ОБ УТВЕРЖДЕНИИ САНИТАРНЫХ ПРАВИЛ СП 2.6.12040-05 "ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ПРОЕКТИРОВАНИИ, СТРОИТЕЛЬСТВЕ, ЭКСПЛУАТАЦИИ И ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ СУДОВ" (СП РБ АС-2005). Постановление. Главный государственный санитарный врач РФ. 28.12.05 36

VI. Требования к противорадиационной защите

     6.1.  Комплекс мер противорадиационной защиты должен обеспечивать
непревышение основных пределов доз, установленных Нормами радиационной
безопасности   для   персонала   и   населения.   При  разработке  мер
противорадиационной   защиты  учитывается  вклад  в  дозу  всех  видов
ионизирующих  излучений от источников, которые могут воздействовать на
персонал  и население при эксплуатации атомного судна, включая внешнее
и внутреннее облучение.
     6.2.  Снижение уровней внешнего облучения персонала и населения в
нормальных условиях эксплуатации обеспечивается:
     - созданием защитных экранов и конструкций (биологической защиты)
вокруг источников ионизирующего излучения;
     - ограничением времени работы с источниками излучения;
     - конструктивными  и  организационными  мерами,  предотвращающими
приближение  людей к источникам ионизирующего излучения при отсутствии
производственной       необходимости      (зонирование      помещений,
санитарно-пропускной режим);
     - оптимальным  расположением  обитаемых  помещений и мест несения
постоянных  вахт  по  отношению  к  основным  источникам  ионизирующих
излучений (защита расстоянием);
     - установлением  обоснованного  запаса  по  дозе  при  разработке
системы допустимых уровней и проектировании биологической защиты.
     6.3.  Пребывание  персонала  в  необслуживаемых помещениях КЗ-1 в
нормальных   условиях   эксплуатации   не   допускается   по  условиям
эксплуатации   и  радиационной  обстановки.  Уровни  гамма-нейтронного
излучения в них не регламентируются.
     6.4. Пребывание персонала в периодически обслуживаемых помещениях
КЗ  ограничивается  регламентом  обслуживания.  Исходя  из  регламента
определяются   допустимые   уровни  излучения  в  каждом  помещении  и
рассчитывается биологическая защита.
     6.5.   При   обслуживании   атомного   судна   вахтовым   методом
продолжительность  рабочего  периода  и промежуток времени между двумя
рабочими периодами определяются действующим законодательством.
     6.6.  При  разработке системы допустимых значений мощности дозы в
помещениях  судна  40%  от  предела  дозы  резервируется на внутреннее
облучение  в  нормальных  условиях  эксплуатации  и  повышенные уровни
внутреннего  и  внешнего  облучения  при ремонтных работах и нештатных
ситуациях.
     6.7.  Ориентировочные  проектные  значения мощности дозы внешнего
гамма-нейтронного  излучения  в  помещениях  и на внешних поверхностях
атомного  судна  с  учетом  типового регламента пребывания приведены в
таблице Приложения 1. При отступлении от приведенных в таблице величин
в материалах проекта приводится обоснование выбранных уровней с учетом
проектного   регламента   обслуживания   механизмов   и  оборудования,
находящегося  в помещениях, и соответственно общего времени пребывания
в  них  персонала.  Уровни  излучения  на  наружных поверхностях судна
выбираются  с учетом возможного совместного базирования атомного судна
и  других  судов,  проведения  работ  на  пирсе и проведения работ при
доковании.
     Принятые    в    проекте    значения   мощности   дозы   внешнего
гамма-нейтронного   излучения   должны   быть   согласованы   органами
госсанэпиднадзора.
     6.8.  Расчет  биологической  защиты  НИИ  производится  исходя из
проектных значений допустимой мощности эквивалентной дозы в помещениях
и на наружных поверхностях атомного судна.
     6.9.    Расчет    защиты    реакторных   установок   производится
применительно  к  номинальной  мощности  реактора с учетом собственной
радиоактивности  теплоносителя  1-го  контура и дополнительного вклада
радиоактивности  продуктов  деления урана с объемной концентрацией их,
равной установленной в качестве допустимой.
     6.10.   Расчет   защиты   цистерн  для  временного  хранения  ЖРО
производится   на   максимальную  проектную  активность  при  наиболее
неблагоприятном  нуклидном  составе  с  учетом  сорбции  радиоактивных
веществ на внутренних поверхностях цистерн в процессе эксплуатации.
     6.11. Расчет защиты помещений для хранения контейнеров с твердыми
радиоактивными   отходами  выполняется  для  максимального  проектного
количества   контейнеров  на  судне.  При  этом  уровни  излучения  на
поверхности контейнеров и энергии излучения определяются по материалам
проекта.
     6.12. Методика проверки эффективности биологической защиты должна
быть согласована с органами госсанэпиднадзора в установленном порядке.
     6.13.  Конструкция  защиты  должна предусматривать возможность ее
усиления  (если  это  окажется  необходимым)  по результатам сдаточных
испытаний, а также в процессе эксплуатации.
     6.14.  Материалы  защиты выбираются с учетом условий эксплуатации
(коррозия,  длительное  воздействие высокой температуры и ионизирующих
излучений) и не должны быть источником токсичных выделений в воздушную
среду   помещений.   Наружные   поверхности  защиты  должны  допускать
возможность проведения многократной дезактивации в течение всего срока
эксплуатации судна.
     Материалы  защиты в течение всего срока эксплуатации судна должны
сохранять свои проектные защитные свойства.
     6.15. Дополнительные меры противорадиационной защиты, применяемые
в  порту  приписки  и  в  портах захода судна, в настоящих Правилах не
рассматриваются.