СанПиН 2.6.1.24-03. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станцийикации

Постановление Главного государственного санитарного врача РФ от 28 апреля 2003 г. N 69

«О введении в действие санитарно-эпидемиологических правил и нормативов СанПиН 2.6.1.24-03 «Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций»

  На основании Федерального закона «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» от 30 марта 1999 г. N 52-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, N 14, ст. 1650) и положения о государственном санитарно-эпидемиологическом нормировании, утвержденного постановлением Правительства Российской Федерации от 24 июля 2000 г. N 554 (Собрание законодательства Российской Федерации, 2000, N 31, ст. 3295), постановляю: Ввести в действие с 20 июня 2003 года санитарно-эпидемиологические правила и нормативы СанПиН 2.6.1.24-03 «Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций», утвержденные Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 22 апреля 2003 г.   Г.Г.Онищенко   Зарегистрировано в Минюсте РФ 26 мая 2003 г. Регистрационный N 4593  

Санитарные правила и гигиенические нормативы СанПиН 2.6.1.24-03

«Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03)»

I. Область применения

  1.1. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03) разработаны с учетом требований «Норм радиационной безопасности» (НРБ-99), на основе и в развитие «Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности» (ОСПОРБ-99). 1.2. СП АС-03 (далее – Правила) являются обязательными для организаций, осуществляющих деятельность, связанную с размещением, проектированием, строительством, вводом в эксплуатацию и эксплуатацией атомных станций (далее – АС) с реакторами различного типа (ВВЭР, РБМК, БН и др.), кроме транспортных ядерных энергетических установок и реакторных установок специального назначения. 1.3. Ведомственные правила и другие нормативные документы (далее – НД), относящиеся к проектированию, строительству и эксплуатации АС, не должны противоречить положениям настоящих Правил и должны быть в установленном порядке согласованы с органами Госсанэпиднадзора. 1.4. Внесение изменений и дополнений в Правила осуществляется в установленном порядке.  

II. Нормативные ссылки

  Правила разработаны на основании и с учетом следующих законов и нормативных документов: Федеральный закон «О радиационной безопасности населения» от 9 января 1996 г. N 3-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации, 1996, N 3, ст. 141); Федеральный закон «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» от 30 марта 1999 г. N 52-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, N 14, ст. 1650); Федеральный закон «Об использовании атомной энергии» от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации, 1995, N 48, ст. 4552; 1997, N 7, ст. 808); Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). СП 2.6.1.758-99. Минздрав России, 1999. НРБ-99 не нуждаются в государственной регистрации (письмо Минюста России от 29.07.99. N 6014-ЭР); Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99). СП 2.6.1.799-99. Минздрав России, 2000. ОСПОРБ-99 не нуждаются в государственной регистрации (письмо Минюста России от 01.06.2000 N 4214-ЭР); Гигиенические требования к проектированию предприятий и установок атомной промышленности (СПП ПУАП-03). СанПин 2.6.1.07-03. Минздрав России, 2003. Зарегистрированы в Министерстве юстиции Российской Федерации (регистрационный N 4365 от 3 апреля 2003 г.). Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002). СП 2.6.6.1168-02. Минздрав России, 2002 г. Зарегистрированы в Министерстве юстиции Российской Федерации (регистрационный N 4005 от 6 декабря 2002 г.).  

III. Общие положения

  3.1. СП АС-03 регламентируют и определяют санитарно-гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности персонала, населения и охране окружающей среды (радиационное воздействие) при проектировании, строительстве и эксплуатации АС. Санитарно-гигиенические требования по обеспечению безопасности персонала, населения и окружающей среды при выводе из эксплуатации блока АС и от нерадиационных факторов воздействия регламентируются соответствующими нормативно-правовыми актами. 3.2. Радиационная безопасность атомных станций считается достаточной, если техническими средствами и организационными мерами обеспечиваетсянепревышение установленных НРБ-99 основных пределов доз облучения персонала, населения и соблюдение требований настоящих правил. 3.3. Обеспечение радиационной безопасности АС должно осуществляться проведением комплекса специальных мероприятий: — установлением и выполнением требований радиационной безопасности на промышленной площадке АС и прилегающих к ней территориях; — контролем за состоянием физических барьеров АС 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 АС. Содержание и объем этих мероприятий должны приводиться в проекте и в эксплуатационной документации каждой АС. 3.4. Атомная станция по потенциальной радиационной опасности относится к первой категории радиационных объектов, при аварии на которых возможно их радиационное воздействие на население и могут потребоваться меры по его защите. 3.5. До пуска каждого блока АС все системы и сооружения этого блока должны быть подготовлены к эксплуатации в установленном порядке. 3.6. Проекты АС должны иметь санитарно-эпидемиологическое заключение, выдаваемое органами Госсанэпиднадзора в установленном порядке. 3.7. Предупредительный и текущий санитарно-эпидемиологический надзор при проектировании, строительстве, эксплуатации и выводе из эксплуатации АС осуществляют Управление Госсанэпиднадзора и территориальные центры Госсанэпиднадзора Федерального управления «Медбиоэкстрем» (далее – ЦГСЭН).  

IV. Требования к генеральному плану, промышленной площадке, санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения

4.1. Требования к генеральному плану и площадке АС

  4.1.1. Генеральный план промышленной площадки АС разрабатывается с учетом технологической зависимости вспомогательных цехов по отношению к основному производству. 4.1.2. Размещение реакторных блоков должно обеспечивать возможность их безопасной эксплуатации в случае аварии на соседних блоках. 4.1.3 Площадка для размещения АС должна удовлетворять требованиям действующих норм и правил и другим соответствующим НД. 4.1.4. При выборе площадки должны быть учтены местные природные и техногенные факторы, которые могли бы отрицательно воздействовать на обеспечение радиационной безопасности АС. 4.1.5. Площадка АС должна быть исследована с точки зрения радиационного воздействия АС на объекты окружающей среды и население. При оценке пригодности площадки для размещения АС должны быть рассмотрены следующие аспекты: — влияние на АС природных явлений, процессов и внешних событий, в том числе антропогенного происхождения, происходящих в районе расположения площадки; — 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. 4.1.6. Территория района размещения АС должна позволять реализацию организационных и технических защитных мероприятий в случае аварийного выброса и/или сброса радиоактивных веществ с АС в окружающую среду. 4.1.7. При анализе характеристик площадки необходимо учитывать их изменения, прогнозируемые на весь срок эксплуатации АС с учетом ее вывода из эксплуатации. 4.1.8. В проектах АС кроме главного входа на промышленную площадку следует предусматривать организацию запасных путей для персонала и транспортных средств, расположенных в различных местах по периметру площа&#, 1076;ки. На въездах и выездах с площадки АС следует предусматривать устройства для радиационного контроля транспортных средств. 4.1.9. Автодороги и пешеходные пути, расположенные на промышленной площадке, должны иметь асфальтовое или, в отдельных случаях, бетонное покрытие, а также, при необходимости, подвергаться дезактивации. За ними должен осуществляться радиационный контроль.  

4.2. Требования к санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения

  4.2.1. Вокруг АС устанавливаются санитарно-защитная зона (далее – СЗЗ) и зона наблюдения (далее – ЗН). Расчет и обоснование размеров и условия эксплуатации зон должны выполняться в соответствие с гигиеническими требованиями и нормативами, изложенными в ОСПОРБ-99. 4.2.2. В санитарно-защитной зоне АС запрещается постоянное или временное проживание, размещение детских учреждений, больниц, санаториев и других оздоровительных учреждений, а также промышленных и подсобных сооружений, не предназначенных для строительства и эксплуатации АС. 4.2.3. Использование земель СЗЗ для сельскохозяйственных и иных целей, прудов, в том числе прудов-охладителей АС для рыборазведения, возможно только по согласованию с органами Госсанэпиднадзора. 4.2.4. Жилой поселок (город энергетиков) должен располагаться преимущественно с наветренной от АС стороны. При проектировании систем технического водоснабжения должны быть приняты меры, исключающие ухудшение микроклиматических условий в населенных пунктах, жилых поселках района расположения АС и на автомобильных дорогах. 4.2.5. В СЗЗ и ЗН силами службы радиационной безопасности АС должен проводиться радиационный контроль. 4.2.6. В проекте и на действующих АС должны быть определены и обоснованы зона планирования защитных мероприятий и зона планирования мероприятий по обязательной эвакуации населения в случае возникновения запроектных аварий.  

V. Требования к защите персонала и населения

  5.1. Главной целью радиационной защиты является охрана здоровья персонала и населения от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности. 5.2. Для условий нормальной эксплуатации АС устанавливаются следующие категории облучаемых лиц: — персонал (группы А и Б); — все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности. Для категорий облучаемых лиц Федеральным законом «О радиационной безопасности населения» и НРБ-99 устанавливаются три класса нормативов: — основные пределы доз: — 1 зиверт за 50 лет для персонала и 0,07 зиверта за 70 лет для лиц из населения; — 100 мЗв для персонала и 5 мЗв для лиц из населения за любые последовательные 5 лет; — 50 мЗв в год для персонала и 5 мЗв в год для лиц из населения. К основным пределам доз относятся также установленные НРБ-99 (табл. 3.1) годовые эквивалентные дозы облучения хрусталика глаза, кожи, стоп и кистей рук. — допустимые уровни воздействия (ПГП, ДОА, ДУА и другие), являющиеся производными от основных пределов доз; — контрольные уровни (такие, как среднегодовые значения допустимых уровней, и другие). Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации АС необходимо руководствоваться следующими основными принципами: — непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения – принцип нормирования; — запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает возможного вреда, причиненного дополнительным облучением – принцип обоснования; — поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения – принцип оптимизации (в английской аббревиатуре — As low As Reasonably Achievable-ALARA). Администрация АС должна принимать меры для снижения облучаемости персонала, поддерживая ее на столь низком уровне, насколько это возможно с учетом экономических и социальных факторов. 5.3. Проектирование стационарной биологической защиты от внешнего облучения персонала при работе АС на мощности необходимо проводить с коэффициентом запаса по годовой эффективной дозе, равным 2. 5.4. Проектирование стационарной биологической защиты от внешнего ионизирующего излучения должно выполняться с учетом назначения помещений, в зависимости от категорий облучаемых лиц и длительности облучения. При расчете биологической защиты с коэффициентом запаса, равным 2, проектная мощность эквивалентной дозы излучения Н на поверхности защиты определяется по формуле:   Н = 500 х Д/t, мкЗв/ч,   где Д – среднегодовая допустимая доза для персонала, 20 мЗв в год; t — продолжительность облучения, часов в год.   Значения проектной мощности эквивалентной дозы для стандартной продолжительности пребывания персонала в помещениях и на территории с учетом коэффициента запаса 2, приведены в таблице 5.1.  

Таблица 5.1.

Мощность эквивалентной дозы, используемая при проектировании стационарной биологической защиты персонала АС от внешнего ионизирующего излучения

  5.5. В процессе ввода АС в эксплуатацию должна быть проверена эффективность биологической защиты реактора, дефекты защиты должны быть устранены до приемки блока АС в промышленную эксплуатацию. Работы по проверке эффективности защиты должны проводиться с участием ЦГСЭН. 5.6. Для действующих АС настоящими Правилами устанавливается квота на облучение населения, равная 250 мкЗв в год, а для проектируемых и строящихся АС – 100 мкЗв в год. Данные квоты устанавливаются на суммарное облучение населения от радиоактивных газоаэрозольных выбросов в атмосферу и жидких сбросов в поверхностные воды в целом для АС независимо от количества энергоблоков на промышленной площадке. Значения квот на облучение населения от радиационных факторов (выбросов и сбросов) при нормальной эксплуатации АС приведены в таблице 5.2.  

Таблица 5.2.

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

  5.7. Значениk, 7; квоты рассматривается как верхняя граница возможного облучения населения от радиационных факторов при оптимизации радиационной защиты населения в режиме нормальной эксплуатации АС. 5.8. Значения соответствующих квот на облучение населения используются для расчета предельно допустимых выбросов (далее – ПДВ) радионуклидов с АС в атмосферу и предельно допустимых сбросов (далее – ПДС) радионуклидов в поверхностные воды. 5.9. ПДВ и ПДС являются верхними границами для газоаэрозольных выбросов и жидких сбросов радионуклидов в окружающую среду, соответственно, в режиме нормальной эксплуатации АС. 5.10. В качестве нижней границы дозы облучения от отдельного радиационного фактора при оптимизации радиационной защиты населения в режиме нормальной эксплуатации АС принимается минимально значимая доза, равная 10 мкЗв в год. 5.11. С учетом технически достигнутого уровня безопасности АС в режиме нормальной эксплуатации (когда фактические выбросы и сбросы АС создают по каждому фактору воздействия дозу облучения лиц из населения менее 10 мкЗв в год) радиационный риск для населения при эксплуатации АС является безусловно приемлемым (