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 Fv_л Fvl_r. ^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;

С_Я^Н (^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;

H_rJ - 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;

м_г

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: U^rM - 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;

Q_rJ - 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.

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);

£м_с - 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;

ПДВ^г'^,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 ПДВ^г*_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):

ПДВ^Г1 =_-^rJ'^S

* UrVrj(S'^aX,y^maX)’    <²⁸>

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 впервые^{1 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 F_rjt(x) и W_rjl(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 i^K'^J ('va.w⁺⁰-²■    w)⁺^ {Ы*)+к,л*))\ (6)

где: I_rj - 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,

FrjjX^x) ~ 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

_Кго_ЛОЧи_ш_^

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);

Х_г - 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);

Fv_r - 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).

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.

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 К_кормг и K_KOp*s рекомендуется рассчитывать по формулам:

= ^K'L, •/,♦*£*, о-/,).    (is)

/,+*£., О-/,).    (16)

где: коэффициент    рассчитывается    аналогично    коэффициенту

У г. Овощи

а, со следующими параметрами: t_h = 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 FvJ_r вместо Fv/_t

коэффициент К]?рм,г рассчитывается    аналогично    коэффициенту

Tsr.oevUjk

А₂ со следующими параметрами: /а = 90 сут, с использованием Fv/_r вместо Fv_r\

f_p - 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