Приказ Ростехнадзора от 25.07.2017 № 281

Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору · № 281 от 25.07.2017Утратил силу 25.07.2017

Актуально на 10.11.2026.

Как цитировать: Приказ Ростехнадзора от 25.07.2017 N 281. 281. 25.07.2017. https://bukva.ai/docs/prikaz-281-2017-rostehnadzor-federalnaya

«Об утверждении руководства по безопасности при использовании атомной энергии „Рекомендуемые методы расчета параметров, необходимых для разработки нормативов допустимых сбросов радиоактивных веществ в водные объекты“»

(вместе с «РБ-126-17...»)

Внимание

Документ утратил силу в связи с изданием Приказа Ростехнадзора от 09.09.2021 № 297. Документ утратил силу в связи с изданием Приказа Ростехнадзора от 09.09.2021 № 297, утвердившего новое руководство по безопасности.

ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ

ПРИКАЗ

от 25 июля 2017 г. № 281

ОБ УТВЕРЖДЕНИИ РУКОВОДСТВА ПО БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ «РЕКОМЕНДУЕМЫЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА ПАРАМЕТРОВ, НЕОБХОДИМЫХ ДЛЯ РАЗРАБОТКИ НОРМАТИВОВ ДОПУСТИМЫХ СБРОСОВ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ В ВОДНЫЕ ОБЪЕКТЫ»

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 «Рекомендуемые методы расчета параметров, необходимых для разработки нормативов допустимых сбросов радиоактивных веществ в водные объекты».

Врио руководителя А. В. Ферапонтов

Утверждено приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от «» _________ 20 г. N ___

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)

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 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. (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:

\text{МУА}_{r}^{\text{купание}} = \frac{1}{3,15 \cdot 10^{7}} \cdot \frac{\delta}{F_{r,\text{внеш}} \cdot \tau_{\text{купание}}} , (1)

где \delta — 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;

\tau_{\text{купание}} — 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:

\text{МУА}_{r}^{\text{рыболовство}} = \frac{1}{3,15 \cdot 10^{7}} \cdot \frac{\delta}{F_{r,\text{внеш}} \cdot \tau_{\text{рыболовство}}} , (2)

где \delta — квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

3,15 · 107 — количество секунд в году;

\tau_{\text{рыболовство}} — 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:

\text{МУА}_{r}^{\text{пребываниенапляже}} = \frac{1}{3,15 \cdot 10^{7}} \cdot \frac{\delta}{0,2 \cdot f_{r} \cdot \rho_{s} \cdot \Delta \cdot K_{d}^{r} \cdot \tau_{\text{пребываниенапляже}}} , (3)

где \delta — 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;

\rho_{s} — плотность загрязненной почвы, кг/м3 (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равной 1200 кг/м3);

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

\tau_{\text{пребываниенапляже}} — 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);

K_{d}^{r} — коэффициент межфазного распределения «вода-почва», м3/кг, который рекомендуется рассчитывать по формуле:

K_{d}^{r} = 6 \cdot \frac{1 - e^{- \lambda_{r} \cdot T_{e}}}{\lambda_{r} \cdot T_{e}} \cdot K_{\text{нд}}^{r} ,(4)

где \lambda_{r} — постоянная распада радионуклида, год-1;

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

K_{\text{нд}}^{r} — 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:

\text{МУА}_{r}^{\text{пребываниевпойме}} = \frac{1}{3,15 \cdot 10^{7}} \cdot \frac{\delta}{f_{r} \cdot \rho_{s} \cdot \Delta \cdot K_{d}^{r} \cdot \tau_{\text{пребываниевпойме}}} , (5)

где \delta — квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

3,15 · 107 — количество секунд в году;

K_{d}^{r} — коэффициент межфазного распределения «вода-почва», м3/кг, который рекомендуется рассчитывать по формуле (4) пункта 9 настоящего Руководства по безопасности;

\tau_{\text{пребываниевпойме}} — 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:

\text{МУА}_{r}^{\text{пребываниенаорош}.\text{тер} - \text{ях}} = \frac{1}{3,15 \cdot 10^{7}} \cdot \frac{\delta}{f_{r} \cdot q_{\text{ор}} \cdot \frac{1 - e^{- \lambda_{r} \cdot T_{\text{ор}}}}{\lambda_{r}} \cdot \tau_{\text{пребываниенаорош }.\text{тер} - \text{ях}}} , (6)

где \delta — квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

3,15 · 107 — количество секунд в году;

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

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

\lambda_{r} — постоянная распада радионуклида, год-1;

\tau_{\text{пребываниенаорош}.\text{тер} - \text{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:

\text{МУА}_{r}^{\text{потреблениерыбы}} = \frac{\delta}{F_{\text{пищ}}^{r} \cdot K_{P,r} \cdot I_{r,fish}} , (7)

где \delta — квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

F_{\text{пищ}}^{r} — 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,fish — 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:

\text{МУА}_{r}^{\text{потреблениеовощей}} = \frac{\delta}{F_{\text{пищ}}^{r} \cdot K_{veg,r} \cdot I_{r,vegs}} , (8)

где \delta — квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

Kveg,r — 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:

\text{МУА}_{r}^{\text{потреблениемяса }(\text{водопой})} = \frac{\delta}{F_{\text{пищ}}^{r} \cdot K_{meat(wateringplace),r} \cdot I_{r,meat}} ,(9)

где \delta — квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

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:

\text{МУА}_{r}^{\text{потреблениемолока }(\text{водопой})} = \frac{\delta}{F_{\text{пищ}}^{r} \cdot K_{milk(wateringplace),r} \cdot I_{r,milk}} , (10)

где \delta — квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

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:

\text{МУА}_{r}^{\text{потреблениемяса }(\text{выпас})} = \frac{\delta}{F_{\text{пищ}}^{r} \cdot K_{meat(pasture),r} \cdot I_{r,meat}} , (11)

где \delta — квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

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);

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:

\text{МУА}_{r}^{\text{потреблениемолока }(\text{выпас})} = \frac{\delta}{F_{\text{пищ}}^{r} \cdot K_{milk(pasture),r} \cdot I_{r,milk}} , (12)

где \delta — квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

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);

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 \text{МУА}_{r}^{WD} , рассчитываемой по формуле:

\text{МУА}_{r}^{WD} = \frac{\delta}{F_{\text{пищ}}^{r} \cdot V_{WD} \cdot \tau_{\text{купание}}} , (13)

где \delta — квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

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);

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 \text{МУА}_{3_{\text{Н}}} , рассчитываемой по формуле:

\text{МУА}_{3_{\text{Н}}} = \frac{\delta}{g_{3_{\text{Н}}} \cdot 10^{- 3}} , (14)

где \delta — квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

g_{3_{\text{Н}}} — дозовый коэффициент для 3H, 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:

K_{veg,r} = (q_{\text{ор}} \cdot \alpha_{2} \cdot \frac{1 - \text{е}^{- (\lambda_{r} + \lambda_{s,r}) \cdot t_{e}}}{(\lambda_{r} + \lambda_{w})} + Fv_{r} \cdot \frac{120}{365} \cdot q_{op} \cdot \frac{1 - \text{е}^{- (\lambda_{r} + \lambda_{s,r}) \cdot t_{b}}}{(\lambda_{r} + \lambda_{s,r}) \cdot \rho}) \cdot \text{е}^{- \lambda_{r} \cdot t_{h}} , (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);

\alpha_{2} — 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);

\lambda_{r} — постоянная распада радионуклида r, сут-1;

\lambda_{w} — 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);

\lambda_{s,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);

\rho — 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):

K_{meat(wateringplace),r} = F_{meat,r}^{f} \cdot Q_{meat}^{w} \cdot e^{- \lambda_{r} \cdot t_{f}} , (16)

K_{milk(wateringplace),r} = F_{milk,r}^{m} \cdot Q_{milk}^{w} \cdot e^{- \lambda_{r} \cdot t_{m}} ,(17)

где \lambda_{r} — постоянная распада, сут-1;

Q_{milk}^{w} — суточный объем воды, потребляемый молочным скотом, в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равным 0,06 м3/сут;

Q_{meat}^{w} — 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);

F_{milk,r}^{m} — доля активности радионуклида r (от суточного потребления корма скотом), которая попадает в литр молока, сут/л;

F_{meat,r}^{f} — 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):

K_{meat(pasture),r} = K_{forage,r} \cdot F_{meat,r}^{f} \cdot Q_{meat}^{f} \cdot e^{- \lambda_{r} \cdot t_{f}} , (18)

K_{milk(pasture),r} = K_{forage,r} \cdot F_{milk,r}^{m} \cdot Q_{milk}^{m} \cdot e^{- \lambda_{r} \cdot t_{m}} , (19)

где \lambda_{r} — постоянная распада, сут-1;

Q_{milk}^{m} — суточная масса корма, потребляемая молочным скотом (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равной 16 кг (сухого вещества)/сут);

Q_{meat}^{f} — суточная масса корма, потребляемая мясным скотом (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется принимать равной 12 кг (сухого вещества)/сут);

F_{meat,r}^{f} — доля активности радионуклида r (от суточного потребления корма скотом), которая попадает в килограмм мяса, сут/кг;

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:

K_{forage,r} = K_{forage,r}^{1} \cdot f_{p} + K_{forage,r}^{2} \cdot (1 - f_{p}) , (20)

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

K_{forage,r}^{1} — коэффициент перехода при выпасе скота, рассчитываемый аналогично коэффициенту Kvegs,r, со следующими параметрами: th = 0, te = 30 сут, с использованием параметра \alpha_{1} , равного 3 м2/кг (сухого веса), вместо \alpha_{2} , и с использованием Fvlr вместо Fvr;

K_{forage,r}^{2} — коэффициент перехода при стойловом содержании скота, рассчитываемый аналогично коэффициенту Kvegs,r, со следующими рекомендуемыми параметрами: th = 90 сут, te = 30 сут, с использованием параметра \alpha_{1} , равного 3 м2/кг (сухого веса), вместо \alpha_{2} , и с использованием Fvlr вместо Fvr.

24. Рекомендуемые значения величин Fvr, Fvlr, F_{milk,r}^{m} , F_{meat,r}^{f} , 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:

I_{r,f} = \frac{E_{g}}{E_{g = 6}} \cdot I_{f,g = 6} , (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:

\text{МУА}_{r}^{WD} = \frac{10^{3} \cdot \delta}{F_{\text{пищ}}^{r} \cdot V_{D}} , (22)

где \delta — квота от ПД на сбросы, выделенная для данной организации, Зв/год;

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 n 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:

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

Qr = 0,5 · НПОr · Vгод, (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:

Q_{r} = (C_{r}^{\text{сбр}.\text{в}.} - \text{С}_{r}^{\text{ф}}) \cdot V^{\text{год}} , (24)

где C_{r}^{\text{сбр}.\text{в}.} — содержание r-го радионуклида в сбросной воде, Бк/м3;

\text{С}_{r}^{\text{ф}} — 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:

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

H_{\text{б}.\text{р}.} = \sum_{r} F_{\text{пищ}}^{r} \cdot Q_{r} , (25)

где F_{\text{пищ}}^{r} — 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;

определить перечень радионуклидов, вклад которых в рассчитанную по формуле (25) дозу равен значению, установленному в третьем абзаце пункта 7 Методики;
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 «» _________ 20 г. N ___

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:

в однородный водоем (озеро) осуществляются сбросы 137Cs;
для данного водного объекта характерны следующие виды водопользования:

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

водопой мясного и молочного скота;

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
\delta , мкЗв	50
\lambda_{r} , сут-1	6,33 · 10-5
Fr,внеш, \frac{\text{Зв} \cdot \text{м}^{2}}{\text{Бк} \cdot \text{с}}	5,83 · 10-17
fr, \frac{\text{Зв} \cdot \text{м}^{3}}{\text{Бк} \cdot \text{с}}	5,79 · 10-16
F_{\text{пищ}}^{r} , Зв/Бк	1,3 · 10-8
g	6
K_{\text{нд}}^{r} , м3/кг	2,90 · 101
KP, м3/кг	1,50 · 101
F_{milk,r}^{m} , сут/л	1,00 · 10-1
F_{meat,r}^{f} , сут/кг	3,0 · 10-1
\tau_{\text{купание}}	0,011
\tau_{\text{рыболовство}}	0,022
\tau_{\text{пребываниенапляже}}	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:

\text{МУА}_{{}^{137}Cs}^{\text{купание}} = \frac{1}{3,15 \cdot 10^{7}} \cdot \frac{50 \cdot 10^{- 6}}{5,83 \cdot 10^{- 17} \cdot 0,011} = 2,48 \cdot 10^{6} Бк/м3.

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

\text{МУА}_{{}^{137}Cs}^{\text{рыболовство}} = \frac{1}{3,15 \cdot 10^{7}} \cdot \frac{50 \cdot 10^{- 6}}{5,83 \cdot 10^{- 17} \cdot 0,022} = 1,24 \cdot 10^{6} , Бк/м3.

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

формула , Бк/м3.

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:

\text{МУА}_{{}^{137}Cs}^{\text{потреблениерыбы}} = \frac{50 \cdot 10^{- 6}}{1,3 \cdot 10^{- 8} \cdot 20 \cdot 1,5 \cdot 10^{1}} = 1,28 \cdot 10^{1} , Бк/м3.

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:

\text{МУА}_{{}^{137}Cs}^{WD} = \frac{50 \cdot 10^{- 6}}{1,3 \cdot 10^{- 8} \cdot 0,011 \cdot 0,184} = 1,90 \cdot 10^{6} , Бк/м3.

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

K_{milk(wateringplace),^{137}Cs} = 0,1 \cdot 0,06 \cdot \text{е}^{- 6,33 \cdot 10^{- 5} \cdot 1} = 6 \cdot 10^{- 3} , м3/кг,

K_{meat(wateringplace),^{137}C} = 0.3 \cdot 0,04 \cdot \text{е}^{- 6,33 \cdot 10^{- 5} \cdot 20} = 0,012 , м3/кг,

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

\text{МУА}_{{}^{137}Cs}^{\text{потреблениемяса}} = \frac{50 \cdot 10^{- 6}}{1,3 \cdot 10^{- 8} \cdot 90 \cdot 0,012} = 3,561 \cdot 10^{3} , Бк/м3.

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

\text{МУА}_{{}^{137}Cs}^{\text{потреблениемолока}} = \frac{50 \cdot 10^{- 6}}{1,3 \cdot 10^{- 8} \cdot 300 \cdot 6 \cdot 10^{- 3}} = 2,137 \cdot 10^{3} , Бк/м3.

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 «» _________ 20 г. N ___

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	Fr,внеш, \frac{\text{Зв} \cdot \text{м}^{3}}{\text{Бк} \cdot \text{с}}	fr, \frac{\text{Зв} \cdot \text{м}^{2}}{\text{Бк} \cdot \text{с}}
225Ac	1,41 · 10-18	1,47 · 10-17
227Ac	1,14 · 10-20	1,41 · 10-19
228Ac	9,70 · 10-17	9,39 · 10-16
110mAg	2,75 · 10-16	2,58 · 10-15
241Am	1,54 · 10-18	2,33 · 10-17
243Am	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
140Ba	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 (+137mBa)	5,83 · 10-17	5,79 · 10-16
169Er	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	\tau
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 K_{\text{нд}}^{r} 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	K_{\text{нд}}^{r}
Mn	7,9 · 101
Fe	5,0 · 100
Co	4,4 · 101
Zn	5,0 · 10-1
Sr	1,2 · 100
Zr	1,0 · 100
Tc	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 K_{\text{нд}}^{r} 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	K_{\text{нд}}^{r} , 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 · 101
In	5,0 · 101
Sb	2,0 · 100
Te	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 <*>

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 · 10-3
Te	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 <*>

Элемент	KP
C	2,0 · 101
Na	1,0 · 10-3
S	1,0 · 10-3
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
Te	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, Fvlr, F_{milk,r}^{m} , F_{meat,r}^{f} <*>

<*> Консервативные модели для использования при оценках воздействия радиоактивных выбросов и сбросов на окружающую среду. Отчет по безопасности № 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	F_{milk,r}^{m} , сут/л	F_{meat,r}^{f} , сут/кг	Fvlr
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 · 10-2	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
Te	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 «» _________ 20 г. N ___

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:

\text{КУ}_{\text{год}}^{r} = \frac{\text{ДС}_{r}}{X} , (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:

\text{КУ}_{\text{мес}}^{r} = \frac{\text{КУ}_{\text{год}}^{r}}{12} , (2)

\text{КУ}_{\text{сут}}^{r} = \frac{\text{КУ}_{\text{год}}^{r}}{365} , (3)

где \text{КУ}_{\text{год}}^{r} — 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:

0,5 \cdot \text{НПО}_{r} \cdot V^{\text{год}} \leq \text{КУ}_{\text{год}}^{r} , (4)

0,5 \cdot \text{НПО}_{r} \cdot V^{\text{мес}} \leq \text{КУ}_{\text{мес}}^{r} , (5)

0,5 \cdot \text{НПО}_{r} \cdot V^{\text{сут}} \leq \text{КУ}_{\text{сут}}^{r} , (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;

\text{КУ}_{\text{год}}^{r} — годовой контрольный уровень сброса r-го радионуклида, Бк/год, рассчитанный по формуле (1) настоящего приложения к Руководству по безопасности;

\text{КУ}_{\text{мес}}^{r} — месячный контрольный уровень сброса r-го радионуклида, Бк/мес, рассчитанный по формуле (2) настоящего приложения к Руководству по безопасности;

\text{КУ}_{\text{сут}}^{r} — суточный контрольный уровень сброса r-го радионуклида, Бк/сут, рассчитанный по формуле (3) настоящего приложения к Руководству по безопасности.