детерминированных эффектов за пределами промплощадки.

Зона планирования срочных защитных мер (далее - ЗПСМ) - зона вокруг АЭС, в отношении которой проводятся мероприятия, направленные на осуществление срочных защитных мер в случае ядерной аварийной ситуации с целью предотвращения стохастических эффектов в той степени, в какой это практически осуществимо, путем снижения доз облучения в соответствии с международными документами.

Зона планирования ограничений в отношении продуктов питания - зона вокруг АЭС, в отношении которой проводятся мероприятия, направленные на осуществление контрмер (например, сельскохозяйственных), препятствующих пероральному поступлению радионуклидов с водой и пищевыми продуктами местного производства, и долгосрочных защитных мер с целью предотвращения больших коллективных доз облучения в той степени, в какой это практически осуществимо, путем снижения доз облучения в соответствии с международными документами.

Индивидуальный дозиметрический контроль (далее - ИДК) - контроль облучения персонала и населения, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения на основании результатов индивидуальных измерений, характеристик облучения тела или отдельных органов, либо индивидуального поступления радионуклидов в организм человека.

Культура безопасности - это такой комплекс характеристик и особенностей деятельности организаций и поведения отдельных лиц, который устанавливает, что проблемам защиты и безопасности, как обладающим высшим приоритетом, уделяется внимание, соответствующее их значимости.

Место рабочее - место постоянного или временного пребывания персонала для выполнения производственных функций в условиях воздействия ионизирующего излучения.

Мониторинг радиационный - измерение уровня дозы или загрязнения для оценки или контроля за облучением в результате воздействия излучения или радиоактивных веществ, а также интерпретация результатов.

Наряд-допуск - задание на безопасное производство работы, оформленное на специальном бланке установленной формы и определяющее содержание, место работы, время ее начала и окончания, условия ее безопасного выполнения, необходимые меры безопасности (в том числе по радиационной, пожарной безопасности и на загазованных рабочих местах), состав бригады и работников, ответственных за безопасное выполнение работы.

Облучение населения - облучение населения от источников излучения, исключая любое профессиональное или медицинское облучение, а также воздействие естественного радиационного фона в данной местности.

Отработавшее ядерное топливо (далее - ОЯТ) - ядерное топливо, облученное в активной зоне реактора и окончательно удаленное из нее.

Площадка размещения АЭС - территория в пределах охраняемого периметра, на которой размещаются все основные и вспомогательные здания и сооружения АЭС (промышленная площадка), и территория за пределами ограды, на которой располагаются открытые распределительные устройства, внешние гидросооружения (водоемы-охладители, насосные станции, подводящие и отводящие каналы), очистные сооружения, шламоотвалы, строительная база, перевалочная база, населенный пункт, предназначенный для проживания персонала АЭС (далее - жилой поселок), и т.д.

Промышленная площадка (далее - промплощадка) - охраняемая и ограждаемая территория размещения производственных, административных, санитарно-бытовых и вспомогательных зданий и сооружений радиационного объекта.

Предел дозы (далее - ПД) - величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна быть превышена.

Пределы безопасной эксплуатации АЭС - пределы эксплуатационных параметров, в которых разрешенная (имеющая официальное разрешение) установка является безопасной.

Предельно допустимый выброс (сброс) - норматив мощности выброса, определяемый по пределу дозы с учетом всех путей внешнего и внутреннего облучения.

Представительное лицо - индивидуум, получивший дозу излучения, которая репрезентативна для наиболее высоко облученных индивидуумов в популяции.

Принцип нормирования - непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения человека от всех источников излучения.

Принцип обоснования - запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного превышающим естественный радиационный фон облучением.

Принцип оптимизации - поддержание на достижимом низком уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения (As Low As Reasonable Achievable - ALARA).

Прогнозируемая доза - доза, которая, как ожидается, будет получена в том случае, если не проводятся никакие защитные действия или не принимаются никакие восстановительные меры.

Профессиональное облучение - любое облучение персонала в процессе его работы с техногенными ИИИ.

Пункт размещения АЭС - территория в пределах рассматриваемого для размещения АЭС района, позволяющая разместить несколько площадок АЭС, для которых ландшафтно-географические и ситуационные условия (взаимное расположение АЭС и городов, крупных предприятий и других объектов, условия водоснабжения, транспортные условия, социально-демографические, агропромышленные и производственные условия) близки по своим характеристикам.

Район размещения АЭС - территория, включающая площадку размещения АЭС, на которой проявляются или могут проявляться явления, процессы или события, способные оказать влияние на безопасность АЭС.

Распоряжение - устное задание на производство работы, определяющее ее содержание, место, время, меры безопасности и лиц, которым поручено ее выполнение, отданное непосредственно или с использованием средств связи производителю и допускающему, имеющее разовый характер и действует в течение рабочего дня исполнителей.

Ситуация аварийного облучения - непредвиденная ситуация, которая может возникнуть во время работы в ситуации планируемого облучения, а также вследствие злонамеренных действий или в результате любой другой неожиданной ситуации и потребовать срочных действий для того, чтобы избежать или снизить нежелательные последствия.

Ситуации планируемого облучения - это ситуации, когда осуществляются намеренное введение и эксплуатация источников ионизирующего излучения. Ситуации планируемого облучения могут приводить как к увеличению реального облучения, так и к такому облучению, которое предполагается (нормальное облучение), а также к облучению, которое не предполагается (потенциальное облучение).

Средство индивидуальной защиты (далее - СИЗ) - средство защиты персонала от внешнего облучения, поступления радиоактивных веществ внутрь организма и радиоактивного загрязнения кожных покровов.

Строительство АЭС - процесс возведения зданий и сооружений АЭС, включающий комплекс собственно строительных работ, работ по монтажу оборудования, вспомогательных, транспортных и других работ.

Тепловыделяющая сборка (далее - ТВС) - комплект тепловыделяющих элементов и связанных с ними компонентов, которые загружаются в активную зону реактора в качестве единого блока и впоследствии удаляются из нее.

Тепловыделяющий элемент (далее - ТВЭЛ) - отдельная сборочная единица, содержащая ядерные материалы и предназначенная для получения тепловой энергии в ядерном реакторе за счет осуществления контролируемой ядерной реакции деления и (или) для накопления нуклидов.

Физическая защита АЭС - технические и организационные меры обеспечения сохранности содержащихся на АЭС делящихся и радиоактивных материалов и других материальных ценностей и предотвращение несанкционированного доступа на АЭС и установленные проектом ее важные участки.

Эквивалент дозы индивидуальный (Hp(10)) - эквивалент дозы в мягкой биологической ткани, определяемый на глубине 10 мм под рассматриваемой точкой на теле.

Эксплуатация - вся деятельность, направленная на достижение безопасным образом цели, для которой была построена АЭС, включая работу на мощности, пуск, остановы, испытания, техническое обслуживание, ремонт и перегрузку топлива, инспектирование во время эксплуатации и другую, связанную с этим деятельность.

Эксплуатация нормальная - вся деятельность, направленная на достижение безопасным образом цели, для которой была сооружена АЭС, включая работу на мощности, пуски, остановки, испытания, техническое обслуживание, ремонты, консервацию, перегрузки активной зоны.

Эксплуатационные пределы - значения параметров и характеристик состояния систем и АС в целом, заданных проектом для нормальной эксплуатации.

Энергетический пуск - этап ввода АЭС в эксплуатацию, при котором АЭС начинает производить энергию в соответствии с проектом и осуществляется подъем мощности и проверка работы АЭС на уровнях мощности вплоть до установленной для промышленной эксплуатации.

Эффекты излучения детерминированные тяжелые - детерминированные эффекты, приводящие к преждевременной смерти или существенному ухудшению качества жизни облученного лица.

Ядерная авария - авария, связанная с повреждением ТВЭЛов, превышающим установленные пределы безопасной эксплуатации и / или облучением персонала, превышающего допустимое для нормальной эксплуатации, вызванная нарушением контроля и управления цепной ядерной реакции деления в активной зоне реактора, образованием критической массы при перегрузке, транспортировке и хранении ТВЭЛов, нарушением теплоотвода от ТВЭЛов и другими причинами, приводящими к повреждению ТВЭЛов.

ГЛАВА 2 ОБЛАСТЬ ПРИМЕНЕНИЯ

3. Настоящие Санитарные правила разработаны в соответствии с Законом Республики Беларусь "О радиационной безопасности населения", Законом Республики Беларусь "Об использовании атомной энергии" и другими актами законодательства Республики Беларусь.

4. Настоящие Санитарные правила устанавливают гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности персонала, населения и охране окружающей среды (радиационное воздействие) при размещении, проектировании, строительстве, вводе в эксплуатацию и эксплуатации АЭС с реакторами типа ВВЭР.

Настоящие Санитарные правила не распространяются на транспортные ядерные энергетические установки и реакторные установки специального назначения.

Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности персонала, населения и охране окружающей среды при выводе из эксплуатации блока АЭС и к защите от нерадиационных факторов воздействия регламентируются другими актами законодательства Республики Беларусь.

5. Настоящие Санитарные правила распространяются на организации, осуществляющие деятельность, связанную с размещением, проектированием, строительством, вводом в эксплуатацию и эксплуатацией АЭС, кроме транспортных ядерных энергетических установок и реакторных установок специального назначения.

6. Требования настоящих Санитарных правил обязательны для использования на территории Республики Беларусь всеми государственными органами, юридическими и физическими лицами, деятельность которых связана с АЭС.

7. Акты законодательства Республики Беларусь, относящиеся к проектированию, строительству, вводу в эксплуатацию и эксплуатации АЭС, не должны противоречить требованиям настоящих Санитарных правил и должны быть в установленном порядке согласованы с республиканскими органами государственного управления в области радиационной безопасности.

ГЛАВА 3 ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ

8. Непревышение основных пределов доз облучения персонала и населения, соблюдение требований настоящих Санитарных правил являются обязательными условиями обеспечения радиационной безопасности атомных станций.

9. Обеспечение радиационной безопасности АЭС должно осуществляться проведением комплекса специальных мероприятий:

установлением и выполнением требований радиационной безопасности на промплощадке АЭС и прилегающих к ней территориях;

контролем за состоянием защитных барьеров АЭС на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ;

локализацией источников радиационного воздействия и защитой персонала и населения при нормальной эксплуатации и в случае аварии на АЭС.

Содержание и объем специальных мероприятий должны приводиться в проекте и в эксплуатационной документации АЭС.

10. АЭС по потенциальной радиационной опасности относится к первой категории радиационных объектов, для которых события на промплощадке (включая весьма маловероятные события) могут привести к серьезным детерминированным эффектам для здоровья за пределами промплощадки или для которых такие события уже имели место на аналогичных установках.

11. До пуска каждого блока АЭС все системы и сооружения данного блока должны быть подготовлены к эксплуатации в установленном законодательством порядке.

12. Проект строительства, реконструкции АЭС должен пройти государственную и иные экспертизы, подтверждающие безопасность АЭС, в установленном законодательством порядке.

13. Санитарный надзор при проектировании, строительстве, эксплуатации и выводе из эксплуатации АЭС осуществляют государственные органы и учреждения, уполномоченные осуществлять государственный санитарный надзор.

РАЗДЕЛ II ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПЕРСОНАЛА И НАСЕЛЕНИЯ ПРИ НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС

ГЛАВА 4 ТРЕБОВАНИЯ К РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЕ ПЕРСОНАЛА И НАСЕЛЕНИЯ

14. Главной целью радиационной защиты является охрана здоровья персонала и населения от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности.

15. Для условий нормальной эксплуатации АЭС устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

персонал;

население.

16. Для контроля облучения персонала и населения устанавливаются три класса нормативов:

основные пределы доз, приведенные в приложении 1 к настоящим Санитарным правилам;

допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие;

контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков, значения суточных и месячных выбросов отдельных групп радионуклидов в атмосферный воздух и др.). Их значения должны учитывать достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

17. Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации АЭС 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 (ALARA).

18. При разработке мероприятий по снижению доз облучения персонала следует исходить из следующих основных положений:

индивидуальные дозы должны в первую очередь снижаться там, где они могут превысить допустимый уровень облучения;

мероприятия по защите персонала в первую очередь должны осуществляться в отношении тех источников излучения, где возможно достичь наибольшего снижения коллективной дозы облучения при минимальных затратах.

19. В целях недопущения превышения предела дозы техногенного облучения населения для АЭС устанавливается квота на облучение населения - 100 мкЗв в год.

Данная квота устанавливается на суммарное облучение населения от всех источников радиоактивных газоаэрозольных выбросов в атмосферный воздух и жидких сбросов в поверхностные воды в целом для АЭС независимо от количества энергоблоков на промплощадке.

Значения квот на облучение населения за счет выбросов и сбросов при нормальной эксплуатации АЭС приведены в приложении 2 к настоящим Санитарным правилам.

20. Значение квоты рассматривается как верхняя граница возможного облучения населения от радиоактивных выбросов и сбросов АЭС при оптимизации радиационной защиты населения в режиме нормальной эксплуатации АЭС.

21. Значения соответствующих квот на облучение населения используются для расчета предельно допустимых выбросов радионуклидов АЭС в атмосферный воздух и предельно допустимых сбросов радионуклидов в поверхностные воды.

22. Предельно допустимые выбросы и предельно допустимые сбросы являются верхними границами для газоаэрозольных выбросов и жидких сбросов радионуклидов в окружающую среду в режиме нормальной эксплуатации АЭС.

23. В качестве нижней границы дозы облучения при оптимизации радиационной защиты населения в режиме нормальной эксплуатации АЭС принимается минимально значимая доза, равная 10 мкЗв в год.

     24. При установлении годовых допустимых выбросов радиоактивных газов и
аэрозолей  в  атмосферный  воздух  учитывается тот факт, что основной вклад
(свыше 98%) в дозу облучения населения в режиме нормальной эксплуатации АЭС

                                                                131   60
вносят  инертные  радиоактивные  газы (аргон, криптон, ксенон),    I,   Co,

134    137
   Cs,    Cs.
     25.  Значения  годовых  допустимых выбросов радионуклидов или их групп
(ДВ )   для   АЭС   устанавливаются   с   учетом  условий  выброса  (высоты
   r

вентиляционных   труб),   рассеяния   выброса   в   атмосферном  воздухе  и
формирования  дозовой  нагрузки  на  население  приведены  в приложении 3 к
настоящим Санитарным правилам.

Данные годовых допустимых выбросов радионуклидов или их групп устанавливаются настоящими Санитарными правилами для проектируемых и строящихся АЭС. Дальнейшее деление данных годовых допустимых выбросов радионуклидов или их групп на очереди АЭС или отдельные энергоблоки АЭС не требуется.

     26.  С учетом технически достигнутого уровня безопасности АЭС в режиме
нормальной  эксплуатации (когда фактические выбросы и сбросы АЭС создают по
каждому  пути  воздействия  дозу облучения лиц из населения менее 10 мкЗв в
год)  радиационный  риск  для  населения  при  эксплуатации  АЭС  является,

                                -6    -1
безусловно, приемлемым (менее 10   год  ).
     В  этой  связи  значения  годовых  допустимых  выбросов, установленные
настоящими  Санитарными  правилами,  рассчитаны  исходя  из  дозы облучения
населения  10  мкЗв  в  год  по  каждому  нормируемому радионуклиду (группе

                                                                131   60
радионуклидов)  -  инертные  радиоактивные  газы (далее - ИРГ),    I,   Co,

134     137
   Cs,     Cs.  Значения  годовых  допустимых  сбросов также рассчитываются
исходя  из  дозы  облучения населения 10 мкЗв в год по каждому нормируемому
радионуклиду в соответствии с действующей методической документацией.

27. Условием соблюдения допустимого выброса радионуклидов или их групп с АЭС в атмосферный воздух является выполнение соотношения

                               Q
                           SUM  r
                               --- (индекс выброса) <= 1,
                            r  ДВ
                                 r

где Q  -  годовая   фактическая   (проектная)   активность   нуклида   (r),
     r

поступающая с АЭС в атмосферный воздух, Бк;
     ДВ   -  допустимый выброс радионуклида (r) с АЭС в атмосферный воздух,
       r

Бк (приложение 3 к настоящим Санитарным правилам).

28. Соблюдение установленных настоящими Санитарными правилами значений допустимых выбросов гарантирует, что доза облучения представительного лица за счет газоаэрозольных выбросов АЭС при нормальной эксплуатации не превысит 10 мкЗв в год.

29. С учетом дозовых квот и доз, указанных в приложении 1 к настоящим Санитарным правилам, предельно допустимый выброс для АЭС устанавливается на уровне 5 значений годовых допустимых выбросов радионуклидов или их групп. Значения предельно допустимых сбросов для АЭС превышают в 5 раз значения годовых допустимых выбросов.

30. Условием соблюдения предельно допустимого выброса радионуклидов или их групп с АЭС в атмосферный воздух является:

          Q                            Q
      SUM  r                       SUM  r      Eд                Eд
          ---- <= 1      или           --- <=  ---,       ПДВ  = --- ДВ ,
       r  ПДВ                       r  ДВ      МЗД           r   МЗД   r
             r                           r

--------------------------------

д - греческая буква "дельта"

где ПДВ  - предельно допустимый выброс радионуклида (r) с АЭС в атмосферный
       r

воздух, Бк;

Eд - квота на облучение населения от выбросов АЭС (Eд = 50 мкЗв/год для строящихся или проектируемых АЭС);

МЗД - минимально значимая доза.

31. Для текущего контроля газоаэрозольных выбросов независимо от числа действующих энергоблоков на промплощадке АЭС устанавливаются контрольные уровни выбросов радионуклидов за сутки и месяц.

32. Значения контрольных уровней выбросов радионуклидов за месяц и за сутки для АЭС приведены в приложениях 4, 5 к настоящим Санитарным правилам соответственно.

33. Условиями соблюдения контрольных уровней выбросов радионуклидов с АЭС в атмосферный воздух является выполнение соотношения

           мес                                  сут
          q                                    q
      SUM  r                               SUM  r
          ----- (индекс выброса) <= 1,         ----- (индекс выброса) <= 1,
       r    мес                             r    сут
          КУ                                   КУ
            r                                    r

     мес    сут
где q    и q     - фактическая активность  нуклида (r), поступающая с АЭС в
     r      r

атмосферный воздух за месяц и сутки соответственно, Бк;

       мес     сут
     КУ    и КУ    - контрольный уровень  выброса  радионуклида (r) с АЭС в
       r       r

атмосферный  воздух  за месяц и сутки соответственно, Бк (приложения 4, 5 к
настоящим Санитарным правилам).

34. В отдельные месяцы допускается выброс радионуклидов, превышающий соответствующий контрольный уровень до трех раз,

                                    мес
                                   q
                               SUM  r
                                   ----- <=  3,
                                r    мес
                                   КУ
                                     r

при условии, что не будет превышен годовой допустимый выброс (ДВ ).
                                                                r

35. В отдельные дни или несколько дней допускается выброс радионуклидов, превышающий суточный контрольный уровень до пяти раз,

                                       сут
                                      q
                                  SUM  r
                                      -----  <= 5,
                                   r    сут
                                      КУ
                                        r

при условии, что не будет превышен контрольный уровень за месяц.

Число допустимых превышений контрольных уровней выбросов радионуклидов за сутки на промплощадке АЭС не должно превышать 12 за год.

36. Превышения контрольных уровней газоаэрозольных выбросов радионуклидов за месяц и сутки не требуют согласования с государственными органами и учреждениями, уполномоченными осуществлять государственный санитарный надзор, при соблюдении указанных в пунктах 34 и 35 настоящих Санитарных правил ограничений.

37. Если в течение года имели место случаи превышения контрольных уровней газоаэрозольных выбросов за сутки более чем в пять раз, то необходимо выполнить расчет годовой эффективной дозы для населения от фактических выбросов АЭС с учетом реальных метеоусловий и его результат сопоставить с минимально значимой дозой.

38. Допустимые сбросы радионуклидов в поверхностные водоемы рассчитываются и утверждаются для каждой АЭС в соответствии со специальными актами законодательства Республики Беларусь и их соблюдение гарантирует непревышение дозы облучения населения 10 мкЗв в год.

39. Сброс жидких радиоактивных отходов в поверхностные водоемы, в том числе водоемы-охладители АЭС, не допускается.

40. При фактическом выбросе (сбросе) выше годовых допустимых уровней должен проводиться анализ причин с целью разработки мероприятий по недопущению подобных превышений в будущем.

41. Превышение предельно допустимого выброса и / или предельно допустимого сброса недопустимо в режиме нормальной эксплуатации АЭС, является нарушением санитарных норм и правил и служит основанием для приостановки эксплуатации энергоблоков АЭС.

42. Пределы безопасной эксплуатации каждого энергоблока АЭС по выбросам и сбросам в технологических регламентах должны быть установлены на уровне предельно допустимого выброса и предельно допустимого сброса, а эксплуатационные пределы - на уровне значения годового допустимого выброса и годового допустимого сброса с ограничением, что установленные для одного энергоблока значения пределов безопасной эксплуатации и эксплуатационные пределы не должны превышаться при работе всех энергоблоков данной АЭС.

43. На АЭС защитные и локализующие системы безопасности должны исключать необходимость принятия любых мер по защите населения в начальном периоде проектной радиационной аварии, т.е. прогнозируемые дозы облучения лиц из населения при проектной радиационной аварии не должны превышать значений рекомендуемых общих уровней вмешательства в отношении срочных защитных мер, приведенных в приложении 6 к настоящим Санитарным правилам.

РАЗДЕЛ III ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ПРОЕКТИРОВАНИИ, СТРОИТЕЛЬСТВЕ И ВВОДЕ В ЭКСПЛУАТАЦИЮ АЭС

ГЛАВА 5 ГИГИЕНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ К ПЛОЩАДКЕ РАЗМЕЩЕНИЯ АЭС

44. Генеральный план площадки размещения АЭС разрабатывается с учетом технологической зависимости вспомогательных цехов по отношению к основному производству.

45. При выборе площадки размещения АЭС должны быть учтены местные природные и техногенные факторы, которые могли бы отрицательно воздействовать на обеспечение радиационной безопасности АЭС.

46. Площадка размещения АЭС должна быть исследована с точки зрения радиационного воздействия АЭС на объекты окружающей среды и население.

При оценке пригодности площадки размещения АЭС должны быть рассмотрены следующие аспекты:

влияние на АЭС природных явлений, процессов и внешних событий, в том числе антропогенного происхождения, происходящих в районе расположения площадки размещения;

характеристики окружающей среды района размещения, которые могут оказать влияние на перенос и накопление радиоактивных веществ;

медико-демографические показатели и характеристики района размещения, важные для обеспечения мер по защите населения.

47. Размещение блоков АЭС должно обеспечивать возможность их безопасной эксплуатации в случае аварии на соседних блоках.

48. При анализе характеристик площадки размещения АЭС необходимо учитывать их изменения, прогнозируемые на весь срок эксплуатации АЭС с учетом ее вывода из эксплуатации.

49. Автодороги и пешеходные пути, расположенные на промплощадке, должны иметь асфальтовое, бетонное или другое легко дезактивируемое покрытие.

50. Промплощадка АЭС должна располагаться преимущественно с подветренной стороны по отношению к населенным пунктам, в том числе и к ближайшим населенным пунктам, расположенным в районе ее размещения.

При проектировании систем технического водоснабжения должны быть приняты меры, исключающие ухудшение микроклиматических условий в населенных пунктах, жилых поселках района размещения АЭС и на автомобильных дорогах.

51. Проектом АЭС кроме главного входа на промплощадку должна быть предусмотрена организация запасных путей для персонала и транспортных средств, расположенных в различных местах по периметру промплощадки.

52. На въездах и выездах должен предусматриваться радиационный контроль транспортных средств и вывозимого груза.

Генеральным планом площадки размещения АЭС должны быть предусмотрены специальные места для проведения дезактивации транспортных средств перед выездом их с промплощадки АЭС.

53. Территория района размещения АЭС должна позволять реализацию организационных и технических защитных мероприятий в случае аварийного выброса и / или сброса радиоактивных веществ с АЭС в окружающую среду.

54. Площадка размещения АЭС должна удовлетворять требованиям настоящих Санитарных правил и действующего законодательства.

ГЛАВА 6 ГИГИЕНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ К САНИТАРНО-ЗАЩИТНОЙ ЗОНЕ И ЗОНЕ НАБЛЮДЕНИЯ АЭС

55. Вокруг АЭС устанавливаются санитарно-защитная зона (далее - СЗЗ) и зона наблюдения.

Необходимость установления СЗЗ и ЗН, их размеры и границы определяются проектом АЭС в соответствии с требованиями безопасности, предусмотренными действующим законодательством, и согласовываются с государственными органами и учреждениями, осуществляющими государственный санитарный надзор.

Размеры СЗЗ и ЗН вокруг АЭС устанавливаются с учетом возможных уровней внешнего облучения, а также величины и площадей возможного распространения радиоактивных выбросов в атмосферный воздух и (или) сбросов в поверхностные и подземные воды.

56. В СЗЗ запрещается размещение капитальных строений (зданий, сооружений), не относящихся к функционированию АЭС, а также других объектов производственной, транспортной, инженерной инфраструктуры, не предусмотренных проектом АЭС.

В СЗЗ АЭС запрещается постоянное или временное проживание, размещение детских учреждений, больниц, санаториев и других оздоровительных учреждений, а также промышленных объектов, подсобных и иных сооружений, не предназначенных для строительства и эксплуатации АЭС и не предусмотренных утвержденным проектом СЗЗ.

57. Использование земель СЗЗ для сельскохозяйственных и иных целей, прудов возможно только по согласованию с органами государственного санитарного надзора.

58. В СЗЗ силами службы радиационной безопасности АЭС должен проводиться радиационный контроль, а в ЗН силами службы радиационной безопасности АЭС и организаций, подчиненных Министерству природных ресурсов и охраны окружающей среды Республики Беларусь, - радиационный мониторинг.

59. С целью получения круглосуточной метеорологической информации для оценки и прогноза радиационной обстановки на территории СЗЗ и ЗН в проекте АЭС следует предусматривать сооружение метеостанции.

ГЛАВА 7 ГИГИЕНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ К ПРОИЗВОДСТВЕННЫМ ПОМЕЩЕНИЯМ, ЗДАНИЯМ И СООРУЖЕНИЯМ

60. В основу проектирования и эксплуатации производственных помещений, зданий и сооружений АЭС должен быть положен гигиенический принцип деления их на зоны в зависимости от характера технологических процессов, размещенного оборудования, характера и возможной степени загрязнения радиоактивными веществами.

Основным организационно-техническим принципом обеспечения радиационной безопасности является строгое соблюдение персоналом режима зон.

Здания и сооружения АЭС должны быть разделены на две зоны: зону контролируемого доступа, зону свободного доступа.

61. В зависимости от степени возможного радиационного воздействия на персонал все помещения ЗКД должны разделяться на три категории:

I категория - необслуживаемые помещения, где размещается технологическое оборудование и коммуникации, условия эксплуатации которых и радиационная обстановка при работе АЭС на мощности не допускают пребывания в них персонала;

II категория - периодически обслуживаемые помещения, в которых условия эксплуатации и радиационная обстановка при работе АЭС на мощности допускают ограниченное во времени пребывание в них персонала;

III категория - помещения постоянного пребывания персонала, где радиационная обстановка допускает возможность постоянного пребывания персонала в течение всего рабочего времени.

В проекте АЭС должно быть четко определено, к какой категории помещений ЗКД относится конкретное помещение.

На действующих АЭС все помещения ЗКД должны иметь на двери обозначение категории.

62. Помещения ЗКД с оборудованием, обслуживаемым оперативным персоналом, должны быть обеспечены надежной двухсторонней связью со щитами контроля и управления.

Взаимная изоляция помещений внутри ЗКД должна обеспечиваться проектными решениями, строительными и санитарно-техническими устройствами, стационарными и временными санитарными шлюзами (далее - саншлюз).

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

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

                                     500 · D
                                Н =  -------  мкЗв/ч,
                                       t

где D - среднегодовой предел дозы для персонала - 20 мЗв в год;

t - продолжительность облучения, часов в год.

Значения мощности эквивалентной дозы, используемой при проектировании защиты от внешнего ионизирующего излучения для пребывания персонала в помещениях и на территории с учетом коэффициента запаса 2, приведены в приложении 7 к настоящим Санитарным правилам.

65. Вход в комплекс помещений ЗКД должен предусматриваться через санитарные пропускники (далее - санпропускник) с обязательным переодеванием персонала.

66. Проход персонала в необслуживаемые помещения при неработающем технологическом оборудовании должен предусматриваться через стационарные или временные саншлюзы. Стационарные саншлюзы должны быть оборудованы трапами специальной канализации (далее - спецканализация), подводкой горячей и холодной воды, дезактивирующих растворов.

67. На АЭС с реакторами типа ВВЭР центральный, блочный и резервный пункты управления, помещения комплекса средств автоматизированной системы управления технологическим процессом, электропитания распределительных устройств должны размещаться в ЗСД.

Щиты радиационного контроля на всех АЭС должны размещаться в ЗКД на основных путях прохода персонала к рабочим местам.

68. Пункты управления и контроля работы отдельных групп технологического оборудования с радиоактивными средами (местные щиты управления) допускается размещать в помещениях постоянного пребывания персонала ЗКД.

69. Для транспортирования оборудования и материалов в помещения и из помещений ЗКД необходимо предусматривать специальные входы и транспортные въезды.

Транспортные въезды должны оборудоваться воздушными завесами и спецканализацией. Должно быть предусмотрено проведение обмыва транспорта и радиационного контроля транспортных средств, вывозимого оборудования и материалов.

Транспортирование загрязненного оборудования, инструментов и радиоактивных отходов (далее - РАО) не должно осуществляться через помещения постоянного пребывания персонала.

70. В помещениях ЗКД проектируемых АЭС должны быть предусмотрены коммуникации для подачи воды и моющих растворов, а также средства для механизированной уборки и дезактивации. Полы в этих помещениях должны иметь уклоны и трапы для стока воды в спецканализацию.

71. Помещения ЗКД с оборудованием, обслуживаемым оперативным персоналом, должны быть обеспечены надежной двухсторонней связью со щитами контроля и управления.

72. Основной и аварийный проходы (шлюзы) гермообъема реакторной установки должны быть оборудованы герметичными дверями.

73. Мебель, инструменты, приборы и оборудование помещений ЗКД должны быть закреплены за конкретными помещениями и соответственно маркированы.

Мебель, предназначенная для использования в ЗКД, должна быть с гладкой поверхностью, легко поддающейся дезактивации и обладающей малой сорбционной способностью.

74. Поверхности помещений и оборудования ЗКД должны быть защищены материалами, слабо сорбирующими радиоактивные вещества и легко поддающимися дезактивации.

75. Для проектируемых АЭС в помещениях ЗКД следует предусматривать устройство окон без подоконников.

В помещениях ЗКД все поверхности и их сочленения должны быть максимально гладкими, без выбоин, трещин и неровностей.

Помещение реакторного зала с бассейном выдержки должно быть выполнено с гладкими стенами и без оконных проемов.

Пол реакторного зала должен быть облицован нержавеющей сталью, ровным по всей площади и иметь уклон для стока воды в спецканализацию.

76. Помещения, где проходят коммуникации с жидкими радиоактивными средами, а также полы туннелей паровых выбросов, должны иметь надежную гидроизоляцию, исключающую возможность попадания радиоактивных сред в нижерасположенные помещения и грунт.

77. Внутренняя отделка помещений должна соответствовать рекомендациям промышленной эстетики. Помещения зон свободного и контролируемого доступа должны быть окрашены в различные цвета.

Помещения I - III категорий ЗКД и двери помещений должны иметь отличную друг от друга окраску.

Входные двери в ЗКД должны иметь маркировку - знак радиационной опасности.

78. Все строительные материалы, используемые для отделки производственных помещений АЭС, должны соответствовать требованиям, установленным законодательством.

ГЛАВА 8 ГИГИЕНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ К САНИТАРНО-БЫТОВЫМ ПОМЕЩЕНИЯМ И ПОМЕЩЕНИЯМ МЕДИЦИНСКОГО НАЗНАЧЕНИЯ

79. Санитарно-бытовые помещения и их оборудование должны соответствовать требованиям настоящих Санитарных правил и других актов законодательства Республики Беларусь.

80. Комплекс санитарно-бытовых помещений должен включать в себя гардероб личной одежды, мужской и женский санпропускники с установками радиационного контроля, саншлюзы, специальную прачечную. Допускается размещение в санпропускнике термокамеры.

Пункты радиационного контроля загрязнения рук и тела после санитарной обработки следует размещать между обтирочной и гардеробом домашней одежды.

81. Санпропускник размещается между ЗСД и ЗКД и предназначен для полного переодевания, санитарной обработки персонала, радиационного контроля тела и спецодежды, сбора и отправки на дезактивацию загрязненной спецодежды и спецобуви.

Возможность входа в ЗКД из зоны свободного доступа и выхода из ЗКД, минуя санпропускники, должна быть исключена.

Планировка санпропускника должна обеспечивать полную поточность при прохождении работающих как в ЗКД, так и из нее без пересечения "грязных" и "чистых" потоков.

Переходы из помещений "чистого" отделения в помещения "грязного" отделения санпропускника должны быть оборудованы дверями со специальными замками или защелками, препятствующими бесконтрольному выходу персонала из "грязного" отделения в "чистое".

Запрещается устраивать открытые проходные проемы из помещений "чистого" отделения в помещения "грязного" отделения.

Санпропускник может размещаться либо в производственном корпусе, либо в отдельном здании. В последнем случае санпропускник соединяется с производственным корпусом крытым отапливаемым переходом.

82. В состав помещений санпропускника должны входить: гардероб для личной одежды, гардероб для рабочей одежды (спецодежды), умывальные в "чистой" (перед душевыми) и "грязной" (перед входом в "грязный санпропускник" со стороны ЗКД) зонах, душевые, санузлы в "чистой" и "грязной" зонах, пункты радиационного контроля загрязнения спецодежды и кожных покровов, кладовые чистой и грязной спецодежды и СИЗ, помещение сортировки спецодежды, в женском санпропускнике - комната гигиены.

83. Расчет количества шкафов в санпропускниках для "чистых" и "грязных" зон необходимо производить исходя из списочного состава персонала АЭС, работающего в ЗКД, при этом необходимо предусмотреть отдельный санпропускник для:

прикомандированных - не менее 15% мест от общего числа мест в санпропускнике;

женщин из расчета не менее 10% мест от общего числа мест в санпропускнике с учетом прикомандированного персонала;

лиц, привлекаемых для ремонтных работ, - не менее 30% мест от общего числа мест в санпропускнике.

Количество мест в гардеробной верхней личной одежды определяется из расчета двух максимальных смежных смен и соответствующего числа прикомандированных лиц.

84. Хранение личной одежды и спецодежды должно предусматриваться в закрытых индивидуальных шкафах. Шкафы для спецодежды должны быть изготовлены из материалов, слабо сорбирующих радиоактивные вещества, и хорошо дезактивироваться.

85. Душевые должны быть размещены между "грязной" и "чистой" зонами санпропускника вблизи гардероба личной одежды.

Количество рожков в душевой определяется из расчета не менее 1 рожка на 5 человек в максимальную смену.

86. Перед душевыми со стороны гардероба спецодежды необходимо размещать умывальники с подводкой горячей и холодной воды для обработки рук. Умывальники должны быть оборудованы либо автоматическими бесконтактными смесителями, либо кранами с педальным включением и выключением, либо кранами, открывающимися локтем.

Количество умывальников определяется из расчета не менее 1 умывальника на 12 - 15 человек в максимальную смену. Умывальники и душевые должны быть обеспечены автоматической подачей жидкого мыла и электрополотенцами.

Умывальные помещения должны быть оборудованы питьевыми фонтанчиками.

87. При душевых санпропускников следует устраивать помещения для обтирания тела, площадь помещения устанавливается из расчета 0,4 кв.м на один душевой рожок, но не меньше 4 кв.м. В обтирочных должны предусматриваться устройства для хранения необходимого количества чистых полотенец и контейнеры или пластикатовые мешки для сбора использованных полотенец.

88. При использовании термокамер они должны располагаться в зоне душевых и иметь при входе в тамбур термоизоляцию помещения. Все внутренние поверхности помещения термокамеры должны быть отделаны древесиной лиственных пород. Термокамеры должны иметь специальное оборудование для производства сухого пара. Площадь помещений термокамеры должна составлять не менее 15 кв.м.

89. В целях профилактики грибковых заболеваний при выходе из душевой (между душевой и гардеробом домашней одежды) следует предусматривать место для обработки кожных покровов ног антигрибковыми препаратами.

90. В санпропускнике должен быть организован отдельный сбор грязной спецодежды по виду материала и уровням ее радиоактивного загрязнения. Для этого должны быть предусмотрены бункеры или емкости (контейнеры) и пластикатовые мешки для сбора нательного белья, носков, шапочек, верхней спецодежды, предназначенной для выполнения работ I и II класса, емкости и стеллажи для дезинфекции и хранения сандалий после каждого их использования и, кроме того, должны быть предусмотрены контейнеры для спецодежды, направляемой на захоронение в качестве РАО.

91. Площадь кладовой для хранения и выдачи полного комплекта чистой одежды (спецодежды) и СИЗ должна быть не менее 60 кв.м.

В "грязной" зоне санпропускника должны быть помещение для сбора и временного хранения спецодежды площадью не менее 15 кв.м и отдельное помещение для сортировки грязной спецодежды площадью не менее 15 кв.м.

Сортировку грязной спецодежды следует предусматривать на столах из нержавеющей стали, пластиката или другого дезактивируемого покрытия, оборудованных приборами радиационного контроля и вентиляцией с местными отсосами. Устройство вытяжки в виде зонта над столом не допускается.

Допускается организация сортировки спецодежды в спецпрачечной.

Кладовые чистой и грязной спецодежды должны иметь отдельно транзиты (лифты) для направления в прачечную и получения чистой одежды из прачечной.

92. На выходе из "грязного" отделения санпропускника в помещениях ЗКД должно быть расположено помещение площадью не менее 30 кв.м для хранения и выдачи дополнительных СИЗ.

93. В гардеробных блоках должны предусматриваться помещения для дежурного персонала из расчета 2 кв.м на каждые 100 человек в максимальную смену, но не менее 4 кв.м.

94. Для отделки поверхностей помещения санпропускника должны применяться материалы, слабо сорбирующие радиоактивные вещества, легко дезактивируемые и влагостойкие.

Стены и перегородки душевых, преддушевых, санузлов должны быть облицованы на всю высоту глазурованной плиткой.

Потолки помещений душевых, преддушевых, гардеробных, пунктов радиационного контроля и других вспомогательных помещений должны быть окрашены эмалями или другими влагостойкими красками.

Стены и перегородки гардеробов домашней и уличной одежды, кладовых чистой одежды и других вспомогательных помещений облицовываются глазурованной плиткой или окрашиваются влагостойкими красками.

95. Полы бытовых помещений должны быть влагостойкими, в душевых, преддушевых, гардеробных и умывальных должны покрываться не скользкими, слабо сорбирующими радиоактивные вещества материалами.

96. Для предотвращения распространения радиоактивных веществ на АЭС должны предусматриваться стационарные и временные саншлюзы.

В составе стационарного саншлюза должны предусматриваться:

места для надевания, снятия и хранения дополнительных СИЗ, используемых персоналом при проведении ремонтных работ;

стеллажи или шкафы для хранения СИЗ;

устройство для очистки подошв спецобуви непосредственно на работающих;

место смены спецобуви, оборудованное стеллажами;

пункт предварительной дезактивации пневмокостюмов непосредственно на человеке перед их снятием;

участок сбора загрязненных СИЗ;

участок дезактивации дополнительных СИЗ, изготовленных из ПХВ-пленки, резины и прорезиненных тканей;

пункт радиационного контроля, включающий кроме приборов радиометрического контроля (рук, основных и дополнительных СИЗ) умывальники с подачей горячей и холодной воды, оборудованные электрополотенцами, а также бачки с дезактивирующими растворами;

место смены основной спецодежды в случае ее значительного радиоактивного загрязнения;

участок сбора твердых РАО.

97. Площадь помещений стационарного саншлюза должна приниматься с учетом численности персонала, привлекаемого для проведения ремонтных работ.

98. В составе временного саншлюза необходимо предусматривать:

переносное ограждение временного саншлюза;

устройство для очистки подошв спецобуви непосредственно на работающих;

емкости для сбора загрязненных основных и дополнительных СИЗ;

емкости с чистыми основными и дополнительными СИЗ;

прибор контроля радиоактивного загрязнения рук, основных и дополнительных СИЗ.

99. Размещение спецпрачечной, состав помещений, размер, их отделка, набор оборудования, производительность и технология обработки спецодежды и СИЗ регламентируется специальными санитарными правилами.

100. Вблизи помещений постоянного пребывания персонала должны предусматриваться туалетные комнаты. Расстояние от рабочих мест до туалетных комнат должно быть не более 75 м. Промывка унитазов должна осуществляться педальным спуском воды или устройством периодической промывки.

Тамбуры санузлов должны оснащаться умывальниками с подводкой горячей и холодной воды. Умывальники должны быть оборудованы либо автоматическими бесконтактными смесителями, либо кранами с педальным включением и выключением, либо кранами, открывающимися локтем. Около умывальников должны быть установлены аппараты автоматической подачи жидкого мыла и электрополотенца.

Для контроля загрязнения рук персонала около туалетных комнат в ЗКД необходимо предусматривать посты радиационного контроля.

101. При проектировании АЭС необходимо предусматривать помещения для врачебного здравпункта в соответствии с действующим законодательством.

Здравпункт должен располагаться на первом этаже административно-бытового корпуса или в отдельном здании с обеспечением удобного подъезда транспортных средств. Расположение и размеры дверей в помещении здравпункта должны приниматься с учетом переноса пациентов на носилках.

102. В составе здравпункта, дополнительно к требованиям строительных норм и правил, должны предусматриваться:

гематологическая лаборатория в составе двух комнат площадью не менее 10 кв.м каждая;

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

счетчиком излучения человека;

специально оборудованные помещения по типу саншлюза для возможной дезактивации пострадавших лиц (кожных покровов и слизистых оболочек) и дозиметрического контроля.

103. При проектировании на АЭС необходимо предусматривать изолированные помещения общей площадью не менее 120 кв.м для специализированной лаборатории учреждения, уполномоченного осуществлять государственный санитарный надзор.

В состав лаборатории должны входить следующие помещения:

первичной обработки проб;

проведения радиохимических и радиометрических анализов;

лаборатория, расположенная в ЗКД, оборудованная вытяжными шкафами, лабораторными столами, спецканализацией;

измерительная, оборудованная лабораторными столами и шкафами для физических приборов;

проведения химических анализов, оборудованные вытяжным шкафом, лабораторными столами и спецканализацией;

наладки и ремонта аппаратуры;

хранения рабочей спецодежды;

кладовые запасных деталей приборов и химических реагентов;

кладовые для хранения аварийных комплектов;

помещение для заведующего лабораторией и помещения для санитарных врачей.

Все помещения лаборатории должны быть обеспечены водопроводами горячей и холодной воды, а также канализацией.

104. Сметой строительства АЭС должно предусматриваться оснащение специализированной лаборатории учреждения, уполномоченного осуществлять государственный санитарный надзор, необходимым комплектом дозиметрической, радиометрической, спектрометрической аппаратуры, а также приборами и установками, необходимыми для проведения текущего санитарного надзора на АЭС и прилегающих территориях.

Номенклатура аппаратурно-приборного парка лаборатории согласовывается в установленном порядке с учреждением, уполномоченным осуществлять государственный санитарный надзор, на стадии проектирования АЭС.

105. При проектировании АЭС должно предусматриваться оснащение специализированной лаборатории учреждения, уполномоченного осуществлять государственный санитарный надзор, автотранспортом, а также передвижной радиологической лабораторией для отбора проб объектов внешней среды и проведения измерений уровня излучения на местности, а при необходимости - водным транспортом типа катера со стационарным двигателем. Передвижные транспортные средства должны быть оборудованы соответствующей дозиметрической и радиометрической аппаратурой, а также современными средствами радиосвязи.

106. В помещениях зон свободного и контролируемого доступа зданий АЭС должны предусматриваться оборудованные санитарные посты.

107. Для медико-санитарного обслуживания работников АЭС и членов их семей должны быть построены лечебно-профилактические учреждения, учреждения и организации Министерства здравоохранения Республики Беларусь, уполномоченные осуществлять государственный санитарный надзор (больницы, поликлиники, аптеки, детские молочные кухни и т.д.), потребность которых должна соответствовать действующим нормативам в зависимости от количества обслуживаемого населения с учетом перспективного развития АЭС и жилого поселка.

Больнично-поликлинический комплекс и территориальное учреждение, уполномоченное осуществлять государственный санитарный надзор, должны размещаться на обособленной территории жилого поселка.

ГЛАВА 9 ТРЕБОВАНИЯ К РАДИАЦИОННОМУ КОНТРОЛЮ

108. Система радиационного контроля, 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 АЭС и окружающей среды при всех режимах работы энергоблоков АЭС, включая проектные и запроектные аварии, а также при выводе энергоблоков АЭС из эксплуатации.

109. Проектом системы радиационного контроля АЭС 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.

110. Проектом АЭС должны быть предусмотрены:

автоматизированная система радиационного контроля, действующая на АЭС и ее промплощадке;

автоматизированная система контроля радиационной обстановки, действующая вне промплощадки АЭС;

необходимое оборудование в составе системы радиационного контроля.

111. При нормальной эксплуатации АЭС, ожидаемых отклонениях от эксплуатационных параметров, проектных и запроектных авариях система радиационного контроля должна обеспечивать получение и обработку информации о радиационной обстановке на АЭС и в окружающей среде, об эффективности защитных барьеров, об активности радионуклидов, поступивших за пределы АЭС, а также информации, необходимой для прогнозирования изменений радиационной обстановки со временем, и выработки рекомендаций по мерам защиты персонала и населения.

112. Система радиационного контроля 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 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.

При превышении значений измеряемых величин или изменении радиационной обстановки система радиационного контроля должна автоматически выдавать соответствующую информацию на пульты контроля.

113. Технические средства системы радиационного контроля должны обеспечивать осуществление:

радиационного технологического контроля;

радиационного дозиметрического контроля;

радиационного контроля помещений и промплощадки АЭС;

радиационного контроля за нераспространением радиоактивных загрязнений;

радиационного контроля окружающей среды.

114. Радиационный технологический контроль должен осуществляться с помощью измерений мощности дозы гамма-излучения и / или объемной активности:

реперных радионуклидов или их групп (йод-131, сумма радионуклидов йода-131-135) в теплоносителе основного циркуляционного контура, характеризующих герметичность оболочек ТВЭЛ;

реперных радионуклидов или их групп в технологических средах или в воздухе производственных помещений (ИРГ, короткоживущих аэрозолей), связанных с оборудованием основного циркуляционного контура, характеризующих его герметичность;

технологических сред, в том числе до и после фильтров спецводоочистки и спецгазоочистки;

ИРГ и короткоживущих аэрозолей в необслуживаемых помещениях, вентиляционных и локализующих системах;

реперных радионуклидов или их групп, поступающих за пределы АЭС и характеризующих герметичность защитных барьеров.

На АЭС должен быть предусмотрен контроль объемной активности трития в теплоносителе технологических контуров и в сточных водах.

При проектировании системы радиационного контроля необходимо предусматривать объем проведения радиационного технологического контроля при авариях, включая аварии при потере энергоснабжения.

115. Радиационный дозиметрический контроль должен осуществляться на АЭС путем контроля доз внешнего и внутреннего облучения персонала.

ИДК должен охватывать весь персонал, работающий в зоне контролируемого доступа.

На АЭС должна быть предусмотрена автоматизированная система учета результатов ИДК, обеспечивающая регистрацию доз облучения персонала в соответствии с единой государственной системой контроля и учета доз облучения населения, позволяющая по результатам анализа осуществлять планирование облучения персонала.

116. Радиационный контроль помещений и промплощадки АЭС должен осуществляться путем измерений:

мощности дозы гамма-излучения;

объемной активности радионуклидов (ИРГ и короткоживущих аэрозолей) в воздухе рабочей зоны помещений.

Для помещений АЭС, где радиационная обстановка при проведении технологических операций может резко измениться, должны быть предусмотрены приборы радиационного контроля, имеющие автоматические звуковые и световые сигнализирующие устройства.

117. Радиационный контроль загрязнения должен осуществляться на АЭС посредством контроля загрязнения поверхностей производственных помещений и оборудования, транспорта, кожных покровов, СИЗ и личной одежды персонала с помощью переносных и стационарных приборов, а также с помощью взятия мазков.

Поскольку радионуклиды, являющиеся только бета-излучателями в чистом виде, на АЭС не встречаются, для контроля радиоактивного загрязнения персонала разрешается применять установки, основанные на регистрации как бета, так и гамма-излучения.

Контроль загрязнения поверхностей в производственных помещениях и оборудования АЭС должен осуществляться с помощью переносных приборов и с помощью взятия мазков.

Контроль загрязнения СИЗ и кожных покровов персонала радиоактивными веществами должен проводиться с помощью переносных и стационарных приборов, установленных в санпропускниках и саншлюзах.

На АЭС должен быть предусмотрен контроль загрязнения предметов, выносимых из ЗКД.

На АЭС должен быть предусмотрен периодический контроль загрязнения личной одежды персонала в местах ее хранения в санпропускнике и контроль на выходе через контрольно-пропускные пункты (далее - КПП).

На каждом КПП на выезде с территории промплощадки АЭС должны быть предусмотрены:

специальные помещения, оборудованные сетью электропитания и заземления, телефонной связью;

персонал для выполнения дозиметрических измерений всех вывозимых грузов и транспортных средств непосредственно перед выездом с территории.

118. Радиационный контроль окружающей среды в районе расположения АЭС должен включать в себя:

контроль мощности дозы гамма-излучения и годовой дозы на местности;

контроль активности (объемной и / или удельной) радионуклидов в атмосферном воздухе, почве, растительности, поверхностных водах и водах наблюдательных скважин;

контроль активности (объемной и / или удельной) радионуклидов в продуктах питания и кормах местного производства.

119. Для проведения контроля за объектами окружающей среды в СЗЗ и ЗН АЭС проектом должна быть предусмотрена сеть специально оборудованных пунктов наблюдения.

Пункты наблюдения должны выбираться преимущественно в населенных пунктах и местах, доступных для подъезда автомашин и обслуживания в течение всего года.

Пункты наблюдения должны располагаться относительно АЭС по четырем основным направлениям: в направлении от АЭС, совпадающем с господствующим направлением ветров в данной местности и, соответственно, в противоположном и перпендикулярном направлениях.

Кроме того, в проекте должен быть предусмотрен контрольный пункт, который располагается с наветренной стороны от АЭС за пределами ЗН.

120. Службу радиационного контроля окружающей среды с необходимым набором соответственно оснащенных лабораторных помещений целесообразно располагать в отдельном помещении на территории жилого поселка АЭС.

Служба радиационного контроля окружающей среды должна быть обеспечена специально оборудованными транспортными средствами, включая плавсредства, предназначенными для отбора проб объектов окружающей среды, а также проведения радиометрических, дозиметрических и гамма-спектрометрических измерений как в лабораторных условиях, так и непосредственно на местности.

121. Радиационный контроль окружающей среды в автоматизированном режиме должен осуществляться автоматизированной системой контроля радиационной обстановки АЭС, включающей автоматизированный контроль метеопараметров. Должна быть предусмотрена возможность передачи информации от автоматизированной системы контроля радиационной обстановки АЭС в Единую государственную автоматизированную систему контроля радиационной обстановки. Требования по передаче информации, получаемой от автоматизированной системы контроля радиационной обстановки АЭС, определяются нормативными документами на Единой государственной автоматизированной системы контроля радиационной обстановки.

122. Проектом АЭС должна предусматриваться передача в автоматическом режиме и круглосуточно информации с постов автоматизированной системы контроля радиационной обстановки, расположенных в СЗЗ и ЗН, в территориальные государственные органы и учреждения, осуществляющие государственный санитарный надзор.

ГЛАВА 10 ТРЕБОВАНИЯ К ТЕХНОЛОГИЧЕСКИМ, РЕМОНТНЫМ ПРОЦЕССАМ И ОБОРУДОВАНИЮ

123. Технологические процессы, связанные с управлением работой реактора и оборудования радиоактивных контуров и систем, процессы загрузки, выгрузки и транспортирования ТВС, а также другие транспортно-технологические операции с радиоактивным оборудованием должны быть максимально автоматизированы, механизированы и осуществляться дистанционно.

Управление процессами должно осуществляться с защищенных пультов, оборудованных средствами связи и наблюдения.

124. При проектировании оборудования основных технологических систем АЭС должны быть обеспечены:

эффективная биологическая защита от ИИИ;

минимальное время работы персонала в условиях радиационного воздействия и другие меры по снижению доз облучения персонала.

125. Для снижения облучения персонала в проектах АЭС необходимо предусматривать:

использование конструкционных материалов, содержащих минимальное количество химических элементов с большим сечением активации, образующих долгоживущие радиоактивные продукты коррозии;

очистку теплоносителя от продуктов деления и коррозии на установках, работающих по замкнутому циклу;

контроль водно-химического режима;

наименьшую протяженность трубопроводов с минимально возможным количеством запорной арматуры, разъемных соединений, тупиковых зон и застойных участков;

проверку герметичности работающего оборудования;

проведение дезактивации наружных и внутренних поверхностей оборудования, контактирующих с радиоактивными средами;

предотвращение неорганизованных протечек радиоактивных сред в помещения АЭС и окружающую среду через уплотнения насосов, арматуры и другого оборудования;

компоновку оборудования в боксах с учетом минимизации времени по его обслуживанию в процессе эксплуатации, а также возможности установки легкосъемной теплоизоляции и биологической защиты;

наличие специальных мест хранения выемных и демонтированных частей оборудования;

стендовую (макетную) отработку персоналом ремонтных операций и другие возможные меры по снижению доз облучения персонала при выполнении радиационно-опасных работ.

126. Конструкция и материалы трубопроводов и оборудования контуров с радиоактивными средами должны быть такими, чтобы они не способствовали накоплению радиоактивных загрязнений на внутренних поверхностях и в застойных зонах, не способствовали ухудшению радиационной обстановки при ремонтах и допускали периодическую дезактивацию. В проекте должно быть предусмотрено оборудование (насосы, баки, емкости), позволяющее проводить дезактивацию первого (I) контура.

127. Для сокращения времени работы персонала в условиях радиационного воздействия при проектировании АЭС необходимо предусматривать:

повышение ресурса и надежности оборудования, ремонт и замена которого приводит к наибольшим дозовым и трудовым затратам персонала;

компоновку оборудования, облегчающую доступ к элементам и системам, требующим периодических инспекций и ремонтов;

автоматизацию и механизацию ремонтных операций и операций по замене радиоактивного оборудования.

128. В проекте должны быть определены схемы для транспортирования загрязненного радиоактивными веществами оборудования. Для транспортирования и монтажа крупного оборудования в строительных конструкциях должны быть предусмотрены специальные транспортные проемы.

129. Для выдержки и временного хранения облученных ТВС следует предусматривать бассейны выдержки, оборудованные биологической защитой, вентиляцией, подводным освещением, системами для отвода тепла и очистки воды от примесей и радиоактивных загрязнений, а также техническими средствами контроля протечек и радиационного контроля. Должна быть исключена возможность непредусмотренного опорожнения бассейнов выдержки.

130. Бассейн выдержки должен иметь конструкцию, позволяющую организовать сбор протечек и гидроизоляцию, исключающие поступления радиоактивных веществ в соседние помещения и грунт.

131. Технологические сдувки из оборудования с жидкими радиоактивными средами перед выбросом в атмосферный воздух должны подвергаться специальной газоочистке и радиационному контролю.

132. Устройства очистки технологических сдувок необходимо размещать в изолированных помещениях, обеспеченных соответствующей биологической защитой, средствами дезактивации и механизации. Должен предусматриваться контроль эффективности очистки технологических сдувок.

Выброс в атмосферный воздух технологических сдувок, содержащих радиоактивные вещества, должен осуществляться через высотную вентиляционную трубу АЭС.

В случае если временное хранение ОЯТ и обращение с РАО производится в отдельных зданиях, допускается сброс сдувок из технологического оборудования производить в вентиляционные трубы этих зданий.

133. Транспортирование ОЯТ из бассейна выдержки реакторного отделения в хранилище или вывоз на переработку должны осуществляться в специальных защитных контейнерах.

Транспортно-технологические операции по загрузке ОЯТ в контейнеры, их транспортированию и размещению в хранилище должны быть механизированы и выполняться дистанционно.

Хранилище ОЯТ должно быть оборудовано эффективной биологической защитой, системами вентиляции и радиационного контроля.

Проект хранилища ОЯТ должен иметь санитарно-эпидемиологическое заключение государственного органа, осуществляющего государственный санитарный надзор.

134. Для обеспечения радиационной безопасности персонала при выполнении ремонтных работ в проектах АЭС должно быть предусмотрено:

наличие комплекта специальной оснастки и приспособлений для комплексной механизации работ;

свободный доступ к оборудованию, возможность его демонтажа и транспортирования с использованием защитных кабин и экранов для снижения мощности дозы;

возможность поузлового и поагрегатного ремонта оборудования, требующего значительных дозо- и трудозатрат персонала;

дистанционное извлечение и перемещение внутриреакторных устройств;

размещение извлекаемых из активной зоны реактора внутрикорпусных устройств в специальных боксах, шахтах, бассейнах;

использование защитных кабин для осмотра и ремонта корпусов реакторов типа ВВЭР;

использование переносных (быстросъемных) защитных экранов;

наличие специальных цехов и участков для дезактивации оборудования;

наличие максимально возможного количества стационарных площадок обслуживания и переходных лестниц;

наличие легкосъемных элементов теплоизоляции.

Конкретные требования к выполнению ремонтных работ и их организации должны быть изложены в специальном разделе проекта АЭС.

135. Компоновочные и планировочные проектные решения по размещению основного оборудования радиоактивного контура реакторной установки и установок систем спецводоочистки, а также помещений хранилищ длительного хранения твердых РАО должны обеспечивать свободный доступ персонала к высокоактивному оборудованию при ремонте, демонтаже отдельных узлов (частей) и транспортировании их при выводе блока из эксплуатации.

ГЛАВА 11 ТРЕБОВАНИЯ К ВЕНТИЛЯЦИИ И ГАЗООЧИСТКЕ

136. На АЭС следует предусматривать приточно-вытяжные, общеобменные, местные и технологические системы вентиляции с механическим побуждением.

137. Системы вентиляции и газоочистки должны обеспечивать допустимые микроклиматические условия работы персонала при различных режимах работы АЭС, предотвращать загрязнение воздушной среды помещений и атмосферного воздуха радиоактивными и токсическими веществами, поддерживать оптимальные условия работы технологического оборудования с учетом требований настоящих Санитарных правил и других действующих санитарных правил.

138. На АЭС должен соблюдаться принцип раздельной вентиляции помещений ЗКД и ЗСД.

В ЗКД не допускается объединение воздуховодами вентиляционных систем помещений, различных по категории обслуживания (необслуживаемые, периодически обслуживаемые, постоянного пребывания персонала).

Разрешается объединение воздуховодов вытяжных систем помещений постоянного пребывания персонала (кроме операторских и щитовых) с периодически обслуживаемыми помещениями при обосновании отсутствия в последних источников загрязнения радиоактивными веществами.

139. Организация вентиляции помещений АЭС должна исключать непосредственное поступление воздуха из помещений ЗКД в помещения ЗСД.

В помещениях зданий и сооружений ЗКД за счет работы вентиляционных систем независимо от режима работы АЭС должна обеспечиваться направленность движения воздуха только в сторону более "грязных" помещений. Для предотвращения обратных токов воздуха следует устанавливать клапаны избыточного давления.

140. Размещение вентиляционных агрегатов приточных систем следует предусматривать в помещениях ЗСД.

141. На приточных системах, обслуживающих помещения ЗКД, следует дополнительно устанавливать аэрозольные фильтры грубой очистки для увеличения срока службы фильтров тонкой очистки вытяжных систем.

142. Для помещений постоянного пребывания персонала ЗКД (щиты и пункты управления, операторские и т.п.), в которых требуется поддержание оптимальных микроклиматических условий, следует предусматривать системы кондиционирования воздуха, работающие с подпором.

Вентилирование и кондиционирование помещений щитов и пунктов управления должны осуществляться от самостоятельных систем вентилирования и кондиционирования.

На случай аварийного загрязнения атмосферного воздуха следует предусмотреть возможность работы системы кондиционирования в замкнутом режиме с подключением системы жизнеобеспечения персонала.

Для блочных и резервных щитов управления необходимо предусматривать самостоятельные приточные системы с очисткой на аэрозольных и йодных фильтрах на случай радиоактивного загрязнения наружного воздуха и автономные источники воздухоснабжения с учетом возможности загрязнения токсическими веществами наружного воздуха.

143. Вентиляционные агрегаты и фильтры вытяжных систем ЗКД следует располагать централизованно в изолированных помещениях, которые не должны использоваться в качестве путей эвакуации или путей следования персонала к оборудованию, не относящемуся к вентиляционным системам.

144. Вентиляционные агрегаты вытяжных систем, удаляющих загрязненный радиоактивными газами и аэрозолями воздух, следует размещать в изолированных помещениях.

Электродвигатели вентиляционных агрегатов могут располагаться в помещениях постоянного пребывания персонала при условии, что уровни шума и вибрации на рабочих местах при работе агрегатов не будут превышать допустимых значений.

145. В помещениях постоянного пребывания персонала и периодически обслуживаемых помещениях ЗКД работа вентиляции с рециркуляцией для обеспечения санитарно-гигиенических параметров воздушной среды запрещается, кроме случая, указанного в пункте 142 настоящих Санитарных правил.

Для обогрева и устройства воздушных завес в транспортных выездах АЭС допускается использовать вентиляционные агрегаты, работающие на рециркуляцию.

146. Для целей воздушного охлаждения помещений допускается использование автономных систем охлаждения, не связанных с общеобменными системами, обеспечивающими санитарно-гигиенические параметры воздушной среды.

147. Для поддержания требуемых условий работы технологического оборудования в пределах герметичных оболочек и необслуживаемых помещений, рассчитанных на давление, допускается использование рециркуляционных вентиляционных систем.

В рециркуляционных системах при необходимости должна предусматриваться очистка части или всего количества воздуха. Эффективность очистки воздуха должна обеспечивать нормируемую радиационную обстановку в вентилируемых помещениях.

Режимы работы систем вентиляции АЭС должны обеспечивать приток воздуха из помещений зоны свободного режима в помещения ЗКД, а в ЗКД - в сторону более "грязных" помещений.

148. При наличии металлической облицовки ограждающих конструкций герметичных оболочек и необслуживаемых помещений, рассчитанных на давление, вентиляционные системы должны обеспечивать в них разрежение не менее 200 Па по отношению к помещениям постоянного пребывания персонала.

При устройстве двойной оболочки, рассчитанной на давление, допускается в предусматриваемом кольцевом зазоре поддерживать разрежение 200 Па без обеспечения разрежения в пределах герметичных помещений и 100 Па при обеспечении разрежения в пределах герметичных помещений.

При отсутствии металлической облицовки в необслуживаемых помещениях, рассчитанных на давление, должно поддерживаться разрежение не менее 100 Па.

В необслуживаемых помещениях, не рассчитанных на давление, и периодически обслуживаемых помещениях должно поддерживаться разрежение не менее 50 Па.

149. На АЭС, имеющих герметичную оболочку, вентиляционные системы должны рассчитываться на обеспечение температуры воздуха не выше 33 °С с относительной влажностью не более 75% во время пребывания персонала в пределах герметичной оболочки при работающем на мощности реакторе, с учетом выполнения требования пункта 357 настоящих Санитарных правил. Максимально допустимая температура воздуха в герметичной оболочке при кратковременном заходе персонала (не более 2 час) не должна превышать 40 °С.

150. Вентиляцию реакторных залов, посещаемых обслуживающим персоналом во время работы на мощности, следует осуществлять автономными приточными и вытяжными системами.

Страницы документа:

Стр. 1, Стр. 2, Стр. 3, Стр. 4

dokumenty archiwalne Папярэдні | Наступны