РУКОВОДСТВО ПО БЕЗОПАСНОСТИ

при использовании атомной энергии

РЕКОМЕНДУЕМЫЕ МЕТОДЫ ОЦЕНКИ И ПРОГНОЗИРОВАНИЯ РАДИАЦИОННЫХ ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИЙ НА ОБЪЕКТАХ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА

РБ-134-17

ФБУ «НТЦ ЯРБ»

ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ

УТВЕРЖДЕНО приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 16 ноября 2017 г. № 479

РУКОВОДСТВО ПО БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ «РЕКОМЕНДУЕМЫЕ МЕТОДЫ ОЦЕНКИ И ПРОГНОЗИРОВАНИЯ РАДИАЦИОННЫХ ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИЙ НА ОБЪЕКТАХ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА»

(РБ-134-17)

Введено в действие с 16 ноября 2017 г.

Москва 2017

16. Рекомендуется учитывать в расчетах годовые потребления пищевых продуктов лицами из различных возрастных групп по формуле:

£C=f(Ю)

^Lt>

где:

Е? - суточные энергетические затраты для возрастной группы, которая является критической по радионуклиду г в соответствии с таблицей приложения №2 к НРБ-99/2009, рекомендуется принимать согласно таблице № 1 приложения № 4 к настоящему Руководству по безопасности, ккал/сут;

£₆ - суточные энергетические затраты для возрастной группы «взрослые» по НРБ-99/2009 рекомендуется принимать согласно таблице № 1 приложения № 4 к настоящему Руководству по безопасности, ккал/сут;

^птц 6 ” годовое потребление продукта п лицом из возрастной группы «взрослые» по НРБ-99/2009, кг/год.

В случае отсутствия данных, характерных для района размещения ОЯТЦ, рекомендуется годовые потребления продуктов лицом из возрастной группы «взрослые» принимать в соответствии с Рекомендациями по рациональным нормам потребления пищевых продуктов, отвечающих современным требованиям здорового питания, утвержденными приказом Министерства здравоохранения Российской Федерации от 19 августа 2016 г. № 614.

17. Для целей расчета Е_тах>10[х,х_тах) по формуле (2) настоящего Руководства по безопасности в качестве хmax рекомендуется принимать расстояние от точечного источника или от центра площадного источника аварийного выброса, на котором достигается максимальная эффективная доза внутреннего облучения за счет потребления пищевых продуктов Е^^с(х_тах). Расчет (х_тах') рекомендуется проводить по следующей формуле:

Е“(х_т) = /тк(ХЕ^(х),Хн1(х),ХЕ^(х),2;Е^(х),^Е^₁(х).ХЕ^('<)}_> ^(П)

I г    г    г    г    г    г    J

где £■*£(*),    £■££(*)>    £лщ(*)>    £&(*)

и Яго£,(х) - эффективные дозы от внутреннего облучения, обусловленные радионуклидом г, содержащимся в потребляемых местных пищевых продуктах, при категориях устойчивости атмосферы А, В,

C, D, Е и F соответственно, рассчитываемые по формуле (9) настоящего Руководства по безопасности.

18.    Получаемое значение Хтт из формулы (И) рекомендуется использовать для расчета значения Е_тах>10{х,х_таж') с учетом следующих допущений:

если полученное из формулы (11) значение Хтах достигается внутри санитарно-защитной зоны (далее - СЗЗ) и 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. Санитарнозащитные зоны и зоны наблюдения радиационных объектов. Условия эксплуатации и обоснование границ», утвержденных постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 29 мая 2007 г. № 30 (зарегистрировано Министерством юстиции Российской Федерации 27 июня 2007 г., регистрационный № 9727) (далее - СП СЗЗ и ЗН-07), и (или) если пищевые продукты и корма для скота в СЗЗ не производятся и (или) выпас скота на территории СЗЗ не осуществляется, то значение Хтах рекомендуется принимать равным расстоянию от точечного источника или от центра площадного источника аварийного выброса до границы СЗЗ;

если полученное из формулы (11) значение Хтах достигается за пределами СЗЗ либо если полученное значение Хтах находится внутри СЗЗ и на использование земель СЗЗ для сельскохозяйственных целей есть разрешение органов государственного санитарно-эпидемиологического надзора и положительное санитарно-эпидемиологическое заключение на производимую продукцию в соответствии с пунктом 5.4 СП СЗЗ и ЗН-07, то для расчета значения £’_тпах>10(д:_/д:_тлх) рекомендуется использовать значение Хтах, полученное из формулы

(И);

если у ОЯТЦ отсутствует СЗЗ, выходящая за пределы промпло-шадки, и полученное из формулы (11) значение jw достигается внутри промлощадки, то значение х_тах рекомендуется принимать равным расстоянию от точечного источника или от центра площадного источника аварийного выброса до границы промплощадки.

19.    При оценке эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленного потреблением пищевых продуктов, £^(х)> рекомендуется учитывать только те продукты питания, которые характерны для местности, на которой располагается ОЯТЦ.

и

20. Расчет эффективной дозы внутреннего облучения от ингаляции за счет вторичного ветрового подъема, Е^_и{х), рекомендуется проводить по формуле:

(12)

(13)

где:

R{t) - коэффициент дефляции, м"¹;

Ту₂ ~ период полураспада радионуклида г, год;

AuAi,C- константы, принимающие значения 1,93-Ю”⁶, 1,7 Г10‘⁸ и 1,00* 10'⁹, м'¹;

Bi, Вг - константы, принимающие значения -14,235 и -0,9125,

год'¹;

Го и Г - начало и конец временного интервала, соответствующего конкретному году за период, начинающийся с окончания первого года после аварии, год.

ПРИЛОЖЕНИЕ № 1 к руководству по безопасности при использовании атомной энергии «Рекомендуемые методы оценки и прогнозирования радиационных последствий аварий на объектах ядерного топливного цикла», утвержденному приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 16 ноября 2017 г. № 479

Рекомендации по расчету концентраций радионуклидов в компонентах окружающей среды

1. Расчет концентраций радионуклидов в атмосферном воздухе при сценариях 1,2,3 и 5

1.1.    Расчет временного интеграла концентрации радионуклида г, взвешенного в приземном слое атмосферного воздуха, С^;,г(х)_у для таких источников формирования радиоактивного аварийного выброса, как пожар на открытой территории ОЯТЦ (сценарий 1); ветровой унос радиоактивных веществ с загрязненных площадей, размещенных на открытой территории ОЯТЦ, за счет экстремальных ветровых нагрузок (сценарий 2); выброс через вытяжные вентиляционные системы в атмосферный воздух радиоактивных веществ в составе технологических сдувок или в составе воздуха, забранного из помещений ОЯТЦ, а также выброс радиоактивных веществ через неплотности зданий, в том числе при возникновении СЦР (сценарий 3); выброс на открытой территории ОЯТЦ при возникновении СЦР (сценарий 5) рекомендуется проводить по следующей формуле:

C"(x) = Q,G"(x),    (1)

где:

Q_r - активность радионуклида г в аварийном выбросе, Бк;

G^J-^r(x) - фактор разбавления радионуклида г в приземном слое атмосферы на расстоянии х от источника аварийного выброса, с/м³.

Рекомендуемый порядок расчета величины G^,,r(x) для сценариев 1 и 2 изложен в разделе 2 приложения № 2 настоящего Руководства по безопасности, а для сценариев 3 и 5 - в разделе 1 приложения № 2 настоящего Руководства по безопасности.

1.2.    Расчет интеграла от распределенной по высоте концентрации радионуклида г по вертикальному направлению распространения аварийного выброса C^Jz^,r(x:) для таких источников формирования радиоактивного аварийного выброса, как пожар на открытой территории ОЯТЦ (сценарий 1); ветровой унос радиоактивных веществ с загрязненных площадей.

размещенных на открытой территории ОЯТЦ, за счет экстремальных ветровых нагрузок (сценарий 2); выброс через вытяжные вентиляционные системы в атмосферный воздух радиоактивных веществ в составе технологических сдувок или в составе воздуха» забранного из помещений ОЯТЦ, а также выброс радиоактивных веществ через неплотности зданий, в том числе при возникновении СЦР (сценарий 3); выброс на открытой территории ОЯТЦ при возникновении СЦР (сценарий 5), рекомендуется проводить по следующей формуле:

C^J/(x) = Q,G^J/(x),    (2)

где G_z^r(x) - фактор осаждения радионуклида г по вертикальному направлению распространения аварийного выброса, с/м².

Рекомендуемый порядок расчета величины G_z^r(x) для сценариев 1 и 2 изложен в разделе 2 приложения № 2 настоящего Руководства по безопасности, а для сценариев 3 и 5 - в разделе 1 приложения № 2 настоящего Руководства по безопасности.

2. Расчет концентрации радионуклидов в атмосферном воздухе при сценарии 4

2.1. При расчете временного интеграла концентрации радионуклида г, взвешенного в приземном слое атмосферного воздуха на расстоянии х от источника аварийного выброса, С^^г(х), для такого источника формирования радиоактивного аварийного выброса, как возможные на открытой территории ОЯТЦ взрывы различного происхождения (сценарий 4), рекомендуется учитывать неравномерное распределение радионуклида г по высоте столба аварийного выброса. Для этого рекомендуется использовать следующую формулу:

C*'(x)=f_iS_MQ_rG^(x),    (3)

*•1

где:

6/, - доля радионуклида г от его содержания в аварийном выбросе в целом, содержащаяся на относительной высоте    рассчитываемой

в соответствии с разделом 4 приложения № 3 настоящего Руководства по безопасности;

G^I,r,h{x) - значения фактора разбавления радионуклида г в приземном слое атмосферы на расстоянии х от источника аварийного выброса, располагающегося на относительной высоте Ны с/м³;

5

е [...]    -    символ,    обозначающий    суммирование    по    всем    относи-

тельным высотам, рассчитываемым в соответствии с разделом 4 приложения № 3 настоящего Руководства по безопасности.

Рекомендуемые значения 5* приведены в таблице № 2 приложения

4 настоящего Руководства по безопасности.

2.2.    При расчете интеграла от распределенной по высоте концентрации радионуклида г по вертикальному направлению распространения аварийного выброса, С/'^г(х), для такого источника формирования радиоактивного аварийного выброса, как возможные на открытой территории ОЯТЦ взрывы различного происхождения (сценарий 4), рекомендуется учитывать неравномерное распределение радионуклида г по высоте столба аварийного выброса. Для этого рекомендуется использовать следующую формулу:

(4)

ы

гдеб/'^г'^Л(*) - значения фактора осаждения радионуклида г по вертикальному направлению от источника аварийного выброса, располагающегося на относительной высоте Я/,, с/м².

2.3.    Рекомендуемый порядок расчета величин G*'^r,h(x) и G*'^r'^h(х) для сценария 4 изложен в разделе 2 приложения № 2 настоящего Руководства по безопасности.

3. Расчет удельных концентраций радионуклидов на поверхности почвы для сценариев 1-5

3.1.    Расчет суммарного выпадения радионуклида г на поверхность земли за счет сухого и влажного осаждения, С/^;,г(х), рекомендуется проводить по следующей формуле:

a^J'(x) = Vg^r С"(х)+Л С"(х),    (5)

где:

Vg - значение скорости осаждения радионуклида г на поверхность земли, м/с; значения VJ представлены в таблице № 3 приложения № 4 настоящего Руководства по безопасности;

Л - величина постоянной вымывания радионуклида атмосферными осадками, с*¹; порядок расчета величины Л изложен в разделе 3 приложения № 2 настоящего Руководства по безопасности.

4. Расчет удельных концентраций радионуклидов в продуктах питания для сценариев 1-5

4.1.    Расчет величины удельной активности радионуклида г в продуктах питания, Cjf (х), рекомендуется проводить по следующей формуле:

cr«=(iy •с'-'со+о.г-л-с/'м) /с^+№' с"(х)+л с;'(х)) к^, ,    (6)

где:

К{_п - нормированный на продуктивность коэффициент накопления «выпадение из атмосферы - содержание в продуктах питания» по стеблевому пути для продуктов молочного происхождения (м²/л), растительного или животного происхождения (м²/кг); значения К[_п приведены в таблице № 4 приложения № 4 настоящего Руководства по безопасности;

К£п " нормированный на продуктивность коэффициент накопления «отложение на почве - содержание в продуктах питания» по корневому пути для продуктов молочного происхождения (м²/л), растительного или животного происхождения (м²/кг); значения приведены в таблице № 5 приложения № 4 настоящего Руководства по безопасности.

Если значения коэффициентов К{_п и К{_>п для радионуклида г, присутствующего в аварийном выбросе, отсутствуют в таблицах № 4 и № 5 приложения № 4 настоящего Руководства по безопасности, рекомендуется принимать значения К[_п и К£_п из доступных справочных материалов.

4.2. При оценке радиационных последствий после первого года после аварии рекомендуется (в предположении, что облучение в этот период обусловлено преимущественно той частью активности, которая попала в продукты за счет корневого пути) принять, что нормированный на продуктивность коэффициент накопления К{_п равен нулю.

ПРИЛОЖЕНИЕ № 2

к руководству по безопасности при использовании атомной энергии «Рекомендуемые методы оценки и прогнозирования радиационных последствий аварий на объектах ядерного топливного цикла», утвержденному приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 16 ноября 2017 г. № 479

Рекомендации по расчету факторов разбавления и осаждения

1. Расчет факторов разбавления и осаждения методом точечного источника аварийных выбросов для сценариев 3 и 5

1.1.    Метод точечного источника аварийных выбросов для расчета факторов разбавления и осаждения рекомендуется применять с целью оценки радиационных последствий для таких источников формирования аварийного радиоактивного выброса, как выброс через вытяжные вентиляционные системы в атмосферный воздух радиоактивных веществ в составе технологических сдувок или в составе воздуха, забранного из помещений ОЯТЦ, а также выброс радиоактивных веществ через неплотности зданий, в том числе при возникновении СЦР (сценарий 3), или выброс на открытой территории ОЯТЦ при возникновении СЦР (сценарий 5).

1.2.    Для расчета значений фактора разбавления радионуклида г в приземном слое атмосферы на расстоянии х от точечного источника аварийного выброса рекомендуется использовать следующую формулу:

(1)

где:

G^jx(X) - фактор разбавления радионуклида г в приземном слое атмосферы на расстоянии х от источника аварийного выброса, с/м³;

Кь - безразмерный коэффициент, учитывающий долю радионуклидов, поступающих в зону аэродинамической тени;

F^),r(*)    -    безразмерная    функция    истощения    радиоактивного    об-

лака;

Gy (pc') и (Tj (x) - коэффициенты дисперсии радиоактивного облака

в горизонтальном и вертикальном направлениях распространения радиоактивного облака на расстоянии х от точечного источника аварийного выброса для категории устойчивости атмосферы у, оцениваемые в соответствии с разделом 3 настоящего приложения, м;

h_T - высота трубы, из которой происходит аварийный выброс в атмосферу, м;

хь - расстояние, на котором размещается виртуальный источник аварийного выброса, м; порядок расчета величины хь приведен в разделе 3 настоящего приложения;

Uj - скорость ветра на высоте выброса радиоактивных веществ для категории устойчивости атмосферы у, м/с; при расчете фактора разбавления для таких источников формирования аварийного радиоактивного выброса, как выброс через вытяжные вентиляционные системы в атмосферный воздух радиоактивных веществ в составе технологических сдувок или в составе воздуха, забранного из помещений ОЯТЦ, а также выброс радиоактивных веществ через неплотности зданий (сценарий 3) или выброс на открытой территории ОЯТЦ при возникновении СЦР (сценарий 5), рекомендуется использовать скорость ветра, рассчитанную по формуле (5) настоящего приложения;

Hj - эффективная высота радиоактивного выброса при категории устойчивости атмосферы у, рассчитываемая в соответствии с разделами 3 и 5 приложения № 3 настоящего Руководства по безопасности, м.

(2)

1.3. Рекомендуемая формула для расчета значений фактора осаждения радионуклида г по вертикальному направлению распространения аварийного выброса методом высокого источника аварийных выбросов имеет следующий вид:

л/2 n <T^Jy(x+x_b) Uj ^2-тгсг'_у(х)и/

где{^*^г(х) - фактор осаждения радионуклида г по вертикальному направлению распространения аварийного выброса, с/м².

1.4.    Значение доли радионуклидов Къ, попадающих в зону аэродинамической тени, создаваемой расположенной в направлении распространения аварийного выброса застройкой, в зависимости от безразмерной приведенной высоты здания h_b рекомендуется определять по таблице № 1 приложения № 5 настоящего Руководства по безопасности.

h_T~Hb

Н_В-НЬ'

1.5.    Расчет приведенной высоты здания h_b рекомендуется проводить по следующей формуле:

где: h_b - приведенная высота здания, м; Н/z - высота зоны возмущения, м; НЬ - высота ближайшего здания, расположенного в направлении распространения радиоактивного облака, м.

НЬ 'i НЬ+ЬГ

(4)

1.6. Расчет высоты зоны возмущения Нп. рекомендуется проводить по следующей формуле:

Н„ = НЬЛ 1 +

где b - ширина сечения здания, перпендикулярного направлению ветра, м.

1.7.    При расчете фактора разбавления по формуле (1) и фактора осаждения по формуле (2) настоящего приложения для такого источника формирования аварийного радиоактивного выброса, как выброс через вытяжные вентиляционные системы в атмосферный воздух радиоактивных веществ в составе технологических сдувок или в составе воздуха, забранного из помещений ОЯТЦ, а также выброс радиоактивных веществ через неплотности зданий, в том числе при возникновении СЦР (сценарий 3), при отсутствии застройки рекомендуется принимать в формулах (1) и (2) настоящего приложения, что Кь~ 0. Также в формулах (1) и (2) настоящего приложения для источника формирования аварийного радиоактивного выброса на открытой территории ОЯТЦ при возникновении СЦР (сценарий 5) рекомендуется принять К_ь= 0.

и /

для сценария для сценария

3

5

(5)

1.8.    Расчет скорости ветра на высоте выброса радиоактивных веществ для категории устойчивости атмосферы j по формулам (1) и (2) настоящего приложения для таких источников формирования аварийного радиоактивного выброса, как выброс через вытяжные вентиляционные системы в атмосферный воздух радиоактивных веществ в составе технологических сдувок или в составе воздуха, забранного из помещений ОЯТЦ, а также выброс радиоактивных веществ через неплотности зданий (сценарий 3) или выброс на открытой территории ОЯТЦ при возникновении СЦР (сценарий 5), рекомендуется проводить по следующей формуле:

где:

z - высота флюгера (рекомендуется принять равной 10 м); и_г - скорость ветра на высоте флюгера, м/с;

Нт - геометрическая высота трубы от ее основания до устья, м; при расчете скорости ветра для выброса радиоактивных веществ через неплотности зданий рекомендуется в качестве величины hr принимать половину высоты здания, a Кь~ 1;

Руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Рекомендуемые методы оценки и прогнозирования радиационных последствий аварий на объектах ядерного топливного цикла» (РБ-134-17)

Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, Москва, 2017

Руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Рекомендуемые методы оценки и прогнозирования радиационных последствий аварий на объектах ядерного топливного цикла» (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 федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла (ОПБ ОЯТЦ)» (НП-016-05), утвержденных постановлением Ростехнадзора от 2 декабря 2005 г. № 11.

Настоящее Руководство по безопасности содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по методам оценки и прогнозирования радиационных последствий, обусловленных аварийными выбросами объектов ядерного топливного цикла (далее - ОЯТЦ). Руководство по безопасности распространяется на следующие ОЯТЦ: сооружения, комплексы, установки с ядерными материалами (за исключением промышленных реакторов, исследовательских ядерных установок, критических или подкритических стендов, объектов добычи урановых руд), предназначенные для производства, транспортирования, переработки ядерного топлива и ядерных материалов;

сооружения, комплексы и установки, в которых содержатся радиоактивные вещества и (или) радиоактивные отходы, расположенные на территории ядерной установки и не предусмотренные в проекте ядерной установки;

стационарные объекты и сооружения, предназначенные для хранения ядерных материалов, радиоактивных веществ, радиоактивных отходов, включая объекты и сооружения, расположенные на территории ядерной установки и не предусмотренные в проекте ядерной установки.

Настоящее Руководство по безопасности предназначено для применения конструкторскими, проектными, научно-исследовательскими и эксплуатирующими организациями при обосновании безопасности ОЯТЦ, а также Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору при оценке обоснования безопасности ОЯТЦ.

Выпускается впервые¹

‘D В разработке принимали участие: А.В. Курындин, Д.В. Сорокин , А.С. Шаповалов (ФБУ «НТЦЯРБ»).

£j(zq} - безразмерный коэффициент, зависящий от категории устойчивости у; рекомендуемые значения e/zo) приведены в таблице № 2 приложения № 5 настоящего Руководства по безопасности;

z₀ - коэффициент мезомасштабной шероховатости подстилающей поверхности, см; рекомендуемые значения zo приведены в таблице № 3 приложения № 5 настоящего Руководства по безопасности.

1.9. Для получения консервативной оценки скорости ветра на высоте подъема аварийного выброса рекомендуется принять скорости ветра на высоте флюгера (и_г) для категорий устойчивости атмосферы В, С, D, Е равными 2 м/с, а для A, F - 1 м/с.

2. Расчет факторов разбавления и осаждения методом площадного источника аварийных выбросов для сценариев 1,2 и 4

2.1.    Метод площадного источника аварийных выбросов для расчета факторов разбавления и осаждения рекомендуется применять с целью оценки радиационных последствий для таких источников формирования аварийных радиоактивных выбросов, как пожар на открытой территории ОЯТЦ (сценарий 1), ветровой унос радиоактивных веществ с загрязненных площадей, размещенных на открытой территории ОЯТЦ, за счет экстремальных ветровых нагрузок (сценарий 2) или возможные на открытой территории ОЯТЦ взрывы различного происхождения (сценарий 4).

2.2.    Для расчета значений фактора разбавления радионуклида г в приземном слое атмосферы на расстоянии х от такого площадного источника аварийного выброса, как пожар на открытой территории ОЯТЦ (сценарий 1), рекомендуется использовать следующую формулу:

&'{х)

F^J'^r(x)

Trtjiix + d^vfa+d^Uj

exp

2 vtix+d,)¹

(6)

где:

Uj - скорость ветра на высоте выброса радиоактивных веществ для категории устойчивости атмосферы у, м/с;

Hj - эффективная высота выброса, которую рекомендуется рассчитывать в соответствии с разделом 1 приложения № 3 настоящего Руководства по безопасности, м;

d_y и d_z - коэффициенты, отвечающие за формирование виртуального источника аварийного выброса в горизонтальном и вертикальном направлениях распространения аварийного выброса на расстоянии х, м;

с[(х) ио^(х) - рекомендуется рассчитывать по формулам (19) и (20) настоящего приложения.

2.3. Для расчета значений фактора осаждения радионуклида г по вертикальному направлению распространения аварийного выброса от такого площадного источника аварийного выброса, как пожар на открытой

1. Общие положения

1.    Руководство по безопасности при использовании атомной

энергии «Рекомендуемые методы оценки и прогнозирования радиационных последствий аварий на объектах ядерного топливного цикла»    (РБ-134-17) (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 федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла» (НП-016-05), утвержденных постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 2 декабря 2005 г. № 11 (зарегистрировано Министерством юстиции Российской Федерации 1 февраля 2006 г., регистрационный № 7433) (далее - НП-016-05).

2.    Настоящее Руководство по безопасности предназначено для применения конструкторскими, проектными, научно-исследовательскими и эксплуатирующими организациями при обосновании безопасности объектов ядерного топливного цикла (далее - ОЯТЦ), а также Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору при оценке обоснования безопасности ОЯТЦ.

3.    Руководство по безопасности содержит рекомендуемые Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору методы оценки и прогнозирования радиационных последствий за пределами площадок предприятий ядерного топливного цикла, обусловленных выбросами при авариях на следующих ОЯТЦ:

сооружения, комплексы, установки с ядерными материалами (за исключением промышленных реакторов, исследовательских ядерных установок, критических или подкритических стендов, объектов добычи урановых руд), предназначенные для производства, транспортирования, переработки ядерного топлива и ядерных материалов;

сооружения, комплексы и установки, в которых содержатся радиоактивные вещества и (или) радиоактивные отходы, расположенные на территории ядерной установки и не предусмотренные в проекте ядерной установки;

стационарные объекты и сооружения, предназначенные для хранения ядерных материалов, радиоактивных веществ, радиоактивных отходов, включая объекты и сооружения, расположенные на территории ядерной установки и не предусмотренные в проекте ядерной установки.

Методы оценки и прогнозирования радиационных последствий, обусловленных выбросами при авариях, содержащиеся в настоящем Руководстве по безопасности, могут использоваться для иных объектов использования атомной энергии.

4.    Требования федеральных норм и правил в области использования атомной энергии могут быть выполнены с использованием иных методов, чем те, которые содержатся в настоящем Руководстве по безопасности, при обоснованности выбранных методов.

II. Общие принципы оценки последствий аварии на ОЯТЦ, сопровождающихся выбросом радионуклидов

5.    С учетом того, что защитные меры подразделяются на меры, выполняемые на начальном периоде радиационной аварии (за первые 10 суток после аварии), и меры, выполняемые за первый год после радиационной аварии и последующие годы, рекомендуется выполнять расчет эффективных доз облучения за пределами площадки ОЯТЦ на начальном периоде аварии (за первые 10 суток после аварии), за первый год после аварии и последующие годы.

6.    Как для начального периода аварии, так и для периода за первый год после аварии, эффективные дозы рекомендуется рассчитывать в виде зависимости от расстояния х от источника аварийного выброса по следующим формулам:

на начальном периоде аварии:

w-l С» м>|

с,оМ -    I i;c,₀w,i;c₁„w,i:c,_[,₍x) J.

за первый год после аварии:

[^ *W,0 (■*» ^вп )*^    0 (■*»    )’^ ^>,0 (** -*П»Х    )*

где:

Е_тахм(*)    “ максимальная суммарная (по радионуклидам)

эффективная доза облучения человека, находящегося на расстоянии х от точечного источника или от центра площадного источника аварийного выброса, за счет внешнего облучения и внутреннего облучения от ингаляции на начальном периоде аварии, Зв;

^Emax>io(^x'^xmax) ~ максимальная суммарная (по радионуклидам) эффективная доза облучения человека, находящегося на расстоянии х от точечного источника или от центра площадного источника

аварийного выброса, за счет внешнего облучения и внутреннего облучения от ингаляции, а также за счет облучения, обусловленного потреблением местных загрязненных пищевых продуктов, производящихся на расстоянии х_тах от указанного источника за первый год после аварии, Зв;

^EiotaiiоОО “ обусловленная радионуклидом г суммарная эффективная доза облучения человека, находящегося на расстоянии х от точечного источника или от центра площадного источника аварийного выброса, за счет внешнего облучения и внутреннего облучения от ингаляции на начальном периоде аварии, Зв;

^Е!ош>юО^с'^хтах) ~ обусловленная радионуклидом г суммарная эффективная доза облучения человека, находящегося на расстоянии д: от точечного источника или от центра площадного источника аварийного выброса, за счет внешнего облучения и внутреннего облучения от ингаляции, а также за счет облучения, обусловленного потреблением местных загрязненных пищевых продуктов, производящихся на расстоянии Хтах от указанного источника за первый год после аварии, Зв;

г - радионуклид;

j - индекс градации категории устойчивости атмосферы (А, В, С, D, Е или F); в настоящем Руководстве по безопасности используется параметризация Пасквилла-Гиффорда;

х - расстояние от источника аварийного выброса, м;

£[...] - символ, обозначающий суммирование по всем радио

нуклидам г.

Рекомендуемый порядок расчета величины хmax приведен в пункте 18 настоящего Руководства по безопасности.

7. Для оценки Б£_Ш10(х) на начальном периоде радиационной аварии рекомендуется учитывать следующие пути облучения: внешнее облучение от радиоактивного облака, внешнее облучение от поверхности почвы и внутреннее облучение от ингаляции. Для этого рекомендуется выполнять расчет доз, обусловленных воздействием отдельных радионуклидов (включая инертные радиоактивные газы, содержащие радионуклиды аргона (Аг), ксенона (Хе) и криптона (Кг), (далее - ИРГ) по формуле:

I ^EoL (*)⁺(■*) + (х), если г не является ИРГ

[£^(д:)₅ если г является ИРГ

^обя(*) ” эффективная доза внешнего облучения от радиоактивного облака, обусловленная радионуклидом г, Зв;

БтгОО ~ эффективная доза от внутреннего облучения, обусловленная вдыханием радионуклида /*, Зв;

Ет»(?0 ~ эффективная доза от внешнего облучения от поверхности почвы, обусловленная радионуклидом г, Зв.

8. Для оценки радиационных последствий аварии за первый год после радиационной аварии и последующие годы рекомендуется учитывать пути облучения, указанные в пункте 7 настоящего Руководства по безопасности, а также дополнительные пути облучения -внутреннее облучение от радионуклидов, содержащихся в местных пищевых продуктах (пероральный путь), и от радионуклидов, содержащихся в воздухе при вторичном ветровом подъеме. Для этого рекомендуется выполнять расчет E£_tat>10(x, д^дг) ^п0 формуле:

£& (*) + £« (*) + £« (*) + £«* (*»« )>³⁰ первый год и если г не является ИРГ ££ (*)^+E>*L (^Х**х) + ^ELL (*).^за последующие

годы и если г не явчяется ИРГ Е£(х\ если г явчяется ИРГ

где:

^Етт(Хтах) ” эффективная доза от внутреннего облучения, обусловленная радионуклидом г, содержащимся в потребляемых местных пищевых продуктах, на расстоянии Хтах, рассчитываемая в соответствии с порядком, приведенным в пункте 16 настоящего Руководства по безопасности, Зв;

^ЕввпМ ~ эффективная доза от внутреннего облучения, обусловленная вдыханием радионуклида г содержащегося в воздухе, за счет вторичного ветрового подъема, Зв.

9. Эффективные дозы £'£(*), £££(*), е£(х), е£щ(х) и Е£_а{х) рекомендуется рассчитывать в соответствии с пунктами 12-20 настоящего Руководства по безопасности. Для этого рекомендуется предварительно выполнить расчеты следующих параметров:

концентраций радионуклидов в компонентах окружающей среды (в соответствии с приложением № 1 настоящего Руководства по безопасности);

факторов разбавления и осаждения (в соответствии с приложением № 2 настоящего Руководства по безопасности);

высот подъема аварийного выброса (в соответствии с приложением № 3 настоящего Руководства по безопасности).

10.    Оценки высот подъема аварийного выброса и факторов разбавления и осаждения рекомендуется выполнять для следующих источников формирования аварийного радиоактивного выброса:

пожар на открытой территории ОЯТЦ (площадной источник) (далее - сценарий 1);

ветровой унос радиоактивных веществ с загрязненных площадей, размещенных на открытой территории ОЯТЦ, за счет экстремальных ветровых нагрузок (площадной источник) (далее -сценарий 2);

выброс через вытяжные вентиляционные системы в атмосферный воздух радиоактивных веществ в составе технологических сду-вок или в составе воздуха, забранного из помещений ОЯТЦ, а также выброс радиоактивных веществ через неплотности зданий, в том числе при возникновении самоподдерживающейся цепной реакции (далее - СЦР) (точечный источник) (далее - сценарий 3);

возможные на открытой территории ОЯТЦ взрывы различного происхождения (площадной источник) (далее - сценарий 4);

выброс на открытой территории ОЯТЦ при возникновении СЦР (точечный источник) (далее - сценарий 5).

11.    В качестве открытых территорий, указанных в пункте 11 настоящего Руководства по безопасности, рекомендуется рассматривать:

территории вне зданий и (или) помещений, на которых оборудование, содержащее радиоактивные вещества, размещалось на момент возникновения исходного события аварии;

территории, на которых в результате аварии подвергаются разрушению (значительному повреждению) здания с оборудованием, содержащим радиоактивные вещества.

III. Рекомендации по оценке последствий

12.    Рассчитывать эффективную дозу внешнего облучения за

счет радиоактивных веществ, взвешенных в приземном слое атмосферного воздуха,    рекомендуется    в    приближении полубеско-

нечного облака по следующей формуле:

(5)

где:

С"(х)    -    временной интеграл концентрации радионуклида

г в приземном слое атмосферы на расстоянии х от источника аварий-

ного выброса, Бк с/м³; порядок расчета величины С^,г(х) приведен в приложении № 1 настоящего Руководства по безопасности;

fiJkj - коэффициент дозового преобразования при внешнем облучении населения от радиоактивного облака для радионуклида г, (Звм³)/(Бкс); значения для расчета Е^,(х) приведены в таблице № 1 приложения Х> 2 руководства по безопасности «Рекомендуемые методы расчета параметров, необходимых для разработки и установления нормативов предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух» (РБ-106-15), утвержденного приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 11 ноября 2015 г. № 458 (далее - РБ-106-15).

13. Рассчитывать эффективную дозу внешнего облучения населения за счет радиоактивных веществ, находящихся на поверхности земли, Я^в(х), рекомендуется по формуле:

ЕЩх) = Cl^J'(x)R^K\    (6)

(l-exp(-(X, + X_r)f,))

*--’ ^(?)

где:

Cl^J,r(x) -    значение суммарного выпадения радионуклида г на

поверхность земли за счет сухого и влажного осаждения, Бк/м²; порядок расчета величины Cl^J,r(x) приведен в приложении № 1 настоящего Руководства по безопасности;

Япов ~ коэффициент дозового преобразования при внешнем облучении от поверхности земли для радионуклида г, (Зв м²)/(Бк с); значения /?£_ов для расчета Б^(х) приведены в таблице № 1 приложения № 2 РБ-106-15;

К^г - коэффициент, учитывающий время нахождения (проживания) на загрязненной в результате выброса радиоактивных веществ территории, с;

- постоянная спада мощности дозы со временем от загрязненного слоя почвы за счет всех процессов, кроме радиоактивного распада, приводящих к выведению активности из этого слоя, с'¹ (рекомендуется принять равной 1,27* 10'⁹ с’¹);

А,. - постоянная радиоактивного распада радионуклида г, с'¹;

t_t - время нахождения населения на загрязненной территории, с (на начальном периоде аварии рекомендуется принять равным 8,64-10⁵ с, аза первый год после аварии -3,15 10⁷с).

14.    Расчет эффективной дозы внутреннего облучения от ингаляции, (х), рекомендуется проводить по формуле:

-UL,    (8)

где:

C^J,r(x) - временной интеграл концентрации радионуклида г, взвешенного в приземном слое атмосферного воздуха, на расстоянии х от источника, Бкс/м³; порядок расчета величины С^{; г}(х) приведен в приложении № 1 настоящего Руководства по безопасности;

t/Jш- - интенсивность дыхания для лиц возрастной группы, которая является критической по поступлению радионуклида г за счет ингаляции в соответствии с таблицей 8.1 СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности. Санитарные правила и нормативы», утвержденных постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 7 июля 2009 г. № 47 (зарегистрировано Министерством юстиции Российской Федерации 14 августа 2009 г., регистрационный № 14534) (далее - НРБ-99/2009), м³/с;

Я*шг “ коэффициент дозового преобразования при поступлении радионуклида г с воздухом, Зв/Бк; значения Я£нг для расчета ЯивгОО приведены в таблице приложения № 2 к НРБ-99/2009.

15.    Расчет эффективной дозы внутреннего облучения за счет потребления пищевых продуктов, Е*£щ(х\ рекомендуется проводить по формуле:

(9)

где:

С£^г(х) - суммарная (по пищевым продуктам п) удельная активность радионуклида г, поступающего в организм человека с пищей, Бк/кг; порядок расчета величины с'^,г(х) приведен в приложении № 1 настоящего Руководства по безопасности;

^пищ - годовое потребление пищевых продуктов п молочного, л, растительного или животного происхождения, кг, лицами возрастной группы, которая является критической в соответствии с таблицей приложения № 2 к НРБ-99/2009 по поступлению радионуклида г с загрязненными пищевыми продуктами;

Я£_ищ ^_ коэффициент дозового преобразования при поступлении радионуклида г с пищей, принимаемый в соответствии с таблицей приложения № 2 к НРБ-99/2009, Зв/Бк.