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.