- контроль за выбросом радиоактивных веществ в атмосферу и его составом;
- контроль за содержанием радиоактивных веществ в РАО и их нуклидным составом;
- контроль за всеми этапами обращения радиоактивных отходов;
- контроль нерадиоактивных отходов, вывозимых с территории объекта;
- контроль за уровнем загрязнения транспортных средств;
- контроль за возможной миграцией радионуклидов с грунтовыми водами.
12.6. Контроль обращения с газообразными отходами должен включать в себя:
- контроль работоспособности оборудования и устройств системы газоочистки;
- контроль очистки газов от радиоактивных аэрозолей;
- контроль организованного выброса удаляемого в атмосферу воздуха местными и вытяжными вентиляционными системами после очистки;
- контроль за непревышением допустимого выброса радионуклидов;
12.7. Величина радиоактивных выбросов в атмосферу при нормальной эксплуатации ИР не должна превышать установленного допустимого выброса.
12.8. На всех этапах эксплуатации реактора должен осуществляться индивидуальный контроль за облучением персонала. Объем и условия его проведения устанавливаются специальными методическими указаниями.
12.9. По результатам индивидуального дозиметрического контроля должны быть рассчитаны значения эффективных доз облучения персонала.
12.10. При проведении индивидуального контроля необходимо вести учет:
- годовых эффективной и эквивалентных доз;
- эффективной дозы за 5 последовательных лет;
- суммарной накопленной дозы за весь период профессиональной работы.
12.11. На различных этапах эксплуатации ИР должны устанавливаться контрольные уровни факторов радиационного воздействия, для которых НРБ-99 определены допустимые значения.
КУ должны устанавливаться администрацией реакторной установки при согласовании с ЦГСЭН.
12.12. Результаты радиационного контроля должны сопоставляться со значениями дозовых пределов и с контрольными уровнями. Случаи превышения контрольных уровней должны анализироваться руководством службы радиационной безопасности (далее - СРВ) с целью устранения вызвавших их причин. О случаях превышения индивидуальных доз облучения персонала более 20 мЗв/год или установленных квот облучения населения администрация ИР обязана информировать ЦГСЭН.
ХIII. Санитарно-бытовое обеспечение персонала
13.1. Санитарно-бытовое обеспечение персонала ИР должно предусматриваться определенной проектом системой санитарно-пропускного режима.
13.2. Проектом должна быть обеспечена пропускная способность и достаточность состава помещений и площадей санпропускника для собственного и привлекаемого к ремонтным работам персонала.
13.3. На период проведения ремонтных работ технологических систем и оборудования реактора и перегрузки ядерного топлива работа санпропускника должна обеспечивать возможность ежедневной замены спецодежды.
13.4. Для предотвращения распространения радиоактивного загрязнения из производственных помещений периодического обслуживания на входе в них должны оборудоваться стационарные или переносные санитарные шлюзы.
13.5. В стационарном санитарном шлюзе должны предусматриваться:
- устройство для дезактивации и хранения дополнительной спецобуви с дисциплинирующим барьером с местом для смены дополнительной спецобуви;
- пункт обмыва пневмокостюма непосредственно на работнике;
- раздевалка загрязненной дополнительной спецодежды, оборудованная контейнерами для сбора грязной спецодежды;
- устройство для очистки подошв спецобуви непосредственно на работнике;
- пункт радиационного контроля для проверки загрязнения кожных покровов и спецодежды;
- умывальник с подачей горячей и холодной воды с помощью ножного или локтевого устройства, а также дезактивирующие средства для мытья рук.
13.6. Площадь помещений стационарного или переносного саншлюза должна приниматься с учетом как основного персонала, так и персонала, привлекаемого для проведения ремонтных работ.
13.7. Санитарно-бытовые помещения должны быть оборудованы системами общеобменной вентиляции, способными обеспечивать локализацию и удаление воздуха с участков обращения грязной спецодежды и подачу чистого воздуха в другие помещения.
XIV. Радиационная безопасность при возникновении и ликвидации последствий радиационных аварий
14.1. Система радиационной безопасности персонала и населения при аварии на ИР должна обеспечивать сведение к минимуму негативных последствий аварии, прежде всего - предотвращение возникновения детерминированных эффектов и минимизацию вероятности стохастических эффектов, что достигается путем восстановления контроля над источником излучения, снижения доз облучения, количества облучаемых лиц, а также радиоактивного загрязнения окружающей среды.
14.2. В проектной документации должны быть определены наиболее вероятные аварии, возникающие вследствие неисправности оборудования, неправильных действий персонала, стихийных бедствий или иных причин, которые могут привести к потере контроля над источниками излучения, облучению людей и (или) радиоактивному загрязнению окружающей среды. Перечень возможных аварий для конкретных условий эксплуатации реактора и проектные решения по защите персонала и населения при их возникновении согласовываются с органами государственного регулирования радиационной безопасности на стадии проектирования ИР.
14.3. При обосновании безопасности ИР в проекте должны быть предусмотрены защитные мероприятия, обеспечивающие при проектных авариях:
- непревышение индивидуальных доз облучения персонала группы А выше 50 мЗв;
- непревышение индивидуальных доз облучения персонала группы Б выше 12,5 мЗв;
- непревышение индивидуальных доз облучения населения за первый год после аварии выше 5,0 мЗв, с учетом пищевых цепочек.
14.4. Проектом должна быть предусмотрена возможность эвакуации персонала при аварии из здания реактора и из ЗКД кратчайшими путями минуя санпропускники через специальные аварийные выходы. Техническими и организационными мерами должен быть исключен разнос радиоактивных загрязнений через аварийные выходы при эксплуатации реактора.
14.5. Администрация ИР I-II категорий потенциальной радиационной опасности обязана разработать, утвердить и согласовать с территориальными органами государственного регулирования радиационной безопасности "План мероприятий по защите персонала и населения в случае радиационной аварии". План должен содержать следующие основные разделы:
- прогноз возможных аварий с учетом вероятных причин, типов и сценариев развития аварии, а также прогнозируемой радиационной обстановки при авариях разного типа;
- критерии для принятия решений о проведении защитных мероприятий;
- перечень организаций, с которыми осуществляется взаимодействие при ликвидации аварии и ее последствий;
- организация аварийного радиационного контроля;
- оценка характера и размеров радиационной аварии;
- порядок введения аварийного плана в действие;