МИНИСТЕРСТВО РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ МИНИСТЕРСТВО ЗДРАВООХРАНЕНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ УПРАВЛЕНИЕ МЕДИКО-БИОЛОГИЧЕСКИХ И ЭКСТРЕМАЛЬНЫХ ПРОБЛЕМ

2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

РАСЧЕТ И ОБОСНОВАНИЕ РАЗМЕРОВ САНИТАРНО-ЗАЩИТНЫХ ЗОН И ЗОН НАБЛЮДЕНИЯ ВОКРУГ АЭС

Методические указания МУ 2.6.1.042 - 2001

Издание официальное

Содержание

1.    Область применения...........................................................................................................15

2.    Нормативные ссылки..........................................................................................................15

3.    Термины и определения......................................................................................................16

4.    Общие положения...............................................................................................................17

5.    Обоснование методики определения границ санитарно-защитной зоны........................18

6.    Определение размеров санитарно-защитной зоны вокруг АЭС.......................................20

7.    Определение размеров зоны наблюдения вокруг АЭС.....................................................21

8.    Процедура установления границ санитарно-защитной зоны вокруг АЭС........................22

9.    Процедура установления границ зоны наблюдения вокруг АЭС......................................24

Приложение 1.......................................................................................................................25

Приложение 2.......................................................................................................................28

Приложение 3.......................................................................................................................32

Приложение 4.......................................................................................................................34

Приложение 5.......................................................................................................................35

Предисловие

1.    Методические указания МУ 2.6.1.042-2001 «Расчет и обоснование размеров санитарно-защитных зон и зон наблюдения вокруг АЭС» разработаны творческим коллективом под эгидой Методического совета Департамента безопасности и чрезвычайных ситуаций министерства Российской Федерации по атомной энергии.

2.    Исполнители работы:

•    от Государственного научного центра «Институт биофизики» - к.т.н. Кочетков О.А., к.м.н. Батова З.Г., Кузнецова Л.И., к.м.н. Монастырская С.Г.

•    от Федерального Управления медико-биологических и экстремальных проблем при Министерстве здравоохранения РФ - к.м.н. Антипин Е.Б., Киселев В.В., Новиков С.М.

•    от Всероссийского научно-исследовательского института по эксплуатации атомных электростанций Министерством Российской Федерации по атомной энергии - к.т.н. Иванов Е.А., к.ф-м.н. Хамьянов Л.П.

•    от концерна «Росэнергоатом» - к.т.н. Безруков Б.А.

2.    Методические указания утверждены и введены в действие ДБЧС Минатома России и Федеральным Управлением «Медбиоэкстрем» при Минздраве Российской Федерации 20 сентября 2001 г.

3.    В настоящих методических указаниях реализованы нормы законов РФ:

Федеральный закон «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» Ns 65

от 31.03.1999;

Федеральный закон «О радиационной безопасности населения» Ns 3 от 09.01.1996:

Федеральный закон «Об использовании атомной энергии» Ns 170 от 21.11.1995;

Федеральный закон «Об информации, информатизации и защите информации» Ns 24 от 20.02.1995;

Закон Российской Федерации «О стандартизации» Ns 5154-1 от 10.06.1993;

Закон Российской Федерации «Об обеспечении единства измерений» Ns 4871-1 от 27.04.1993.

4.    Введены впервые.

<$>

8. Процедура установления границ санитарно-защитной зоны вокруг АЭС

8.1.    Проект СЗЗ разрабатывается в составе проекта АЭС и согласовывается с госсанэпиднадзором Федерального управления «Медбиоэкстрем» после его обязательной санитарно-эпидемиологической экспертизы.

8.2.    На первом этапе разработки проекта СЗЗ устанавливаются источники выброса радиоактивных веществ радиационного объекта и обобщаются данные о радиационной обстановке в контрольных точках. Итогом работы является выпуск отчета «Анализ радиационного воздействия АЭС на окружающую среду», в состав которого входит:

•    описание используемых, вновь создаваемых и планируемых в будущем технологических процессов и связанных с ними выбросов и сбросов радионуклидов в окружающую среду (активность и нуклидный состав газоаэрозольного выброса и жидкого сброса, высота выброса и т.д.);

•    данные о динамике годовых выбросов и сбросов за последние пять лет или проектные оценки с представлением среднегодового выброса и его дисперсии, возможных максимальных значений;

« точная карта промплощадки и района размещения АЭС с указанием всех источников выбросов и застройки;

•    характеристика существующего на текущий момент времени радиоактивного загрязнения местности в районе АЭС с учетом ее предыдущей эксплуатации, карта годовых доз фонового излучения на местности;

•    справка об ожидаемых в будущем среднегодовых эффективных дозах по критической группе населения, связанных с вводом в эксплуатацию новых производств.

Отчет является исходным материалом для расчета и обоснования размеров СЗЗ вокруг АЭС.

8.3.    На втором этапе работ выполняются расчеты радиационной обстановки на местности и среднегодовой эффективной дозы облучения по критической группе населения, проживающего в районе размещения АЭС. Итогом работы является отчет «Обоснование размеров санитарно-защитной зоны вокруг АЭС».

Рекомендуется следующее содержание отчета:

Титульный лист.

Список исполнителей.

Аннотация.

Введение.

Глава 1. Общие сведения об АЭС.

Глава 2. АЭС как источник поступления радионуклидов в окружающую среду, анализ существующих или проектных выбросов и сбросов радионуклидов.

Глава 3. Характеристика местных условий формирования дозовых нагрузок на население.

Глава 4. Анализ существующего на текущий момент и прогнозируемого на будущее фонового техногенного радиоактивного загрязнения местности (с оценкой вклада, обусловленного предыдущей эксплуатацией АЭС).

Глава 5. Анализ местных особенностей, включая условия рассеяния радиоактивных выбросов в атмосферу, миграции радионуклидов по пищевым цепочкам, жизнедеятельности населения, формирования дозовой нагрузки на население, основные результаты расчетов.

Глава 6. Расчет и обоснование размеров СЗЗ вокруг АЭС.

Список использованной литературы и нормативных документов.

Приложения.

8.4.    Проект СЗЗ, а также обосновывающие материалы, указанные в п.п.8.2 и 8.3, передаются на санитарно-эпидемиологическую экспертизу в госсанэпиднадзор Федерального управления «Медбиоэкстрем». Представленные документы рассматриваются в срок не более трех месяцев. При необходимости проводится проверка достоверности и полноты представленных материалов.

8.5.    Для решения вопроса об установлении размеров СЗЗ вокруг АЭС в территориальные органы исполнительной власти представляются следующие материалы:

•    проект СЗЗ вокруг АЭС;

•    санитарно-эпидемиологическое Заключение госсанэпиднадзора Федерального управления «Медбиоэкстрем» на проект СЗЗ (форма № 303-00-1/у);

•    отчет «Расчет и обоснование размеров СЗЗ вокруг АЭС»;

•    отчет «Анализ радиационного воздействия АЭС на окружающую среду».

8.6.    В случае изменения технологии производства, условий эксплуатации АЭС или других условий и причин, влекущих изменение активности и нуклидного состава выбросов и сбросов в окружающую среду, необходимо внести соответствующие изменения в проект СЗЗ.

8.7.    В случае изменения Федеральной нормативной базы, межотраслевых и отраслевых нормативных документов (включая и настоящий документ), введение которых может повлиять на размеры СЗЗ, территориальные органы исполнительной власти вправе потребовать внеочередного пересмотра действующих границ СЗЗ. Инициатором такого пересмотра может быть также федеральный орган Госсанэпиднадзора, осуществляющий санитарно-эпидемиологический надзор за АЭС.

9. Процедура установления границ зоны наблюдения вокруг АЭС

9.1.    Проект ЗН разрабатывается в составе проекта АЭС и согласовывается с госсанэпиднадзором Федерального управления «Медбиоэкстрем» после его обязательной санитарно-эпидемиологической экспертизы.

9.2.    При разработке проекта ЗН проводится изучение условий распространения радиоактивных выбросов в атмосферу в случае возможных аварий на АЭС и анализ информативности изменения приземного поля объемной активности нуклидов в функции расстояния от АЭС с учетом реальных погрешностей измерения физических величин в окружающей среде. Итогом работы является отчет «Расчет и обоснование радиуса зоны наблюдения вокруг АЭС».

Рекомендуется следующее содержание отчета:

Титульный лист.

Список исполнителей.

Аннотация.

Введение.

Глава 1. Общие сведения об АЭС.

Глава 2. Анализ условий радиоактивного выброса в атмосферу при возможных авариях на АЭС (эффективная высота, длительность выброса).

Глава 3. Особенности рассеяния возможных аварийных выбросов в атмосферу в районе размещения АЭС.

Глава 4. Результаты расчетов кратковременного метеорологического фактора разбавления.

Глава 5. Анализ информативности изменения кратковременного метеорологического фактора разбавления с расстоянием от АЭС.

Глава 6. Расчет размеров ЗН вокруг АЭС.

Список использованной литературы и нормативных документов.

Приложения.

9.3.    Проект ЗН, а также обосновывающие материалы, указанные в п.9.2, передаются на санитарно-эпидемиологическую экспертизу в госсанэпиднадзор Федерального управления «Медбиоэкстрем». Представленные документы рассматриваются в срок не более трех месяцев. При необходимости проводится проверка достоверности и полноты представленных материалов.

9.4.    Для решения вопроса об установлении размеров ЗН вокруг АЭС в территориальные органы исполнительной власти представляются следующие материалы:

•    проект ЗН вокруг АЭС;

•    санитарно-эпидемиологическое Заключение госсанэпиднадзора Федерального управления «Медбиоэкстрем» на проект ЗН (форма № 303-00-1/у);

•    отчет «Расчет и обоснование радиуса ЗН вокруг АЭС».

9.5.    В случае изменения технологии производства, эффективности защитных барьеров или других условий и причин, влекущих изменение условий аварийного выброса в атмосферу, необходимо внести соответствующие изменения в проект ЗН.

9.6.    В случае изменения Федеральной нормативной базы, межотраслевых и отраслевых нормативных документов (включая и настоящий документ), введение которых может повлиять на изменение размеров ЗН, территориальные органы исполнительной власти вправе потребовать внеочередного пересмотра действующего проекта ЗН. Инициатором такого пересмотра может быть также федеральный орган Госсанэпиднадзора, осуществляющий санитарно-эпидемиологический надзор за АЭС.

Приложение 1 (Рекомендуемое)

1. Долговременный метеорологический фактор разбавления

1.1.    Долговременный метеорологический фактор разбавления G^r в предположении постоянства мощности источника выброса определяется на основе информации о распределении за год совместной повторяемости скорости ветра, класса устойчивости атмосферы и направления ветра, а также данных по типу рельефа в районе размещения АЭС.

1.2.    Диапазон горизонтального направления ветра от 0° до 360° делится на конечное число N равных угловых секторов (обычно 8 или 16). Каждый сектор обозначается направлением его осевой линии. Любое направление ветра в пределах в- n/N по обе стороны от осевой линии обозначают этим направлением. Предполагается, что вероятностное распределение направления в любом данном секторе будет постоянным. В этом случае шлейф может с равной вероятностью иметь любое направление в рамках сектора.

1.3.    Долговременный метеорологический фактор разбавления на расстоянии х от источника выброса для сектора направления ветра / можно рассчитать следующим образом:

G]=2-N-(2nf^^ex<

где /у - доля времени в году, когда в районе АЭС реализуется класс устойчивости атмосферы /, направления ветра в секторе / и класса скорости ветра к; a_:i - стандартное отклонение распределения концентрации в точке х в вертикальном направлении при классе устойчивости атмосферы / (см. Приложение 3): W_k - скорость ветра в классе к\Н- геометрическая высота выброса.

1.4. Если величину /у можно представить в виде /у = Р,Р,ь то выражение (П1.1) принимает вид:

с;

w",=ZV^.    /,= IV

* *

где Л и Р,_к - частота /-го класса устойчивости атмосферы и совместная частота направления ветра в секторе / и класса скорости ветра к в районе АЭС за год, соответственно; f, -

частота направления ветра в секторе /; IV, - средняя скорость ветра в секторе направления ветра /.

1.5. Если полная информация о значениях /у в районе размещения АЭС отсутствует, то в этом случае консервативную оценку среднегодового коэффициента метеорологического разбавления вблизи от максимума поля приземной объемной активности нуклидов х_с и на

относительная вымывающая способность осадков различных типов (см. табл.П1.1); г₀ -параметр шероховатости подстилающей поверхности, м (см.табл.П1.2.). Для всех радионуклидов, кроме ИРГ, принимается к, * 10 ⁵ ч/(мм с). Для ИРГ к_г - 0.

Таблица П1.1. Относительная вымывающая способность различных типов осадков к„

Тип осадков	дождь	дождь с грозой	снеге дождем	ливень	снег	морось
ко	1,0	и	2,4	2,8	3,0	4,5

Таблица П1.2. Параметр шероховатости для различных естественных поверхностей, м

Тип рельефа	Zo
Очень гладкий снежный или ледяной	МО'5
Пустыня	ЗЮ'3
Снег, газон высотой 1 см	МО'3
Скошенная и низкая трава до 15 см	0,006-0,02
Высокая трава до 60 см	0,04-0,09
Неоднородная поверхность с чередующимися	0,1-0,2
участками травы, кустарника и т.п.
Парк, лес высотой до 10 м	0,2-1,0
Городские постройки	1,0

Приложение 2 (Рекомендуемое)

Параметрическое обеспечение расчетов

Значения коэффициентов дозового преобразования при облучении от облака Я_А._Г и радиоактивного загрязнения почвы Л_Л-,_Г приведены в таблице П2.1.

Таблица П2.1. Коэффициенты дозового преобразования R_A., и R_s, для различных радионуклидов

Нуклид | Лг, с'		Ras Звм*/(Бк-с)	Rs.r 1 Зв\ч2/(Бк-с)
4|Аг	1,1-Ю*4	6,1-10*14	-
|33Хе	1,5-1 O'6	I,6-10*IS	-
|35Хе	2,1 IO5	l,2-10*'4	-
133|"Хе	7,6-1 O'4	I.9-10*14	-
*5тКг	4,3-1 O'5	7,5-10*15	-
87Кг	1,5-1 O’4	4,1-10*'4	-
88Кг	6,8-1 O’5	1,0-I0*'3	-
24Na	I.3-10*5	2,2-10*13	3,6-10*,s
5|Сг	2,9-1 O'7	I.5-IO*15	3,I-I0*17
54Мп	2,6-1 O'8	4,1-10*'4	8,1-10*“
58Со	J.I-IO*7	4,8-10*14	9,5-10*'6
“Со	4,2-10*’	1,3-10*'3	2,4-10*'5
,3,1	I.0-10*6	I.8-I0*14	3,8-10*'6
l34Cs	1.1-10*8	7,6-10*14	1,5-I0*IS
l37Cs/l37n,Ba | 7,3-Ю*10		2,9-1014	5,9-10*'6

Значения коэффициентов дозового преобразования при ингаляции Я}_г радионуклидов в организм лиц из различных возрастных групп приведены в табл.П2.2.

Таблица П2.2. Коэффициенты Я^для различных возрастных групп, Зв/Бк

Нуклид Тип До1 1-2 года 2-7 лет 7-12 лет 12-17 лет >17 лет соединения года "Na Б 2,3- Ю* 1.8-10” Ф,з-ю” 5,7-10-'’ 3,4-10” 2,7-10-” Б 1,7*10*"' 1,3-10” 6,3-10" 4,0-10" 2.4-10" 2,0-10" 5|Сг П 2,6*1010 1,9.10*"’ 1,0 ю"1 6,4-10" 3,9-10" 3,2-10" м 2,6-1010 2, И О*1" 1.0-1 о10 6,6-10" 4,5-10" 3,7-10" 54Мп Б 5,2*10*’ 4,1-10-’ 2,2*10*’ 1,5-10” 9,9-10” 8,5-10” П 7.5*10*’ 6.2-10” 3.8-10” 2.4-10-’ 1,9-10-’ 1.5-10” Б 4,0 10-’ 3.0- Ю-’ 1,6-10*’ 1.0-1 о;’ 6,4-10” 5,3-10” '"Со П 7,310” 6,5-10-’ 3.5*10*’ 2,4-10” 2.0-10” 1,6-10-’ м 9,0-10'' 7.5*10*’ 4,5*10*’ з.мо*’ 2,6-10-’ 2,1*10*’ Б 3.0-10-* 2,3-10* I.4-I0-* 8,9-10-’ 6,1*10*’ 5,2-10-’ шСо П 4,2 10л 3,4-10-* 2,1-10** 1,5*10** 1,2-10-* 1,0-10-* м 9.2- Ю-* 8.6-10-* 5.9-10‘* 4,0-10-* 3,4-Ю-* з.мо-* Б 1,5-10** 7,3-10-’ 3.2-10” 2,3-10” 1,7-10"’ 1.0-Ю-’ "Sr П 3,3-10** 2.4-10** 1,3-10-* 9,1-10"’ 7,3-10-’ 6,1-10-’ м 3.9-1 О* 3,0-Ю-* 1.7-10* 1,2-10* 9,3-10-’ 7.9-10-’ Б 1,3-10” 5,2-10** 3.1-10** 4,1-10-* 5.3-10-* 2,4-10-* "Sr П 1,5-10” 1,1-10” 6,5-10-* 5,1-10-* 5,0-10-* 3,6-10-* м 4,2-10-’ 4,0-10’ 2.7-10” 1.8-10” 1,6-ю-’ I.6-I0-’ 5 7,2-10-8 7.2-10‘* 3,7-10** 1,9-10"* 1,1-10* 7,4-10*’ П 2,2-10-* 1,5-10** 8,2-10” 4,7-10’ 3,4-10-’ 2,4*10*’ .4, м 8,8-10-’ 6,2-10” 3,5-10” 2,4-10-’ 2,0-10-’ 1,6-10” ь сш 1,7-10” 1,6 10” 9.4-10-* 4,8-10-* з.мо-* 2,0-10-* 1,3-10-’ 1,3-10” 7,4-10-* 3,7-10-* 2,4-10-* 1,5-10* в 1,1-10* 7.3*10*’ 5,2*10*’ 5,3-10-’ 6,3-10-’ 6,6-10-’ tuCs п 3,2-10* 2,6 I0-* I.6-I0-* 1.2-10-* 1.1-10* 9.1-10"’ м 7.0-Ю* 6.3 10к 4,1-10'* 2,8-10'* 2,3-10“ 2,0-10-* Б 8,8-10-’ 5,4*10*’ 3,6*10*’ 3.7-10” 4,4-10-’ 4,6-10-’ "7Cs п 3,6-1 О* 2,9-10-* 1,8-10-* 1,3-10-* 1,1-10** 9.7-10-’ м I.I-I0-’ 1,0-10-’ 7.0-10 * 4,8-10-* 4,2-10-* 3.9-10* Ппниечпние-. если тип химических соединений радионуклидов, посту пающих через органы дыхания в форме аэрозолей неизвестен, то принимается тот их тип, который выделен жирным шрифтом.

Значения коэффициентов дозового преобразования при заглатывании R^lP>r радионуклидов в организм лиц из различных возрастных групп приведены в табл.П2.3.

Таблица /72.3. Коэффициенты    для различных возрастных групп,    Зв/Бк

Нуклид	До 1 года	1-2 года	2-7 лет	7-12 лет	12-17 лет	>17 лет
J4Na	3,5-10-’	2,3-10'9	1,2-10'9	7,7-10-'°	5,2-10-'°	4,3-Ю"10
5|Сг	3,5-Ю"10	2,3-10-'°	1,2-10-'°	7,8-10"	4,8-10-"	3.8-10""
мМп	5.4-10'9	з,мо-9	1,9-10'9	1,3-1 о-9	8,7-10"10	7, l-IO10
58Со	7,3-КГ9	4,4-10-9	2,6-1 О*9	1,7-10'9	1,ыо-9	7,4-10"10
“Со	5,4-10'8	2,7-10'8	1,7-10-*	1,1-КГ8	7,9-10'9	3,4-10'9
89Sr	3,6-10'8	1,8-108	8,9-10'9	5,8-10'9	4,0-10'9	2,6-10-9
“Sr	2,3-К)'7	7,3-10-*	4,7-10:8	6,0-10-*	8,0-10'8	2,8-10-*
ш,	1,8-10'7	1,8-10’7	1,0-10’7	5.2-10*	3,4-10-*	2,2- 10 s
,}JCs	2,6-108	1,6-108	1,3-10-*	1,4-10-*	1,9-1 O'*	1.9 «Г*
,37Cs	2,1-Ю-8	1,2-10’8	9,6-10'9	1,0-Ю-8	1,3-10-*	1,3-108

Скорости вдыхаемого воздуха £// для различных возрастных групп населения принимаются в соответствии с таблицей П2.4.

Таблица П2.4. Скорость дыхания лиц из различных возрастных групп населения, м³/с

До 1 года	1-2 года	2-7 лет	7-12 лет	12-17 лет	>17 лет |
3,2-10'5	6,0-1 о-5	1,0-10-4	1,7-10-4	2,3-104	2,6-10'4 |

Доля 4г,т активности радионуклида, оставшейся в продуктах питания после переработки и кулинарной обработки, принимается в соответствии с таблицей П2.5.

Таблица П2.5. Доля активности радионуклидов, оставшихся в продуктах питания после переработки и кулинарной обработки

Продукт Короткоживущие радионуклиды vl,Sr Йод ,37Cs Зерно (хлеб) 0,5 0,5 0,5 0,5 Овощи: плодовые 0,7 0,8 0,7 0,8 листовые 0,6 0,7 0,6 0,7 корнеплоды 0,3 0,5 0,3 0,5 Картофель 0,7 0,8 0,7 0,8

<$>

Значения нормированных на продуктивность сельскохозяйственных угодий коэффициентов накопления радионуклидов «выпадение из атмосферы - содержание в продуктах

питания» для стеблевого А$_/Др| и корневого K^rS2fm путей загрязнения при непрерывных

выпадениях приведены в таблицах П2.6 и П2.7, соответственно.

Таблица П2.6. Нормированные на продуктивность сельскохозяйственных угодий коэффициенты накопления «выпадения из атмосферы - содержание в продуктах питания» для стеблевого пути загрязнения при непрерывных выпадениях, мУкг(л)

Нуклид	Мясо	Молоко	Хлеб	Огурцы	Капуста	Картофель
24Na	1,0-10"	9,5-105	-	1,6-1 о6	1,1-Ю'9	3,1-ю-10
5,Сг	1,5-1 О*4	1,4-1 O'4	3,8-10-4	3,9-103	3,2-10-4	7,1-10'5
54Мп	3,4-10-3	8,4-10-4	0,022	4,3-103	4,НО'3	7,9-10-4
00 о О	0,030	2,0-10°	4,2-10-3	4,2-10'3	1,2-10'3	2,5-10'4
“Со	0,075	4,3-10‘3	0,037	4,4-10'3	6,МО'3	1,1 -1 О*3
89Sr	7,4-10'6	2,6-105	2.I-I0"3	4.1-10'3	8,0-10'4	1,7-10’4
<x)Sr	1,4-10'4	2,4-10-4	0,040	4,4-10'3	6,5-103	1,2-10-3
,3,I	3,6-10'4	2,3-103	2,8-10'7	3,0-10-3	3,4-105	8,1-Ю'6
,MCs	0,024	0,052	0,032	4,4-10'3	5,4-10’3	1,0-10'3
,J7Cs	0,027	0,059	0,040	4,4-10’3	6,5-10’3	1,2-10'3

Таблица П2.7. Нормированные на продуктивность сельскохозяйственных угодий коэффициенты накопления «выпадения из атмосферы - содержание в продуктах питания» для корневого пути загрязнения при непрерывных выпадениях, мУкг(л)

Нукчид	Мясо	Молоко	Хлеб	Огурцы	Капуста	Картофель
24Na	-	8,4-1 O'13	-	-	-	-
5|Сг	2,5-Ю'12	2,4-1 O'12	1,7-10"	2,0-1 O'10	5,7-1 O'12	6,7-1 O'12
54Мп	7,7-1 O'7	1,9-1 O'7	6,7-1 O'5	7,1-1 O'6	1,8 -1 O'5	1,9-1 O'5
£ О о	1,7-1 O'7	l.l-IO'8	1,8-1 O'7	1,2-1 O'7	5.I-10'8	5,6-1 O'8
“Со	4,1-Ю'5	2,4-1 O'6	3,0-1 O'4	1,9-1 O'5	8,4-1 O'5	8,4-1 O'5
89Sr	1,2-1 O'10	4,4-1 O'10	2.I-10'7	3,2-1 O'7	6,1 -10'8	6,8-1 O'8
“Sr	1,8 -1 O'6	3,0-1 O'6	7,8-1 O'3	4,4-1 O'4	2,2-1 O'3	2,2-1 O'3
m,	4,8-10"	3,I-IO'10	-	1,0-1 O'10	-	-
|14Cs	1,6-1 O'5	3,5-1 O'5	3,0-1 O'4	2,2-1 O'5	3,4-1 O'5	8,5-1 O'5
,37Cs	1,8-1 O'4	3.8-10-4	4,0-1 O'3	2,3-1 O'4	I.1-10'3	l.l-IO'3

<8>

МУ 2.6.1.042-2001

Согласованы с Техническим директором концерна «Росэнергоатом» Б.В.Антоновым 20 сентября 2001 г

Утверждены Главным Государственным санитарным врачом по объектам и территориям, обслуживаемым Федеральным управлением «Медбиоэкстрем» М.Б.Муриным 20 сентября 2001 г.

2.6.1. Ионизирующее излучение» радиационная безопасность

РАСЧЕТ И ОБОСНОВАНИЕ РАЗМЕРОВ САНИТАРНО-ЗАЩИТНЫХ ЗОН И ЗОН НАБЛЮДЕНИЯ ВОКРУГ АЭС

Методические указания МУ 2.6.1.042-01 Дата введения - с момента утверждения

Издание официальное

© Министерство Российской Федерации по атомной энергии

© Федеральное управление медико-биологических и экстремальных проблем при Министерстве здравоохранения Российской Федерации (Федеральное управление "Медбиоэкстрем**).

Настоящие методические указания по методам контроля не могут быть полностью или частично воспроизведены и тиражированы без разрешения Минатома России и Федерального управления "Медбиоэкстрем**.

1. Область применения

1.1.    Методические указания «Расчет и обоснование размеров санитарно-защитных зон и зон наблюдения вокруг АЭС» (далее Методические указания) регламентируют критерии, расчет и обоснование, а также порядок установления Санитарно-защитных зон (СЗЗ) и Зон наблюдения (ЗН) вокруг АЭС. Определяют порядок оформления санитарно-эпидемиологических заключений по предпроектным и проектным материалам.

1.2.    Настоящими Методическими указаниями следует руководствоваться при проведении работ по установлению вокруг АЭС СЗЗ и ЗН и при их эксплуатации.

1.3.    Объектами применения Методических указаний являются организации, осуществляющие проектирование, строительство и эксплуатацию АЭС.

1.4.    Настоящими Методическими указаниями должны руководствоваться в своей работе органы государственного надзора за радиационной безопасностью, ведомственные, объектовые и территориальные службы, осуществляющие контроль за безопасностью.

1.5.    В Методических указаниях не рассматриваются вопросы организации СЗЗ при защите населения и окружающей среды от иных видов неблагоприятного воздействия АЭС (шум, вибрация, ультразвук, электромагнитные волны, химические вещества, неионизирующее излучение и др.).

В случае превалирования неблагоприятного воздействия нерадиационных факторов на население и окружающую среду, СЗЗ обосновываются в соответствии с СанПин 2.2.1/2.1.1.984-00.

2. Нормативные ссылки

2.1.    Федеральный закон «Об охране окружающей среды» № 7-ФЗ от 10.01.2002.

2.2.    Федеральный закон «Об использовании атомной энергии» N6170-ФЗ от 21.11.95.

2.3.    Федеральный закон «О радиационной безопасности населения» № З-ФЗ от 09.01.96.

2.4.    Федеральный закон «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения»

<$>

№52-ФЗ от 30.03.99.

2.5.    Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). СП 2.6.1.758-99, М.: Минздрав России, 1999.

2.6.    Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99). СП 2.6.1.799-99, М.: Минздрав России, 2000.

2.7.    Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-99). СП 2.6.1.27-2. М.: Минздрав России, 2000.

2.8.    Санитарно-защитные зоны и зоны наблюдения радиационных объектов. Условия эксплуатации и обоснование границ. ГН 2.6.1.41-01.М.: Минздрав России, 2001.

2.9.    Общие требования к построению, изложению и оформлению санитарно-гигиенических и эпидемиологических нормативных документов. Р 1.1.004-94. М.: Госкомсанэпид-надзор, 1994.

2.10.    Порядок заполнения и введения радиационно-гигиенических паспортов организаций и территорий. МУ-177-112 от 30.12.97. М.: Минздрав России, 1997.

2.11.    СанПиН 2.1.1.564-96. «Планировка и застройка городских и сельских поселений»

2.12.    Водный кодекс Российской Федерации от 18.10.95.

2.13.    Земельный кодекс РСФСР от 25.04.91.

2.14.    Лесной кодекс Российской Федерации от 22.01.97.

2.15.    Санитарно-защитные зоны и санитарная классификация предприятий, сооружений и иных объектов. СанПиН 2.2.1/2.1.1.984-200Of, М.: Минздрав России, 2000.

2.16.    Руководство по проектированию санитарно-защитных зон предприятий. М.: Строй-издат, 1984.

2.17.    Положение о Федеральном управлении медико-биологических и экстремальных проблем при Министерстве здравоохранения Российской Федерации от 20.04.95 № 384 и изменения к нему (утв. постановлением Правительства Российской Федерации 11.12.97 № 1551).

2.18.    Приказ Министерства здравоохранения Российской Федерации «Об утверждении Положения о порядке осуществления государственного санитарно-эпидемиологического надзора на объектах и территориях, обслуживаемых Федеральным управлением «Медбио-экстрем» № 76 от 19.03.01.

2.19.    International Basic Safety Standards for Protection Against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources Safety Standards Series № 115. Vienna: IAEA, 1996. (Русское издание: Международные основные нормы безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасного обращения с источниками излучения. Серия изданий по безопасности, № 115. Вена: МАГАТЭ. 1997).

2.20.    Сборник правил и норм по радиационной безопасности в атомной энергетике, т.З. М.: М3 СССР, 1989.

2.21.    Методы расчета распространения радиоактивных веществ с АЭС и облучения окружающего населения. НТД 38.220.56-84. Часть 1. Приложения. МХО Интератомэнерго, М.: Энергоатомиздат, 1984.

2.22.    Методы расчета распространения радиоактивных веществ в окружающей среде и доз облучения населения. МХО Интератомэнерго, М., 1992.

2.23.    External Exposure to Radionuclides in Air, Water, and Soil. Federal Guidance Report № 12. Washington, DC, U.S. Environmental Protection Agency, 1993.

3. Термины и определения

Группа критическая - группа лиц из населения (не менее 10 человек), однородная по одному или нескольким признакам - полу, возрасту, социальным или профессиональным условиям, месту проживания, рациону питания, которая подвергается наибольшему радиационному воздействию по данному пути облучения от АЭС.

Доза эффективная - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности.

Доза эффективная годовая - сумма эффективной дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

Зона наблюдения (ЗН) - территория за пределами санитарно-защитной зоны, на которой проводится радиационный контроль.

Квота - часть предела дозы, установленная для ограничения облучения населения от газоаэрозольных выбросов и жидких сбросов АЭС.

Население - все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения.

Нормальная эксплуатация - эксплуатация АЭС в определенных проектом эксплуатационных пределах и условиях.

Промышленная площадка (лромллощадка) - территория, на которой располагаются основные объекты АЭС.

Радиационная авария - потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или к радиоактивному загрязнению окружающей среды.

Радиационный контроль - получение информации о радиационной обстановке на АЭС, в окружающей среде и об уровнях облучения людей.

Санитарно-защитная зона (СЗЗ) - территория вокруг АЭС, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации атомной электростанции может превысить установленный предел дозы облучения населения.

Эффективная высота выброса - величина, равная сумме геометрической высоты выброса радионуклидов в атмосферу и его дополнительному подъему вследствие инерции движения и плавучести.

4. Общие положения

4.1.    В целях обеспечения безопасности населения, проживающего в районе размещения АЭС и осуществления эффективного контроля радиационной обстановки, в соответствии с федеральными Законами «Об использовании атомной энергии» и «О радиационной безопасности населения» вокруг АЭС устанавливаются особые территории: СЗЗ и ЗН. По своему функциональному назначению СЗЗ является дополнительным фактором, повышающим уровень обеспечения безопасности населения, проживающего вблизи АЭС.

4.2.    Проектирование СЗЗ и ЗН для вновь строящихся АЭС должно осуществляться на стадии их проектирования в соответствии с требованиями НРБ-99, ОСПОРБ-99, СП АС-99, СанПин 2.2.1/2.1.1.984-2000, ГН 2.6.1.41 -01 и настоящих Методических указаний. Размеры СЗЗ и ЗН устанавливаются проектом АЭС.

4.3.    На территории СЗЗ уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации радиационного объекта может превысить установленный предел годовой дозы облучения населения.

Критерием для определения размеров СЗЗ является непревышение за ее внешней границей квоты предела годовой дозы облучения населения, выделенной для АЭС в СП АС-99.

4.4.    Размеры и границы СЗЗ и ЗН для вновь проектируемых АЭС устанавливаются на стадии проектирования, исходя из типа реакторной установки, проектных значений поступления радиоактивных веществ в окружающую среду, закономерностей распространения газоаэрозольных выбросов в атмосфере и миграции радионуклидов в объектах окружающей среды, условий жизнедеятельности населения.

4.5.    Размеры и границы СЗЗ и ЗН для действующих АЭС пересматриваются исходя из типа реакторной установки, фактических поступлений радиоактивных веществ в окружающую среду, закономерностей распространения газоаэрозольных выбросов в атмосфере и миграции радионуклидов в объектах окружающей среды, условий жизнедеятельности на-

о

селения, а также из реально сложившейся радиационной обстановки вокруг АЭС и перспективного развития производства.

4.6.    При размещении на отдельной площадке нескольких энергоблоков размер санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения вокруг АЭС устанавливается с учетом их суммарного воздействия.

4.7.    На территории СЗЗ и ЗН должен осуществляться радиационный контроль как службами радиационного контроля АЭС. так и Центрами госсанэпиднадзора Федерального управления «Медбиоэкстрем».

5. Обоснование методики определения границ санитарно-защитной зоны

5.1.    В основе методики определения границы СЗЗ вокруг АЭС лежит требование ограничения облучения населения, проживающего за ее пределами, значением квоты предела годовой дозы, установленной для АЭС в СП АС-99.

5.2.    Средняя индивидуальная эффективная доза облучения населения ограничивается посредством квотирования всех радиационных факторов, от которых облучение критической группы населения за пределами СЗЗ АЭС при ее нормальной эксплуатации может превысить минимально значимую величину -10 мкЗв/год.

5.3.    Размер СЗЗ ограничен изодозной кривой, за пределами которой выполняется требование п.7.1.

5.4.    Облучение населения за счет жидких сбросов радионуклидов с АЭС в поверхностные воды должно быть в обязательном порядке ограничено квотой предела годовой дозы, установленной для этого пути облучения на любом расстоянии от источника сброса, равной 50 мкЗв в год.

5.5.    Годовая индивидуальная эффективная доза облучения критической группы населения за пределами СЗЗ от радиоактивных газоаэрозольных выбросов в атмосферу не должна превышать квоты предела годовой дозы, установленной для этого радиационного фактора, равной для действующих АЭС - 200 мкЗв в год, а для проектируемых и строящихся АЭС - 50 мкЗв 8 год.

5.6.    В результате поступления радионуклидов в атмосферу формирование индивидуальной дозы облучения в районе АЭС происходит по прямому и непрямому путям воздействия.

К прямым путям облучения относятся: внешнее облучение от фотонов, испускаемых содержащимися в атмосфере радионуклидами, внешнее облучение от радионуклидов, отложившихся на почве и внутреннее облучение, обусловленное радионуклидами, поступившими в организм с вдыхаемым воздухом (ингаляционный путь).

К непрямому пути воздействия относится внутреннее облучение от радионуклидов, попавших в организм вследствие их миграции по пищевым и биологическим цепочкам (пероральный путь).

5.7.    Доминирующий вклад в дозу на население по прямому пути воздействия вносит радиоактивный газоаэрозольный выброс АЭС в атмосферу. Доза облучения населения по непрямому пути воздействия формируется, в основном, за счет потребления местных растительных и мясомолочных продуктов питания.

5.8.    Расчет суммарной годовой индивидуальной эффективной дозы облучения в районе размещения АЭС проводится по формуле:

Е=тах£Е;, (5.1)

¹ S

где E^ls - годовая индивидуальная эффективная доза облучения по пути воздействия s для

лиц из возрастной группы /.

5.9.    Расчет индивидуальной дозы облучения от радиоактивного облака Е_ч на расстоянии х сектора направления ветра / проводится по формуле:

EJx)=Y,K-Qr-G;(xh R_a„ (5.2)

Г

где к_с - коэффициент, учитывающий эффекты экранирования у-излучения от радиоактивного облака зданиями и неполного пребывания на открытой местности, равный для городского и сельского населения 0,4 и 0,8, соответственно; Q_r- проектное значение годового выброса радионуклида г в атмосферу для проектируемой и строящейся АЭС или максимальный годовой выброс радионуклида г в атмосферу за последние пять лет для действующей АЭС, Бк/год; Gf(x) - долговременный метеорологический фактор разбавления для радионуклида г на расстоянии х, с/м³ (см.Приложение 1); R_A г- коэффициент дозового преобразования при облучении от облака для радионуклида г, Звм³/(Бкс) (см.Приложение 2).

5.10. Расчет индивидуальной дозы облучения от выпадений радиоаэрозолей выброса АЭС на подстилающую поверхность E_g на расстоянии х сектора направления / проводится по формуле:

Е_(/1(х)=к, ■к_г-k_g■Qfojxl+Kjx))^, (5.3)

где k_t - коэффициент, учитывающий рельеф местности, равный 0,7; к₂ - коэффициент, характеризующий среднегодовое влияние снежного покрова на дозу внешнего облучения; k_g-коэффициент, учитывающий эффекты экранирования у-излучения от радиоактивных выпадений на почву зданиями и неполного пребывания на открытой местности, равный для городского и сельского населения 0,4 и 0,64, соответственно; к_г - коэффициент, учитывающий накопление активности нуклида г на местности; Fj/x) и Fj/x) - долговременный

фактор турбулентного осаждения и вымывания осадками радионуклида г на почву, соответственно, м'² (см.Приложение 1); R_Sr-коэффициент дозового преобразования при облучении от загрязнения почвы радионуклидом г, Звм²/(Бк*с) (см.Приложение 2).

Коэффициент к₂ принимается равным для малоснежной зимы 0,9; среднеснежной - 0,85; многоснежной - 0,8.

Коэффициент к_г определяется выражением:

где к_г - постоянная радиоактивного распада нуклида г, с*¹; к_ь - постоянная спада мощности дозы у-излучения на загрязненной местности за счет экранирования верхними слоями почвы, диффузии в глубь и выведения нуклида из нее всеми процессами, кроме радиоактивного распада, равная 1,27-10'⁹ с'¹; Г - время эксплуатации АЭС по проекту, с.

5.11. Расчет дозы облучения для лица из /-ой возрастной группы по ингаляционному

пути E*_tj на расстоянии х сектора направления ветра / проводится по формуле:

^Е\,(х) = ш-и, • < -G\(X),    (5.5)

где U, - скорость дыхания для лиц из возрастной группы /, м³/с; R¹,, - коэффициент дозового преобразования при ингаляции радионуклида г в организм лица из /-ой возрастной группы, Зв/Бк. Рекомендации по выбору значений величин U, и приведены в Приложении 2.

5.12. Расчет дозы облучения для лица из возрастной группы / за счет потребления радиоактивно загрязненных местных продуктов литания (пероральный путь) £/,, на расстоянии х сектора направления ветра / проводится по формуле:

г m

где Rp _r - коэффициент доэового преобразования при заглатывании радионуклида г в организм лица из возрастной группы /, Зв/Бк; K^rstJn и K^r$2jtt - нормированные на продуктивность сельскохозяйственных угодий коэффициенты накопления радионуклида г «выпадение из атмосферы - содержание в продуктах питания» для стеблевого и корневого путей загрязнения при непрерывных выпадениях, соответственно, м²/кг(л);    -    доля    активности

радионуклида г, оставшаяся в продукте питания т после переработки и кулинарной обработки; /_т/- годовое потребление продукта питания т лицом из возрастной группы /, кг. Значения величин 1_тл определяются в результате изучения структуры питания населения района размещения АЭС. Рекомендации по выбору значений величин , K^rSUn и K^rS2jtt приведены в Приложении 2.

5.13.    Расчет индивидуальной дозы облучения по возможным путям воздействия в функции расстояния от АЭС проводится с учетом реального и планируемого размещения населенных пунктов, сельскохозяйственных угодий, личных подсобных хозяйств и т.д.

5.14.    Максимальная годовая индивидуальная эффективная доза облучения на расстоянии х от АЭС сектора направления ветра / определяется следующим образом:

Е/х)=тах£Е[_г (5.7)

' \

5.15.    Расчет максимальной годовой индивидуальной эффективной дозы облучения от нескольких источников радиоактивного выброса АЭС осуществляется методом суперпозиции.

в. Определение размеров санитарно-защитной зоны вокруг АЭС

6.1.    Оценка размеров СЗЗ для проектируемой и строящейся АЭС должна осуществляться исходя из проектируемых условий нормальной эксплуатации производства, а для действующей АЭС - из фактических условий ее нормальной эксплуатации.

6.2.    За пределами санитарно-защитной зоны АЭС годовая индивидуальная эффективная доза критической группы населения £ не должна превышать установленной для выбросов АЭС квоты предела годовой дозы £* Для действующей АЭС £<>■ = 200 мкЗв/год, а для проектируемой и строящейся АЭС - £* = 50 мкЗв/год.

6.3.    Расчет радиус-вектора санитарно-защитной зоны R_m = {/?/.^,    проводит

ся исходя из следующих критериальных соотношений:

Е/_Х = Я/.₃₃) = Е_Ь,    /=1,...,п    (6.1)

где х - расстояние от АЭС сектора направления ветра / при условии, что Е/х) при х > R(.._ss является монотонно убывающей функцией аргумента; R(._s3 - радиус СЗЗ сектора направления ветра /; п - число секторов направлений ветра. Методика расчета величин Е/х) приведена в разделе 5 данного документа.

6.4.    Радиус-вектор СЗЗ АЭС R_a3 следует отсчитывать от источника выброса радиоактивных веществ, а при наличии нескольких источников выброса - от их геометрического центра.

6.5.    Если в режиме нормальной эксплуатации АЭС за пределами ее промплощадки £ > Е& то внешняя граница СЗЗ совпадает с изодозной кривой £ - Е&

6.6.    Если в режиме нормальной эксплуатации АЭС за пределами ее промплощадки £ £Е_д, то в качестве границы СЗЗ может приниматься граница промплощадки.

6.7.    Результаты расчетов размеров СЗЗ вокруг АЭС представляют в табличном (табл.6.1) и графическом видах.

МУ 2.6.1.042-2001

Таблица 6.1. Результаты расчетов радиус-вектора санитарно-защитной зоны вокруг АЭС

Сектор направления ветра Радиус, м Сектор направления ветра Радиус, м С Ю сев ЮЮЗ СВ ЮЗ ВСВ ЗЮЗ В 3 ВЮВ зсз ЮВ сз ЮЮВ ссз

7. Определение размеров зоны наблюдения вокруг АЭС

7.1.    Размер ЗН рассчитывается исходя из требования информативности радиационного контроля на этой территории при нормальной эксплуатации АЭС и возможных радиационных авариях.

7.2.    Размер ЗН, обеспечивающий информативность радиационного контроля при возможных радиационных авариях, является избыточным в условиях нормальной эксплуатации АЭС.

7.3.    В случае аварии на АЭС любые величины, характеризующие радиоактивное загрязнение окружающей среды (плотность радиоактивных выпадений, мощность дозы у-излуче-ния на местности, доза облучения населения по возможным путям воздействия и т.д.), вблизи и за точкой их максимума с точностью до соответствующих констант совпадают с полем кратковременного метеорологического фактора разбавления радионуклидов в приземном слое атмосферы, т.е. являются подобными.

7.4.    Для расчета кратковременного метеорологического фактора разбавления х в прогнозных задачах рекомендуется использовать Гауссову модель рассеяния примеси в атмосфере с формулами Смита-Хоскера для параметров диффузии <r_v и а. как функций расстояния от источника выброса и категорий устойчивости атмосферы по классификации Пас-квилла (см. Приложение 3).

7.5.    Максимальное значение кратковременного фактора метеорологического разбавления при категории устойчивости атмосферы / достигается в направлении ветра на расстоянии \_т, (критическая точка) от АЭС, при котором выполняются следующие условия:

7.6.    За критической точкой х&О является монотонно убывающей функцией х. При этом модули его пространственных градиентов |3х,/йх| и |д)С в области D_t слева от точки

максимума значительно выше, чем в области D₂ справа от нее, т.е. экспериментальные данные о поведении исследуемой функции в области D_t существенно более информативны, чем вне ее (рис.7.1).

7.7.    Радиационный контроль в области £>? в случае радиационной аварии малоинформативен и неоправдан с учетом затрат на оснащение постов наблюдения.

7.8.    Если пренебречь погрешностями определения (или измерения) величин, характеризующих радиоактивное загрязнение окружающей среды {6 = 0), по значениям которых обосновываются решения по защите населения, то для определения радиуса зоны наблюдения Rjft можно использовать следующее соотношение:

RjH = *• = ^{mCtX m}?^xx,J h) = ^Xf( ^hmaJ-    (7-2)

i h

где нижний индекс F соответствует умеренно устойчивой атмосфере (по классификации Пасквилла); /w - наибольшая эффективная высота аварийного выброса (определяется в обосновывающих материалах при подготовке проекта ЗН, раздел 9).

7.9. Если относительная погрешность определения (или измерения) величин, характеризующих радиоактивное загрязнение окружающей среды 5 # 0, то расчет радиуса зоны наблюдения вокруг АЭС следует проводить по формуле:

где %f(x>) - максимум кратковременного метеорологического фактора разбавления х при наихудших погодных условиях (категория F) и наибольшей эффективной высоте аварийного выброса h_max. В практических расчетах рекомендуется принять 8 - 0,2.

7.10.    Установление радиуса зоны наблюдения вокруг АЭС выше расчетного значеня по формуле (7.3) не оправдано с точки зрения информативности данных радиационного контроля (с учетом реальных погрешностей измерения физических параметров в окружающей среде) и ведет к неэффективным социально-экономическим затратам.

7.11.    Радиус ЗН вокруг АЭС следует считать от источника выброса радиоактивных веществ, а при наличии нескольких источников выброса - от их геометрического центра.