РУКОВОДСТВА ПО БЕЗОПАСНОСТИ
в области использования атоллной энергии
РЕКОМЕНДУЕМЫЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА ПАРАМЕТРОВ, НЕОБХОДИМЫХ ДЛЯ РАЗРАБОТКИ И УСТАНОВЛЕНИЯ НОРМАТИВОВ ПРЕДЕЛЬНО ДОПУСТИМЫХ ВЫБРОСОВ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ В АТМОСФЕРНЫЙ ВОЗДУХ
РБ-106-15
ФБУ «НТЦ ЯРБ»
ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ
УТВЕРЖДЕНО приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 11 ноября 2015 г. № 458
РУКОВОДСТВО ПО БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ «РЕКОМЕНДУЕМЫЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА ПАРАМЕТРОВ, НЕОБХОДИМЫХ ДЛЯ РАЗРАБОТКИ И УСТАНОВЛЕНИЯ НОРМАТИВОВ ПРЕДЕЛЬНО ДОПУСТИМЫХ ВЫБРОСОВ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ В АТМОСФЕРНЫЙ ВОЗДУХ»
(РБ-106-15)
Введено в действие с 11 ноября 2015 г.
Москва 2015
1
Рекомендуемые значения Fvл Fvlr. FZ*m,.r, *Lco.r приведены в таблице № 3 приложения № 2 к настоящему Руководству по безопасности.
19. Рекомендуется учитывать в расчетах годовые потребления пищевых продуктов лицами из различных возрастных групп по формуле:
/ -i.,
'г./ - Е V.K-6- (17)
где: g- возрастная группа в соответствии с НРБ-99/2009 (данная переменная принимает следующие значения: 2 - дети в возрасте 1 - 2 лег, 3 - дети в возрасте 2-7 лет; 4 - дети в возрасте 7-12 лет; 5 - дети в возрасте 12-17 лег, 6 - взрослые (старше 17 лет);
Eg - суточные энергетические затраты для возрастной группы g, кхал/сут;
Eg-л - суточные энергетические затраты для возрастной группы «взрослые», ккал/сут;
jf/g-б- годовое потребление продукта /лицом из возрастной группы «взрослые», кг/год.
В случае отсутствия фактических данных рекомендуется годовые потребления продуктов лицом из возрастной группы «взрослые» принимать согласно таблице № 4 приложения Ns 1 к настоящему Руководству по безопасности, суточные энергетические затраты для возрастных групп -согласно таблице № 5 приложения № 1 к настоящему Руководству по безопасности.
20. Внутри санитарно-защитной зоны (далее - СЗЗ) рекомендуется принимать равной нулю в случае, если на использование земель СЗЗ
для сельскохозяйственных целей нет разрешения органов государственного санитарно-эпидемиологического надзора и положительного санитарно-эпидемиологического заключения на производимую продукцию в соответствии с пунктом 5.4 СП 2.6.1.2216-07 «2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Санитарно-защитные зоны и зоны наблюдения радиационных объектов. Условия эксплуатации и обоснование границ (СП СЗЗ И ЗН-07)», утвержденных постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 29 мая 2007 г. № 30 (зарегистрировано Министерством юстиции Российской Федерации 27 июня 2007 г., регистрационный Ns 9727), а также, если пищевые продукты и корма для скота в СЗЗ не производятся и если выпас скота на территории СЗЗ не осуществляется.
21. Функцию перехода, связывающую активность выброса 3Н из /-го источника с годовой эффективной дозой облучения населения за счет поступления трития ингаляционно, перорально и через кожные покровы, рекомендуется рассчитывать по формуле:
10
1 <#(*)
3.15-107 H
где: 8>н- дозовый коэффициент для трития, Зв л/(Бк год), который рекомендуется принять в случае отсутствия экспериментальных данных равным 2,6-1 O'8 (Зв л)/(Бк год);
// - абсолютная влажность воздуха, л/м3;
СЯН (х) - среднегодовой метеорологический фактор разбавления для трития, с/м3.
22. Функцию перехода, связывающую активность выброса ,4С из /-го источника с годовой эффективной дозой облучения населения за счет воздействия углерода, поступающего в организм человека пероральным путем, рекомендуется определять следующим образом:
14/»
1
(19)
где: £i«c - дозовый коэффициент для углерода, (Зв г)/(Бк год), который рекомендуется в случае отсутствия экспериментальных данных принять равным 5,6 10‘5 (Зв г)/(Бк год);
У - параметр, который рекомендуется принять равным 1,8-10*' г/м3;
G„ (х) - среднегодовой метеорологический фактор разбавления для углерода, с/м3.
23. При расчете функции перехода для 3Н и ,4С за счет выбросов из точечного источника фактор истощения струи за счет радиоактивного распада, сухого осаждения и вымывания атмосферными осадками в формулах (1) и (2) приложения № 1 к настоящему Руководству по безопасности рекомендуется принять равным 1.
111. Рекомендации по определению подлежащего нормированию радионуклидного состава выбросов в целях разработки нормативов предельно допустимых выбросов
24. Для определения радионуклидов, содержащихся в выбросах и подлежащих нормированию в соответствии с пунктом 7 Порядка установления источников выбросов вредных (загрязняющих) веществ в атмосферный воздух, подлежащих государственному учету и нормированию, утвержденного приказом Министерства природных ресурсов и экологии Российской Федерации от 31 декабря 2010 г. № 579 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 9 февраля 2011 г., регистрационный № 19753), рекомендуется учитывать пункты настоящего раздела.
И
25. Определение перечня радионуклидов, подлежащих нормированию, рекомендуется выполнять в несколько этапов:
1) для каждого радионуклида, входящего в состав выброса из данного источника, определить значение отношения максимальной годовой эффективной дозы облучения населения, обусловленной этим радионуклидом, к годовой эффективной дозе, обусловленной всеми радионуклидами, выбрасываемыми из этого источника;
2) . произвести суммирование отношений доз в порядке убывания их значений до достижения суммой значения, большего или равного 0,99;
3) определить перечень радионуклидов, подлежащих нормированию по количеству отношений, вошедший в перечень тех, сумма которых больше или равна 0,99.
26. Для определения перечня радионуклидов, подлежащих нормированию, без выполнения сложных расчетов, рекомендуется:
1) для каждого радионуклида г, входящего в состав выброса из источника /, рассчитать отношение:
(20)
где: 5, - либо +Н~ +Н~ +Н~т, если радионуклид г отличен от 3Н и ,4С, либо или я/", если радионуклид г является 3Н или |4С, Зв/год;
- годовая эффективная доза внешнего облучения от облака, обусловленная данным радионуклидом, рассчитанная с учетом разбавления в трубе, Зв/год;
— годовая эффективная доза внешнего облучения за счет радиоактивного загрязнения поверхности земли, обусловленная данным радионуклидом, рассчитанная с учетом разбавления в трубе, Зв/год;
НГ, - годовая эффективная доза внутреннего облучения от вдыхания радионуклидов, обусловленная данным радионуклидом, рассчитанная с учетом разбавления в трубе, Зв/год;
HrJ - годовая эффективная доза внутреннего облучения за счет потребления пищевых продуктов, обусловленная данным радионуклидом, рассчитанная с учетом разбавления в трубе, Зв/год;
И,н - годовая эффективная доза облучения, обусловленная воздействием трития, Зв/год;
мг
Я, - годовая эффективная доза облучения, обусловленная
воздействием углерода, Зв/год;
2) произвести суммирование отношений доз в порядке убывания их значений до достижения суммой значения, большего или равного 0,99; 1
3) определить перечень радионуклидов, подлежащих нормированию по количеству отношений, вошедший в перечень тех, сумма которых больше или равна 0,99.
27. Годовую эффективную дозу внешнего облучения от облака для всех радионуклидов, кроме 3Н и иС, рекомендуется рассчитывать по формуле:
Я^=3,15107-^Л;.„ (21)
где: Кбл - коэффициент дозового преобразования при внешнем облучении человека от облака для радионуклида г, (Зв-м3)/(с-Бк);
!Qrj - среднегодовая мощность выброса, Бк/с;
Щ - расход выбрасываемой в атмосферу газовоздушной смеси, м2/с; 3,15 -107 - число секунд в году.
28. Годовую эффективную дозу внешнего облучения за счет радиоактивного загрязнения поверхности земли для всех радионуклидов, кроме JH и |4С, рекомендуется рассчитывать по формуле:
. (22)
где: Vj - скорость сухого осаждения радионуклида г на подстилающую поверхность (определяется согласно рекомендациям приложения № 3 к настоящему Руководству по безопасности), м/с;
^.-коэффициент дозового преобразования при внешнем облучении человека от радиоактивно загрязненной поверхности без учета глубинного распределения для радионуклида г, (Зв м2)/(с Бк);
V - постоянная радиоактивного распада радионуклида г, с"1;
а, - среднегодовая мощность выброса, Бк/с;
Wt - расход выбрасываемой в атмосферу газовоздушной смеси, м3/с;
3,15 -107 - число секунд в году.
29. Годовую эффективную дозу внутреннего облучения за счет вдыхания радионуклидов, кроме 3Н и 14С, рекомендуется рассчитывать по формуле:
/С=3.15107-^-С-и'ш. {23)
где: UrM - интенсивность вдыхания для лиц возрастной группы, которая в соответствии с НРБ-99/2009 является критической по поступлению радионуклида г за счет ингаляции, м3/с;
*тг - коэффициент дозового преобразования при ингаляции радионуклида г в соответствии с таблицей приложения 2 к НРБ-99/2009, Зв/Бк;
QrJ - среднегодовая мощность выброса, Бк/с;
W, - расход выбрасываемой в атмосферу газовоздушной смеси, м3/с;
3,15* 107- число секунд в году.
30. Годовую эффективную дозу внутреннего облучения за счет потребления пищевых продуктов, содержащих радионуклиды, за исключением 3Н и |4С, рекомендуется рассчитывать по формуле:
и77 - 3.15101 у,J у; —{«;■' ♦ К'/). (24)
где: Vj - скорость сухого осаждения радионуклида г на подстилающую поверхность (определяется согласно рекомендациям приложения № 3 к настоящему Руководству по безопасности), м/с;
Qrj - среднегодовая мощность выброса, Бк/с;
Wi - расход выбрасываемой в атмосферу газовоздушной смеси, м3/с;
Irj - годовое потребление продукта / лицом из возрастной группы, которая является критической по пероральному поступлению радионуклида г с пищевыми продуктами, кг/год;
г
епищ - коэффициент дозового преобразования при пероральном поступлении радионуклида г в соответствии с таблицей приложения 2 к НРБ-99/2009, Зв/Бк;
К? - коэффициент перехода «выпадение из атмосферы -поступление в продукт» радионуклида г в продукт питания/по воздушному пути, м2 год/кг;
- коэффициент перехода «выпадение из атмосферы -поступление в продукт» радионуклида г в продукт питания/по корневому пути, м2год/кг.
rj*H Q'H.i |
|
' 3,15-107 -IV, ■ Н S'H' |
(25) |
н“с Q"c-‘ е
' 3,15107-Ж,-у g"c' |
(26) |
|
где: Wt - расход выбрасываемой в атмосферу газовоздушной смеси, м3/с;
14 |
31. Годовые эффективные дозы (Зв/год) за счет воздействия радионуклидов трития и углерода рекомендуется рассчитывать по формулам:
Q'h. i ” годовой выброс 3H из /-го источника, Бк/год;
Q»c.t “ годовой выброс ,4С из /-го источника, Бк/год;
И- абсолютная влажность воздуха, л/м3;
У - параметр, который рекомендуется принять равным 1,8-10'1 г/м3;
8>н- дозовый коэффициент для трития, (Звл)/(Бкгод), который рекомендуется принять в случае отсутствия экспериментальных данных равным 2,6-10'8 (Зв л)/(Бк год);
£мс - дозовый коэффициент для углерода, (Зв г)/(Бк год), который рекомендуется в случае отсутствия экспериментальных данных принять равным 5,6 10 s (Зв г)/(Бк год).
IV. Рекомендации по применению рассчитанных параметров для расчета нормативов предельно допустимых выбросов
32. Так как согласно пункту 7 Методики нормативы ПДВ устанавливаются исходя из непревышения выделенной организации части предела эффективной дозы (или пределов каждой из эквивалентных доз), рекомендуется их рассчитывать с использованием следующего соотношения:
ИДЕТ* (27)
где: ПДВ'*е# - нормативы ПДВ, рассчитанные исходя из непревышения части предела годовой эффективной дозы;
ПДВг',ч.КОжа - нормативы ПДВ, рассчитанные исходя из непревышения части предела годовой эквивалентной дозы в коже;
ПДВ''*tqхрустали* “ нормативы ПДВ, рассчитанные исходя из непревышения части предела годовой эквивалентной дозы в хрусталике глаза;
ПД&'цяиат - нормативы ПДВ, рассчитанные исходя из непревышения части предела годовой эквивалентной дозы в кистях;
ПДВ?*метопы - нормативы ПДВ, рассчитанные исходя из непревышения части предела годовой эквивалентной дозы в стопах.
Нормативы ПДВ?*€д и ПДВг*ег*, где к - индекс органа или ткани, принимающий значения: 1 - для кожи, 2 - для хрусталика глаза, 3 - для кистей, 4 - для стоп, рекомендуется рассчитывать по формулам (28) и (29):
ПДВГ1 =_-rJ'S
* UrVrj(S'aX,ymaX)’ <28>
С; Л
Руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Рекомендуемые методы расчета параметров, необходимых для разработки и установления нормативов предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух» (РБ-106-15)
Федеральная служба по экологическому,технологическому и атомному надзору, Москва, 2015
Руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Рекомендуемые методы расчета параметров, необходимых для разработки и установления нормативов предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух» (РБ-106-15) (далее -Руководство) разработано в соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. № 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии» в целях содействия соблюдению требований правил и норм ядерной и радиационной безопасности ПНАЭ Г-01-011-97 «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97», утвержденных постановлением Госатомнадзора России от 14 ноября 1997 г. № 9, федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла»
(НП-016-05), утвержденных постановлением Ростехнадзора от 2 декабря 2005 г.№ 11, федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» (НП-033-11), утвержденных приказом Ростехнадзора от 30 июня 2011 г. № 348 и федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Безопасность при обращении с радиоактивными отходами. Общие положения» (НП-058-14), утвержденных приказом Ростехнадзора от 5 августа 2014 г. К? 347.
Настоящее Руководство по безопасности содержит рекомендуемые Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору методы расчета параметров, необходимых для разработки и установления нормативов предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух.
Настоящее Руководство по безопасности распространяется на объекты использования атомной энергии, осуществляющие выбросы радиоактивных веществ в атмосферный воздух.
Выпускается впервые1 3 4
1. Общие положения
1. Руководство по безопасности при использовании атомной энергии
«Рекомендуемые методы расчета параметров, необходимых для разработки и установления нормативов предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух» (РБ-106-15) (далее -Руководство по безопасности) разработано в соответствии со статьей 6 Федерального закона
от 21 ноября 1995 г. № 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии» в целях содействия соблюдению требований правил и норм ядерной и радиационной безопасности ПНАЭ Г-01-011 -97 «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97», утвержденных постановлением Госатомнадзора России от 14 ноября 1997 г. N° 9, федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла»
(НП-016-05), утвержденных постановлением Ростехнадзора от 2 декабря 2005 г. N° 11 (зарегистрировано Министерством юстиции Российской Федерации 1 февраля 2006 г., регистрационный № 7433), федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» (НП-033-11), утвержденных приказом Ростехнадзора от 30 июня 2011 г. Nfi 348 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 29 августа 2011 г., регистрационный № 21700) и федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Безопасность при обращении с радиоактивными отходами. Общие положения» (НП-058-14), утвержденных приказом Ростехнадзора от 5 августа 2014 г. № 347 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 14 ноября 2014 г., регистрационный N° 34701).
2. Настоящее Руководство по безопасности содержит рекомендуемые Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору методы расчета параметров, необходимых для разработки и установления нормативов предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух.
3. Настоящее Руководство по безопасности распространяется на объекты использования атомной энергии, осуществляющие выбросы радиоактивных веществ в атмосферный воздух.
4. Настоящее Руководство по безопасности предназначено для применения организациями, осуществляющими разработку нормативов предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух, а также специалистами Ростехнадзора, осуществляющими оценку и утверждение нормативов предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух.
5. Требования федеральных норм и правил в области использования атомной энергии могут быть выполнены с использованием иных способов,
3
чем те, которые содержатся в настоящем Руководстве по безопасности, при обоснованности выбранных способов.
II. Рекомендуемые методы расчета радиоэкологических и метеорологических параметров, необходимых для разработки и
установления нормативов предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух
6. Параметры, необходимые для разработки и установления нормативов предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух, рекомендуется рассчитывать в соответствии с соотношениями, изложенными в настоящем Руководстве по безопасности.
7. Для выполнения требований раздела III Методики разработки и установления нормативов предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух, утвержденной приказом Ростехнадзора от 7 ноября 2012 г. № 639 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 18 января 2013 г., регистрационный № 26595) (далее - Методика), согласно которым для расчета нормативов предельно допустимых выбросов (далее -ПДВ) проводится расчет функции перехода, связывающей дозу с выбросом радионуклидов (для ее определения рекомендуется руководствоваться пунктами 8-23 настоящего Руководства по безопасности).
8. Соотношение для расчета функции перехода, связывающей активность годового выброса радионуклида г из /-го источника с годовой эффективной дозой облучения населения, приведенное в пункте 14 Методики, рекомендуется представить в следующем виде:
v rj U ") = (*. "> + *7? С*.«) + < (х, п) + П). (1)
где: (*»л)- функция перехода для расчета годовой дозы внешнего
облучения от облака, Зв/Бк;
- функция перехода для расчета годовой дозы внешнего облучения от радиоактивного загрязнения поверхности земли, Зв/Бк;
ЦН2
'Vг j - функция перехода для расчета годовой дозы внутреннего
облучения от вдыхания радионуклидов (ингаляционный путь), Зв/Бк;
<Г<*. п) -функция перехода для расчета годовой дозы внутреннего облучения от потребления пищевых продуктов, содержащих радионуклиды (пероральный путь), Зв/Бк;
х - расстояние от источника, м;
п - номер румба, определяющего направление распространения выброса.
9. Расчет функции перехода Ч^Ч-х.л) рекомендуется производить по следующему соотношению:
4
= (2) где: Кол - коэффициент дозового преобразования при внешнем облучении человека от облака для радионуклида г, (Звм3)/(с*Бк);
Giji(x) - среднегодовой метеорологический фактор разбавления в приземном слое атмосферы для радионуклида г на расстоянии х от /-го источника в л-ом румбе, с/м3.
Рекомендуемый порядок расчета величины G//t(x) изложен в пунктах 1 и 2 приложения № 1 к настоящему Руководству по безопасности. Рекомендуемые численные значения коэффициентов Кь приведены в таблице № 1 приложения № 2 к настоящему Руководству по безопасности.
10. Расчет функции перехода Ч^"(д:,л) рекомендуется производить по формуле:
, (3)
где: ,(х) - среднегодовой метеорологический фактор сухого осаждения
радионуклида г на подстилающую поверхность на расстоянии х от /-го источника выброса в л-ом румбе, м’2;
Wrj^ix) - среднегодовой метеорологический фактор влажного выведения радионуклида г из облака на подстилающую поверхность на расстоянии х от /-го источника выброса в л-ом румбе, м’2;
Кг*-коэффициент дозового преобразования при внешнем облучении человека от радиоактивно загрязненной поверхности без учета глубинного распределения для радионуклида г, (Зв м5)/(с Бк);
Х,г - постоянная радиоактивного распада радионуклида г, с’1;
\ - постоянная спада мощности дозы у-излучения от загрязненной поверхности земли за счет экранирования верхними слоями почвы, диффузии вглубь и выведения радионуклидов из нее за счет различных процессов, кроме радиоактивного распада, с1 (в случае отсутствия экспериментальных данных рекомендуется принимать равной 1,27-10’9 с*1).
Рекомендуемые численные значения дозовых коэффициентов К* приведены в таблице № 1 (приложение № 2) настоящего Руководства по безопасности. Рекомендуемый порядок расчета величин Frjt(x) и Wrjl(x) описан в пунктах 3 и 4 приложения № 1 к настоящему Руководству по безопасности.
11. Для изотопов 234и, М5и и 238U, присутствующих в выбросе, рекомендуется принимать равными 0 функции перехода 4^ (х*п) и
(х,л). Для всех остальных радионуклидов, присутствующих в выбросе, расчет данных функций перехода рекомендуется производить по формулам (2) и (3) настоящего Руководства по безопасности.
12. Расчет функции перехода рекомендуется производить по формуле:'
ъ-алх). (4)
где: Уш- интенсивность вдыхания для лиц возрастной группы, которая является критической в соответствии с СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности. Санитарные правила и нормативы», утвержденными постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 7 июля 2009 г. № 47 (зарегистрировано Министерством юстиции Российской Федерации 14 августа 2009 г., регистрационный Ха 14534) (далее - НРБ-99/2009), по поступлению радионуклида г за счет ингаляции, м3/с;
- коэффициент дозового преобразования при ингаляции радионуклида г в соответствии с таблицей приложения 2 к НРБ-99/2009, Зв/Бк;
С|Л(х) - среднегодовой метеорологический фактор разбавления в приземном слое атмосферы для радионуклида г на расстоянии х от /-го источника в л-ом румбе, с/м3.
Рекомендуемые значения и\ц для различных возрастных групп населения приведены в таблице № 2 приложения № 2 к настоящему Руководству по безопасности.
13. Для инертных радиоактивных газов расчет функции перехода 4^ рекомендуется выполнять по формуле:
'VZ№r{x,ri).Gu,ix)t'm,№r. (5)
где: ирг - коэффициент дозового преобразования при ингаляции для г-
го радионуклида, относящегося к группе инертных радиоактивных газов,
(Звм3)/(сБк).
Рекомендуемые значения ирг приведены в таблице Ха 6 приложения № 2 к настоящему Руководству по безопасности.
14. Расчет функции перехода 4^ для всех радионуклидов, за исключением 3Н и |4С, рекомендуется проводить по формуле:
6
-Y'j iK'J ('va.w+0-2■ w)+^ {Ы*)+к,л*))\ (6)
где: Irj - годовое потребление продукта / лицом из возрастной группы, которая является критической по пероральному поступлению радионуклида г с пищевыми продуктами (рекомендуется выделить три группы продуктов - «молоко», «мясо», «овощи»), кг/год;
епищ — коэффициент дозового преобразования при пероральном поступлении радионуклида г в соответствии с таблицей приложения 2 к НРБ-99/2009, Зв/Бк;
- коэффициент перехода «выпадение из атмосферы -поступление в продукт» радионуклида г в продукт питания/по воздушному пути, рассчитываемый для овощной, молочной и мясной пищевых цепочек, м2год/кг;
К2 - коэффициент перехода «выпадение из атмосферы -поступление в продукт» радионуклида г в продукт питания/по корневому пути, рассчитываемый для овощной, молочной и мясной пищевых цепочек, м2-го д/кг,
FrjjXx) ~ среднегодовой метеорологический фактор сухого
осаждения радионуклида г на подстилающую поверхность на расстоянии х от /'-го источника выброса в л-ом румбе, м*2;
- среднегодовой метеорологический фактор влажного
выведения радионуклида г из облака на подстилающую поверхность на расстоянии х от /-го источника выброса в л-ом румбе, м*2.
15. Коэффициенты перехода для овощной цепочки рекомендуется рассчитывать по формулам:
ру-г.олоци
Л1
КгоЛОЧиш_^
365
где: а2 - фактор удержания для овощей, потребляемых в пищу человеком, рекомендуется принимать равным 0,3 м2/кг (сырого веса);
/, - период времени (в течение вегетационного периода), в течение которого происходит улавливание радиоактивных выпадений поверхностью растений (в случае отсутствия экспериментальных данных рекомендуется принимать равным 30 сут);
Хг - постоянная распада радионуклида г, сут1;
- постоянная, характеризующая процессы снижения содержания радионуклидов на поверхности растений за счет всех процессов, за 6
исключением радиоактивного распада (в случае отсутствия
экспериментальных данных рекомендуется принимать равной 0,05 сут'1);
Xsr - постоянная, характеризующая процессы снижения содержания радионуклидов в корневом слое почвы за счет всех процессов, за
исключением радиоактивного распада (в случае отсутствия
экспериментальных данных рекомендуется принимать равной 0,00014 сут*1 для изотопов цезия и стронция и равной нулю для остальных
радионуклидов);
Fvr - коэффициент перехода радионуклида г из корневого слоя почвы в съедобную часть растения, кг (сухой почвы)/кг (сырой массы растения);
tt - параметр, равный 1,1*104 суток (30 лет);
р - поверхностная плотность корневого слоя почвы (в случае отсутствия экспериментальных данных рекомендуется принимать равной 260 кг/м2 для почвы, используемой для пастбищ, и 130 кг/м2 для почвы, используемой для выращивания сельскохозяйственных культур);
h - время между сбором урожая и потреблением овощного продукта (в случае отсутствия фактических данных рекомендуется принимать равным 90 сут).
is F,040ЩЫ 1 |
|
(9) |
1 365 |
°2 К+К ' |
1 |
“Х.Л _ 1-е ' 4 F\)r--
Vp ' |
|
2 365 |
(10) |
16. Для изотопов ^U, 235U и 23$U, присутствующих в выбросе, рекомендуется коэффициенты перехода по овощной цепочке рассчитывать по формулам:
Для остальных радионуклидов, присутствующих в выбросе, коэффициенты перехода по овощной цепочке рекомендуется рассчитывать по формулам (7) и (8) настоящего Руководства по безопасности.
^г.люмжо ws\ pm
Л| * Л гор*, г ' г молоко/ ’ *£ молоко *с • |
(П) |
ts г,молоко Г" .(У*
v2 *хксрм.г молоко,г МОЛОКО • |
(12) |
//г.мясо _ wsl р/ pj ^T'i/ Л| корм,г ’ гмясо,г ‘ УСмясо с » |
(13) |
//Г.мясо fs2 р/ pj \'XJ Л2 корм/ ** мясо.г ’ Ымясо ' ^ * |
(14) |
17. Коэффициенты перехода по молочной и мясной цепочкам рекомендуется рассчитывать по формулам:
где: Хг- постоянная распада, сут*1;
QZa»o*o - суточная масса корма, потребляемая молочным скотом (в случае отсутствия фактических данных рекомендуется принимать равной 16 кг (сухого вещества)/сут); 7
QLo - суточная масса корма, потребляемая мясным скотом (в случае отсутствия фактических данных рекомендуется принимать равной 12 кг (сухого вещества)/сут);
^молодо.г - относительная доля активности радионуклида г, которая попадает в литр молока от суточного потребления корма скотом, сут/л;
FLco.t - относительная доля активности радионуклида г, которая попадает в килограмм мяса от суточного потребления корма скотом, сут/кг;
/« - время между надоем молока и его потреблением (в случае отсутствия фактических данных рекомендуется принимать равным 1 сут);
// - время между забоем скота и потреблением мяса (в случае отсутствия фактических данных рекомендуется принимать равным 20 сут);
К'мрцг - коэффициент перехода «выпадение из атмосферы -поступление в корм» радионуклида г по воздушному пути, м2 год/кг;
^1орн.г - коэффициент перехода «выпадение из атмосферы -поступление в корм» радионуклида г по корневому пути, м2 год/кг.
18. Величины Ккормг и KKOp*s рекомендуется рассчитывать по формулам:
= K'L, •/,♦*£*, о-/,). (is)
/,+*£., О-/,). (16)
где: коэффициент рассчитывается аналогично коэффициенту
У г. Овощи
а, со следующими параметрами: th = 0, /«= 30 сут, с использованием параметра а/, равного 3 м2/кг (сухого веса), вместо а?,
коэффициент рассчитывается аналогично коэффициенту
groiouiu ^ следующими параметрами: th - 90 сут, и - 30 сут, с использованием параметра ai, равного 3 м2/кг (сухого веса), вместо аг;
коэффициент рассчитывается аналогично коэффициенту
.овощи ^ следующими параметрами: /а - 0, с использованием FvJr вместо Fv/t
коэффициент К]?рм,г рассчитывается аналогично коэффициенту
Tsr.oevUjk
А2 со следующими параметрами: /а = 90 сут, с использованием Fv/r вместо Fvr\
fp - доля года, в течение которой скот питается подножным кормом (в случае отсутствия фактических данных рекомендуется принимать равной 0,7).
9
1
2
3
' Разработано коллективом авторов в составе: А.В. Курындин, А.А. Строганов, А.С. Шаповалов, Н.Б. Тимофеев (ФБУ «НТЦЯРБ»)
4
5
6
7