Товары в корзине: 0 шт Оформить заказ
Стр. 1 

39 страниц

319.00 ₽

Купить СП АЭС 79 — бумажный документ с голограммой и синими печатями. подробнее

Распространяем нормативную документацию с 1999 года. Пробиваем чеки, платим налоги, принимаем к оплате все законные формы платежей без дополнительных процентов. Наши клиенты защищены Законом. ООО "ЦНТИ Нормоконтроль"

Наши цены ниже, чем в других местах, потому что мы работаем напрямую с поставщиками документов.

Способы доставки

  • Срочная курьерская доставка (1-3 дня)
  • Курьерская доставка (7 дней)
  • Самовывоз из московского офиса
  • Почта РФ

Документ обязателен для всех министерств, ведомств, организаций и предприятий, занимающихся проектированием, строительством, наладкой и эксплуатацией АЭС

 Скачать PDF

Оглавление

Введение

1 Общие положения

2 Требования к выбору площадки и генеральному плану

3 Требования к защите персонала, населения и охране окружающей среды

4 Основные требования к технической безопасности АЭС

5 Требования к радиационному дозиметрическому контролю

6 Требования к производственным зданиям и помещениям

7 Требования к отделке производственных помещений

8 Требования к организации технологического процесса и оборудованию

9 Требования к отдельным операциям при эксплуатации АЭС и выполнении ремонтных и аварийных работ

10 Требования к вентиляции и газоочистке

11 Требования к санитарно-бытовым помещениям

12 Требования к водоснабжению

13 Требования к удалению жидких и твердых радиоактивных отходов

14 Меры индивидуальной защиты и правила личной гигиены

15 Требования к организации медицинского обслуживания и контроля

 
Дата введения01.01.2021
Добавлен в базу21.05.2015
Актуализация01.01.2021

Этот документ находится в:

Организации:

29.08.1979УтвержденЗаместитель Министра здравоохранения СССР615/9-79
РазработанИнститут биофизики Минздрава СССР
ИзданЭнергоиздат1981 г.

Sanitary Regulations for the Design and Operation of Nuclear Power Plants

Стр. 1
стр. 1
Стр. 2
стр. 2
Стр. 3
стр. 3
Стр. 4
стр. 4
Стр. 5
стр. 5
Стр. 6
стр. 6
Стр. 7
стр. 7
Стр. 8
стр. 8
Стр. 9
стр. 9
Стр. 10
стр. 10
Стр. 11
стр. 11
Стр. 12
стр. 12
Стр. 13
стр. 13
Стр. 14
стр. 14
Стр. 15
стр. 15
Стр. 16
стр. 16
Стр. 17
стр. 17
Стр. 18
стр. 18
Стр. 19
стр. 19
Стр. 20
стр. 20
Стр. 21
стр. 21
Стр. 22
стр. 22
Стр. 23
стр. 23
Стр. 24
стр. 24
Стр. 25
стр. 25
Стр. 26
стр. 26
Стр. 27
стр. 27
Стр. 28
стр. 28
Стр. 29
стр. 29
Стр. 30
стр. 30

ЭНЕРГОИЗЛАТ


МИНИСТЕРСТВО ЗДРАВООХРАНЕНИЯ СССР

САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ПРОЕКТИРОВАНИЯ И ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ ^ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ СП АЭС-79

МОСКВА. ЭНЕРГОИЗДАТ >1981

ББК 51.26 С 18

УДК 614:621.039

«Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных электростанций СП АЭС-79> разработаны коллективом сотрудников Ордена Ленина Института биофизики Министерства здравоохранения СССР с привлечением специалистов других учреждений.

Ответственный исполнитель—Гусев Н. Г.

В составлении СП АЭС-79 участвовали:

Алферов М. В., Архангельская И. Г., Баскакова Р. Д., Беляев В. А., Белицкий А. С., Болотин Ю. А., Букринский А. М., Григоров В. П., Гуняков Г. А., Гусев Д. И., Дорошенко Г. Г., Егоров Ю. А., Жаков Ю. А., Зыкова А. С., Козлов В. М., Козлов В. Ф., Комодов А. А., Кочетков О. А., Левочкин Ф. К., Марей А. Н., Пархоменко Г. М., Проскуровский Ф. Я., Рыжов А. И., Саяпина Р. Я., Саяпин Н. П., Салихджанов Р. X., Сергеев Б. В., Скляров В. П., Соколов Ю. Я-, Тальянский Е Д., Туровский В. Д., Филатов А. С., Фомина Ю. Н., Хамьянов Л. П, Ямбровский Я. М.

Санитарные правила проектирования и эксллуа-С 18 тации атомных электростанций СП АЭС-79/Ин-т биофизики М-ва здравоохранения СССР. — М., Энергоиздат, 1981. —40 с.

20 к.

Составлены в соответствии с требованиями «Норм радиационной безопасности НРБ—76» и «Основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП—72/80*.

ББК 51.26 С 18

СП АЭС-79 обязательны для всех министерств, ведомств, организаций и предприятий, занимающихся проектированием, строительством, наладкой и эксплуатацией АЭС.

50200—626

С-КБ-8-20-1981    4Ю4050000

051(01)—81

© Энергоиздат, 1981

2

Утверждаю Заместитель Министра здравоохранения СССР

А. И. БУРНАЗЯН 29 августа 1979 года № 615/9-79

САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ПРОЕКТИРОВАНИЯ И ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ СП АЭС—79

ВВЕДЕНИЕ

«Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных электростанций СП АЭС-79» составлены в соответствии с требованиями «Норм радиационной безопасности НРБ—76» и «Основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП—72/80».

При проектировании, строительстве и эксплуатации атомных электростанций следует руководствоваться также соответствующими главами «Санитарных норм и правил СНиП» и «Санитарными нормами проектирования промышленных предприятий СН 245—71».

Ядерная безопасность атомных электростанций регламентируется «Правилами ядерной безопасности атомных электростанций ПБЯ—04—74».

СП АЭС-79 являются обязательными для всех министерств, ведомств, организаций и предприятий, занимающихся проектированием, строительством, наладкой и эксплуатацией АЭС.

Ответственность за выполнение настоящих Правил возлагается на руководство проектных, конструкторских, строительно-монтажных и других организаций, занимающихся проектированием и строительством АЭС, а также на руководство атомных электростанций.

СП АЭС-79 вводятся в действие с момента их опубликования. С изданием СП АЭС-79 отменяются «Санитарные правила проектирования атомных электростанций № 38/3—68».

Все ведомственные правила и инструкции, относящиеся к проектированию, строительству и эксплуатации действующих АЭС, должны быть приведены в соответствие с требованиями СП АЭС-79 и согласованы с органами Госсаннад-зора СССР в сроки, определяемые соответствующими министерствами и ведомствами.

1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

1.1.    «Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных электростанций СП АЭС-79» содержат требования по обеспечению радиационной безопасности персонала АЭС и населения, проживающего вблизи АЭС, а также по охране окружающей среды от загрязнения радиоактивными отходами и от сбросов избыточного тепла.

1.2.    Требования СП АЭС-79 распространяются на АЭС с реакторами различного типа (ВВЭР, РБМК, БН и др.), отдельные специфические требования, относящиеся к АЭС с быстрым реактором с натриевым теплоносителем (БН) и высокотемпературным газоохлаждаемым реактором (ВТГР), а также к атомным тепловым электроцентралям (АТЭЦ) и атомным станциям теплоснабжения (ACT), представляются в виде дополнений к настоящим СП АЭС по мере нх составления и утверждения.

3

1.3.    До энергетического пуска каждого блока АЭС все системы и сооружения этого блока должны быть приняты Государственной приемочной комиссией в составе представителей заинтересованных организаций и органов Госсан-надзора СССР. В акте Комиссии должно быть установлено соответствие систем и сооружений блока АЭС проекту, требованиям действующих норм и правил, наличие условий для выполнения требования СП АЭС-79 к радиационной безопасности персонала и населения, а также требований охраны внешней среды.

1.4.    На АЭС должен осуществляться строгий учет количества движения и места нахождения всех делящихся материалов, включая свежее и отработавшее топливо.

1.5.    Расширение действующих АЭС, их реконструкция, а также ввод законченного строительством блока в эксплуатацию должны быть организованы так, чтобы не снижать надежность и безопасность этой АЭС.

2. ТРЕБОВАНИЯ К ВЫБОРУ ПЛОЩАДКИ И ГЕНЕРАЛЬНОМУ ПЛАНУ

2.1.    Площадка для размещения АЭС должна удовлетворять всем требованиям, предъявляемым к площадкам «Санитарными нормами проектирования промышленных предприятий СН 245—71» и настоящими Правилами.

2.2.    При выборе площадки для строительства АЭС следует отдавать предпочтение участкам:

а)    расположенным с подветренной стороны по отношению к населенному пункту и со спокойным рельефом;

б)    с уровнем грунтовых вод не менее чем на 1,5 м ниже дна проектируемых подземных сооружений АЭС;

в)    хорошо проветриваемым.

2.3.    Выбор площадки для размещения АЭС должен проводиться с учетом санитарных, метеорологических, сейсмических и гидрогеологических условий района. Особое внимание должно быть обращено на ветровой режим и вертикальную стратификацию атмосферы, категории устойчивости погоды, а также гидрогеологические условия в целях выбора надежной системы долговременного хранения жидких и твердых радиоактивных отходов.

2.4.    Для установления возможных утечек радиоактивных растворов и контроля за состоянием и качеством подземных вод на территории промышленной площадки АЭС должны быть предусмотрены наблюдательные скважины. Расположение и глубина скважин устанавливаются проектом в каждом отдельном случае в зависимости от гидрогеологических условий и наличия потенциальных источников загрязнения: емкостей твердых и жидких отходов, бассейнов выдержки, технологических коммуникаций и т. п.

2.5.    Промплощадка АЭС электрической мощностью 440 МВт н больше должна располагаться не ближе 25 км от городов с населением свыше 300 тыс. человек и не ближе 40 км от городов с населением более 1 млн. человек.

2.6.    До энергетического пуска АЭС необходимо изучить радиационную обстановку района размещения АЭС и составить отчет о «нулевом фоне», включающем уровни от естественной радиации и глобальных радиоактивных выпадений.

2.7.    Для каждой АЭС должна предусматриваться организация санитарнозащитной зоны и зоны наблюдения. Размеры этих зон должны определяться с учетом полной мощности блоков АЭС, а также с учетом прогностических оценок радиационной обстановки в районе размещения АЭС при ее длительной эксплуатации.

Местоположение АЭС и перспективный план дальнейшего развития района размещения АЭС должны быть согласованы с органами Госсаннадзора СССР.

2.8.    Размеры санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения для каждой АЭС устанавливаются индивидуально по согласованию с органами Госсаннадзора СССР с учетом требований СН 245—71 и утверждаются местными советскими органами.

4

2.9.    В санитарно-защитной зоне запрещается размещение жилых зданий, детских и лечебно-оздоровительных учреждений, а также промышленных предприятий, пищевых объектов, подсобных и иных сооружений, не относящихся к АЭС.

2.10.    В санитарно-защитной зоне АЭС могут располагаться здания н сооружения подсобного и обслуживающего назначения АЭС: пожарные части, прачечные, помещения охраны, гаражи, склады (за исключением продовольственных), столовые для персонала АЭС, административно-служебные здания, здравпункты, ремонтные мастерские, транспортные сооружения, сооружения технического и питьевого водоснабжения и канализации, временные и подсобные предприятия строительства.

На территории санитарно-защитной зоны разрешается выращивание сельскохозяйственных культур, выпас скота при условии обязательного осуществления соответствующего радиометрического контроля .производимой здесь сельскохозяйственной продукции. Использование водоемов, расположенных в санитарнозащитной зоне, для народнохозяйственных целей согласовывается с органами Госсаннадзора СССР.

Территории санитарно-защитной зоны и жилого поселка АЭС должны быть озеленены и благоустроены в соответствии с требованиями СИ 245—71.

2.П. При размещении производственных зданий и сооружений промышленная площадка АЭС должна быть условно разделена на чистую зону и зону возможного загрязнения.

В чистой зоне располагаются административно-служебные помещения, столовые, мастерские по ремонту чистого оборудования и другие объекты, где не проводятся работы с радиоактивными веществами; в этой зоне разрешается работа и передвижение персонала в личной одежде.

Зона возможного загрязнения должна отделяться видимыми границами от чистой зоны.

В зоне возможного загрязнения располагаются главный корпус, хранилища радиоактивных отходов, здания газо- и спецводоочистки, газгольдеры выдержки, мастерские для ремонта оборудования, загрязненного радионуклидами, и другие объекты, где могут проводиться работы с радиоактивными веществами.

2.12.    На территории АЭС необходимо предусмотреть устройства для обмывки и дозиметрического контроля транспортных средств и подъездных путей при выходе (или выезде) из зоны возможного загрязнения в чистую зону. Безрельсовые пути в пределах промышленной площадки должны иметь асфальтовые покрытия, бордюр и канализацию.

2.13.    Здания и сооружения АЭС, из которых возможно поступление радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу, должны размещаться на промплощад-ке с подветренной стороны по отношению к другим зданиям.

При наличии градирен более предпочтительным является расположение вентиляционной трубы с наветренной стороны по отношению к градирням. В проекте АЭС должны быть представлены расчетные данные о влиянии градирен на радиационную обстановку в районе АЭС, обусловленном конденсацией и осаждением радиоактивных аэрозолей.

2.14.    Для транспортировки отходов в хранилища, а также загрязненного оборудования из I и II зон в ремонтные мастерские должны быть предусмотрены специальные дороги в зоне возможного загрязнения.

Допускается транспортировка указанных отходов по внутриплощадочным автодорогам при условии выполнения мер, исключающих возможное загрязнение проезжей части дороги.

3. ТРЕБОВАНИЯ К ЗАЩИТЕ ПЕРСОНАЛА, НАСЕЛЕНИЯ И ОХРАНЕ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ

5

3.1. При проектировании защиты необходимо учитывать вклад в эквивалентную дозу от всех видов ионизирующих излучений, которые могут воздействовать на персонал и население при эксплуатации АЭС: внешние проникающие излучения, внутреннее облучение от поступивших в организм радиоактив-

2 Зак. 572

ных газов и аэрозолей, а также излучение радиоактивных загрязнений помещений АЭС и окружающей территории.

3.2. Проектирование защиты от ионизирующих излучений должно проводиться дифференцированно в зависимости от категории работающих, характера работы и назначения помещений. Расчет толщины защиты проводится исходя из проектных значений мощности эквивалентной дозы, приведенных в табл. 3.1.

Таблица 3.1

Проектные значения мощности эквивалентной дозы Р*

Категория

Назначение помещений

Р, мбэр/ч

А

Помещения постоянного пребывания персонала

1.4

А

Помещения, в которых персонал пребывает не более половины рабочего времени

2,8

А

Любые другие помещения для лиц категории А, не

занятых непосредственно работой с источниками ионизирующих излучений

0.1

Б

Любые помещения на территории промплощадки

0,03

• Для лиц категории А проектные значения мощности эквивалентной дозы относятся к рабочему месту.

3.3.    При проектировании АЭС организация проведения технологических » ремонтных операций должна быть предусмотрена таким образом, чтобы индивидуальная доза персонала была меньше норматива, приведенного в НРБ—76.

Это ограничение создает резерв по индивидуальной дозе персонала на случай ликвидации возможных аварийных ситуаций и изменения радиационной обстановки при многолетней эксплуатации АЭС.

3.4.    До сдачи АЭС в эксплуатацию (в период пусконаладочных работ при уровне мощности не менее 20 % номинальной) должна быть проверена эффективность биологической защиты и качество ее монтажа. Если при этом выявятся места с превышением мощности дозы над проектными значениями, обусловленные непредвиденными неоднородностями в защите или конструкционными в монтажными недостатками, то обнаруженные дефекты защиты должны быть устранены до ввода АЭС в эксплуатацию.

3.5.    В целях защиты населения и охраны внешней среды с учетом требований НРБ—76 устанавливаются вклады в предел дозы ПДБ, обусловленный суммой газоаэрозольных выбросов и жидких радиоактивных стоков АЭС (табл. 3.2).

Т а б л и ц а 3.2

Предел дозы ограниченной части населения (категории Б), обусловленный радиоактивными отходами АЭС, мбэр/год

Группа критических органов

Вид радиоактивных отходов

I

II

ш

Газоаэрозольные выбросы

20

60

120

Жидкие сбросы на отдельные виды водопользования*

5

15

30

* Под видами водопользования понимается рыболовство, рыборазведение, орошение и питьевое водоснабжение.

3.6.    Предел дозы, приведенным в табл. 3.2, устанавливается для границы санитарно-защитной зоны или за ее пределами на таком расстоянии, где ожидается наибольшая доза внешнего и внутреннего облучения населения.

При прогнозировании дозы для населения, обусловленной газоаэрозольными и жидкими отходами, и сравнении ее с пределом дозы, приведенной в табл. 3.2, должна быть учтена вся совокупность факторов, формирующих дозу для населения: прямые и косвенные пути воздействия; критические радионуклиды и критические группы населения; географические и метеорологические факторы; народнохозяйственное планирование использования территории, водоемов и перспектива их использования, а также другие характеристики, необходимые для обоснованного определения дозы и неблагоприятных последствий загрязнения окружающей среды.

3.7.    При проектировании и нормальной эксплуатации АЭС устанавливается среднесуточный и среднемесячный допустимый выброс ДВ радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу, основанный на опыте эксплуатации действующих АЭС (см. табл. 3.3 и 3.4). Предполагается, что этот выброс не приведет на местности к дозе, превосходящей предел дозы, указанный в табл. 3.2.

3.8.    Среднесуточный допустимый выброс ДВ газоаэрозольных радионуклидов приведен в табл. 3.3.

3.9.    Среднемесячный допустимый выброс ДВ газоаэрозольных радионуклидов приведен в табл. 3.4.

Среднесуточный допустимый выброс

Таблица 3.3

Нуклиды

ЛГ=»! ООО-f-6000 МВт (э) Ки

ЛГ>6000 МВт (9) Ки

сут«1000 МВт (э)

сут-АЭС

ИРГ (любая смесь)

500

3000

11 (газовая+аэрозольная фазы)

0,01

0,06

Смесь долгоживущих нуклидов (ДЖН)

0,015

0,09

Смесь короткоживущнх нуклидов (КЖН)

0,2

1.2

Лрим«чания. 1. Под термином ИРГ понимается любая смесь инертных радиоактивных газов— изотопов аргона, криптона и ксенона.

2.    Смесью долгоживущих нуклидов ДЖН названы радиоактивные аэрозоли, экспонированные на фильтре в течение одних суток и измеренные через одни сутки после снятий пробы. При необходимости период экспонирования фильтра может быть изменен.

3.    Смесью короткоживущнх радионуклидов КЖН названы радиоактивные аэро-эоли, экспонированные на фильтре в течение одних суток и измеренные через 1/2 часа после снятия пробы. При необходимости период экспонирования может быть изменен.

4.    Допускается однократный (или суточный) выброс радионуклидов, превышающий в 5 раз приведенный в табл. 3.3 среднесуточный допустимый выброс

при условии, что суммарный выброс ва один квартал не превысит соответствующего расчетного значения.

3.16. Увеличение дозы над значениями предела дозы, приведенными в табл. 3.2, и допустимого выброса, приведенного в табл. 3.3 и 3.4, как для действующих, так и для проектируемых АЭС допускается лишь с разрешения органов Госсаннадзора СССР при соответствующем обосновании.

7

3.11. Неполный перечень в табл, 3.3 и 3.4 радиоактивных нуклидов, выброс которых регламентируется, не может служить основанием для ограничения контроля только по этим радионуклидам. Для правильной оценки дозы от газоаэрозольного выброса АЭС необходимо более полное знание изотопного состава выбрасываемых во внешнюю среду радионуклидов как в газовой, так и в

2*

Среднемесячный допустимый выброс

Таблица 3.4

Выброс

Радионуклид

eSr

•*Sr

»*TCs

*®Со

“Mn

“Сг

N= 1000-6000 МВт (э) мКи

мес-1000 МВт (э) N>6000 МВт (э)

1,5

15

15

15

15

15

мКи мес АЭС

9

90

90

90

90

90

Примечания. 1. Если номинальная электрическая мощность АЗС не превосходит 6000 МВт, то для определения допустимого выброса следует пользоваться левым столбцом табл. 3.3 и верхней строкой табл.3.4. т. е. нормализованным допустимым выбросом. При номинальной электрической мощности менее 1000 МВт следует использовать значение ДВ для мощности 1000 МВт (э).

2. Если номинальная электрическая мощность АЭС превосходит 6000 МВт, то допустимы» выброс не должен превышать уровня, приведенного в правом столбце табл. 3.3 и нижней строке табл.3.4.

3.    Приведенные в табл. 3.3 и 3.4 значения ДВ относятся к высоте трубы от 80 до 150 м и равномерной розе ветров. При отклонении от этих условий необходимо вводить поправки.

4.    Среднемесячное значение выброса в исключительных случаях может быть превышено в б раз при условии, что не будет превышен годовой предел выброса.

аэрозольной форме. Поэтому служба радиационной безопасности АЭС и компетентные научные организации должны периодически производить максимальна полный анализ изотопного состава всех радиоактивных отходов, удаляемых или находящихся во внешней среде АЭС.

3.12.    Администрация АЭС обязана принимать меры по снижению газоаэрозольного выброса, чтобы снизить дозу облучения населения до такого низкого уровня, какой только возможно достигнуть с учетом экономических и социальных соображений.

3.13.    В целях охраны от загрязнения радиоактивными веществами водоемов, используемых или планируемых к использованию в качестве водоемов — охладителей АЭС, устанавливаются годовой допустимый сброс ДС и годовой рабочий (контрольный) сброс PC радионуклидов с жидкими стоками. Эти нормализованные значения устанавливаются для каждой АЭС с учетом фактического и перспективного народнохозяйственного использования водоема, его размеров, гидрогеологических, гидрохимических и экологических особенностей, закономерностей его самоочищения и накопления радионуклидов в донных отложениях, флоре и фауне.

3.14.    Г1ри проектировании значение ДС рассчитывается раздельно для каждого вида водопользования на основе предела дозы, указанного в табл. 3.2. В качестве нормализованного допустимого сброса ДС принимается наименьшее значение, полученное при оценке разных видов водопользования рассматриваемого водоема, при этом в нормализованное значение ДС вводится не менее чем трехкратный коэффициент запаса на увеличение коэффициента* накопления в тканях гидробионтов в зоне подогрева воды.

3.15.    Администрация АЭС при эксплуатации устанавливает рабочий (контрольный) сброс PC, который должен быть ниже значения ДС; уровень PC определяется достигнутой степенью очистки радиоактивных стоков.

8

3.16.    Уровни допустимого сброса ДС и рабочего (контрольного) сброса PC в водоемы определяются компетентными организациями н утверждаются органами Госсаннадзора СССР.

3.17.    При проектировании АЭС должны быть предусмотрены противо-аварийные меры технической безопасности АЭС (см. разд. 4). Система технической безопасности АЭС. обеспечивающая защиту населения при максимальной проектной аварии МПА, должна быть спроектирована так, чтобы рассчитанная при наихудших погодных условиях на границе санитарно-защитной зоны и за ее пределами ожидаемая индивидуальная доза на щитовидную железу детей за счет изотопов иода не превосходила 30 бэр, а ожидаемая доза от внешнего излучения на все тело и любые другие органы (за исключением щитовидной железы) не превосходила 10 бэр.

3.18.    Аварийное облучение персонала регламентируется пп. 4.8—4.15 «Норм радиационной безопасности НРБ—76».

3.19.    Предусмотренные средства защиты персонала АЭС и населения должны быть освещены в разделе проекта «Радиационная безопасность АЭС». Помимо общих и технологических характеристик документация по радиационной безопасности должна включать в себя:

—    основные положения по радиационной безопасности, заложенные в основу проекта, принципы и критерии безопасности:

—    характеристики источников гамма-излучения (альтернативно, в зависимости от источника и цели защиты): удельные активности в единицах кюри, удельные гамма-эквиваленты в г-экв. радия или удельные энерговыделения гамма-излучения в МэВ/с на единицу объема, поверхности или массы; эффективный спектр гамма-излучения; плотность потока и спектр нейтронов;

—    геометрические параметры источников и системы «источник—защита — рабочее место», включая размеры и формы источников, расстояние от источника до рабочего места, взаимное расположение разных источников по отношению к рабочему месту;

—    физико-химические свойства источников (химический состав, плотность);

—    вероятные значения мощности дозы гамма-излучения от демонтируемого и подлежащего захоронению оборудования, а также от твердых радиоактивных отходов;

—    характеристики защитных материалов и конструкционное оформление защиты;

—    принятые в проекте методы и программы расчета защиты или литературные ссылки на них;

—    результаты расчета биологической защиты;

—    проектные значения протечек теплоносителя и газоаэрозольных выбросов, жидких и твердых радиоактивных отходов;

—    способы сбора и захоронения твердых и жидких отходов;

—    оценку индивидуальной и коллективной дозы облучения персонала при выполнении ремонтных работ;

—    меры по дезактивации помещений и оборудования в зоне возможного загрязнения;

—    описание принятых систем КГО (контроля герметичности оболочек);

—    средства зашиты персонала и технологическую оснастку при проведении КГО, перегрузке ядерного горючего, демонтаже, ремонте и транспортировке загрязненного или активированного оборудования;

—    удельную активность и изотопный состав теплоносителя, газоаэрозольных выбросов в атмосферу, а также жидких сбросов как при нормальной эксплуатации АЭС, так и при различных видах аварийных ситуаций, включая максимальную проектную аварию МПА;

—    анализ возможного облучения персонала и населения при основных типах аварийных ситуаций, включая максимальную проектную аварию МПА;

—    необходимый объем радиационного дозиметрического контроля в соответствии с существующим санитарным законодательством и настоящими правилами (см. разд. 5).

3.20.    В составе проекта АЭС должен быть также раздел «Организация ремонтных работ. Ремонтные службы. Организация и условия проведения работ по дезактивации систем и оборудования от радиоактивных загрязнений».

9