Основная цель радиационной защиты – поддерживать облучение на разумно достижимом уровне .

Радиационное облучение персонала и населения необходимо удерживать в требованиях установленных надзорными органами.

Исходя из них владелец реактора устанавливает контрольные уровни облучения на разумно низком уровне. В случае превышения контрольного уровня эксплуатирующая организация проводит расследование и принимает корректирующие меры.

С учетом конкретных характеристик площадки устанавливаются пределы радиоактивных выбросов, которые утверждаются надзорным органом.

В случае превышения любого из пределов проводится расследование, принимаются корректирующие меры. Об этих случаях информируется надзорный орган в установленном порядке.

При возникновении аномальных или аварийных условий радиологические последствия необходимо уменьшить путем реализации заранее намеченных мероприятий на случай аварии. Владелец реактора, эксплуатирующая организация должна обеспечить, чтобы были предусмотрены меры по радиологическому контролю, оснащению приборами, дезактивации, обнаружению и регистрации выбросов радиоактивности.

В ТОБах реакторов представлены обоснования радиационной безопасности при нормальных и аварийных режимах работы.

Для реакторов “Аргус” и “Гидра” показано, что ввиду полной герметичности корпусов и примыкающих элементов реакторов, они не являются источниками радиоактивных выбросов. Поэтому радиационная обстановка в обслуживаемых помещениях, расположенных в непосредственной близости от реакторов, определяется внешним ионизирующим излучением активной зоны и эффективностью биологической защиты, которая снижает мощность дозы излучения до предельно – допустимых значений.

Для реакторов рассмотрены последствия гипотетических аварий, источником которых могут быть внешние воздействия (сейсмика и т.п.), показано, что такие аварии приводят лишь к локальным загрязнениям производственных помещений реактора без превышения предельно – допустимого уровня загрязнения окружающей среды. (Выводы должны быть проиллюстрированы расчетами).

В ТОБе реактора Ф –1 сделан вывод о том, что физико – химическое состояние реактора и соблюдение организационных мероприятий обеспечивает не превышение установленных доз по внутреннему и внешнему обучению персонала и населения и нормативов по содержанию радиоактивных продуктов в окружающей среде при нарушениях нормальной эксплуатации и авариях.Этот вывод является следствием незначительной мощности реактора.

На основе материалов, представленных в ТОБе реактора «Гамма» нельзя признать доказанным доказанным, что при МПА выйдет 10% активности, а не 100%, т.к. проектные требования к степени герметичности гермозоны отсутствуют.

Вопросы последствий максимально возможной аварии на исследовательском реакторе ИР – 50 (НИКИЭТ) не вошли в состав ТОБ и представлены в отдельном документе. Они должны быть включены в состав ТОБа.

По существу представленных данных необходимо отметить, что они содержат данные лишь по внешнему и внутреннему облучению персонала, и не раскрывают данных в радиусе 50 – 100м от выбросной трубы.

Как показано в ТОБе радиационная безопасность реактора ОР достигается за счет технических и организационных мер.

Недостатком ТОБов реактора ИРТ (МИФИ) и ИР – 8 (ИАЭ) является отсутствие конкретного анализа возможных запроектных аварий.

ТОБ реактора МР не позволяет в полной мере оценить уровень его безопасности для населения, поскольку не содержит обоснования безопасности экспериментальных петель и не рассматривает ряда возможных аварий с более тяжелыми последствиями, чем в нем представлены.

Оценка последствий радиационных аварий производилась для реакторов ИРТ (МИФИ), ИР – 8 (ИАЭ) и МР (ИАЭ) по методике В.И. Павленко « Оценка радиационных последствий аварии на исследовательских реакторах», результаты использования которой представлены в ТОБах. По ее использованию имеется ряд замечаний :

• нет ссылок на литературу обосновывающую выбор коэффициентов разбавления для случаев максимальной проектной аварии и запроектной аварии для реактора МИФИ;

• требует дополнительных обоснований возможность экстраполяции результатов исследований по утечке ГПД из бассейна реактора МР на реактор ИР – 8, а также корректность исходных данных для расчета выброса йода – 131 и др.;

• вызывает сомнение корректность расчетов представленных в п. 3.1.1.Приложения 3 к ТОБу ИР – 8, т.к. по

данным, представленным в таблицах этого пункта отсутствуют величины, характеризующие места мак

симальной приземной концентрации радиоактивных веществ в воздухе;

• требует объяснения тот факт, что в разделе 3.2. ТОБа ИР – 8, коэффициент разбавления на расстоянии в 3

км меньше коэффициента разбавления на расстоянии в 1 км в 4 раза, а дозы на эти расстояния соотносят

ся обратно пропорционально. Это свидетельствует о некорректности выполненных расчетов.

Приведенные замечания иллюстрируют необходимость тщательной независимой экспертизы ( с участием надзорного органа) по применению методики с тем, чтобы применить более консервативный подход, при выборе исходных данных, компенсирующих их неточность.

Более корректный подход к методике и оценке радиационных последствий аварий применен в ТОБе реактора ОР. Это частично связано с более простыми условиями выбора исходных данных для этого реактора и его

существенно меньшей мощностью.

Особое значение при размещении реакторов и атомных объектов в городской черте имеет соблюденние требований к санитарно – защитной зоне (СЗЗ). В рамках НРБ и ОСП :

СЗЗ – территория вокруг учреждения или источника радиоактивного выброса или сброса, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации учреждения может превысить предел дозы ПД. В СЗЗ устанавливается режим ограничений и проводится радиационный контроль;

ЗН (зона наблюдения) – территория, где возможно влияние радиоактивных сбросов и выбросов учреждения и где облучение проживающего населения может достигать установленного предела дозы ПД. В зоне наблюдения проводится радиационный контроль. Кроме того в ОСП представлены конкретные требования к размещению учреждений и установок, предназначенных для работы с ИИИ.