На главную | База 1 | База 2 | База 3

ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ,
ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ

УТВЕРЖДЕНО
приказом Федеральной службы
по экологическому, технологическому
и атомному надзору
от 25 июля 2017 г. № 281

РУКОВОДСТВО ПО БЕЗОПАСНОСТИ
ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

«РЕКОМЕНДУЕМЫЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА ПАРАМЕТРОВ,
НЕОБХОДИМЫХ ДЛЯ РАЗРАБОТКИ НОРМАТИВОВ
ДОПУСТИМЫХ СБРОСОВ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ
В ВОДНЫЕ ОБЪЕКТЫ»

(РБ-126-17)

Введено в действие
с 25 июля 2017 г.

Москва 2017

Руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Рекомендуемые методы расчета параметров, необходимых для разработки нормативов допустимых сбросов радиоактивных веществ в водные объекты» (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 атомных станций» (НП-001-15), утвержденных приказом Ростехнадзора от 17 декабря 2015 г.; федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла (ОПБ ЯТЦ)» (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. № 347.

Настоящее Руководство по безопасности содержит рекомендуемые Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору методы расчета параметров, необходимых для разработки нормативов допустимых сбросов радиоактивных веществ в водные объекты.

Руководство по безопасности распространяется на организации, эксплуатирующие объекты, имеющие в своем составе стационарные источники сбросов радиоактивных веществ (источники сбросов радиоактивных сточных вод) в водные объекты, в том числе на эксплуатирующие организации объектов использования атомной энергии, и на иные организации, эксплуатирующие объекты хозяйственной и иной деятельности, не относящиеся к объектам использования атомной энергии и осуществляющие сбросы радиоактивных веществ (сбросы радиоактивных сточных вод) в водные объекты (далее - организации), за исключением организаций, деятельность которых не приводит к изменению объемной активности радиоактивных веществ (по сравнению с фоновой) и (или) внесению дополнительной (к фоновой) активности радиоактивных веществ при условии, что сброс осуществляется в тот же водный объект, из которого вода отобрана для ведения деятельности.

Настоящее Руководство по безопасности предназначено для применения организациями, осуществляющими разработку нормативов допустимых сбросов радиоактивных веществ в водные объекты, а также специалистами Ростехнадзора, осуществляющими оценку и утверждение нормативов допустимых сбросов радиоактивных веществ в водные объекты.

Выпускается впервые1

________

1 В работе принимали участие: Курындин А.В., Тимофеев Н.Б., Шаповалов А.С., (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

СОДЕРЖАНИЕ

I. Общие положения. 2

II. Рекомендуемые методы расчета радиоэкологических параметров, используемых для разработки нормативов допустимых сбросов радиоактивных веществ в водные объекты.. 3

III. Рекомендации по определению перечня радионуклидов, для которых устанавливаются нормативы допустимых сбросов, и по методам контроля сбросов. 11

Приложение № 1 Пример расчета максимальных удельных активностей. 12

Приложение № 2 Рекомендуемые значения параметров, используемых при расчете максимальных удельных активностей. 14

Приложение № 3 Рекомендации по установлению контрольных уровней сбросов радиоактивных веществ в водные объекты.. 21

 

I. Общие положения

1. Руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Рекомендуемые методы расчета параметров, необходимых для разработки нормативов допустимых сбросов радиоактивных веществ в водные объекты» (РБ-126-17) (далее - Руководство по безопасности) разработано в соответствии со статьей б 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 атомных станций» (НП-001-15), утвержденных приказом Ростехнадзора от 17 декабря 2015 г. (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 2 февраля 2016 г., регистрационный № 40939); федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла (ОПБ ЯТЦ)» (НП-016-05), утвержденных постановлением Ростехнадзора от 2 декабря 2005 г. № 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. № 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 № 34701).

2. Настоящее Руководство по безопасности содержит рекомендуемые Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору методы расчета параметров, используемых для разработки нормативов допустимых сбросов радиоактивных веществ в водные объекты.

3. Настоящее Руководство по безопасности предназначено для применения организациями, осуществляющими разработку нормативов допустимых сбросов радиоактивных веществ в водные объекты, а также специалистами Ростехнадзора, осуществляющими оценку и утверждение нормативов допустимых сбросов радиоактивных веществ в водные объекты.

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. Рекомендуемые методы расчета радиоэкологических параметров,
используемых для разработки нормативов допустимых сбросов
радиоактивных веществ в водные объекты

5. Параметры, используемые для разработки нормативов допустимых сбросов (далее - ДС) радиоактивных веществ в водные объекты, рекомендуется рассчитывать в соответствии с соотношениями, изложенными в настоящем Руководстве по безопасности.

6. Для определения максимальных удельных активностей радионуклидов в воде водных объектов (далее - МУА), расчет которых требуется в соответствии с разделом VI Методики разработки нормативов допустимых сбросов радиоактивных веществ в водные объекты для водопользователей (далее - Методика), рекомендуется руководствоваться пунктами 7 - 27 настоящего Руководства по безопасности. Пример расчета МУА приведен в приложении № 1 к настоящему Руководству по безопасности.

7. При расчете МУА r-го радионуклида в воде водного объекта для пути внешнего облучения, связанного с купанием в водном объекте, рекомендуется формулу (7) Методики привести к следующему виду:

(1)

где δ - квота от предела годовой эффективной дозы (далее - ПД) на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

3,15·107 - количество секунд в году;

Fr,внеш - дозовый коэффициент внешнего облучения, (Зв·м3)·(Бк·с)-1, рекомендуемые значения которого приведены в таблице № 1 приложения № 2 к настоящему Руководству по безопасности;

τкупание - время купания в долях года (безразмерная величина) (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется использовать значение из таблицы № 2 приложения № 2 к настоящему Руководству по безопасности).

8. При расчете МУА r-го радионуклида в воде водного объекта для пути внешнего облучения, связанного с добычей (выловом) водных биологических ресурсов, рекомендуется формулу (7) Методики привести к следующему виду:

(2)

где δ - квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

3,15·107 - количество секунд в году;

Fr,внеш - дозовый коэффициент внешнего облучения, (Зв·м3)·(Бк·с)-1, рекомендуемые значения которого приведены в таблице № 1 приложения № 2 к настоящему Руководству по безопасности;

τрыболовство - время рыбной ловли в долях года (безразмерная величина) (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется использовать значение из таблицы № 2 приложения № 2 к настоящему Руководству по безопасности).

9. При расчете МУА r-го радионуклида в воде водного объекта для пути внешнего облучения, связанного с пребыванием на пляже, рекомендуется формулу (7) Методики привести к следующему виду:

(3)

где δ - квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

3,15·107 - количество секунд в году;

fr - дозовый коэффициент, равный мощности эквивалентной дозы от поверхностного загрязнения почвы r-ым радионуклидом с единичной поверхностной активностью, (Зв·м2)·(Бк·с)-1, рекомендуемые значения которого приведены в таблице № 1 приложения № 2 к настоящему Руководству по безопасности;

ρs - плотность загрязненной почвы, кг/м3 (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равной 1200 кг/м3);

Δ - толщина загрязненного радионуклидами слоя почвы, м (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равной 0,02 м);

τпребывание на пляже - время пребывания на пляже в долях года (безразмерная величина) (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется использовать значение из таблицы № 2 приложения № 2 к настоящему Руководству по безопасности);

Krd - коэффициент межфазного распределения «вода-почва», м3/кг, который рекомендуется рассчитывать по формуле:

(4)

где λr - постоянная распада радионуклида, год-1;

Те - эффективное время накопления радионуклидов в донных отложениях, которое в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принять равным одному году;

Krнд - коэффициент межфазного распределения радионуклида r между водой и донными отложениями, м3/кг (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется использовать данные из таблиц № 3 и № 4 приложения № 2 к настоящему Руководству по безопасности).

10. При расчете МУА r-го радионуклида в воде водного объекта для пути внешнего облучения, связанного с пребыванием в поймах рек, рекомендуется формулу (7) Методики привести к следующему виду:

(5)

где δ - квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

3,15·107 - количество секунд в году;

fr - дозовый коэффициент, равный мощности эквивалентной дозы от поверхностного загрязнения почвы r-ым радионуклидом с единичной поверхностной активностью, (Зв·м2)·(Бк·с)-1, рекомендуемые значения которого приведены в таблице № 1 приложения № 2 к настоящему Руководству по безопасности;

ρs - плотность загрязненной почвы, кг/м3 (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равной 1200 кг/м3);

Δ - толщина загрязненного радионуклидами слоя почвы, м (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равной 0,02 м);

Krd - коэффициент межфазного распределения «вода-почва», м3/кг, который рекомендуется рассчитывать по формуле (4) пункта 9 настоящего Руководства по безопасности;

τпребывание в пойме - время пребывания в пойме реки в долях года (безразмерная величина) (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется использовать значение из таблицы № 2 приложения № 2 к настоящему Руководству по безопасности).

11. При расчете МУА r-го радионуклида в воде водного объекта для пути внешнего облучения, связанного с пребыванием на орошаемых сельскохозяйственных угодьях, рекомендуется формулу (7) Методики привести к следующему виду:

(6)

где δ - квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

3,15·107- количество секунд в году;

fr - дозовый коэффициент, равный мощности эквивалентной дозы от поверхностного загрязнения почвы r-ым радионуклидом с единичной поверхностной активностью, (Зв·м2)·(Бк·с)-1, рекомендуемые значения которого приведены в таблице № 1 приложения № 2 к настоящему Руководству по безопасности;

qop - расход воды на орошение, м3/(м2·год) (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равным 0,475 м3/(м2·год);

Тор - длительность орошения, год (рекомендуется принимать равной среднему времени проживания человека на загрязненной радионуклидами поверхности земли - 50 лет);

λr - постоянная распада радионуклида, год-1;

τпребывание на орош. тер-ях - время пребывания на орошаемых территориях в долях года (безразмерная величина) (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется использовать значение из таблицы № 2 приложения № 2 к настоящему Руководству по безопасности).

12. При расчете МУА r-го радионуклида в воде водного объекта для пути внутреннего облучения, обусловленного потреблением рыбы, рекомендуется формулу (10) Методики привести к следующему виду:

(7)

где δ - квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

Frпищ - коэффициент дозового преобразования при пероральном пути поступления радионуклида r для возрастной группы, являющейся критической по данному пути, в соответствии с приложением № 2 к СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности», утвержденным постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 7 июля 2009 г. № 47 (зарегистрированы Министерством юстиции Российской Федерации 14 августа 2009 г., регистрационный № 14534) (далее - НРБ-99/2009), Зв/Бк;

KP,r - коэффициент накопления радионуклида r в рыбе, м3/кг (в случае отсутствия местных натурных исследований рекомендуется принимать для пресноводной рыбы значения из таблицы № 5 приложения № 2 к настоящему Руководству по безопасности, а для морской рыбы - значения из таблицы № 6 приложения № 2 к настоящему Руководству по безопасности);

Ir,ftsh - годовое потребление рыбы лицом из возрастной группы, которая является критической по пероральному пути поступления радионуклида r, кг/год (рекомендуется определять по формуле (21) пункта 25 настоящего Руководства по безопасности).

13. При расчете МУА r-го радионуклида в воде водного объекта для пути внутреннего облучения, обусловленного потреблением плодоовощной продукции с орошаемых сельскохозяйственных угодий, рекомендуется формулу (10) Методики привести к следующему виду:

(8)

где δ - квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

Frпищ - коэффициент дозового преобразования при пероральном пути поступления радионуклида r для возрастной группы, являющейся критической по данному пути, в соответствии с приложением № 2 к НРБ-99/2009, Зв/Бк;

Kr,veg - коэффициент перехода радионуклидов от воды по пищевым цепочкам в плодоовощные культуры, м3/кг (рекомендуется определять по формуле (15) пункта 20 настоящего Руководства по безопасности);

Ir,vegs - годовое потребление плодоовощной продукции лицом из возрастной группы, которая является критической по пероральному пути поступления радионуклида r, кг/год (рекомендуется определять по формуле (21) пункта 25 настоящего Руководства по безопасности).

14. При расчете МУА r-го радионуклида в воде водного объекта для пути внутреннего облучения, обусловленного потреблением мяса скота, в организм которого радионуклид попадает за счет водопоя, рекомендуется формулу (10) Методики привести к следующему виду:

(9)

где δ - квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

Frпищ - коэффициент лозового преобразования при пероральном пути поступления радионуклида r для возрастной группы, являющейся критической по данному пути, в соответствии с приложением № 2 к НРБ-99/2009, Зв/Бк;

Kmeat(watering place),r - коэффициент перехода радионуклидов из воды по пищевым цепочкам в мясо скота за счет его водопоя, м3/кг (рекомендуется определять по формуле (16) пункта 21 настоящего Руководства по безопасности);

Ir,meat - годовое потребление мяса лицом из возрастной группы, которая является критической по пероральному пути поступления радионуклида r, кг/год (рекомендуется определять по формуле (21) пункта 25 настоящего Руководства по безопасности).

15. При расчете МУА r-го радионуклида в воде водного объекта для пути внутреннего облучения, обусловленного потреблением молока скота, в организм которого радионуклид попадает за счет водопоя, рекомендуется формулу (10) Методики привести к следующему виду:

(10)

где δ - квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

Frпищ - коэффициент дозового преобразования при пероральном пути поступления радионуклида r для возрастной группы, являющейся критической по данному пути, в соответствии с приложением № 2 к НРБ-99/2009, Зв/Бк;

Kmilk(watering place),r - коэффициент перехода радионуклидов из воды по пищевым цепочкам в молоко скота за счет его водопоя, м3/кг (рекомендуется определять по формуле (17) пункта 21 настоящего Руководства по безопасности);

Ir,milk - годовое потребление молока лицом из возрастной группы, которая является критической по пероральному пути поступления радионуклида r, кг/год (рекомендуется определять по формуле (21) пункта 25 настоящего Руководства по безопасности).

16. При расчете МУА r-го радионуклида в воде водного объекта для пути внутреннего облучения, обусловленного потреблением мяса скота, в организм которого радионуклид попадает за счет его выпаса на орошаемых землях, рекомендуется формулу (10) Методики привести к следующему виду:

(11)

где δ - квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

Frпищ - коэффициент дозового преобразования при пероральном пути поступления радионуклида r для возрастной группы, являющейся критической по данному пути, в соответствии с приложением № 2 к НРБ-99/2009, Зв/Бк;

Kmeat(pasture),r - коэффициент перехода радионуклидов из воды по пищевым цепочкам в мясо скота за счет его выпаса на орошаемых землях, м3/кг (рекомендуется определять по формуле (18) пункта 22 настоящего Руководства по безопасности);

Ir,meat - годовое потребление мяса лицом из возрастной группы, которая является критической по пероральному пути поступления радионуклида r, кг/год (рекомендуется определять по формуле (21) пункта 25 настоящего Руководства по безопасности).

17. При расчете МУА r-го радионуклида в воде водного объекта для пути внутреннего облучения, обусловленного потреблением молока скота, в организм которого радионуклид попадает за счет его выпаса на орошаемых землях, рекомендуется формулу (10) Методики привести к следующему виду:

(12)

где δ - квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

Frпищ - коэффициент дозового преобразования при пероральном пути поступления радионуклида r для возрастной группы, являющейся критической по данному пути, в соответствии с приложением № 2 к НРБ-99/2009, Зв/Бк;

Kmilk(pasture),r - коэффициент перехода радионуклидов из воды по пищевым цепочкам в молоко скота за его счет выпаса на орошаемых землях, м3/кг (рекомендуется определять по формуле (19) пункта 22 настоящего Руководства по безопасности);

Ir,milk - годовое потребление молока лицом из возрастной группы, которая является критической по пероральному пути поступления радионуклида r, кг/год (рекомендуется определять по формуле (21) пункта 25 настоящего Руководства по безопасности).

18. При расчетах максимальной величины сброса, при которой не превышается установленная для организации квота на облучение от сбросов, в соответствии с формулой (26) Методики рекомендуется учитывать путь облучения, связанный с заглатыванием воды при купании. Для этого рекомендуется предусмотреть в формуле (26) Методики наличие величины МУАWD, рассчитываемой по формуле:

(13)

где δ - квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

Frпищ - коэффициент дозового преобразования при пероральном пути поступления радионуклида r для возрастной группы, являющейся критической по данному пути, в соответствии с приложением № 2 к НРБ-99/2009, Зв/Бк;

VWD - объем воды, заглатываемой человеком при купании, м3/год (рекомендуется принимать равным 0,429 м3/год для детей до 17 лет и 0,184 м3/год для взрослых);

τкупание - время купания в долях года (безразмерная величина) (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется использовать значение из таблицы № 2 приложения № 2 к настоящему Руководству по безопасности).

19. При расчетах максимальной величины сброса, при которой не превышается установленная для организации квота на облучение от сбросов, в соответствии с формулой (26) Методики рекомендуется учитывать путь облучения, связанный с поступлением в организм человека трития ингаляционным путем, пероральным путем и через кожные покровы. Для этого рекомендуется предусмотреть в формуле (26) Методики наличие , рассчитываемой по формуле:

(14)

где δ - квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

 - дозовый коэффициент для 3Н, который рекомендуется принять равным 2,6·10-8 (Зв·л)/(Бк·год).

20. Коэффициент перехода радионуклидов от воды по пищевым цепочкам в плодоовощные культуры рекомендуется рассчитывать по формуле:

(15)

где qop - средний за поливной период (в случае отсутствия местных натурных исследований рекомендуется принимать равным 120 дням) расход воды на единицу площади почвы, который рекомендуется принимать равным 1,3·10-3 м3/(м2·сут);

α2 - фактор удержания для плодоовощных культур, потребляемых в пищу человеком, рекомендуется принимать равным 0,3 м2/кг сырого веса;

te - период времени (в течение вегетационного периода), в течение которого происходит улавливание радиоактивных выпадений поверхностью растений (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равным 30 сут);

λr - постоянная распада радионуклида r, сут-1;

λw - постоянная величина, характеризующая снижение содержания радионуклидов на поверхности растений за счет всех процессов, за исключением радиоактивного распада (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равной 0,05 сут-1);

λs,r - постоянная, характеризующая процессы снижения содержания радионуклидов в корневом слое почвы за счет всех процессов, за исключением радиоактивного распада (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равной 0,00014 сут-1 для изотопов цезия и стронция или равной нулю для остальных радионуклидов);

Fvr - коэффициент перехода радионуклида r из корневого слоя почвы в съедобную часть растения, кг (сухой почвы)/кг (сырой массы растения);

tb - параметр, равный 1,1·104 сут (30 лет);

ρ - поверхностная плотность корневого слоя почвы (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равной 260 кг/м2 для почвы, используемой для пастбищ, и 130 кг/м2 - для почвы, используемой для выращивания плодоовощных культур);

th - время между сбором урожая и потреблением плодоовощных культур (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равным 90 сут).

21. Коэффициенты перехода по молочной и мясной цепочкам за счет водопоя скота рекомендуется рассчитывать по формулам (16) и (17):

(16)

(17)

где λr - постоянная распада, сут-1;

Qwmilk - суточный объем воды, потребляемый молочным скотом, в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равным 0,06 м3/сут;

Qwmeat - суточный объем воды, потребляемый мясным скотом, в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равным 0,04 м3/сут;

tm - время между надоем молока и его потреблением (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равным 1 сут);

tf - время между забоем скота и потреблением мяса (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равным 20 сут);

Fmmilk,r - Доля активности радионуклида r (от суточного потребления корма скотом), которая попадает в литр молока, сут/л;

Ffmeat,r - доля активности радионуклида r (от суточного потребления корма скотом), которая попадает в килограмм мяса, сут/кг.

22. Коэффициенты перехода по молочной и мясной цепочкам за счет выпаса скота рекомендуется рассчитывать по формулам (18) и (19):

(18)

(19)

где λr - постоянная распада, сут-1;

Qmmilk - суточная масса корма, потребляемая молочным скотом (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равной 16 кг (сухого вещества)/сут);

Qfmeat - суточная масса корма, потребляемая мясным скотом (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равной 12 кг (сухого вещества)/сут);

Fmmilk,r - для активности радионуклида r (от суточного потребления корма скотом), которая попадает в литр молока, сут/л;

Ffmilk,r - доля активности радионуклида r (от суточного потребления корма скотом), которая попадает в килограмм мяса, сут/кг;

tm - время между надоем молока и его потреблением (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равным 1 сут);

tf - время между забоем скота и потреблением мяса (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равным 20 сут);

Kforage,r - коэффициент перехода радионуклида r из загрязненной воды в корм, потребляемый скотом, м3/кг сухого веса.

23. Величину Kforage,r рекомендуется рассчитывать по формуле:

(20)

где fр - доля года, в течение которой скот питается подножным кормом (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равной 0,7);

K1forage,r - коэффициент перехода при выпасе скота, рассчитываемый аналогично коэффициенту Kvegs,r, со следующими параметрами: th = 0, te = 30 сут, с использованием параметра α1, равного 3 м2/кг (сухого веса), вместо α2, и с использованием Fv1r вместо Fvr;

K2forage,r - коэффициент перехода при стойловом содержании скота, рассчитываемый аналогично коэффициенту Kvegs,r, со следующими рекомендуемыми параметрами: th = 90 сут, te = 30 сут, с использованием параметра α1, равного 3 м2/кг (сухого веса), вместо α2, и с использованием Fv1r вместо Fvr.

24. Рекомендуемые значения величин Fvr, Fv1r, Fmmilk,r, Ffmeat,r используемых для расчетов МУА по формулам (9) - (12), приведены в таблице № 7 приложения № 2 к настоящему Руководству по безопасности.

25. Годовое потребление пищевых продуктов лицами из различных возрастных групп рекомендуется учитывать в расчетах по формуле:

(21)

где f - индекс, обозначающий пищевой продукт (рыба, плодоовощная продукция, мясо или молоко);

g - возрастная группа, являющаяся критической по потреблению пищевого продукта, в соответствии с таблицей 8.1 НРБ-99/2009 (принимает следующие значения: 1 - «дети в возрасте до 1 года», 2 - «дети в возрасте 1 - 2 года»; 3 - «дети в возрасте 2 - 7 лет»; 4 - «дети в возрасте 7 - 12 лет»; 5 - «дети в возрасте 12 - 17 лет»; 6 - «взрослые»);

Eg - суточные энергетические затраты для возрастной группы g, ккал/сут;

Eg=6 - суточные энергетические затраты для возрастной группы «взрослые», ккал/сут;

If,g=6 - годовое потребление продукта f лицом из возрастной группы «взрослые», кг/год.

В случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется годовое потребление 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. Значения суточных энергетических затрат для различных возрастных групп рекомендуется принимать согласно таблице № 8 приложения № 2 к настоящему Руководству по безопасности.

26. При расчете МУА r-го радионуклида в воде водного объекта для пути внутреннего облучения, обусловленного потреблением питьевой воды, рекомендуется использовать следующую формулу:

(22)

где δ - квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

Frпищ - коэффициент дозового преобразования при пероральном пути поступления радионуклида r для возрастной группы, являющейся критической по данному пути, в соответствии с приложением № 2 к НРБ-99/2009, Зв/Бк;

VD - годовое потребление воды водного объекта, л/год, характерное для местности, где размещен объект использования атомной энергии (далее - ОИАЭ), для которого устанавливаются нормативы ДС.

27. При расчете фактора разбавления для однородного потока по формуле (14) Методики рекомендуется принимать число членов ряда п не менее тринадцати.

28. При расчетах максимальной величины сброса, при которой не превышается установленная для организации квота на облучение от сбросов в соответствии с формулой (26) Методики, а также при расчетах по формуле (28) Методики рекомендуется в случае отсутствия данных местных натурных исследований в формулах (26) и (28) значения коэффициентов Kнд принимать в соответствии с таблицами № 3 и № 4 приложения № 2 к настоящему Руководству по безопасности.

III. Рекомендации по определению перечня радионуклидов,
для которых устанавливаются нормативы допустимых сбросов,
и по методам контроля сбросов

29. Определение перечня радионуклидов, для которых устанавливаются нормативы ДС, рекомендуется выполнять в несколько этапов:

1) для каждого входящего в состав сбросов из данного источника сбросов радионуклида из перечня радионуклидов, в отношении которых применяются меры государственного регулирования в области охраны окружающей среды в соответствии с распоряжением Правительства Российской Федерации от 8 июля 2015 г. № 1316-р «Об утверждении перечня загрязняющих веществ, в отношении которых применяются меры государственного регулирования», провести расчет отношения (выраженного в процентах) годовой эффективной дозы облучения населения, обусловленной этим радионуклидом, к годовой эффективной дозе, обусловленной всеми радионуклидами, сбрасываемыми через этот источник сбросов (далее - Отношение);

2) произвести суммирование Отношений в порядке убывания их значений до достижения суммой значения, установленного в третьем абзаце пункта 7 Методики;

3) определить перечень радионуклидов, для которых устанавливаются нормативы ДС, приняв, что нормативы устанавливаются для радионуклидов, сумма Отношений для которых равна значению, установленному в третьем абзаце пункта 7 Методики.

30. В случае если фактическое содержание r-го радионуклида в сбросе не превышает нижний порог обнаружения используемых методик выполнения измерений, в целях определения необходимости установления для него норматива ДС, рекомендуется принимать его сброс в соответствии со следующим соотношением:

(23)

где НПОr - нижний порог обнаружения для r-го радионуклида, Бк/м3;

Vгод - годовой объем сброса, м3/год.

31. В случае если сброс теплообменных вод от охлаждения агрегатов осуществляется через одно сбросное устройство в водоем, в который сбросы из других сбросных устройств не осуществляются, в целях определения перечня радионуклидов, для которых устанавливаются нормативы ДС в данном сбросном устройстве, рекомендуется принимать его сброс равным:

(24)

где Cсбр.вr - содержание r-го радионуклида в сбросной воде, Бк/м3;

Cфr - фоновое содержание r-го радионуклида в забираемой воде, Бк/м3;

Vгод - годовой объем сброса, м3/год.

32. В целях определения перечня радионуклидов, для которых устанавливаются нормативы ДС, в случае если ни один из радионуклидов в сбросе не обнаруживается, рекомендуется использовать следующий пошаговый алгоритм:

1) рассчитать годовую эффективную дозу без учета рассеивания, создаваемую сбросами этих радионуклидов по следующему соотношению:

(25)

где Frпищ - коэффициент дозового преобразования при пероральном пути поступления радионуклида r для возрастной группы, являющейся критической по данному пути, в соответствии с приложением № 2 к НРБ-99/2009, Зв/Бк;

Qr - сброс радионуклида r, рассчитанный по формуле (23), Бк/год;

2) определить перечень радионуклидов, вклад которых в рассчитанную по формуле (25) дозу равен значению, установленному в третьем абзаце пункта 7 Методики;

3) произвести повторный расчет годовой эффективной дозы без учета рассеивания по формуле (25) для отобранных на предыдущем шаге радионуклидов.

В случае если рассчитанная по рекомендациям подпункта 3) данного пункта настоящего Руководства по безопасности доза превышает значение, установленное в первом абзаце пункта 7 Методики, считать, что нормативы ДС устанавливаются для отобранных радионуклидов.

33. Рекомендации по установлению контрольных уровней сбросов радиоактивных веществ в водные объекты представлены в приложении № 3 к настоящему Руководству по безопасности.

ПРИЛОЖЕНИЕ № 1

к руководству по безопасности
при использовании атомной энергии
«Рекомендуемые методы расчета параметров,
необходимых для разработки нормативов
допустимых сбросов радиоактивных веществ в
водные объекты», утвержденному приказом
Федеральной службы по экологическому,
технологическому и атомному надзору
от 25 июля 2017 г. № 281

Пример расчета максимальных удельных активностей

1. Данное приложение содержит пример расчета МУА с использованием соотношений, приведенных в настоящем Руководстве по безопасности.

2. Рассмотрим следующий набор исходных данных:

1) в однородный водоем (озеро) осуществляются сбросы 137Cs;

2) для данного водного объекта характерны следующие виды водопользования:

использование местным населением для отдыха (купание, рыбная ловля, пребывание на пляже);

водопой мясного и молочного скота;

3) квота от ПД на сбросы радиоактивных веществ для ОИАЭ, осуществляющего сбросы, составляет 50 мкЗв.

3. В таблице № 1 приведены значения параметров, необходимых для расчета МУА 137Cs в воде озера для обозначенных выше путей облучения в соответствии с таблицами приложения № 2 к настоящему Руководству по безопасности.

Таблица № 1

Значения параметров, необходимых для расчета МУА

Параметр

Значение

δ, мкЗв

50

λr, сут-1

6,33·10-5

5,83·10-17

5,79·10-16

Frпищ, Зв/Бк

1,3·10-8

g

6

Krнд, м3/кг

2,90·101

KP, м3/кг

1,50·101

Fmmilk,r, сут/л

1,00·10-1

Ffmeat,r, сут/кг

3,0·10-1

τкупание

0,011

τрыболовство

0,022

τпребывание на пляже

0,022

VWD

0,184

4. МУА 137Cs в воде озера для пути внешнего облучения «купание» рассчитывается по формуле (1) раздела II настоящего Руководства по безопасности:

5. МУА 137Cs в воде озера для пути внешнего облучения «рыболовство» рассчитывается по формуле (2) раздела II настоящего Руководства по безопасности:

6. МУА 137Cs в воде озера для пути внешнего облучения «пребывание на пляже» рассчитывается по формуле (3) раздела II настоящего Руководства по безопасности:

7. Поскольку для 137Cs критической группой населения по поступлению с пищей является группа «6», пересчет годового потребления продуктов питания для него не требуется.

В таблице № 2 приведены годовое потребление продуктов питания в условиях рассматриваемого примера.

Таблица № 2

Годовое потребления продуктов питания

Продукт

Потребление продуктов, кг/год

Молоко

300

Мясо

90

Рыба

20

8. МУА 137Cs в воде озера для пути внутреннего облучения «потребление рыбы» рассчитывается по формуле (7) раздела II настоящего Руководства по безопасности:

9. МУА 137Cs в воде озера для пути внутреннего облучения, связанного с заглатыванием воды при купании, рассчитывается по формуле (13) раздела II настоящего Руководства по безопасности:

10. Коэффициенты перехода по молочной и мясной цепочке рассчитываются по формулам (16) и (17) раздела II настоящего Руководства по безопасности:

11. МУА 137Cs в воде озера для пути внутреннего облучения «потребление мяса» рассчитывается по формуле (9) раздела II настоящего Руководства по безопасности:

12. МУА 137Cs в воде озера для пути внутреннего облучения «потребление молока» рассчитывается по формуле (10) раздела II настоящего Руководства по безопасности:

ПРИЛОЖЕНИЕ № 2

к руководству по безопасности
при использовании атомной энергии
«Рекомендуемые методы расчета параметров,
необходимых для разработки нормативов
допустимых сбросов радиоактивных веществ в
водные объекты», утвержденному приказом
Федеральной службы по экологическому,
технологическому и атомному надзору
от 25 июля 2017 г. № 281

Рекомендуемые значения параметров, используемых при расчете
максимальных удельных активностей

Таблица № 1

Рекомендуемые значения параметров Fr,внеш и fr*

________

* Значения коэффициентов приняты в соответствии с Руководством пользователя к информационно-справочной системе по радиологическим параметрам - Бюро исследований в области регулирования безопасности при использовании атомной энергии, 2013 (NUREG/CR-7166 Radiological Toolbox User’s Guide. - Office of Nuclear Regulatory Research, 2013).

Радионуклид

225Ас

1,41·10-18

1,47·10-17

227Ас

1,14·10-20

1,41·10-19

228Ас

9,70·10-17

9,39·10-16

110mAg

2,75·10-16

2,58·10-15

241Аm

1,54·10-18

2,33·10-17

243Аm

4,19·10-18

4,79·10-17

217At

2,97·10-20

2,93·10-19

218At

2,23·10-19

3,64·10-18

198Au

3,91·10-17

4,07·10-16

140Ва

1,74·10-17

1,90·10-16

210Bi

2,98·10-19

3,51·10-17

211Bi

4,45·10-18

4,40·10-17

212Bi

1,90·10-17

2,25·10-16

213Bi

1,31·10-17

1,68·10-16

214Bi

1,57·10-16

1,44·10-15

45Ca

1,66·10-20

3,77·10-20

47Ca

1,09·10-16

1,00·10-15

141Ce

6,80·10-18

6,93·10-17

144Ce

1,68·10-18

1,84·10-17

36Cl

1,95·10-19

1,12·10-17

242Cm

9,37·10-21

7,02·10-19

243Cm

1,17·10-17

1,18·10-16

244Cm

7,97·10-21

6,44·10-19

57Co

1,10·10-17

1,08·10-16

58Co

9,63·10-17

9,25·10-16

60Co

2,57·10-16

2,30·10-15

51Cr

3,02·10-18

2,97·10-17

134Cs

1,53·10-16

1,48·10-15

137Cs (+137mВа)

5,83·10-17

5,79·10-16

169Еr

3,24·10-20

6,75·10-20

152Eu

1,14·10-16

1,08·10-15

154Eu

1,25·10-16

1,17·10-15

155Eu

4,81·10-18

5,35·10-17

59Fe

1,22·10-16

1,10·10-15

221Fr

2,90·10-18

2,84·10-17

223Fr

4,67·10-18

7,76·10-17

67Ga

1,43·10-17

1,41 10-16

197Hg

5,11·10-18

5,79·10-17

123I

1,43·10-17

1,53·10-16

129I

6,57·10-19

1,95·10-17

131I

3,67·10-17

3,64·10-16

132I

2,27·10-16

2,20·10-15

133I

5,96·10-17

6,17·10-16

135I

1,63·10-16

1,47·10-15

111In

3,69·10-17

3,68·10-16

192Ir

7,86·10-17

7,77·10-16

42K

3,08·10-17

3,98·10-16

140La

2,40·10-16

2,16·10-15

54Mn

8,30·10-17

7,91·10-16

99Mo

1,49·10-17

1,78·10-16

22Na

2,20·10-16

2,05·10-15

24Na

4,50·10-16

3,59·10-15

95Nb

7,57·10-17

7,28·10-16

237Np

1,99·10-18

2,52·10-17

239Np

1,53·10-17

1,54·10-16

32P

6,45·10-19

8,52·10-17

231Pa

3,43·10-18

3,78·10-17

233Pa

1,87·10-17

1,86·10-16

234Pa

1,89·10-16

1,80·10-15

234mPa

1,98·10-18

1,08·10-16

209Pb

1,12·10-19

3,19·10-18

210Pb

1,04·10-19

2,13·10-18

211Pb

5,31·10-18

9,50·10-17

212Pb

1,37·10-17

1,35·10-16

214Pb

2,38·10-17

2,40·10-16

147Pm

9,65·10-21

2,80·10-20

210Po

8,43·10-22

8,09·10-21

214Po

8,26·10-21

7,93·10-20

216Po

1,68·10-21

1,61·10-20

218Po

9,10·10-22

8,66·10-21

144Pr

4,76·10-18

1,63·10-16

144mPr

5,06·10-19

1,05·10-17

238Pu

8,17·10-21

6,26·10-19

239Pu

7,83·10-21

2,84·10-19

240Pu

7,97·10-21

6,01·10-19

241Pu

1,41·10-22

1,72·10-21

223Ra

1,20·10-17

1,21·10-16

224Ra

9,38·10-19

9,15·10-18

225Ra

5,26·10-19

1,07·10-17

226Ra

6,24·10-19

6,11·10-18

218Rn

7,38·10-20

7,25·10-19

219Rn

5,36·10-18

5,28·10-17

220Rn

3,74·10-20

3,69·10-19

222Rn

3,86·10-20

3,82·10-19

103Ru

4,53·10-17

4,49·10-16

106Ru (+106Rh)

2,19·10-17

3,45·10-16

35S

3,42·10-21

1,33·10-20

122Sb

4,34·10-17

4,85·10-16

124Sb

1,87·10-16

1,70·10-15

125Sb

4,06·10-17

4,09·10-16

75Se

3,68·10-17

3,61·10-16

89Sr

5,25·10-19

6,86·10-17

90Sr (+90Y)

9,87·10-19

1,64·10-18

99Tc

3,13·10-20

6,47·10-20

99mTc

1,16·10-17

1,14·10-16

123mTe

1,28·10-17

1,32·10-16

227Th

9,71·10-18

9,81·10-17

228Th

1,80·10-19

2,13·10-18

229Th

7,49·10-18

7,89·10-17

230Th

3,34·10-20

6,37·10-19

231Th

1,01·10-18

1,55·10-17

232Th

1,64·10-20

4,55·10-19

234Th

6,57·10-19

7,49·10-18

201Tl

7,32·10-18

7,96·10-17

208Tl

3,65·10-16

2,97·10-15

209Tl

2,09·10-16

1,92·10-15

232U

2,66·10-20

8,07·10-19

233U

3,15·10-20

5,99·10-19

234U

1,39·10-20

5,86·10-19

235U

1,43·10-17

1,40·10-16

236U

8,89·10-21

5,03·10-19

237U

1,17·10-17

1,23·10-16

238U

5,85·10-21

4,23·10-19

90Y

9,87·10-19

1,10·10-16

65Zn

5,90·10-17

5,41·10-16

95Zr

7,29·10-17

7,04·10-16

Таблица № 2

Время, затрачиваемое на виды водопользования (в долях года)

Вид водопользования

τ

Купание

0,011

Рыболовство

0,022

Пребывание на пляже

0,022

Пребывание на заливных землях

0,046

Пребывание на орошаемых территориях

0,046

Таблица № 3

Коэффициенты межфазного распределения радионуклидов между водой и донными отложениями Krнд для пресной воды, м3/кг*

________

* Справочник по параметрам для прогноза миграции радионуклидов в наземных и пресноводных экосистемах. Технический отчет № 472 - Вена: МАГАТЭ, 2010 (Handbook of Parameter Values for the Prediction of Radionuclide Transfer in Terrestrial and Freshwater Environments/Technical Reports. - Series № 472. - Vienna: IAEA, 2010).

Элемент

Krнд

Mn

7,9·101

Fe

5,0·100

Со

4,4·101

Zn

5,0·10-1

Sr

1,2·100

Zr

1,0·100

Тс

5,0·10-3

Ru

3,2·101

Sb

5,0·100

I

4,4·100

Cs

2,9·101

Ba

2,0·100

Ce

2,2·102

Pm

5,0·100

Eu

5,0·10-1

Ra

7,4·100

Th

1,9·102

U

5,0·10-2

Np

1,0·10-2

Pu

2,4·102

Am

1,2·102

Cm

5,0·100

Таблица № 4

Коэффициенты межфазного распределения радионуклидов между водой и донными отложениями Krнд для морской воды, м3/кг*

________

* Коэффициенты распределения радионуклидов между водой и донными отложениями и коэффициенты накопления радионуклидов в биоте для морских экосистем. Технический отчет № 422 - Вена: МАГАТЭ, 2004 (Sediment Distribution Coefficients and Concentration Factors for Biota in the Marine Environment/Technical Reports. - Series № 422. - Vienna: IAEA, 2004).

Элемент

Krнд, м3/кг

Na

1,0·10-4

S

5,0·10-4

Cl

3,0·10-5

Ca

5,0·10-1

Cr

5,0·101

Mn

2,0·103

Fe

3,0·105

Co

3,0·102

Ni

2,0·101

Zn

7,0·101

Se

3,0·100

Sr

8,0·10-3

Y

9,0·102

Zr

2,0·103

Nb

8,0·102

Tc

1,0·10-1

Ru

4,0·101

Ag

1,0·10-1

In

5,0·101

Sb

2,0·100

Те

1,0·100

I

7,0·10-2

Cs

4,0·100

Ba

2,0·100

Ce

3,0·103

Pm

2,0·103

Pr

5,0·103

Eu

2,0·103

Ir

1,0·102

Hg

4,0·100

Tl

2,0·101

Pb

1,0·102

Po

2,0·104

Ra

2,0·100

Ac

2,0·103

Th

3,0·103

Pa

5,0·103

U

1,0·100

Np

1,0·100

Pu

1,0·102

Am

2,0·103

Cm

2,0·103

Таблица № 5

Коэффициенты накопления радионуклидов в пресноводной рыбе, м3/кг*

________

* Справочник по параметрам для прогноза миграции радионуклидов в наземных и пресноводных экосистемах. Технический отчет № 472 - Вена: МАГАТЭ, 2010 (Handbook of Parameter Values for the Prediction of Radionuclide Transfer in Terrestrial and Freshwater Environments/Technical Reports. - Series Ns 472. - Vienna: IAEA, 2010).

Элемент

KP, м3/кг

Ag

1,1·10-1

Am

2,4·10-1

Au

2,4·10-1

Ba

1,2·10-3

C

4,0·102

Ca

1,2·10-2

Ce

2,5·10-2

Cl

4,7·10-2

Co

7,6·10-2

Cr

4,0·10-3

Cs

2,5·100

Cu

2,3·10-1

Eu

1,3·10-1

Fe

1,7·10-1

Hg

6,1·100

I

3,0·10-2

K

3,2·100

La

3,7·10-2

Mg

3,7·10-2

Mn

2,4·10-1

Mo

1,9·10-3

Na

7,6·10-2

Ni

2,1·10-2

P

1,4·102

Pb

2,5·10-2

Po

3,6·10-2

Pu

2,1·101

Ra

4,0·10-3

Rb

4,9·100

Ru

5,5·10-2

Sb

3,7·10-2

Se

6,0·100

Sr

2,9·100

Те

1,5·10-1

Th

6,0·10-3

Tl

9,0·10-1

U

9,6·10-4

V

9,7·10-2

Y

4,0·10-2

Zn

3,4·100

Zr

2,2·10-2

Таблица № 6

Коэффициенты накопления радионуклидов в морской рыбе, м3/кг*

________

* Коэффициенты распределения радионуклидов между водой и донными отложениями и коэффициенты накопления радионуклидов в биоте для морских экосистем. Технический отчет № 422 - Вена: МАГАТЭ, 2004 (Sediment Distribution Coefficients and Concentration Factors for Biota in the Marine Environment Technical Reports. - Series № 422. - Vienna: IAEA, 2004).

Элемент

KP

C

2,0·101

Na

1,0·1,0-3

S

1,0·1,0-3

Cl

6,0·10-5

Ca

2,0·10-3

Sc

1,0·100

Cr

2,0·10-1

Mn

1,0·100

Fe

3,0·101

Co

7,0·10-1

Ni

1,0·100

Zn

1,0·100

Se

1,0·101

Sr

3,0·10-3

Y

2,0·10-2

Zr

2,0·10-2

Nb

3,0·10-2

Tc

8,0·10-2

Ru

2,0·10-3

Ag

1,0·101

In

5,0·10-1

Sb

6,0·10-1

Те

1,0·100

I

9,0·10-3

Cs

1,0·10-1

Ba

1,0·10-2

Ce

5,0·10-2

Pm

3,0·10-1

Eu

3,0·10-1

Ir

2,0·10-2

Hg

3,0·101

Tl

5,0·100

Pb

2,0·10-1

Po

2,0·100

Ra

1,0·10-1

Ac

5,0·10-2

Th

6,0·10-1

U

1,0·10-3

Np

1,0·10-3

Pu

1,0·10-1

Am

1,0·10-1

Cm

1,0·10-1

Таблица № 7

Рекомендуемые значения параметров Fvr, Fv1r, Fmmilk,r, Ffmeat,r*

________

* Консервативные модели для использования при оценках воздействия радиоактивных выбросов и сбросов на окружающую среду. Отчет по безопасности К» 19 - Вена; МАГАТЭ, 2000 (Generic Models for use in Assessing the Impact of Discharges of Radioactive Substances to the Environment» Safety Reports. - Series № 19. - Vienna: IAEA, 2000).

Элемент

Fvr

Fmmilk,r, сут

Ffmeat,r, сут/кг

Fv1r

Ag

1,0·10-2

1,0·10-4

6,0·10-3

1,0·10-1

Am

2,0·10-3

2,0·10-5

1,0·10-4

1,0·10-1

As

8,0·10-2

1,0·10-4

2,0·10-2

2,0·10-1

Au

1,0·10-1

1,0·10-5

5,0·10-3

4,0·10-1

Ba

5,0·10-2

5,0·10-3

2,0·10-3

1,0·10-1

Ce

5,0·10-2

3,0·10-4

2,0·10-4

1,0·10-1

Cm

1,0·10-3

2,0·10-6

2,0·10-5

1,0·10-1

Co

8,0·10-2

1,0·10-2

7,0·10-2

2,0·100

Cr

1,0·10-3

2,0·10-4

9,0·10-2

1,0·10-1

Cs

3,0·10-1

1,0·10-1

3,0·10-1

2,0·101

Cu

5,0·10-1

2,0·10-3

1,0·10-2

2,0·100

Eu

2,0·10-3

6,0·10-5

2,0·10-3

1,0·10-1

Fe

1,0·10-3

3,0·10-4

5,0·10-2

1,0·10-1

Ga

3,0·10-3

1,0·10-5

3,0·10-4

1,0·10-1

Hg

3,0·10-1

5,0·10-4

1,0·10-2

3,0·100

I

2,0·10-2

5,0·10-1

4,0·10-3

1,0·10-1

In

3,0·10-3

2,0·10-4

4,0·10-3

1,0·10-1

Mn

3,0·10-1

3,0·10-4

7,0·10-4

1,0·101

Mo

2,0·10-1

5,0·10-3

1,0·10-2

1,0·100

Na

5,0·10-2

2,5·10-1

8,0·10-1

6,0·10-1

Nb

1,0·10-2

4,0·10-6

3,0·10-6

2,0·10-1

Ni

3,0·10-1

2,0·10-1

5,0·10-2

1,0·100

Np

4,0·10-2

5,0·10-5

1,0·10-2

5,0·10-1

P

1,0·100

2,0·10-2

5,0·10-3

1,0·101

Pb

2,0·10-2

3,0·10-4

7,0·10-4

1,0·10-1

Pm

2,0·10-3

6,0·10-5

2,0·10-3

1,0·10-1

Po

2,0·10-3

3,0·10-3

5,0·10-3

1,0·10-1

Pu

1,0·10-3

3,0·10-6

2,0·10-4

1,0·10-1

Ra

4,0·10-2

1,0·10-3

5,0·10-3

4,0·10-1

Rh

2,0·10-1

5,0·10-4

2,0·10-3

2,0·100

Ru

5,0·10-2

3,0·10-5

5,0·10-2

2,0·10-1

S

6,0·10-1

2,0·10-2

2,0·10-1

6,0·100

Sb

1,0·10-3

2,5·10-4

5,0·10-3

1,0·10-1

Se

1,0·10-1

1,0·10-3

1,0·10-1

1,0·100

Sr

3,0·10-1

3,0·10-3

1,0·10-2

1,0·101

Tc

5,0·100

1,0·10-3

1,0·10-3

8,0·101

Те

1,0·100

5,0·10-3

7,0·10-2

1,0·101

Th

1,0·10-3

5,0·10-6

1,0·10-4

1,0·10-1

Tl

2,0·100

3,0·10-3

2,0·10-2

2,0·100

U

1,0·10-2

6,0·10-4

3,0·10-3

2,0·10-1

Y

3,0·10-3

6,0·10-5

1,0·10-2

1,0·10-1

Zn

2,0·100

1,0·10-2

2,0·10-1

2,0·100

Zr

1,0·10-3

6,0·10-6

1,0·10-5

1,0·10-1

Таблица № 8

Рекомендуемые значения суточных энергетических затрат для лиц из различных возрастных групп, ккал/сут

Возрастная группа (g)

2

3

4

5

6

Энергетические затраты, ккал/сут

1400

2000

2600

3100

2900

ПРИЛОЖЕНИЕ № 3

к руководству по безопасности
при использовании атомной энергии
«Рекомендуемые методы расчета параметров,
необходимых для разработки нормативов
допустимых сбросов радиоактивных веществ в
водные объекты», утвержденному приказом
Федеральной службы по экологическому,
технологическому и атомному надзору
от 25 июля 2017 г. № 281

Рекомендации по установлению контрольных уровней сбросов
радиоактивных веществ в водные объекты

1. Годовой контрольный уровень сброса r-го радионуклида в воду водного объекта, Бк/год, рекомендуется определять по следующему соотношению:

(1)

где ДСr - допустимый сброс r-го радионуклида в воду водного объекта, Бк/год;

X - безразмерная величина, которую рекомендуется принимать большей или равной 2.

2. Месячный (Бк/мес) и суточный (Бк/сут) контрольные уровни сброса r-го радионуклида в воду водного объекта рекомендуется определять по следующим соотношениям:

(2)

(3)

где КУrгод - годовой контрольный уровень сброса r-го радионуклида, Бк/год.

3. В случае если r-й радионуклид, содержание которого в сточных водах не превышает нижний порог обнаружения используемых методик выполнения измерений, подлежит нормированию в соответствии с рекомендациями раздела III настоящего Руководства по безопасности, проверку непревышения контрольных уровней рекомендуется выполнять с помощью следующих соотношений:

(4)

(5)

(6)

где НПОr - нижний порог обнаружения для r-го радионуклида, Бк/м3;

Vгод - годовой объем сброса, м3/год;

Vмес - месячный объем сброса, м3/мес;

Vсут - суточный объем сброса, м3/сут;

КУrгод - годовой контрольный уровень сброса r-го радионуклида, Бк/год, рассчитанный по формуле (1) настоящего приложения к Руководству по безопасности;

КУrмес - месячный контрольный уровень сброса r-то радионуклида, Бк/мес, рассчитанный по формуле (2) настоящего приложения к Руководству по безопасности;

КУrсут - суточный контрольный уровень сброса r-го радионуклида, Бк/сут, рассчитанный по формуле (3) настоящего приложения к Руководству по безопасности.