ФЕДЕРАЛЬНАЯ
СЛУЖБА ПРИКАЗ
Москва Об
утверждении руководства по безопасности при использовании В целях реализации полномочий, установленных подпунктом 5.3.18 Положения о Федеральной службе по экологическому, технологическому и атомному надзору, утвержденного постановлением Правительства Российской Федерации от 30 июля 2004 г. № 401, приказываю: Утвердить прилагаемое к настоящему приказу руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Рекомендации по методам и средствам контроля за выбросами радиоактивных веществ в атмосферный воздух».
Руководство по безопасности I. Общие положения1. Руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Рекомендации по методам и средствам контроля за выбросами радиоактивных веществ в атмосферный воздух» (РБ-135-17) (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 атомных станций» (НП-001-15), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 17 декабря 2015 г. № 522 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 2 февраля 2016 г., регистрационный № 40939), «Правила безопасности при обращении с радиоактивными отходами атомных станций» (НП-002-15), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 30 января 2015 г. № 35 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 27 февраля 2015 г., регистрационный № 36288), «Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла (ОПБ ОЯТЦ)» (НП-016-05), утвержденных постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 2 декабря 2005 г. № 11 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 1 февраля 2006 г., регистрационный № 7433), «Обращение с газообразными радиоактивными отходами. Требования безопасности» (НП-021-15), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 15 июня 2015 г. № 244 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 22 июля 2015 г., регистрационный № 38130), «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок» (НП-033-11), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 30 июля 2011 г. № 348 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 29 августа 2011 г., регистрационный № 21700), «Безопасность при обращении с радиоактивными отходами. Общие положения» (НП-058-14), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 5 августа 2014 г. № 347 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 14 ноября 2014 г., регистрационный № 34701), «Основные правила учета и контроля радиоактивных веществ и радиоактивных отходов в организации» (НП-067-11), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 31 января 2012 г. № 67 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 29 марта 2012 г., регистрационный № 23652). 2. Настоящее Руководство по безопасности содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по методам и средствам контроля за выбросами радиоактивных веществ в атмосферный воздух. 3. Настоящее Руководство по безопасности распространяется на объекты использования атомной энергии, на которых осуществляется эксплуатация стационарных источников выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух, для которых в соответствии с Методикой 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), должны устанавливаться нормативы предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух (далее - нормируемые источники). 4. Настоящее Руководство по безопасности рекомендовано для использования всеми юридическими и физическими лицами, в том числе эксплуатирующими организациями, осуществляющими контроль за выбросами радиоактивных веществ в атмосферный воздух, проектными и другими организациями, разрабатывающими методики и средства выполнения такого контроля, а также специалистами Ростехнадзора, ответственными за регулирование безопасности указанной деятельности. 5. 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 их обоснованности. 6. Список сокращений и обозначений, используемых в настоящем Руководстве по безопасности, приведен в приложении № 1 к настоящему Руководству по безопасности. II. Рекомендации по
методам и средствам контроля выбросов
|
|
(1) |
|
(2) |
где kr - отношение содержания в выбрасываемой среде нормируемого радионуклида r и реперного радионуклида R, определенное по результатам прецизионных измерений содержания нормируемых радионуклидов и реперных радионуклидов в выбрасываемой радиоактивной среде;
uR - относительная стандартная неопределенность контроля суточного выброса реперного радионуклида r, определенная с использованием методик и средств штатного контроля;
Uk - максимальная относительная стандартная неопределенность определения параметра kr, обусловленная неопределенностями методик и средств измерений.
25. Рекомендации по учету неопределенностей и нижних порогов измерения при проверке соблюдения нормативов выбросов радиоактивных веществ приведены в приложении № 5 к настоящему Руководству по безопасности.
к руководству по безопасности при |
использовании атомной энергии «Рекомендации |
по методам и средствам контроля за выбросами |
радиоактивных веществ в атмосферный воздух», |
утвержденному приказом Федеральной службы |
по экологическому, технологическому и |
атомному надзору |
от «30» августа 2017 г. № 347 |
АЭС - атомная электростанция
ИРГ - инертные радиоактивные газы
КУ - контрольный уровень
МВИ - методика выполнения измерений
НПИ - нижний предел измерений
ОИАЭ - объект использования атомной энергии
ПДВ - предельно допустимый выброс
к руководству по безопасности при |
использовании атомной энергии «Рекомендации |
по методам и средствам контроля за выбросами |
радиоактивных веществ в атмосферный воздух», |
утвержденному приказом Федеральной службы |
по экологическому, технологическому и |
атомному надзору |
от «30» августа 2017 г. № 347 |
Рекомендации по установлению контрольных уровней выбросов
радиоактивных веществ в атмосферный воздух
1. Контрольный уровень годового выброса r-го нормируемого радионуклида из i-го нормируемого источника в атмосферный воздух, (Бк/год) рекомендуется определять по следующему соотношению:
|
(1) |
где ПДВr,i - предельно допустимый выброс r-го радионуклида из i-го источника в атмосферный воздух, Бк/год;
X - безразмерная величина, которая устанавливается с учетом достигнутого уровня выбросов и, как правило, принимается большей или равной 2.
В качестве контрольного уровня годового выброса может быть принят допустимый выброс за год r-го нормируемого радионуклида из i-го нормируемого источника.
2. Контрольные уровни выбросов за месяц (Бк/мес) и сутки (Бк/сут) r-го нормируемого радионуклида из i-го нормируемого источника в атмосферный воздух рекомендуется определять по следующим соотношениям:
|
(2) |
|
(3) |
где - месячный контрольный уровень выброса r-го радионуклида, Бк/мес;
- суточный контрольный уровень выброса r-го радионуклида, Бк/сут.
В отдельные месяцы допускается выброс радионуклидов, превышающий 3·, при условии, что не будет превышен .
к руководству по безопасности при |
использовании атомной энергии «Рекомендации |
по методам и средствам контроля за выбросами |
радиоактивных веществ в атмосферный воздух», |
утвержденному приказом Федеральной службы |
по экологическому, технологическому и |
атомному надзору |
от «30» августа 2017 г. № 347 |
В случаях, когда с использованием действующих методик и средств контроля выбросов измерены значения выбросов радионуклидов, указанных в первых колонках таблицы № 1 и таблицы № 2 приложения № 3 к настоящему Руководству по безопасности, меньшие, чем установленные в МВИ нижние пределы измерений, рекомендуется усовершенствовать средства измерения и МВИ таким образом, чтобы были достигнуты нижние пределы измерений по индикаторным радионуклидам, установленные в третьих колонках таблицы № 1 и таблицы № 2 приложения № 3 к настоящему Руководству по безопасности.
Таблица № 1
Рекомендуемый
перечень индикаторных радионуклидов и нижние
пределы измерений для контроля выбросов при эксплуатации
легководных реакторов*
Перечень радионуклидов в выбросах |
Индикаторные радионуклиды |
Нижний предел измерений, Бк/м3 |
ИРГ |
|
|
41Аr |
|
|
85Kr |
|
|
85mKr |
|
|
87Kr |
|
|
88Kr |
85Kr |
10-4 |
89Кr |
|
|
131mХе |
|
|
133Хе |
|
|
133mХе |
|
|
135Хе |
|
|
135mХе |
|
|
137Хе |
|
|
138Хе |
|
|
Аэрозоли |
|
|
51Сr |
|
|
54Мn |
|
|
58Со |
60Co |
10-2 |
59Fe |
|
|
60Со |
|
|
65Zn |
|
|
89Sr |
|
|
Аэрозоли |
|
|
90Sr |
|
|
95Zr |
90Sr |
2·10-2 |
95Nb |
|
|
110mAg |
|
|
Аэрозоли |
|
|
112Sb |
|
|
124Sb |
|
|
125Sb |
|
|
134Cs |
|
|
137Cs |
137Cs |
3·10-2 |
140Ba |
|
|
140La |
|
|
141Ce |
|
|
144Сe |
|
|
Аэрозоли |
|
|
238Рu |
|
|
239Pu + 240Pu |
239Рu + 240Рu |
5·10-3 |
241Am |
241Аm |
5·10-3 |
Аэрозоли |
|
|
242Сm |
|
|
243Сm |
|
|
244Сm |
|
|
Йод |
|
|
131I |
131I |
2 10-2 |
132I |
|
|
133I |
|
|
135I |
|
|
3H |
3Н |
1·103 |
14C |
14С |
1·101 |
____________
* Commission recommendation of 18 December 2003 «On standardised information on radioactive airborne and liquid discharges into the environment from nuclear power reactors and reprocessing plants in normal operation», 2004/2/Euratom (Рекомендации комиссии Европейского сообщества по атомной энергии от 18 декабря 2003 года «О стандартизированной информации о выбросах радиоактивных веществ в атмосферный воздух и сбросах радоактивных веществ в окружающую среду от ядерных установок и заводов по переработке отработавшего ядерного топлива в режиме нормальной эксплуатации»).
Рекомендуемый
перечень индикаторных радионуклидов и нижние
пределы измерений для контроля выбросов ядерных установок ядерного
топливного цикла, предназначенных для переработки отработавшего
ядерного топлива**
Перечень радионуклидов в выбросах |
Индикаторные радионуклиды |
Нижний предел измерений, Бк/м3 |
85Kr |
85Kr |
1·104 |
60Со |
60Co |
3·10-2 |
90Sr |
90Sr |
2·10-2 |
106Ru |
106Ru |
3·10-2 |
125Sb |
|
|
134Cs |
|
|
137Cs |
137Cs |
3·10-2 |
238Рu |
|
|
239Рu + 240Рu |
239Pu + 240Pu |
1·10-3 |
241Am |
|
|
242Сm |
242Сm |
1·10-3 |
243Сm |
|
|
244Cm |
|
|
129I |
129I |
2·100 |
3H |
3H |
1·103 |
14C |
14C |
1·101 |
____________
** Commission recommendation of 18 December 2003 «On standardised information on radioactive airborne and liquid discharges into the environment from nuclear power reactors and reprocessing plants in normal operation», 2004/2/Euratom (Рекомендации комиссии Европейского сообщества по атомной энергии от 18 декабря 2003 года «О стандартизированной информации о выбросах радиоактивных веществ в атмосферный воздух и сбросах радиоактивных веществ в окружающую среду от ядерных установок и заводов по переработке отработавшего ядерного топлива в режиме нормальной эксплуатации»).
к руководству по безопасности при |
использовании атомной энергии «Рекомендации |
по методам и средствам контроля за выбросами |
радиоактивных веществ в атмосферный воздух», |
утвержденному приказом Федеральной службы |
по экологическому, технологическому и |
атомному надзору |
от «30» августа 2017 г. № 347 |
1. Данное приложение содержит пример расчета (методом материального баланса) выбросов нормируемых радионуклидов из неорганизованного нормируемого источника на примере брызгального бассейна АЭС.
2. Для расчета использовался следующий набор исходных данных:
1) параметры, важные для оценки объемов пароводяной смеси, уносимой в атмосферу при эксплуатации брызгального бассейна АЭС, приведенные в таблице № 1 настоящего приложения;
2) данные радиационного контроля воды брызгального бассейна АЭС, приведенные в таблице № 2 настоящего приложения;
3) проектные материалы, содержащие сведения о распределении между капельной и паровой фазой в выбросах из брызгального бассейна, приведенные в таблице № 3 настоящего приложения.
Параметры,
используемые для оценки объемов пароводяной смеси,
уносимой в атмосферу при эксплуатации брызгального бассейна АЭС
Характеристика |
АЭС |
Количество брызгальных бассейнов, шт |
1 |
Расход подпиточной воды на брызгальный бассейн, м3/час (м3/год) |
47,5 (4,164·105) |
3. В качестве объемной активности каждого из радионуклидов, используемой для оценки выбросов, принимаются осредненные за год значения объемной активности радионуклидов, Avсреднее, Бк/м3, представленные в таблице № 2.
Осредненные
за двенадцать месяцев объемные активности воды
брызгального бассейна АЭС
Объемная активность воды брызгального бассейна, Бк/м3 |
|
137Cs |
3Н |
907 |
2,069·107 |
При оценке выбросов учитывается, что выброс из брызгального бассейна представляет собой смесь воды (в виде капель) и пара. Соотношения между каплями и паром принимаются на основании данных, представленных в таблице № 3.
Распределение между каплями и паром, уносимыми в атмосферу
Параметр |
Радионуклид |
|
137Cs |
3Н |
|
Доля капель, отн. ед. |
0,8 |
0,8 |
Доля пара, отн. ед. |
5·10-3·0,2 |
0,2 |
Также при оценке выбросов при эксплуатации брызгального бассейна АЭС учитывается, что тритий, присутствующий в воде брызгального бассейна, распределяется между паром и каплями, уносимыми в атмосферу, пропорционально соотношению: 80 % в каплях и 20 % в паре. В отношении 137Cs, согласно справочным данным, принимается, что 0,5 % от радионуклидов, содержащихся в испаряемой воде, переходит в пар.
4. С использованием приведенных в пунктах 2 и 3 настоящего приложения исходных данных расчет годового выброса трития в виде капель () и пара () из одного брызгального бассейна АЭС выполняется по формулам:
|
(1) |
|
(2) |
где Avсреднее - среднегодовая объемная активность радионуклида в воде брызгальных бассейнов АЭС;
Vподпитки - годовой объем подпитки на один брызгальный бассейн АЭС, равный 4,164·105, м3/год.
5. Расчет величины годового выброса 137Cs в виде капель () и пара () из одного брызгального бассейна АЭС выполняется по формулам:
|
(3) |
|
(4) |
где 5·10-3 - множитель, учитывающий что 0,5 % от радионуклидов (137Cs), содержащихся в испаряемой воде, переходит в пар.
6. Рассчитанные значения годовых выбросов 137Cs и 3Н из брызгального бассейна по формулам (5) - (8) приложения № 4 к настоящему Руководству по безопасности представлены в таблице № 4.
Таблица № 4
Выброс радионуклидов при эксплуатации брызгального бассейна АЭС
Параметр |
Выброс радионуклидов, Бк/год |
|
137Cs |
3Н |
|
Унос с паром |
3,77·105 |
1,72·1012 |
Капельный унос |
3,02·108 |
6,89·1012 |
к руководству по безопасности при |
использовании атомной энергии «Рекомендации |
по методам и средствам контроля за выбросами |
радиоактивных веществ в атмосферный воздух», |
утвержденному приказом Федеральной службы |
по экологическому, технологическому и |
атомному надзору |
от «30» августа 2017 г. № 347 |
1. Для целей учета неопределенностей и нижних порогов измерения при проверке соблюдения нормативов предельно допустимых выбросов рекомендуется определить значение , Бк/год, годового выброса каждого нормируемого радионуклида r из каждого нормируемого источника i по формуле:
|
(1) |
где - месячный выброс нормируемого радионуклида r из нормируемого источника i, Бк/мес;
m - номер месяца.
После этого рекомендуется оценить суммарную абсолютную неопределенность (Р = 0,95) контроля годового выброса радионуклида r - по формуле:
|
(2) |
где - стандартная неопределенность контроля активности годового выброса нормируемого радионуклида r из нормируемого источника i, рассчитываемая по формуле (3).
Стандартная неопределенность контроля активности годового выброса нормируемого радионуклида r из нормируемого источника i рассчитывается по формуле:
|
(3) |
где - значение суточного выброса каждого нормируемого радионуклида r из каждого нормируемого источника i, рассчитываемое по формуле (4), Бк/сут;
- стандартная неопределенность контроля активности месячного выброса нормируемого радионуклида r из нормируемого источника i за m-й месяц, рассчитываемая по формуле (5).
2. Значение , Бк/мес, месячного выброса каждого нормируемого радионуклида r из каждого нормируемого источника i рекомендуется рассчитывать по формуле:
|
(4) |
где - измеренное значение суточного выброса каждого нормируемого радионуклида r из каждого нормируемого источника i за сутки d, Бк/сут;
d и D - день (переменная суммирования) и полное число дней в месяце, соответственно.
Стандартная неопределенность контроля активности месячного выброса нормируемого радионуклида r из нормируемого источника i, рассчитывается по формуле:
|
(5) |
где - измеренное значение суточного выброса каждого нормируемого радионуклида r из каждого нормируемого источника i за сутки d, Бк/сут;
- стандартная неопределенность контроля активности суточного выброса нормируемого радионуклида r из нормируемого источника i за сутки d, рассчитываемая по формуле:
|
(6) |
где - стандартная неопределенность контроля объемной активности нормируемого радионуклида r, выбрасываемого из нормируемого источника i;
- суммарная неопределенность (для Р = 0,95) контроля суточного объема выброшенного воздуха из нормируемого источника i.
Суммарную абсолютную неопределенность (Р = 0,95) контроля выброса радионуклида r рекомендуется рассчитывать по формуле
|
(7) |
3. В случае невозможности зарегистрировать нормируемый радионуклид в выбросах из-за недостаточной чувствительности применяемых средств контроля значение его фактического суточного выброса рекомендуется определять по формуле:
|
(8) |
где ηr - коэффициент, характеризующий степень консервативности определения содержания радионуклида r в выбросе в соответствии с применяемыми методикой и средством контроля;
НПИr,i - нижний предел измерения объемной активности нормируемого радионуклида r в выбросе, характеризующий штатные методики и средства, используемые для измерения указанной объемной активности в выбросе из i-го нормируемого источника или характеризующий методики и средства, используемые для периодических прецизионных измерений указанной объемной активности в выбросе из i-го нормируемого источника, Бк/м3;
- объем выброса воздуха (газа) из источника i за сутки d, м3/сут.
При отсутствии информации о распределении контролируемой величины значение ηr рекомендуется принимать равным 0,5. Если соответствующим исследованием доказано присутствие в выбросе нормируемого радионуклида на более низком уровне, чем это позволяет регламентный (штатный) контроль, то коэффициент ηr рекомендуется установить на основании результатов указанного исследования, исходя из радиологической опасности данного радионуклида. В случае если указанным исследованием установлено, что вклад конкретного радионуклида при нормальной эксплуатации ОИАЭ в дозу без учета рассеяния, обусловленную выбросом, составляет менее 0,001 - данный радионуклид рекомендуется исключить из перечня нормируемых радионуклидов.
4. В случае если нормативы предельно допустимых выбросов нормируемых радионуклидов установлены таким образом, что годовой выброс всех нормируемых радионуклидов из всех нормируемых источников в количествах, равных установленным нормативам, приводит к достижению (в точке максимума эффективной дозы на местности) установленной для организации дозовой квоты на выбросы, проверку соблюдения организацией нормативов предельно допустимых выбросов рекомендуется выполнять по формуле (9), обеспечивающей консервативность оценок:
, |
(9) |
где , Бк/год.
5. В случае если нормативы предельно допустимых выбросов нормируемых радионуклидов установлены таким образом, что годовой выброс всех нормируемых радионуклидов из одного нормируемого источника в количествах, равных установленным для данного источника нормативам, приводит к достижению (в точке максимума на местности) установленной для организации дозовой квоты на выбросы, проверку соблюдения организацией нормативов предельно допустимых выбросов рекомендуется выполнять по формуле (10), обеспечивающей консервативность оценок:
|
(10) |
6. В случае если нормативы предельно допустимых выбросов нормируемых радионуклидов установлены таким образом, что годовой выброс одного нормируемого радионуклида из одного нормируемого источника в количествах, равных установленным нормативам, приводит к достижению (в точке максимума на местности) установленной для организации дозовой квоты на выбросы, проверку соблюдения организацией нормативов предельно допустимых выбросов рекомендуется выполнять по формуле (11), обеспечивающей консервативность оценок:
|
(11) |
СОДЕРЖАНИЕ