ДВ-98. Руководство по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу
(утв. Госкомэкологией России 21.01.1999, Минатомом России 22.06.1999)
Примечание
Документ введен в действие с 1 июля 1999 года. Взамен «Отраслевых методических указаний по расчету предельно допустимых выбросов радиоактивных и химических веществ в атмосферу промышленными предприятиями (ПДВ-83)». М., 1985.
Утверждаю Председатель Государственного комитета Российской Федерации по охране окружающей среды В. И. Данилов-ДАНИЛЬЯН 21 января 1999 года
Министр Российской Федерации по атомной энергии Е. О. Адамов 22 июня 1999 года
РУКОВОДСТВО ПО УСТАНОВЛЕНИЮ ДОПУСТИМЫХ ВЫБРОСОВ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ В АТМОСФЕРУ
Дата введения 1 июля 1999 года
ОСНОВНАЯ ЧАСТЬ И ПРИЛОЖЕНИЯ, ИМЕЮЩИЕ ОБЯЗАТЕЛЬНУЮ СИЛУ
ВВЕДЕНИЕ
Настоящее «Руководство по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ДВ-98)» разработано в соответствии с Законом РСФСР от 19.12.91 № 2060-1 «Об охране окружающей природной среды», Федеральными законами от 21.11.95 № 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии», от 23.11.95 № 174-ФЗ «Об экологической экспертизе», от 30.03.99 № 52-ФЗ «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» и от 09.01.96 № 3-ФЗ «О радиационной безопасности населения» с учетом требований «Норм радиационной безопасности НРБ-96».
Документ устанавливает основные требования к порядку организации и проведения работ по расчету вспомогательных и производных нормативов — допустимых концентраций радионуклидов в атмосферном воздухе (ДК), допустимых отложений их на почву (ДО) предельно допустимых выбросов (ПДВ), допустимых норм выброса (ДНВ) и установления основных нормативов — допустимых выбросов радионуклидов (ДВ) в атмосфере.
Руководство состоит из основной части, Приложений П1, П2 и П3 (том I), имеющих обязательную силу, и Приложений П4 - П12 (том II), имеющих силу рекомендаций.
Глава 1. СИМВОЛЫ, ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ
<1> В данном документе частично сохранены старые обозначения некоторых величин, а также введены некоторые новые, действующие только в данном документе. Например, чтобы избежать коллизии совпадений символики вместо допустимой объемной активности (ДОА), введенной в «Нормах радиационной безопасности НРБ-96», для этой величины сохранено старое название — допустимая концентрация радионуклидов в воздухе (ДК) из-за необходимости введения нового, действующего в рамках настоящего Руководства норматива — допустимого отложения радионуклидов на почву (ДО).
Основные понятия, термины и определения
В данном документе используются следующие термины и определения:
Внешнее облучение — облучение тела от находящихся вне его источников ионизирующего излучения.
Внутреннее облучение — облучение тела от находящихся внутри него источников ионизирующего излучения.
Группа А лиц из персонала (профессиональные работники) — лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с техногенными источниками ионизирующих излучений.
Группа Б лиц из персонала — лица, которые по условиям работы находятся в сфере воздействия техногенных источников ионизирующих излучений, но не работают с ними непосредственно. ПДД для лиц группы Б составляет 1/4 от ПДД лиц группы А.
Группа критическая — для данного источника излучения и данного пути однородная по полу, возрасту, социальным и профессиональным признакам группа лиц из населения (не менее 10 человек), называется критической, если для ее членов типично получение наивысших эффективных или эквивалентных (в зависимости от ситуации) доз по данному пути облучения и от данного источника излучения <1>.
<1> При обосновании нормативов выбросов требование о численности критической группы «не меньше 10 человек» излишне. Расчеты факторов безопасности и (или) доз облучения в этом случае проводятся в предположении, что в любой точке местности может проживать население и выращиваться, производиться и потребляться полный набор характерных для данного региона продуктов питания. Делается это для того, чтобы снять все ограничения по землепользованию в будущем. Ограничения вводятся лишь на территориях санитарно-защитных зон и промплощадок. В этой ситуации всегда можно считать, что в данной точке местности может проживать 10 или больше человек с любыми, наперед заданными «признаками». И критическим будет не число лиц в группе, а именно «признаки». Например возраст, рацион питания, время пребывания на открытой местности и т.п. Главным из них является возраст. В настоящем Руководстве под критической группой подразумевается лицо из возрастной группы, в которой реализуется максимум ожидаемой дозы в данной точке местности при прочих равных условиях.
Допустимая концентрация (ДК) радионуклидов в атмосферном воздухе — верхняя граница объемной активности приземного слоя атмосферного воздуха, постоянный уровень которой, поддерживаемый неограниченно долго, не приведет к облучению любого лица из населения за любой год его жизни сверх установленного предела годовой дозы (ПД). Запись вида ДКr,j означает объемную активность r-го радионуклида в атмосферном воздухе, которая при постоянной концентрации соответствует годовому пределу доз ПД, связанному только с путем облучения i (как если бы другие пути отсутствовали). Список путей облучения, для которых представителен термин допустимая концентрация, ограничивается ингаляционным путем воздействия и внешним облучением от радиоактивного облака.
В случае выброса в атмосферу гамма-излучающих радионуклидов последнее утверждение справедливо лишь на достаточном удалении от источника выброса, где облако принимает значительные размеры по сравнению со средней длиной свободного пробега гамма-квантов в воздухе (то есть условия облучения приближены к геометрии полубесконечного излучающего пространства). Обычно это приближение используется при удалении за точку максимума приземной концентрации.
При практической проверке условия непревышения ДК приземные концентрации радиоактивных веществ в атмосферном воздухе должны рассчитываться с учетом вторичного пылеобразования осевшей примеси.
Допустимое отложение (ДО) на почву — верхняя граница годового выпадения радиоактивных веществ из атмосферы, постоянный уровень которого, поддерживаемый неограниченно долго, не приводит к облучению любого лица из населения за любой год его жизни дозой, превышающей установленный для данной категории лиц предел годовой дозы ПД. Допустимое отложение ДОr, j означает интенсивность выпадения радионуклида на почву, при которой достигается годовой предел дозы ПД, связанный с путем облучения j и вычисленный для равновесного уровня облучения, при стабилизировавшихся процессах накопления в окружающей среде.
К путям облучения, для которых представителен термин ДО, относятся: внешнее облучение от отложений на почву; внутреннее облучение по пищевым цепочкам (исключение составляет радиоуглерод, который депонируется в растения в процессе фотосинтеза непосредственно в газообразной форме в виде CO2. Поэтому для пищевой цепочки представителен термин ДК 14C в воздухе.
Допустимый выброс (ДВ) радионуклидов — установленный для каждого источника в качестве основной нормы и утверждаемый в установленном порядке разрешенный выброс активности радионуклидов в атмосферу. ДВ определяется на основе опыта эксплуатации, исчисляется за календарный год и не должен превышать величину предельно допустимого выброса (ПДВ).
Допустимая норма выброса (ДНВ) — производный по отношению к ДВ нормативный параметр безопасности, рассчитываемый для каждого источника выбросов, и выражаемый суммой
\text{ДНВ } = \sum_{i} \text{ДВ}_{r}/\text{ПДВ}_{r}(= \eta^{max} \leq 1) (1)
где ДВr — установленный допустимый, а ПДВr — дифференциальный предельно допустимый выбросы r-го радионуклида. Последний из них рассчитывается из условия достижения полного предела доз ПД для каждого отдельно взятого радионуклида с учетом всех путей облучения, характерных для данной местности. Суммирование проводится по всем нуклидам смеси, выбрасываемым рассматриваемым источником. По существу для каждого конкретного источника выбросов ДНВ — это предельное значение фактора безопасности \eta^{max} , которое не может быть превышено в любой точке местности.
Если соотношение (1) просуммировать по всем источникам выброса данного предприятия, то можно говорить о допустимой норме выброса предприятия в целом. Однако, поскольку максимумы реализации факторов безопасности \eta_{i}^{max} различных источников i территориально могут не совпадать, то ДНВ всего предприятия формально может превышать единицу.
Заявитель — юридическое или физическое лицо — владелец сооружений, устройств или установок, являющихся источниками радиоактивных выбросов в атмосферу и загрязнения окружающей среды.
Зона наблюдения — территория за пределами санитарно-защитной зоны предприятия или его промплощадки (в случае отсутствия санитарно-защитной зоны), в пределах которой возможно влияние радиоактивных выбросов и сбросов и в которой проводится обязательный радиационный контроль.
Источник выброса — сооружение, устройство или установка, из которой загрязняющее вещество поступает в атмосферу. <1>
<1> Хвостохранилища, отвалы шлака и руд, терриконы выработанной породы, зеркала загрязненных водоемов и т.п. рассматриваются не как подлежащие нормированию источники выбросов, а как техногенное фоновое загрязнение окружающей природной среды. Контроль и мероприятия по ограничению их воздействия осуществляются силами и средствами создавших их предприятий.
Квота от предела дозы (дозовая квота) — доля от установленного в Нормах радиационной безопасности предела дозы, выделяемая для определенного вида деятельности.
Квотирование предела дозы — установление предела дозы облучения по каждому отдельному виду деятельности и (или) источнику излучения. Квотирование предела дозы (ПД) может осуществляться как непосредственно, так и на уровне производных от предела доз величин: допустимых концентраций (ДК) радионуклидов в воздухе и допустимых отложений (ДО) их на почву. В последнем случае могут учитываться не только медицинские, но и экологические показатели. <1>
<1> Нельзя говорить о «квотировании пределов выбросов», так как дозы ДК и ДО — это локальные величины, характерные для отдельной точки местности, а ДВ и ПДВ — интегральные характеристики, отражающие безопасность всей территории в целом. Для последних величин вводится понятие «норма выбросов».
Контрольный уровень выброса (КУВ) — административный предел, устанавливаемый для оперативного контроля за темпом выброса с целью планирования и управления деятельностью предприятия так, чтобы оно не оказалось перед фактом преждевременного исчерпания предела ДВ.
В отличие от ДВ, являющейся интегральной за год характеристикой, для различных нуклидов должны быть предусмотрены КУВ суточного и месячного контроля. Возможны КУВ и других сроков контроля. Они определяются технологией отбора и измерения проб. При установлении норматива КУВ необходимо учитывать кратковременные повышенные выбросы, а также предусматривать резерв для возможных сверхнормативных работ при инцидентах низкого уровня опасности, если вероятность их значима. Нормативы КУВ устанавливаются предприятием по согласованию с Регулирующими органами.
Коэффициент защищенности — величина, обратная суммарному фактору безопасности /см. ниже формулы (4) и (5)/.
. (2)По существу Kpr — это коэффициент запаса по дозе облучения человека для данных условий загрязнения атмосферы радиоактивными веществами в данной точке местности.
Кратковременный повышенный выброс — непродолжительный выброс, который производится во время предусмотренных работ по обслуживанию установок или устройств (при планово-предупредительных работах, ремонте, газовой продувке контуров, дезактивации оборудования).
Мощность кратковременного повышенного выброса может превышать установленный контрольный уровень выброса (КУВ) суточного в 10, а месячного контроля в 3 раза при условии, что не будет превышен годовой предел ДВ. Кратковременные повышенные выбросы по возможности не должны производиться при тяжелых метеорологических условиях и в опасные периоды года (например в период вегетации растений).
Критическая точка местности — точка, в которой реализуются наибольшие значения фактора безопасности, вычисленного с учетом времени пребывания человека, возможности выпаса животных и выращивания сельскохозяйственных культур.
Понятие «критическая точка местности» устанавливается для отдельного источника, для группы источников, для предприятия в целом. Критические точки разных источников выброса (по которым вычисляются дифференциальные ПДВr) могут не совпадать.
Если критическая точка расположена в пределах промплощадки, то расчет фактора безопасности должен проводиться только для прямых путей облучения: фотонного излучения облака выбросов и поступления в организм человека путем вдыхания с учетом существующего «фонового» облучения от радионуклидов, накопленных на территории промплощадки за предыдущие годы деятельности. При этом следует учитывать время нахождения работников на территории промплощадки в течение года, равное 2000 часам в год, а также дезактивационные работы по очистке территории промплощадки.
При расчетах фактора безопасности за пределами промплощадки, с целью эффективной защиты окружающей природной среды, недопущения возможности введения запретов на землепользование и исключения в будущем мероприятий по реабилитации земель, условно следует принять, что в каждой точке местности, включая критическую, одновременно реализуются все пути облучения и характерные для данной местности пищевые цепочки.
Если критическая точка расположена в санитарно-защитной зоне предприятия, то также следует учитывать, что в ней запрещено проживание населения, но при наличии радиационного контроля может быть разрешен выпас животных, выращивание сельскохозяйственных культур, размещение дач, огородных участков и подсобных хозяйств. В этом случае расчет факторов безопасности следует производить для времени пребывания населения в критической точке в течение всего вегетативного периода года (для центра России равного 180 дней в году), но учитывать, что потребление выращенных местных продуктов продолжается весь год.
За пределами санитарно-защитной зоны следует учитывать все возможные пути облучения при 100% времени пребывания человека.
Мощность выброса — количество радиоактивного вещества (активности), поступающее в атмосферу в единицу времени (Бк/с, Бк/сут, Бк/мес., Бк/год). При нормировании выбросов радиоактивных веществ рассматривают среднегодовой выброс.
Непрерывный выброс — длительный выброс в атмосферу радиоактивных веществ, осуществляемый в течение всего периода эксплуатации установки или устройства при работе ее на мощности или в ином режиме, предусмотренном регламентом работы. Мощность непрерывного выброса, как всякого другого технологического параметра, может испытывать стохастические флуктуации. Но в любом случае непрерывный выброс в сумме с кратковременными повышенными выбросами не должен превышать годовую норму ДВ. По возможности должны приниматься меры по снижению мощности непрерывного выброса при тяжелых метеорологических условиях и в опасные периоды года (например в период вегетации растений).
Норма выброса (НВ) — нормативный параметр, характеризующий безопасность выброса смеси радионуклидов отдельным источником. Он определяется суммой
\text{НВ } = \sum_{r} Q_{r}/\text{ПДВ}_{r} , (3)
где Qr — величина фактического годового выброса, а ПДВr — дифференциальный предельно допустимый выброс r-го радионуклида. Последний рассчитывается для каждого отдельно взятого радионуклида из условия достижения полного предела для ПД в критической точке местности. Суммирование проводится по всем нуклидам смеси, выбрасываемым рассматриваемым источником. Фактически норма выброса — это значение фактора безопасности, который реализуется на местности в точке его максимума.
Нормальная эксплуатация — номинальный режим работы установок или устройств — источников радиоактивных выбросов в атмосферу, включающий их непосредственную работу и все вспомогательные технологические операции, предусмотренные регламентом. При нормальной эксплуатации может осуществляться непрерывный выброс и кратковременные повышенные выбросы.
Объект защиты — объект окружающей среды, по отношению к которому определяются пределы воздействия радиоактивных выбросов в атмосферу. Основной объект защиты — население. Объектами защиты в зависимости от конкретных условий также могут быть растения, животные, культурный слой почвы и т.п.
Ожидаемая доза облучения Hc (commitment dose) — интеграл по времени от мощности дозы H(r).
H^{c} = \int_{0}^{T} H(t)dt . (4)
Термин «ожидаемая доза облучения» в равной степени применим к эффективным и эквивалентным дозам. В зависимости от промежутка времени T, за который исчисляют интеграл (4), различают полную и неполную ожидаемые дозы. При T = \infty речь идет о полной ожидаемой дозе. Когда время интегрирования ограничивает величину интеграла (4), говорят о неполной ожидаемой дозе. <1>
<1> Требование определения максимально возможных доз облучения, приходящихся на последний год жизни человека, выполняется, если при расчете ожидаемой дозы от годового выброса учитывают полную ожидаемую дозу внешнего излучения и полный интеграл поступления внутрь организма человека (несобственный интеграл по времени, вычисленный за время достижения равновесия), умноженный на 70-летнюю неполную ожидаемую дозу внутреннего облучения, приходящуюся на единичное поступление радионуклидов через органы дыхания и пищеварения.
Предельно допустимый выброс (ПДВ) радионуклидов согласно ГОСТ 17.2.1.04-77 - норматив, устанавливаемый из условия, чтобы содержание загрязняющих веществ в приземном слое воздуха от источника или их совокупности не превышало нормативов качества воздуха для населения, животных и растительного мира. Согласно ОСТ 95.10156-85, ПДВ — это норматив мощности выброса, определяемый из условия соблюдения санитарных норм по пределу дозы с учетом всех путей внешнего и внутреннего облучения.
Предел дозы — величина эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться за год. Пределы дозы устанавливаются на уровнях, которые должны быть признаны в качестве предельно допустимых в условиях нормальной (не аварийной) работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов. Вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом минимальном уровне. В рамках настоящего Руководства предел дозы для персонала обозначается как ПДД, а предел дозы для населения — ПД.
Предел годового поступления радионуклида (ПГП) — поступление данного радионуклида в течение года в организм условного человека, которое приводит к облучению в ожидаемой дозе, равной соответствующему пределу годовой эффективной (или эквивалентной) дозы. Применительно к населению ПГП — это такое поступление радионуклида в организм человека в течение одного года, которое за 70 последующих лет создаст максимальную дозу облучения, равную пределу дозы ПД. При ежегодном поступлении внутрь на уровне ПГП средняя эффективная и эквивалентная (на выделенные в НРБ-96 органы) дозы за любой год для критической группы населения будут равны или меньше ПД в зависимости от времени достижения равновесного содержания радионуклида в организме.
Приземная концентрация — объемная активность данного радионуклида, содержащегося в приземном слое воздуха.
Промышленная площадка — территория, на которой размещаются одно или несколько отдельных производств или предприятий, не предназначенная для проживания населения. На промышленной площадке может находиться только персонал (группы лиц А или Б).
Путь воздействия — совокупность механизмов переноса и миграции радионуклидов, вызывающих загрязнение объектов окружающей среды, метаболизм в организмах животных и процессы, ответственные за формирование доз облучения. По отношению к облучению человека вместо «пути воздействия» применяется также термин путь облучения (рис. 1).
Рис. 1. Схема миграции радионуклидов во внешней среде и основных путей облучения человека
Различают следующие пути облучения: внешнее облучение фотонами и заряженными частицами, испускаемыми радиоактивным облаком; внешнее облучение от следа радиоактивных выпадений на поверхность земли; внутреннее облучение от поступления радионуклидов в организм человека через органы дыхания (ингаляционный путь облучения); внутреннее облучение от поступления радионуклидов при потреблении загрязненных в данной местности продуктов питания (пероральный путь облучения по пищевым цепочкам).
Региональное нормирование выбросов — комплекс мер, направленных на ограничение совокупных выбросов всех предприятий в пределах отдельных регионов.
Регулирующий орган — орган государственной власти или местного самоуправления, осуществляющий надзор и (или) контроль за деятельностью предприятий, связанной с осуществлением выбросов в атмосферу, в целях охраны окружающей природной среды, здоровья и санитарно-эпидемиологического благополучия населения.
Резерв безопасности — производная от фактора безопасности величина, исчисляемая в процентах и равная
R_{\eta} = (1 - \eta) \cdot 100\% , (5)
где \eta — суммарный для всех путей облучения и всей смеси выбрасываемых радионуклидов фактор безопасности, определяемый формулами (6) - (8).
Соотношение безопасности — выполняемое для любой точки местности неравенство
\sum_{r} [\frac{\text{Н}_{ext}^{r}}{\text{ПД}} + \sum_{i} \frac{C_{V}^{r}}{\text{ДК}^{r,t}} + \sum_{j} \frac{C_{S}^{r}}{\text{ДО}^{r,j}}] \leq \delta \leq 1 , (6)
где \delta — величина выделенной дозовой квоты; C_{V}^{r} — реальная среднегодовая объемная активность (концентрация) r-го радионуклида в воздухе, Бк/м3; C_{S}^{r} — реальное годовое отложение радионуклида r на почву, Бк/(год·м2); ДКУr,i и ДОr,j — соответственно: допустимая концентрация r-го радионуклида в воздухе для i-го пути облучения, Бк/м3, и допустимое отложение этого нуклида на почву для j-го пути облучения, Бк/(год·м2); H_{ext}^{r} — реальная годовая доза внешнего облучения от облака r-го радионуклида в случаях, когда неприемлема геометрия полубесконечного излучающего пространства (например, для приподнятого облака выброса в форме струи), Зв; ПД — предел годовой дозы. При этом, если для фотонного излучения окажется справедливым приближение полубесконечного излучающего пространства, то член H_{ext}^{r}/\text{ПД} в формуле (6) может быть преобразован в форму C_{V}^{r}/\text{ДК}^{r,i} и войти в следующую за ним сумму по i.
Техногенный фон излучения — добавленный к естественному фон излучения, обусловленный деятельностью людей.
Техногенное фоновое облучение — облучение, формируемое за счет действия всех техногенных источников выброса и иной деятельности людей (включая жидкие радиоактивные сбросы предприятий), кроме работы тех конкретных источников, выбросы которых подлежат нормированию по запросу Заявителя.
Техногенная фоновая концентрация — приземная концентрация радиоактивного вещества, создаваемая в приземном слое воздуха рассматриваемого района, всеми техногенными источниками выброса (в том числе и неорганизованными), за исключением того, выбросы которого подлежат нормированию.
Удельная активность Am — отношение активности A радионуклида в данной массе среды к величине этой массы m.
Фактор безопасности — мера приближения соотношения безопасности к своему верхнему пределу, равному единице, характеризующая благополучие населения и окружающей среды с точки зрения радиационного воздействия выбросов. Фактор безопасности является аддитивной величиной и для отдельных путей облучения определяется отношениями
\eta_{ext}^{r} = \frac{\text{Н}_{ext}^{r}}{\text{ПД}} ; \eta_{i}^{r} = \frac{C_{V}^{r}}{\text{ДК}^{r,i}} ; \eta_{j}^{r} = \frac{C_{S}^{r}}{\text{ДО}^{r,j}} . (7)
С помощью понятия «фактор безопасности» соотношение безопасности может быть записано в следующей форме:
\eta = \sum_{r} \sum_{i} \eta_{i}^{r} \leq \delta \leq 1 , (8)
где \eta_{i}^{r} — дифференциальный фактор безопасности для r-го радионуклида смеси и i-го пути облучения; \eta — суммарный фактор безопасности для всех путей облучения, характерных для данной местности и радионуклидного состава облака выброса. Суммирование проводится по всем радионуклидам и путям облучения.
Поскольку в реальных случаях величины H_{ext}^{r} , C_{V}^{r} и C_{S}^{r} изменяются на местности от точки к точке, то суммарный фактор безопасности \eta также является функцией координат на местности. При этом для разных точек характерные наборы путей воздействия могут быть различными.
По существу фактор безопасности является фактически реализуемой в данной точке местности квотой от предела доз облучения.
Фактором безопасности является также отношение
, (9)где Q — величина фактического годового выброса рассматриваемого радионуклида. Так определенный фактор безопасности локализован в точке, где реализуются максимальные дозы облучения (для некоторых упрощенных методов расчета положение последнего на местности может быть неизвестно), и потому является мерой безопасности территории в целом. Определяемый формулой (9) фактор безопасности, ввиду его важности, называется нормой выброса.
Термин «фактор безопасности» используется как для нормирования эквивалентных доз облучения отдельного органа, так и для нормирования облучения по эффективной дозе (то есть на основе концепции приемлемого ущерба). В первом случае соотношение безопасности в формуле (6) и (8) обеспечивает условие непревышения разовых пределов для всех органов и тканей человека в условиях сложного сочетанного внутреннего и внешнего облучения. В случае нормирования эффективной дозы дифференциальный фактор безопасности \eta_{i}^{r} определяет ту часть нормативно установленного уровня приемлемого ущерба, которая связана с i-м путем облучения и r-м радионуклидом, а \eta показывает, насколько исчерпан этот уровень ущерба при суммарном воздействии по всем путям облучения всеми радионуклидами смеси. Возможно и смешанное определение фактора безопасности с учетом непревышения эффективной дозы и эквивалентной дозы на отдельные органы /см. формулы (21) и (27)/.
При совокупном воздействии радиоактивных и вредных химических веществ при синергизме их действия термин «фактор безопасности» может быть применен также и к химическим веществам. При этом, кроме радиоактивных, в соотношение безопасности должны входить также и вредные химические вещества, обладающие суммационным действием.
Фактор разбавления — отношение концентрации загрязняющего вещества в приземном слое воздуха к мощности его выброса в атмосферу, с/м3. Иногда применяется обратная фактору разбавления величина, имеющая размерность м3/с, называемая коэффициентом разбавления.
Фактор отложения — отношение усредненной интенсивности выпадения загрязняющего вещества на поверхность почвы к средней мощности выброса его в атмосферу, м2.
Иная терминология, встречающаяся по тексту Руководства ДВ-98, например санитарно-защитная зона, Зона наблюдения и др. определены документами более высокого уровня: Законами Российской Федерации «Об охране окружающей природной среды», «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения», «Об использовании атомной энергии», «О радиационной безопасности населения», а также нормативным документом «Нормы радиационной безопасности НРБ-96».
Глава 2. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
2.1. Цель регулирования выбросов
2.1.1 Основными целями нормирования выбросов в атмосферу являются:
- планирование производственных программ развития отдельных предприятий и территориальных комплексов для предотвращения загрязнения окружающей природной среды радиоактивными веществами выше установленного безопасного предела;
- регулирование деятельности предприятий путем утверждения нормативов радиоактивных выбросов на уровне, исключающем необоснованное загрязнение окружающей природной среды;
- ограничение использования экологически опасных и устаревших технологий, процессов и производств;
- предоставление возможности построения оптимальных систем контроля за выбросами и состоянием окружающей природной среды.
2.1.2. Норматив ДВ и его производная величина ДОВ являются основными критериями безопасной организации производства. Их соблюдение при планировании производственных программ и эксплуатации конкретных предприятий обеспечивает непревышение действующих нормативов облучения населения и загрязнения окружающей природной среды радиоактивными веществами выше безопасного предела. С другой стороны, введение нормативов допустимых выбросов предоставляет возможность Регулирующим органам оптимизировать выбросы как отдельных предприятий, так и целых производственных комплексов, расположенных на территории их юрисдикции путем выделения квот от всего предела доз (ПД). При этом ПД рассматривается как общий ресурс, на использование которого претендуют все производящие радиоактивные выбросы предприятия в данной местности и который распределяется в соответствии с Законом Российской Федерации «Об охране окружающей природной среды» путем выделения предприятиям дозовых квот.
2.1.3. Множественные, распределенные по площади источники радиоактивных выбросов способны формировать техногенное фоновое загрязнение атмосферы и местности целых регионов. При этом имеют значение не только выбросы каждого из таких источников, но и их общее число, то есть суммарный выброс всех источников, приходящихся на единицу площади данного региона. Концепция нормирования, вводимая настоящим документом, в принципе позволяет учитывать рост техногенного фона, вызванный возрастанием общей техногенной нагрузки на регион, путем установления специальной квоты для техногенного фона и тем самым ограничивать совокупный выброс всех предприятий региона в целом. Вопросы выделения такой «фоновой» квоты выходят за рамки настоящего документа. Они затрагивают интересы разных отраслей и ведомств. Квота на техногенный фон должна назначаться Регулирующими органами, уполномоченными на выдачу разрешения на использование природных ресурсов с учетом интересов всех пользователей, то есть предприятий, осуществляющих радиоактивные выбросы в атмосферу, включая и выбросы естественных радионуклидов, характерные, например, для угольного топливно-энергетического комплекса.
2.2. Область применения
2.2.1. Положения настоящего документа рассчитаны на применение юридическими лицами независимо от организационно-правовых форм и форм собственности, на которых они основаны, осуществляющих эксплуатацию сооружений, устройств и установок, в результате чего происходит выброс в атмосферу радиоактивных веществ с удельной активностью радионуклидов, превышающей их удельную активность в природных средах, то есть в условиях, когда выбросы могут формировать уровни облучения, превышающие естественный фон радиации в данной местности.
2.2.2. Настоящий документ применяется только для стационарных и эксплуатируемых в стационарных условиях источников выбросов. Документ не рассматривает вопросы установления нормативов для источников выбросов в момент их транспортирования.
2.3. Объекты защиты
Объектами защиты при нормировании выбросов радиоактивных веществ в атмосферу могут являться:
- персонал (лица группы Б), находящийся на территории промышленных площадок;
- население, проживающее в районе размещения источника радиоактивных выбросов (с учетом всех путей воздействия, включая пищевые цепочки);
- сельскохозяйственная продукция местного производства, отправляемая в районы с другими стандартами и требованиями к содержанию радиоактивных веществ;
- животный и растительный мир;
- прилегающая территория (с точки зрения накопления радиоактивных веществ в почве, грунтовых водах и т.п.);
- территория региона в целом.
2.4. Права и обязанности заявителя
2.4.1. Заявитель — юридическое или физическое лицо, осуществляющее эксплуатацию сооружения, установки или устройства, являющегося источником выброса радиоактивных веществ в атмосферу и загрязнения окружающей природной среды.
2.4.2 Заявитель обязан:
- своевременно подавать в Регулирующий орган документы на установление или пересмотр нормативов выбросов в атмосферу (ДВ, ДОВ, ПДВ, КУВ);
- собирать необходимые исходные данные, производить расчеты, обоснование и документирование проекта нормативов ДВ, ДОВ, ПДВ, КУВ и для каждого источника выбросов, и производства в целом;
- осуществлять контроль за соблюдением установленных величин ДВ, КУВ и для каждого источника выбросов;
- организовывать и осуществлять мониторинг окружающей среды на территории, прилегающей к предприятию, в соответствии с разработанным регламентом.
Для выполнения работ по обоснованию и документированию проекта нормативов выбросов Заявитель имеет право привлекать внештатных специалистов, обладающих необходимыми знаниями, имеющих лицензию на осуществление указанного вида деятельности.
2.4.3. Заявитель несет ответственность за полноту, качество и своевременность оформления заявки на установление нормативов ДВ, ДОВ, ПДВ и КУВ. Подрядная организация, выполнившая работу по обоснованию и документированию проекта нормативов выбросов, несет ответственность перед Заявителем в соответствии с условиями договора подряда.
Глава 3. ТРЕБОВАНИЯ ОРГАНОВ, ОСУЩЕСТВЛЯЮЩИХ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОНТРОЛЬ И НАДЗОР
3.1. Требования органов Государственного санитарно-эпидемиологического надзора
3.1.1. Деятельность органов Государственного санитарно-эпидемиологического надзора направлена на ограничение и снижение облучения населения и персонала, исключение необоснованного облучения, сохранение высокого уровня качества жизни населения. Требования должны основываться на действующих правовых и нормативных документах.
3.1.2. Исходя из этого величина ДВ устанавливается для каждого источника выбросов радиоактивных веществ так, чтобы суммарные выбросы всей совокупности источников данного района при достижении экологического равновесия при накоплении радионуклидов в природных средах не приводили к превышению соответствующих дозовых пределов (ПДД для персонала группы Б на промплощадке и ПД для населения на остальной территории района) или выделенной для предприятия квоты от них с учетом перспективы развития предприятия, региона в целом и техногенного фона загрязнения атмосферы и местности.
3.1.3. При установлении ДВ радиоактивных веществ необходимо учитывать следующие факторы, формирующие дозу облучения населения:
- внешнее облучение, вызванное излучением проходящего облака выброшенных радиоактивных веществ;
- внешнее облучение, создаваемое осевшими на поверхность почвы радиоактивными веществами;
- внутреннее облучение, связанное с вдыханием радиоактивных веществ, перенесенных ветром от источника выброса (при этом должны учитываться процессы вторичного ветрового подъема осевших на почву радиоактивных веществ);
- внутреннее облучение, обусловленное употреблением в пищу местных продуктов питания и питьевой воды, загрязненных выбрасываемыми радиоактивными веществами.
3.1.4. Величины ДВ определяются из условия непревышения предела дозы или выделенной от него квоты в любой точке местности. В пределах санитарно-защитной зоны (при условии надлежащего контроля) допускается сельскохозяйственное использование земли, а также личные подсобные и дачные участки. Дозы облучения необходимо оценивать с учетом всех, характерных для данного района, пищевых цепочек. Такой подход обеспечивает минимальные ограничения для землепользования при нормальной эксплуатации предприятий, а в последующие сроки исключает проблему рекультивации или изъятия из оборота земли.
3.1.5. Представление ДВ и КУВ в виде суммы активностей радионуклидов смеси или по группам возможно, если относительный радионуклидный состав выбросов (или состав групп радионуклидов) не меняется. Состав выделенных групп радионуклидов определяется условиями технологии повседневного контроля за выбросами. В отдельных случаях представительным может быть даже один реперный радионуклид, за которым только и должен производиться контроль. Требуется обоснование такой формы представления, а сами величины ДВ и КУВ реперных нуклидов устанавливают при условии непревышения предела дозы с учетом воздействия всех выбрасываемых радионуклидов.
3.1.6. Для нестабильного состава выбросов нормативы ДВ и КУВ следует устанавливать и представлять для всех радионуклидов по отдельности. Заменять их суммой недопустимо. При этом возможно превышение ДВ для отдельных радионуклидов смеси при условии, что не будет превышена установленная для данного источника допустимая норма выброса (ДОВ).
3.1.7 Нормативы выбросов должны пересматриваться в следующих случаях:
- изменения производственной программы предприятия и связанным с этим изменением мощности и состава выбросов радиоактивных веществ;
- изменения дозовых пределов или квот;
- введения новых производств — источников выброса радиоактивных веществ;
- вне зависимости от перечисленных выше условий, действие нормативов выбросов должно подтверждаться Регулирующими органами по представлению Заявителей не реже одного раза в течение 3 (трех) лет.
3.2. Требования Государственного комитета Российской Федерации по охране окружающей среды
3.2.1. Деятельность Государственного комитета Российской Федерации по охране окружающей среды направлена на ограничение и снижение воздействия радионуклидов выброса на окружающую природную среду и ее компоненты — атмосферу, гидросферу, литосферу, биосферу и на рациональное использование сырья и недр. Исходя из этого, разрешаемый норматив ограничивается уровнем выбросов радионуклидов, который не приведет к обострению экологической ситуации.
3.2.2. Государственный комитет Российской Федерации по охране окружающей среды и его территориальные органы в пределах своей компетенции утверждают дозовые квоты как для техногенного фонового облучения, так и для деятельности конкретных предприятий, выдают лицензии на отдельные виды деятельности в области охраны окружающей среды, в том числе разрешения на выбросы и сбросы загрязняющих веществ в окружающую среду.
3.2.3. При утверждении дозовых квот для предприятий органы Государственного комитета Российской Федерации по охране окружающей среды исходят из следующих требований;
- непревышения в результате техногенной деятельности дозы облучения биоты выше естественных колебаний природного радиационного фона в данной местности;
- сохранения экологического баланса радионуклидов;
- неухудшения качества жизни населения.
3.2.4. Количественно принцип непревышения дозы облучении биоты выше естественных колебаний природного фона может быть выражен следующими соотношениями:
\Delta D_{n} = \Delta\overline{\text{Ф}_{\text{е}}} \approx 0,5 \cdot \overline{\text{Ф}_{\text{е}}} , (10)
\Delta D_{n} = \Delta\overline{\text{Ф}_{\text{е}}} \approx 0,1 \cdot \overline{\text{Ф}_{\text{е}}} , (11)
где \Delta D_{n} — средняя по ареалу обитания дополнительная доза облучения за год в результате поступления радиоактивных веществ в окружающую природную среду; \Delta\overline{\text{Ф}_{\text{е}}} — дисперсия вариаций естественного радиационного фона в данной местности; \overline{\text{Ф}_{\text{е}}} — величина среднегодовой дозы облучения за счет естественного природного фона.
3.2.5. При выделении дозовой квоты для предприятия и оформлении разрешения на выбросы территория его санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения должны быть обследованы на предмет количественных характеристик состояния экосистем, а также уровней антропогенного воздействия на экосистемы физических и химических факторов техногенного происхождения. В соответствии со статьей 13 закона Российской Федерации «О радиационной безопасности населения» результаты оценки уровня безопасности объекта должны ежегодно заноситься в «Санитарно-гигиенический паспорт объекта» и «Санитарно-гигиенический паспорт территории».
3.2.6. В районах (зонах), где наблюдаются нарушения структуры или функций биотических сообществ, а также где происходит экстремальное антропогенное воздействие химических, физических и биологических факторов на экосистемы, дополнительная доза облучения биоты в результате удаления во внешнюю среду радиоактивных веществ не должна превышать величины, равной 0,05 \cdot \Delta\overline{\text{Ф}_{\text{е}}} .
3.2.7. Под экологическим балансом понимается неизменность уровня радиационного воздействия в масштабе регионов. В частности, это может выразиться в сохранении на одном уровне общего количества радиоактивных веществ, накапливающихся в природных средах отдельно взятого региона. Принцип сохранения экологического баланса радионуклидов применяется по отношению к ряду долгоживущих радионуклидов (129I, 14C, тритий и др.). Необходимо также учитывать все механизмы действия радиации на окружающую природную среду, не связанные непосредственно с дозами облучения биоты. Например возможность изменения электропроводности воздушной среды под действием излучения радиоактивных газов (53Kr) с трудно прогнозируемыми геофизическими эффектами.
3.2.8. При утверждении дозовых квот органами Государственного комитета Российской Федерации по охране окружающей среды учитываются:
- фоновое содержание радионуклидов в приземном слое атмосферы и выпадениях на поверхность земли;
- фоновое радиоактивное загрязнение деятельного слоя почвы;
- радиоактивное загрязнение поверхностных, грунтовых и подземных вод, взвеси и донных отложений;
- радиоактивное загрязнение сельхозпродукции, травянистых растений, лесов, почвы, домашних и диких животных, птиц, водных растений, планктона, рыб и т.п.;
- физико-химическая форма радиоактивных веществ, элементарный химический состав организмов, химический состав и физические параметры среды обитания животных;
- особенности миграции радионуклидов по трофическим цепочкам в среде обитания животных, параметры переноса и накопления радионуклидов;
- существующая антропогенная нагрузка на экосистемы с учетом радиоактивного, химического, теплового загрязнений и других факторов экологического стресса;
- возможные эффекты воздействия на биоту при сочетанном действии радиации и других вредных факторов.
3.3. Требования органов местного самоуправления
3.3.1 Органы местного самоуправления осуществляют следующие полномочия в области нормирования радиоактивных выбросов:
- расширение списка объектов защиты;
- установление территориальных нормативов ДК и ДО;
- уменьшение величины выделяемой для данного предприятия квоты от ПД для создания собственного резерва, достаточного для технического развития района и строительства новых предприятий — потенциальных источников радиоактивных выбросов в атмосферу.
Глава 4. КРИТЕРИИ БЕЗОПАСНОСТИ
4.1. Общие положения
4.1.1. Величины ДВ устанавливаются для каждого источника организованного выброса радиоактивных веществ. При этом сумма указанных величин, установленных для всех действующих в каждой точке местности источников, не должна превышать пределы воздействия на объекты защиты, перечисленные в разделе 2.4.
4.1.2. Для каждого объекта защиты может быть установлено несколько критериев безопасности, основанных на различных принципах. При этом в качестве величины ДВ должно выбираться минимальное из полученных для каждого из этих критериев значений, то есть ДВ должны удовлетворять одновременно всем критериям безопасности.
4.1.3 Принципы установления критериев безопасности радиоактивных выбросов:
-
непревышение установленных пределов доз облучения населения;
-
запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением (принцип исключения всякого необоснованного облучения);
-
поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц (принцип оптимизации ALARA). <1>
<1> Все три принципа являются основой системы нормирования облучения в Российской Федерации. Последний принцип рекомендован Международной комиссией по радиологической защите и Международным агентством по атомной энергии. Механизм его применения в настоящее время еще не разработан, но он может быть использован в ситуациях, когда окружающая среда загрязнена выше установленных пределов, а прекращение производства по каким-либо причинам не представляется возможным.
4.1.4. Каждому объекту защиты должно соответствовать свое соотношение безопасности вида (6), (8) со специфичными для данного объекта защиты ДК радионуклидов в воздухе и ДО (допустимых отложений) их на почве. Устанавливаются федеральные и местные (рассчитываемые с учетом реально имеющихся путей облучения, выделенной квоты от ПД и других местных особенностей) значения ДК в воздухе и ДО на почву для объектов защиты. Органы местного самоуправления не могут вводить по сравнению с федеральными более мягкие нормативы ДК и ДО.
4.1.5. Альтернативой применения соотношения безопасности является прямой расчет неблагоприятных последствий, и в том числе — доз облучения. При этом должны учитываться все неблагоприятные последствия, то есть, в соответствии с принципами нормирования облучения человека Норм радиационной безопасности НРБ-96, должны быть проведены расчеты эффективных доз и эквивалентных доз в хрусталике глаза, коже, кистях и стопах человека для всех возрастных групп с учетом всех радионуклидов и всех возможных путей облучения. Альтернативный вариант обоснования ДВ более полноценен. Он обеспечивает использование всех резервов. Но это значительно более сложный подход, чем применение соотношения безопасности (6).
4.1.6. При установлении величин ДВ и ДО радионуклидов используется принцип привата санитарно-гигиенических требований перед экологическими, согласно которому справедливо утверждение: если в данной местности не превышаются нормативы облучения человека, установленные с учетом всех путей воздействия, то есть обеспечена радиационная защита населения, то тем самым обеспечивается и радиационная безопасность всех природных экосистем. В настоящее время нет данных, позволяющих утверждать, что при непрерывных выбросах радиоактивных веществ в атмосферу критическими будут какие-либо объекты окружающей среды, а не человек. Но нет гарантии и того, что такая ситуация не может возникнуть или не будет создана дополнительными требованиями местных органов самоуправления или Регулирующих органов.
4.2. Критерий, основанный на условии непревышения предела доз (ПД) на население (санитарно-гигиенический)
4.2.1. Нормы радиационной безопасности НРБ-96 предписывают ограничивать суммарное облучение организма человека от всех техногенных источников. Облучение при медицинских процедурах и от природных источников (естественного фона) регулируется отдельно.
4.2.2. Техногенный фон излучения возникает дополнительно к естественному фону в результате деятельности человека. Он может быть обусловлен радионуклидами как искусственного происхождения, так и накоплением естественных радиоактивных веществ (ЕРН), удельная активность которых в выбрасываемом веществе в результате технологического процесса становится выше природной, характерной для данной местности (как, например, в случае зольных выбросов тепловых установок, работающих на каменном угле).
4.2.3. Результат воздействия на окружающую природную среду хвостохранилищ, отвалов шлаков и руд, терриконов выработанной породы, загрязненных водоемов и т.п. относится к техногенному фону облучения. При плановом образовании таких источников радиации проектные оценки доз облучения от них должны быть включены в запрашиваемую предприятием дозовую квоту.
4.2.4. Подлежащая ограничению доза облучения населения состоит из двух слагаемых: облучения, вызванного действием рассматриваемого источника, для которого устанавливаются величины ДВ, и техногенного фонового облучения, обусловленного действием в регионе всех других источников. В число последних могут входить: источники выбросов ближайшего окружения и многочисленные, далеко отстоящие от рассматриваемого предприятия источники выброса, вклад каждого из которых в радиационную обстановку в данной точке местности мал, но суммарное их воздействие значимо. Следует учитывать и техногенный фон, сформировавшийся в течение предыдущей истории, а также, в случае необходимости, предусмотреть резерв на расширение существующих предприятий и строительство новых.
4.2.5. Дозы облучения и факторы безопасности, используемые для обоснования нормативов выбросов ДВ и ПДВ, вычисляют на момент равновесного накопления радионуклидов выброса в окружающей среде. При вычислении такого равновесного уровня облучения должен учитываться не только радиоактивный распад, но и другие процессы выведения радионуклидов из объектов окружающей среды. Наилучшим способом учета этого обстоятельства является проведение практических расчетов на основе концепции ожидаемой дозы облучения.
4.2.6. Использование концепции ожидаемой дозы означает, что при выделении дозовой квоты, расчетах ПДВ и установлении ДВ для источников с не изменяющимся со временем нуклидным составом выбросов не требуется отдельно рассматривать вклад в техногенное фоновое облучение, обусловленное выбросами рассматриваемых источников в предшествующие годы. Он автоматически учитывается при вычислении ожидаемой дозы. Наличие начального загрязнения окружающей среды, обусловленное работой рассматриваемого источника выбросов, не влияет на равновесный уровень облучения. Оно лишь изменяет время наступления равновесия. Если на момент проведения расчетов начальное загрязнение окружающей среды меньше равновесного, соответствующего темпу выбросов в рассматриваемый момент времени, то уровень загрязнения среды возрастает вплоть до момента наступления равновесия. Если же начальный уровень загрязнения среды превышает равновесный — то со временем он уменьшается.
4.2.7 Критерий непревышения предела доз (ПД) выражается неравенством
E_{tb} + \sum_{i} E_{i} \leq \text{ПД} , (12)
где ПД — предел годовой дозы для населения; Ei — годовая доза в данной точке местности от рассматриваемого i-го источника по всем путям облучения, вычисленная для критической группы населения к моменту установления равновесия процессов формирования облучения в окружающей среде; Etb — годовая доза от техногенного фонового облучения, обусловленного действием всех источников выброса, кроме стоящих под знаком суммы по i.
4.2.8. При установлении величины ДВ вопрос о совместном влиянии и нормировании различных источников выброса позволяет решить процедура квотирования предела дозы. Согласно ей для источников выброса выделяются квоты (доли) \delta_{i} от предела дозы ПД, удовлетворяющие соотношениям
E_{i} \leq \delta_{i} \cdot \text{ПД} , (13)
\sum_{i} \delta_{i} \leq 1 . (14)
Неравенство (13) означает, что значения фактора безопасности для предприятия i в любой точке местности не могут превысить величину выделенной дозовой квоты \delta_{i} .
Для учета техногенного фонового облучения, обусловленного всеми факторами влияния и источниками выбросов, кроме стоящих под знаком сумм, вводится квота \delta_{tb} , равная
. (15)По существу — это выраженная в долях от ПД годовая доза Etb от техногенного фонового облучения, существующая на текущий момент и прогнозируемая в будущем. Регулирование и ограничение величины фоновой квоты \delta_{tb} является предметом деятельности органов Государственного комитета Российской Федерации по охране окружающей среды и местных органов власти, которые в случае значимости этого фактора в данном районе должны устанавливать его значение и учитывать при выдаче дозовой квоты Заявителю.
4.2.9. Из соотношения (13) следует соотношение для предельной дозы облучения местного населения (ПДi), которая может реализоваться за счет i-го источника выбросов и исходя из которой определяют возможную верхнюю границу при установлении величины ДВi для данного источника выброса i. С учетом всех перечисленных факторов ПДi вычисляют по формуле
\text{ПД}_{i} = \delta_{i} \cdot \text{ПД} , (16)
где \delta_{i} — выделяемая для Заявителя дозовая квота от ПД.
4.3. Квотирование предела дозы
4.3.1. Процедура квотирования ПД для источника, по отношению к которому устанавливается норматив ДВ, основывается на формуле
\delta_{i} \leq 1 - \sum_{n} \delta_{n} , (17)
где \delta_{n} — квоты, выделяемые Регулирующим органом на другие виды деятельности, кроме рассматриваемого источника выбросов. Суммирование проводится по всем видам деятельности, вносящим вклад в облучение населения, проживающего в районе расположения рассматриваемого источника выбросов; по масштабам деятельности и влияния все сторонние источники выброса подразделяются на глобальные, региональные и локальные.
4.3.2. К глобальным относятся источники, для которых квота резервируется повсеместно. В настоящее время единственной отраслью, для которой выделялась глобальная квота, является атомная энергетика (АЭС, АТЭЦ, АСТ). Вопросы нормирования выбросов атомных станций регулируются «Санитарными правилами проектирования и эксплуатации АС». Глобальными могут быть также дозовые квоты для повсеместного использования сельскохозяйственных удобрений, содержащих естественные радиоактивные вещества, некоторых строительных материалов и т.п.
4.3.3. К региональным относят все источники (в том числе и множество удаленных), ответственные за формирование техногенного фона в целом регионе (примером могут служить выбросы естественных радионуклидов при сжигании каменного угля в ТЭЦ, котельных, на транспорте и т.п.).
4.3.4. К локальным относятся выбросы ближайших предприятий, оказывающие влияние только на местные объекты защиты и конкурирующие при установлении величин ДВ.
4.3.5. В число квот \delta_{n} , входящих в сумму (17), должна также входить доля от ПД, резервируемая для дальнейшего развития существующих производств и возможного строительства новых предприятий в районе. Решение об этом принимается федеральными, республиканскими и местными органами власти и осуществляется через Регулирующие органы. Рис. 2 схематически иллюстрирует картину распределения предела доз ПД при нормировании выбросов.
Рис. 2. Пример распределения дозовых квот для населения
4.3.6. При выделении дозовых квот следует обращать внимание на то, что в соответствии с пп. 4.2.5 и 4.2.6 настоящего документа дозовая квота, выделенная для предприятия-Заявителя, не должна превышаться ожидаемыми дозами облучения (то есть в условиях равновесного накопления выбрасываемых радиоактивных веществ в окружающей среде). К моменту проведения расчетов предприятие-Заявитель в результате своей предыдущей деятельности уже могло сделать вклад в существующий в районе его размещения техногенный фон облучения. В этом случае, чтобы не учитывать этот вклад дважды (один раз в составе выделяемой дозовой квоты, второй раз — в уже существующем на местности фоне радиации), измеренные на текущий момент значения фона следует уменьшить на долю, обусловленную деятельностью предприятия-Заявителя в предшествующие годы. Но только на долю, образующуюся за счет выбросов в атмосферу. Вклады прочих типов загрязнения, такие как хвостохранилища, отвалы шлака и руд, загрязненные сбросами водоемы и т.п., корректировке не подлежат.
4.3.7. Для учета динамики возрастания фонового загрязнения окружающей природной среды или констатации факта его отсутствия на промплощадке, в санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения вокруг предприятия-заявителя его силами и средствами организуется надлежащий радиационный контроль и мониторинг.
4.4. Критерий «от достигнутого уровня»
4.4.1. Данный критерий является одной из возможных реализаций третьего принципа нормирования облучения Норм радиационной безопасности НРБ-96 (п. 4.6). Он соответствует принятой в России практике и не требует оптимизации с учетом затрат и пользы от данного вида деятельности. Согласно ему следует стремиться к снижению дозы облучения до возможно более низкого уровня. То есть дозы облучения должны быть настолько низкими, насколько это позволяет техническое состояние оборудования и технология производства.
4.4.2. Реализация критерия требует инженерных и организационных решений. Предполагается изучение статистики выбросов действующих предприятий или аналогов проектируемых установок. По существу речь идет об установлении ДВ в разумных пределах, предполагающих высокую культуру производства и исключающих возможность необоснованно высоких выбросов при халатной эксплуатации установки, устройства или проведении иных работ.
4.4.3. В число организационных решений входит выработка стратегии улучшения технологических процессов, составление и утверждение Регулирующими органами планов мероприятий по снижению выбросов в атмосферу. Выполнение планов должно контролироваться Регулирующими органами и учитываться при очередном пересмотре ДВ.
4.5. Критерий, основанный на принципе оптимизации защиты
4.5.1. Этот принцип, под названием принцип ALARA, также является возможной реализацией третьего принципа нормирования облучения Норм радиационной безопасности НРБ-96. <1>
<1> Принцип ALARA рекомендован для использования Международной комиссией по радиологической защите, Международным агентством по использованию атомной энергии в мирных целях. По существу он заключается в оптимизации затрат на защиту (в данном случае — на снижение радиоактивных выбросов) путем сопоставления затрат на защиту и социального ущерба от действия радиации. В практике нормирования облучения в России в полном объеме этот принцип еще не нашел воплощения. Его реализация затруднена отсутствием методических разработок.
4.5.2. Принцип оптимизации является практически единственным критерием регулирования выбросов на загрязненных сверх нормы территориях или на устаревших предприятиях со сверхнормативными выбросами, уменьшить которые в настоящее время до допустимых пределов в ближайшем будущем невозможно, а останавливать предприятие по каким-либо важным причинам нельзя.
Глава 5. СИСТЕМА НОРМАТИВОВ РАДИОАКТИВНЫХ ВЫБРОСОВ
Для всесторонней и эффективной защиты от неблагоприятного воздействия выбросов радиоактивных веществ в атмосферу в качестве нормативов устанавливается система следующих величин:
- основной норматив: допустимые выбросы (ДВ), исчисляемые за календарный год, и производные от них величины — допустимые нормы выбросов (ДНВ);
- предельно допустимые выбросы (ПДВr,i) — референтные значения, вычисляемые для каждого радионуклида r и каждого источника i из условия его изолированного действия, то есть с учетом реализации при выбросе источника i на уровне ПДВr,i всех 100% предела доз и/или его производных пределов. Основное назначение ПДВr,i — расчет по установленным нормативам ДВ производных от них величин ДНВ;
- контрольные уровни выбросов (КУВ) — административные пределы, служащие для оперативного контроля за темпом накопления годовых выбросов.
5.1. Допустимый выброс (ДВ)
5.1.1. Допустимый выброс ДВ — это основной норматив выброса, устанавливаемый для каждого источника на основе опыта эксплуатации и с учетом производственной мощности предприятия, достигнутого или планируемого уровня безопасности технологии, перспектив развития собственно предприятия и расположенных на той же площадке смежных производств, передовых достижений в области очистки и локализации выбрасываемых радиоактивных веществ. Допустимый выброс — синоним понятия «разрешенный выброс». Обязательным при установлении норматива ДВ является требование непревышения предела доз для населения или выделенной квоты от него, или выполнения соотношения безопасности (6).
5.1.2. Допустимые выбросы исчисляются за календарный год. Они могут служить основой организации контроля, а также установления прогрессивной шкалы платежей за случаи превышения нормативов ДВ.
5.1.3. С целью нормирования и контроля выбросов с переменным радионуклидным составом, по установленным величинам ДВ и ПДВr,i по формуле (1) для каждого источника i рассчитывается допустимая норма выброса ДНВ, которая в данном случае является основным нормативом. При этом допустимые выбросы ДВr,i, установленные для отдельных нуклидов r, могут быть превышены при условии превышения ДНВ, установленной для смеси всех выбрасываемых радионуклидов.
5.1.4. Норматив допустимого выброса устанавливается на уровне, приемлемом для предприятия при его нормальной работе, но в то же время обеспечивающим минимальный ущерб для здоровья населения и окружающей среды. Жесткость требований к величине ДВ должна ставиться в соответствие с величиной ДНВ: требования должны быть тем выше, чем больше получаются значения ДНВ, рассчитанные по ПДВr,i с учетом местных условий и путей облучения.
5.1.5. Величины ДВ можно устанавливать исходя из критерия «от достигнутого уровня» — снижения дозы излучения до возможно низкого уровня (фактически по принципу: чем ниже — тем лучше). Но предпочтительнее устанавливать ДВ на основе оптимизации затрат по вилке двух шкал платежей: за нормативные и сверхнормативные выбросы. При этом величины устанавливаемых ДВ рассматриваются как природный ресурс, предоставляемый государством, и, следовательно, в соответствии с Законом Российской Федерации «Об охране окружающей природной среды» платежи за него должны осуществляться как за нормативный выброс. Оптимизация же возможна при использовании шкалы платежей для сверхнормативных выбросов, взимаемых в случае превышения реальными выбросами выделенного природного ресурса (то есть установленной величины ДВ).
5.2. Предельно допустимый выброс (ПДВ)
5.2.1. Предельно допустимый выброс является верхней границей величины выброса, еще возможного без нарушения санитарных и иных нормативов радиационного воздействия и загрязнения окружающей природной среды. <1> Выброс свыше норматива ПДВ, рассчитанного с учетом реального радионуклидного состава выбрасываемых веществ, не допускается ни при каких условиях. Возникновение такой ситуации может служить основанием для прекращения деятельности предприятия. Предельно допустимые выбросы исчисляются за календарный год.
<1> Согласно определению ГОСТ 17.2.1.04-77, ПДВ — это «научно-технический норматив, устанавливаемый из условия, чтобы содержание загрязняющих веществ в приземном слое воздуха от источника или их совокупности не превышали нормативов качества воздуха для населения, животных и растительного мира». Согласно ОСТ 95.10156-85, ПДВ — это «научно-технический норматив мощности выброса, определяемый из условия соблюдения санитарных норм по пределу дозы с учетом всех путей внешнего и внутреннего облучения». Так определенный норматив ПДВ не зависит от производственной мощности и других характеристик предприятия. В большей степени он характеризует площадку и условия размещения предприятия.
5.2.2. В большинстве встречающихся случаев норматив ПДВ велик настолько, что практически недостижим. Поэтому он должен рассматриваться, как вспомогательная (референтная) характеристика, служащая верхней границей устанавливаемых нормативов ДВ.
5.2.3 Рассчитанный для отдельных радионуклидов путем облучения и конкретных производств норматив ПДВ позволяет:
- оценивать степень опасности реальных выбросов;
- сравнивать значимость радионуклидов по степени опасности их выбросов в конкретных условиях размещения предприятия;
- выделять критические радионуклиды, пути облучения, источники выброса (если их несколько);
- в случае изменения радионуклидного состава выбросов, с целью контроля за непревышением выделенной дозовой квоты фактически реализуемая величина фактора безопасности \eta оперативно и просто оценивается по реальной величине нормы выброса (НВ) радионуклидов путем сравнения с рассчитанной по установленным ДВ допустимой нормой выброса ДНВ данного источника
\eta = \text{НВ } = \sum_{r} \sum_{j} Q_{r}/\text{ПДВ}_{r,j} \leq \text{ДНВ} , (18)
где Qr — реальный годовой выброс r-го радионуклида рассматриваемым источником выбросов. Суммирование проводится по всем радионуклидам смеси r и по всем действующим путям облучения j; ПДВr,j — дифференциальный предельно допустимый выброс, рассчитанный отдельно для радионуклида r и пути облучения j, то есть так, как будто выбрасываются только радионуклиды r, а дозы формируются только по пути облучения j.
5.3. Контрольные уровни выброса (КУВ)
5.3.1. Контрольные уровни выбросов являются административными пределами, устанавливаемыми руководством предприятия, предназначены для осуществления повседневного контроля с целью получения информации о приемлемости темпа накопления годовой суммы выбросов и исключения ситуаций, связанных с преждевременным исчерпанием лимита установленных нормативов ДВ до конца календарного года.
5.3.2. В зависимости от удельной активности выбрасываемой газоаэрозольной смеси, мощности выброса и применяемых методов контроля могут быть КУВы суточного или месячного контроля. В отдельных случаях при заведомо малых выбросах и наличии надлежащих методов контроля могут применяться также КУВы квартального и более продолжительного контроля.
5.3.3. Система пределов КУВ по усмотрению администрации предприятия может быть установлена раздельно для номинального режима работы предприятия, для особых технологических условий (например для переходных режимов работы энергетических реакторов) и для отдельных видов работ, предусмотренных регламентом, таких как планово-предупредительные работы, связанные с демонтажем загрязненного оборудования, дезактивационных работ.
5.3.4. В номинальном режиме работы производств, характеризующихся колебаниями мощности выброса, допускается кратковременное превышение установленных величин КУВ суточного контроля не более чем в 10 раз при условии сохранения среднеквартальных значений КУВ в установленных пределах; КУВ месячного контроля в отдельные месяцы могут быть превышены не более чем в 3 раза при условии непревышения годового значения ДВ. Все случаи превышения величины КУВ должны фиксироваться в сменных журналах и анализироваться администрацией, но сами по себе факты превышения КУВ в установленных пределах не могут служить основанием для вмешательства Регулирующих органов в деятельность администрации, и тем более — применения штрафных санкций. Основная роль Регулирующих органов — контроль за соблюдением установленных нормативов ДВ и (или) ДНВ, исчисляемых за календарный год. Поводом для вмешательства может быть исчерпание лимита ДВ и (или) ДНВ до конца календарного года, или создания предпосылок для такого превышения.
Глава 6. КОНЦЕПЦИЯ НОРМИРОВАНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ВЫБРОСОВ
6.1. Концепция установления нормативов ДВ
6.1.1. Нормативы выбросов устанавливаются исходя из опыта эксплуатации и передовых достижений в области технологии производства, очистки выбросов и локализации выбрасываемых радиоактивных веществ на основании критериев «от достигнутого уровня» или (и) используя принцип оптимизации защиты, рекомендуемый Международной комиссией по радиологической защите и Международным агентством по атомной энергии.
6.1.2. Настоящим документом в качестве основного норматива, реализующего такой подход, вводится допустимый выброс (ДВ), устанавливаемый на основе изучения статистики выбросов действующего или аналогичных предприятий на разумном уровне при обязательном условии непревышения выделенной для данного предприятия квоты от предела дозы облучения населения, а также производный от ДВ норматив — допустимая норма выброса (ДНВ), рассчитываемая по формуле (1).
6.1.3. Задача установления значений допустимых выбросов дифференцированно для каждого источника выбросов и всех радионуклидов не имеет единственного решения. Рационален подход, основанный на методе последовательных приближений. Общая схема его сводится к поверочному расчету поля приземной концентрации и выпадений на местности от фактических или предполагаемых выбросов всех источников, а по ним — поля ожидаемых доз или фактора безопасности. Если при этом окажется, что дозы облучения и фактор безопасности нигде не превышают установленные пределы, то принятые в расчет выбросы можно заявлять в качестве норматива ДВ. Если нет — необходимо пересмотреть технические решения, технологию очистки и подавления выбросов с целью снижения их величины.
6.1.4 При установлении норматива ДВ возможны два варианта действий:
Проще и удобней метод, основанный на анализе соотношения безопасности. С методической точки зрения дальнейшие шаги в обоих случаях идентичны. Но непосредственный расчет доз сложнее и требует больших затрат хотя бы потому, что требуется рассчитывать эффективные и эквивалентные дозы на отдельные органы, указанные в табл. 5.1 «Норм радиационной безопасности НРБ-96». При этом сильно возрастает объем документации, что в свою очередь усложняет экспертизу заявки, делает ее более дорогостоящей и может потребовать больше времени на ее реализацию.
6.1.5. Для варианта, основанного на анализе соотношения безопасности, удобно построить карту линий равного уровня для суммарного фактора безопасности \eta (8) или коэффициента защищенности Кpr (2). Если при этом значения \eta в точках максимумов не превысят единицы (а значения Кpr в тех же точках не будут меньше единицы), предлагаемые выбросы всех источников могут служить нормативами ДВ. В противном случае следует:
- выделить области, где превышаются значения \eta = 1 (или что то же самое Кpr < 1);
- определить для этих областей процентный вклад в фактор безопасности от каждого источника выбросов;
- выбрать источник или группу источников, снижение выбросов которых наиболее эффективно с точки зрения уменьшения величины, и в отношении этих источников пересмотреть технические решения, обеспечивающие снижение выбросов;
- повторить операцию расчета и в дальнейшем поступать так последовательно до удовлетворения соотношения безопасности (8).
Если для предприятия установлена дозовая квота \delta , то изложенная процедура должна обеспечивать выполнение неравенства \eta<\delta (а не единицы, как выше) на местности вокруг предприятия и на его территории.
6.1.6. Информация о процентном вкладе различных источников выбросов в локальные максимумы фактора безопасности \eta на местности необходима. Она позволяет выделить потенциально наиболее «опасные» источники выбросов и прежде всего по отношению к ним разрабатывать стратегию снижения выбросов в будущем.
6.1.7. Наиболее сложен вопрос выбора источника, выбросы которого подлежат сокращению. Просто решается этот вопрос при наличии единственного превалирующего источника выбросов, когда нет альтернативных вариантов снижения фактора безопасности за счет других источников. При наличии нескольких доминантных источников необходимо коллегиальное рассмотрение, возможно, при участии Регулирующих органов: операторы источников должны достигнуть соглашения о том, выбросы каких именно источников и на сколько подлежат сокращению. Делать это следует с учетом ценности каждого источника и необходимых для снижения выбросов затрат.
6.1.8. Карта линий равного уровня фактора безопасности \eta или коэффициента защищенности Kpr наряду с установлением величин ДВ позволяет решить ряд других практических задач. Например, построить оптимальную систему мониторинга путем размещения точек отбора проб в локальных максимумах \eta . При этом, исходя из возможного естественного разброса характеристик, определяющих дозы (которые, например, для пищевых цепочек могут составить порядок величины), в качестве зоны наблюдения можно выделить территорию, ограниченную изолинией \eta = 10\% (Кpr = 10). Если же повсеместно \eta \leq 10\% , то можно поставить вопрос о целесообразности ведения мониторинга в данной местности. Предельный уровень \eta = 10\% выбран, исходя из возможного разброса реальных местных условий миграции радионуклидов во внешней среде и связанной с ним величины ошибки расчета. При этом за границу зоны наблюдения могут быть приняты иные, отличающиеся от \eta = 10\% , значения фактора безопасности, устанавливаемые по другим критериям. Однако при решении вопроса о ведении мониторинга в окружающей среде необходимо учитывать и другие аспекты проблемы. Например потенциальную опасность вероятных аварий, уровень естественного фона.
6.1.9. Реализация принципов и критериев безопасности при установлении норматива ДВ требует проведения анализа технологии и состояния систем подавления выбросов, сравнения их с современным техническим уровнем и по возможности — снижения нормативов ДВ до разумного предела. Величина и состав выбросов прежде всего определяются конструктивными особенностями установок, прорабатываются на стадии проектирования новых или реконструкции действующих предприятий, а окончательно определяются из анализа опыта эксплуатации. Такой анализ необходимо проводить при установлении или очередном пересмотре норматива ДВ. При этом требуется обоснование мероприятий, направленных на планомерное снижение выбросов в будущем.
6.2. Концепция расчета ПДВ
6.2.1. Принцип непревышения ПДВ лежал в основе и фактически являлся единственным критерием безопасности «Отраслевых методических указаний ПДВ-83». В них понятие ПДВ распространено на совокупное (групповое) действие всех источников выбросов предприятия и означает такую величину выбросов каждого из источников, при которой в их общей критической точке (то есть в точке местности, где реализуется максимум облучения от действия всех источников предприятия) годовая доза облучения достигает установленного предела. В настоящем документе критерий непревышения рассчитанных таким образом величин ПДВ не упраздняется. В конечном счете ДВr,i будут в точности равны ПДВr,i группового действия (то есть вычисленных с учетом выбросов всех источников) при выделении данному предприятию 100% дозовой квоты и точному равенству 1 (единице) в критической точке местности соотношения безопасности (6), в котором сумма вычисляется не только по всем радионуклидам r, но и по всем источникам i предприятия с выбросами на уровне ДВi,r. Таким образом, нормирование выбросов по ПДВr группового действия может использоваться наряду с предлагаемыми в настоящем Руководстве критериями, в конечном счете приводящими к более простой концепции нормирования выбросов и более гибкой и эффективной системе нормативов, в которой понятие ПДВ является не основным, а вспомогательным нормативом, служащим для расчета допустимых норм выброса ДНВ по формуле (1).
Имея ввиду принципиальную возможность нормирования выбросов по величине ПДВ для крупных, изолированно расположенных предприятий, выбросы которых близки к величинам ПДВr,i, ниже будут приведены общие формулы как для расчета дифференциальных ПДВr,i, необходимых для расчета допустимых норм выброса ДНВ, так и формулы расчета общих для предприятия ПДВr,i группового действия, учитывающих совокупное воздействие всех источников выброса (старый подход к нормированию в «Отраслевых методических указаниях ПДВ-83»).
6.2.2. Согласно определению, норматив ПДВ — это величина, определяемая условиями выброса и рассеяния примеси. Он подлежит расчету исходя из предела дозы ПД и изменяется только при изменении условий выброса, набора выращиваемых сельскохозяйственных продуктов питания и введения ограничений использования территории в зоне действия выбросов или величин ПД и их производных пределов. Понятие ПДВ может применяться как для всего предприятия, на территории которого может располагаться множество источников выброса, так и для отдельных изолированных источников и отдельно взятых радионуклидов.
6.2.3. Использование понятия фактор безопасности делает расчет предельно допустимых выбросов простым и наглядным. По определению фактор безопасности равен единице в случае достижения пределов доз и (или) их производных пределов. Тогда выбросы, которые обеспечивают единичное значение фактора безопасности в точке его максимума (критической точке) и есть предельно допустимые. Из этого следует простой алгоритм расчета дифференциальных ПДВr. Для рассматриваемого источника задается произвольное значение выброса данного нуклида Qr. В качестве Qr, в частности, можно использовать выбранную величину фактического или проектного выброса. Исходя из заданной величины Qr для данного источника с учетом всех особенностей рассчитывается поле фактора безопасности на местности. Затем ищется абсолютный максимум \eta_{r}^{max} фактора безопасности от выбросов данного нуклида. По найденному максимуму фактора безопасности ПДВr для нуклида r рассчитывается по формуле
\text{ПДВ}_{r} = Q_{r}/\eta_{r}^{max} . (19)
При этом следует иметь в виду, что для разных радионуклидов положение максимума фактора безопасности может быть различным. В случае выброса аэрозоля, критическим путем для которого является вдыхание, положение максимума фактора безопасности совпадает с максимумом приземной концентрации. В случае же выброса, например, гамма-излучающего инертного газа, максимум фактора безопасности будет вблизи от источника, под приподнятой струей выброса, где приземная концентрация может быть ничтожно мала.
Следует заметить, что найденные таким образом величины ПДВr не зависят от величин выбросов других нуклидов ни рассматриваемым, ни другими источниками. Их нет нужды пересматривать в будущем, если условия выброса (температура, высота, объем выбрасываемой газовоздушной смеси) не меняется. Найденные величины ПДВr, в частности, можно будет использовать при продлении срока действия разрешения на выбросы, или при его пересмотре с целью изменения величин допустимых выбросов.
6.2.4. Альтернативный описанному, прямой расчет величин ПДВ основывается на знании математической зависимости, связывающей выброс радиоактивной примеси с дозой облучения населения E. Для каждого отдельного радионуклида в обобщенном виде ее можно представить формулой
где E — годовая эффективная (или эквивалентная H) доза облучения, получаемая человеком, живущим и работающим в точке (x, y) местности, Зв/год; Q — величина годового выброса данного радионуклида, Бк/год; J(x,y) — функционал, связывающий дозу с выбросом радионуклидов из данного источника. Последний зависит от: условий выброса (высоты источника, объема и скорости истечения газовоздушной смеси, степени ее перегрева по отношению к атмосферному воздуху, агрегатного и дисперсного состава выбрасываемых веществ, содержащих рассматриваемые радионуклиды), условий рассеяния выбросов в атмосфере, выпадения их на поверхность почвы, миграции в наземных экосистемах и по пищевым цепочкам, набора выращиваемых в данной местности растительных культур, их фенологических и агроклиматических особенностей, способов возделывания и переработки в продукты питания, образа жизни и рациона питания местных жителей. Функционал J(x,y) должен рассчитываться с учетом воздействия не только выбрасываемых материнских, но и образующихся дочерних радионуклидов. В отдельных случаях их вклад в дозу может быть значимым. Описания различных расчетных методов и моделей, затрагивающих те или другие аспекты расчета функционала J(x,y) и различных его составляющих, содержатся в Приложениях П4 - П7 к настоящему документу.
Расчет ПДВ для отдельного (изолированного) источника выбросов
6.2.5. В простейшем случае выброса одного радионуклида из единичного источника при учете одного из путей облучения ищется точка на местности, где реализуется максимум функционала max[J(x,y)] = J(x^{max},y^{max}) , где xmax и ymax — координаты этой точки (т.н. «критической точки местности»). После нахождения такой «критической» точки на местности точное значение предельно допустимого выброса (ПДВ), Бк/год, в соответствии с (20) рассчитывается по формуле
\text{ПДВ } = \text{ПД }/J(x^{max},y^{max}) , (21)
где ПД — предел дозы для населения, Зв/год.
6.2.6. При расчетах ПДВ по критерию непревышения также и эквивалентных доз на отдельные органы, приведенные в табл. 5.1 Норм радиационной безопасности НРБ-96, вместо (21) следует использовать формулу
, (22)где индекс k относится к эффективной дозе и эквивалентным дозам в хрусталике глаза, коже, кистях и стопах; ПДk — предел дозы для соответствующей группы органов; J_{k}(x^{max},y^{max}) — максимальные значения функционала «выброс — доза» для рассматриваемого радионуклида и для k-й группы органов; xmax и ymax — координаты критической точки местности, где реализуется максимум функционала J_{k} и, следовательно, фактора безопасности; а {}_{k =}m_{1,2}i_{,}n_{3,4} — минимальное значение выражения в квадратных скобках, реализующееся в одной из четырех групп табл. 5.1 Норм радиационной безопасности НРБ-96, соответственно: эффективной дозы и эквивалентных доз на хрусталик глаза, кожу, кисти и стопы.
6.2.7 При наличии нескольких путей облучения для эффективной дозы E и ПДВ справедливы формулы
E = Q \sum_{j} J_{j}(x_{j},y_{j}) , (23)
, (24)где ПД — предел годовой дозы на население в терминах эффективной дозы; индекс j относится к пути облучения ПДВ, рассчитанный только для одного радионуклида r отдельного (изолированного) источника i, называют дифференциальным ПДВr,i в отличие от общего ПДВ, рассчитываемого с учетом воздействия смеси выбрасываемых радионуклидов.
При учете также облучения отдельных органов в терминах эквивалентной дозы вместо расчетов по формуле (24) необходимо применять подход, аналогичный реализованному в формуле (22), то есть последовательно рассчитывать ПДВr,i по эффективной дозе, затем по эквивалентной дозе на оставшиеся три группы органов и выбирать наименьший из рассчитанных. Но практически для всех действующих источников выброса оказывается достаточно расчета ПДВr,i только по эффективной дозе.
6.2.8. При наличии в выбросах единичного источника набора различных радионуклидов расчет общих ПДВ значительно осложнен. В этом случае справедливо следующее соотношение для расчета общих предельно допустимых выбросок ПДВr для каждого радионуклида в отдельности по критерию непревышения эффективной дозы
\text{ПД } = \sum_{r} \text{ПДВ}^{r} \cdot J_{r}(x_{r}^{max},y_{r}^{max}) , (25)
где (x_{r}^{max},y_{r}^{max}) — критическая точка, в которой реализуется максимум суммы по всем путям облучения, стоящей в знаменателе формулы (24). Здесь, в отличие от дифференциального ПДВr для одного отдельно рассматриваемого радионуклида r, обозначение ПДВr с индексом r вверху означает общий ПДВ для r-го радионуклида смеси, рассчитываемый с учетом воздействия всех выбрасываемых данным источником радионуклидов.
Относительно искомых ПДВr формула (25) является уравнением с многими неизвестными, общее число которых определяется числом нуклидов в выбросах, и без дополнительных предположений уже невозможно получить однозначные соотношения для расчета ПДВr, аналогичное формуле (24). Если в процессе эксплуатации радионуклидный состав выброса существенно не меняется, эту проблему можно решить, задавая состав выброса близким к реальному.
6.2.9 Зная относительный вклад каждого радионуклида в общую активность выброса
, (26)где Qr — реальная представительная величина выброса радионуклида r, из уравнения (25) можно получить следующую формулу для расчета общих ПДВr для всех радионуклидов смеси
\text{ПДВ}^{r} = \frac{\xi_{r} \cdot \text{ПД}}{\sum_{r} \xi_{r} \cdot J_{r}(x_{r}^{max},y_{r}^{max})} . (27)
6.2.10. При расчетах общих ПДВr по критерию непревышения также и эквивалентных доз на криторганы вместо (27) следует использовать формулу
, (28)где индекс k относится к эффективной дозе и эквивалентным дозам в хрусталике глаза, коже, кистях и стопах, соответственно; ПДk — предел дозы для соответствующей группы органов согласно табл. 5.1 НРБ-96; J_{r,k}(x_{r}^{max},y_{r}^{max}) — максимальные значения функционала «выброс — доза» для радионуклида r и для k-й группы органов, а {}_{k}m_{= 1,}a_{2,}x_{3,4} — максимальное значение отношения в квадратных скобках.
6.2.11. При использовании в качестве критерия внутреннего облучения пределов годовых поступлений из ПРБ-96, при отсутствии значимого вклада в дозу за счет образующихся после выброса дочерних радионуклидов, используя термины «фактор разбавления» и «фактор отложения» и представляя функционал J(x,y) формулами, рекомендуемыми в Приложениях П4 - П6, вместо (28) получим следующую формулу для расчета общего предельно допустимого выброса r-го радионуклида смеси ПДВr
, (29)
; (30)ПД — предел дозы для внешнего облучения населения, Зв/год; \text{ПГП}_{IH}^{r} — предел годового поступления r-го радионуклида для лиц населения при вдыхании, Бк/год; \text{ПГП}_{IG}^{r} — предел годового поступления r-го радионуклида для населения путем заглатывания, Бк/год (величины ПД, \text{ПГП}_{IH}^{r} и \text{ПГП}_{IG}^{r} регламентируются Нормами радиационной безопасности НРБ-96; \xi_{r} — предполагаемый (или регистрируемый) относительный состав выбросов радионуклидов r в составе смеси (безразмерен). Остальные параметры в соответствия с обозначениями, принятыми в Приложении П6, означают: \overline{G^{r}} — долговременный (среднегодовой) метеорологический фактор разбавления радионуклида r в рассматриваемой точке местности, с/м3; \overline{F^{r}} — долговременный фактор отложения на поверхность земли за счет сухого оседания для радионуклида r в рассматриваемой точке местности, м-2; \overline{W^{r}} — долговременный фактор отложения на поверхность земли за счет вымывания осадками для радионуклида r в рассматриваемой точке местности, м-2; коэффициент 0,2 учитывает смывание «мокрых» отложений примеси c вегетативных частей растений в момент выпадения осадков; R_{A}^{r} — дозовый фактор конверсии при облучении от облака для радионуклидов r, Зв·м3/(Бк·с); R_{S}^{r} — дозовый фактор конверсии при облучении от поверхности почвы для радионуклидов r, Зв·м2/(Бк·с); \lambda_{ef}^{r} — постоянная уменьшения уровня излучения от одномоментно загрязненной почвы за счет радиоактивного распада и экранирования верхним слоем при диффузии радионуклидов в глубь почвы, с-1; UIH — интенсивность вдыхания стандартного человека (для населения), м3/с; K_{S1}^{r} — коэффициент перехода «выпадение из атмосферы — поступление в организм человека» радионуклида r с продуктами питания по воздушному пути, м2; K_{S2}^{r} — коэффициент перехода «выпадение из атмосферы — поступление в организм человека» радионуклида r с продуктами питания по корневому пути, м2. Все необходимые для расчета параметры приведены в Приложениях П4 - П7.
6.2.12. Обстоятельством, осложняющим расчеты ПДВr для смеси радионуклидов, является необходимость знания относительного радионуклидного состава выбросов \xi_{r} . Для отдельных производств эта характеристика подвержена существенным изменениям. Для них концепции расчета общих ПДВr с учетом суммарного воздействия смеси выбрасываемых радионуклидов вообще может оказаться несостоятельной. В таких случаях проверка соответствия разрешенных выбросов санитарным нормативам облучения возможна только путем использования предлагаемых настоящим Руководством нормативов ДВ и ДНВ.
Расчет ПДВ для группы расположенных вблизи друг от друга источников выброса
6.2.13. Наиболее сложно обстоит дело с расчетом общих ПДВr,i для нескольких, разнесенных на местности источников выброса. Критерием «разнесенности» источников может служить несовпадение их «критических точек» (точек на местности, где реализуется максимум дозы). В этом случае для расчета доз E используют формулу
E = \sum_{i} \sum_{r} Q_{r,i}J_{r,i}(x,y) , (31)
отличающуюся дополнительным суммированием по различным источникам выброса i. В ней: Qr,i — выброс r-го нуклида i-м источником. Функционал J_{r,i}(x,y) вычисляется для r-го нуклида и i-го источника выброса с учетом всех путей облучения.
6.2.14. Поле доз на местности, рассчитанное по формуле (31), может быть весьма причудливым, с несколькими локальными максимумами. Среди них имеется абсолютный максимум, который может быть принят в качестве «критической точки местности». Однако, при изменении пропорции и нуклидного состава выбросов различных источников изменяется не только значение дозы в «критической точке», но и сама критическая точка может переместиться в другой локальный максимум, который при новых условиях становится новым абсолютным максимумом дозы. При этом могут образоваться и другие локальные максимумы доз облучения, а величины ПДВr,i изменятся скачком. Это и есть основная и в общем случае непреодолимая трудность строгого расчета общего ПДВ (ПДВ группового действия) для разнесенных по территории источников выброса.
Для таких ситуаций исчезает смысл понятия «расчет ПДВ». Он может быть только «установлен» при тех или иных гипотезах о распределении суммарного выброса по различным источникам. Например, можно их распределить пропорционально существующим выбросам или каким-либо иным образом. Единого рецепта решения не существует, да и в таких сложных случаях его вообще может не быть.
6.2.15. Положение заметно облегчается, если рассматривается изолированный «куст» близко расположенных источников с похожим нуклидным составом выбросов. Критерием такой ситуации является совпадение для всех источников положения максимумов функционалов J_{r,i}(x,y) . В этом случае справедливы формулы (27) - (31), а нормированию подлежит суммарный выброс такого предприятия в целом.
6.2.16. Если отвлечься от сложности, а в некоторых случаях и полной невозможности строгого расчета ПДВr,i, то использование этого понятия в качестве основного норматива выбросов имеет еще одну трудность. Дело в том, что реальные выбросы большинства предприятий существенно меньше ПДВr,i (часто на несколько порядков величины). Такая ситуация, например, характерна для выбросов атомных станций. В этих случаях использование критерия непревышения ПДВr,i лишено практического смысла, так как они фактически недостижимы, а это при отсутствии других критериев позволяет таким предприятиям не заботиться о совершенствовании технологии безопасности, т.е. не реализуется на практике третий принцип безопасности «Норм радиационной безопасности НРБ-96» о разумном снижении облучения. Это служит дополнительным основанием необходимости введения вместо ПДВr,i нормативов ДВ и ДНВ.
6.3. Концепция установления контрольных уровней выброса (КУВ)
6.3.1. Административные пределы КУВ служат для контроля темпа выбросов с целью управления ими так, чтобы преждевременно (до конца года) не исчерпать весь лимит ДВ. Технология контроля за выбросами определяется агрегатным состоянием выбрасываемой примеси, ее физико-химическими характеристиками и прежде всего периодом полураспада радионуклидов. Обычно это делается методом пробоотбора в источниках газоаэрозольных выбросов (венттрубах, вентсистемах).
6.3.2. Продолжительность отбора проб при осуществлении контроля допустимых выбросов определяется главным образом периодом полураспада контролируемых радионуклидов и величиной их концентрации в вентсистемах. Для короткоживущих радионуклидов лишен смысла представительный пробоотбор за большие сроки. Выброс же долгоживущих радионуклидов, как правило, мал настолько, что краткосрочный пробоотбор недостаточен для накопления на фильтре необходимого для производства измерений количества активности этих нуклидов. В силу перечисленных причин обычно разрабатывают многозвенную структуру контроля, а выбрасываемые радионуклиды подразделяют на группы суточного и месячного контроля. В зависимости от конкретных условий возможны и другие сроки контроля. На производствах со стабильными, относительно низкими выбросами возможен также эпизодический контроль.
6.3.3. Для долгоживущих радионуклидов общепринят месячный контроль выбросов. В принципе для них можно организовать и годовой инструментальный контроль выбросов (например, путем установления годового представительного отбора проб). Однако такая методика контроля является констатирующей и не предоставляет возможности следить за темпом накопления годового интеграла выбросов (который, собственно, и нормируется). Реализуя только годовой интегрирующий контроль, можно оказаться в ситуации, когда в конце календарного года будет зарегистрировано превышение годового предела ДВ, и это для администрации может оказаться сюрпризом.
6.3.4. Для короткоживущих радионуклидов интегрирующий контроль по продолжительным промежуткам времени вообще несостоятелен. Для них обычно применяется оперативный повседневный отбор и измерение проб.
6.3.5. Вопросы объема к методологии контроля за выбросами должны быть обоснованы Заявителем и представлены для утверждения Регулирующим органом вместе с предлагаемыми нормативами ДВ в разделе «Организация контроля за выбросами».
6.3.6. Обычно контроль организуется путем суточного пробоотбора на фильтры, которые после экспонирования проходят многоступенчатую процедуру обработки, включая:
- радиометрию и спектрометрию сразу после съемки фильтра;
- повторную радиометрию и спектрометрию после некоторой выдержки, за время которой распадутся самые короткоживущие радионуклиды, дающие подавляющий вклад для излучения пробы;
- сохранение и накопление фильтров, прошедших два первых этапа измерения, до суммарного количества активности, достаточного для достоверного измерения долгоживущих радионуклидов (обычно в пределах месяца). На последнем этапе, как правило, используются более трудоемкие методы анализа активности, например радиохимические методы.
6.3.7. Для источников со стабильным нуклидным составом выбросов вводятся также наиболее просто измеряемые радиометрическими методами категории, такие как смесь короткоживущих радионуклидов (КЖН) и долгоживущих радионуклидов (ДЖН). При этом под ДЖН понимают то, что остается на фильтрах после суточной экспозиции по прошествии 1 суток выдержки снятого фильтра, а КЖН — то же самое, что и ДЖН (часто это те же самые фильтры), но измеренные через полчаса после снятия фильтра с экспозиции. Отбор и анализ полученных проб проводят в соответствии с действующими нормативными документами. При достаточных гарантиях стабильности нуклидного состава выбросов возможен также контроль по одному или нескольким, наиболее просто и надежно измеряемым радионуклидам смеси, называемым «реперными». Такой контроль можно осуществлять, например используя понятие «сумма альфа-активных радионуклидов» на рудниках, фабриках обогащения урана, изготовления тепловыделяющих элементов для атомных установок, при работе с естественными радионуклидами.
Глава 7. ПРОЦЕДУРА УСТАНОВЛЕНИЯ ДОПУСТИМЫХ ВЫБРОСОВ
7.1. Общий порядок проведения работ
7.1.1. Разрешение на выброс выдается органами Государственного комитета Российской Федерации по охране окружающей среды. Порядок выдачи разрешения, утверждения и согласования проекта нормативов выбросов изложен в Приложении П1.
7.1.2. Разработка нормативов выбросов выполняется Заявителем либо привлеченными организациями. В случае привлечения по договоренности других организаций Заявитель осуществляет контроль за разработкой нормативов ДВ, обеспечивает разработчиков всеми необходимыми данными.
7.1.3. На стадии утверждения и согласования нормативов выбросов крупных предприятий, которые могут оказывать существенное влияние на радиационную, санитарно-гигиеническую и экологическую ситуацию в районе их размещения, и в иных необходимых случаях Регулирующий орган, утверждающий нормативы выбросов, может направить заявленный проект нормативов на государственную экологическую экспертизу.
7.1.4. Возможно проведение предварительной экспертизы проекта нормативов выбросов в целом или отдельных его фрагментов компетентными организациями, имеющими лицензию Госкомэкологии России на данный вид деятельности, выполняемой по инициативе и за счет Заявителя на этапах разработки проекта. Цель предварительной экспертизы — облегчение и ускорение прохождения нормативов выбросов стадии согласования, утверждения и выдачи разрешения.
7.1.5. Для проведения работ по обоснованию проекта нормативов выброса Регулирующие органы по запросу Заявителя предоставляют необходимую информацию, в том числе топографические карты местности, карту городских застроек, размещения сельскохозяйственных угодий и данные по их продуктивности, метеорологическую информацию, медико-демографические данные, перечень предприятий и объектов, выбросы которых необходимо совместно учитывать при установлении ДВ, выделяют или согласовывают запрашиваемую Заявителем дозовую квоту от ПД на население и (или) от региональных нормативов загрязнения атмосферы и окружающей природной среды (ДК и ДО), полученных с учетом реальной радиационной, санитарно-гигиенической и экологической обстановки на местности.
7.1.6. На первом этапе Заявитель проводит радиационно-техническое обследование (инвентаризацию) существующих источников выбросов радиоактивных веществ предприятия, и определяется существующее радиоактивное загрязнение атмосферы в контрольных точках.
Итогом работы является выпуск аналитического отчета «Радиационно-техническое обследование для оценки влияния существующих выбросов предприятия на окружающую среду», в состав которого входят:
- описание используемых технологических процессов и связанных с ними выбросов радионуклидов в атмосферу;
- результаты обследования (инвентаризация) существующих и вновь создаваемых источников выбросов радиоактивных веществ, как организованных, так и неорганизованных, включая: радионуклидный состав и условия выбросов (размеров и формы источников, параметров выбрасываемой газовоздушной смеси, размеров близлежащих зданий), дисперсность аэрозольной компоненты, физико-химической формы для установления классов транспортабельности и пр.;
- результаты обследования динамики выбросов по годам или проектные оценки с предоставлением: среднегодового выброса, диапазона разброса (дисперсии) его значений, возможных максимальных значений;
- точная карта промплощадки предприятия, его санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения с указанием всех источников выбросов и застройки;
- характеристика существующего на текущий момент времени загрязнения местности на промплощадке, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения с оценкой вклада в него за счет предыдущей деятельности и предприятия-Заявителя, карта годовых доз фонового излучения на местности;
- справка об ожидаемых в будущем годовых дозах, связанных с вводом в эксплуатацию новых источников выброса.
Отчет по радиационно-техническому обследованию источников выбросов подписывается исполнителями и утверждается руководством предприятия-Заявителя. Он является исходным материалом для выполнения работ по установлению нормативов ДВ и может служить базой для выполнения проектов по реконструкции предприятий.
7.1.7. На втором этапе выполняются работы по расчету радиационной обстановки на местности, фактора безопасности и (или) доз облучения, дифференциальные ПДВr,i. Устанавливаются нормативы ДВ и КУВ на источники выбросов радиоактивных веществ предприятия. Разрабатывается план мероприятий по их снижению и достижению нормативов ДВ, если реальные выбросы велики. Второй этап заканчивается выпуском тома «Обоснование нормативов выбросов радиоактивных веществ в атмосферу», включающим ДВ, вспомогательные (референтные) нормативы дифференциальных ПДВr,i, допустимые нормы выброса ДНВ для каждого источника, и по возможности — для предприятия в целом. Рекомендуемое содержание, состав и форма представления табличного материала описаны в Приложении П14.
7.1.8. На третьем этапе по полученным результатам предыдущих этапов работы готовится документация, необходимая для получения разрешения на допустимые пределы (нормативы) выброса радиоактивных веществ в атмосферу, согласовывается в органах Госсаннадзора и представляется для окончательного решения в органы Государственного комитета Российской Федерации по охране окружающей среды.
7.2. Деятельность Заявителя по разработке нормативов выбросов по критерию «от достигнутого уровня»
Заявитель совершает следующие действия при установлении нормативов ДВ и ПДВr,i референтных характеристик:
-
изучение статистики и нуклидного состава действующих выбросов каждого источника в отдельности, на основании анализа которых находится репрезентативный радионуклидный состав выбросов (например, путем назначения для каждого источника максимального из наблюдавшихся или возможных значений годовых выбросов каждого нуклида). При этом должны изучаться причины формирования этих максимумов и отбрасываться совершенно случайные, не характерные для данного предприятия выбросы, возникшие в результате просчетов и технических ошибок персонала, повторение которых недопустимо в будущем.
-
Для каждого источника выбросов i рассчитываются величины ПДВi,r, дифференциально для каждого отдельно взятого радионуклида r выбрасываемой смеси, то есть из условия, что фактор безопасности в критической точке местности, характерной для данного источника (для различных источников она может быть разной), от годового выброса радионуклида r на уровне ПДВi,r будет равен 1 (единице) или что то же самое — ожидаемая доза облучения в этой точке будет равна пределу дозы ПД. Расчет ПДВi,r с учетом всех путей облучения производится или используя процедуру, описанную в п. 6.2.3, или по формулам
, (32)
; (33)\overline{G_{i}^{r}} , \overline{F_{i}^{r}} и \overline{W_{i}^{r}} — долговременный метеорологический фактор разбавления, с/м3, и долговременные факторы отложения, м-2, за счет сухого оседания и вымывания из атмосферы осадками радионуклида r для источника i в его критической точке местности. Смысл остальных параметров дан в примечаниях к формулам (29) и (30) п. 6.2.11.
Для оценки величин дифференциальных ПДВi,r можно использовать упрощенные методы расчета факторов разбавления и отложения, так как величину ПДВi,r определяют дозы в точке максимума, и на этом этапе еще не требуется рассчитывать распределение доз на местности. Однако при расчетах следует учитывать все пути облучения, характерные для критической точки местности данного источника.
-
На основании полученного репрезентативного нуклидного состава выбросов для каждого источника и каждого радионуклида с учетом коэффициента запаса на различные неопределенности расчета доз и возможных колебаний реальных выбросов устанавливаются предлагаемые значения ДВi,r, где i и r относятся к источнику i и радионуклиду r.
-
По найденным значениям ПДВi,r и предлагаемым значениям ДВi,r проводится предварительный упрощенный расчет допустимой нормы выброса \text{ДНВ} \sum для предприятия в целом. Его производят по формуле
\text{ДНВ} \sum = \sum_{i} \sum_{r} \text{ДВ}_{i,r}/\text{ПДВ}_{i,r} , (34)
где суммирование производится по всем источникам выбросов i и всем радионуклидам r. Такой расчет может завышать значения ДНВ, но если при этом окажется, что полученное значение \text{ДНВ} \sum невелико и укладывается в величину выделенной дозовой квоты, то работы можно считать оконченными, а в качестве норматива заявлять найденные значения ДВi,r. Такой упрощенный путь обоснования ДВ приемлем для большинства предприятий, выбросы которых малы.
-
В случае если упрощенный расчет дал неприемлемо большие оценки допустимой нормы выброса \text{ДНВ} \sum , то по предложенным на шаге 3) значениям ДВi,r с учетом всех источников и путей облучения рассчитываются карты распределения фактора безопасности на местности и находится его максимальное значение. На этом этапе для контроля желательно также рассчитывать карты распределения ожидаемых доз облучения.
-
Если найденные таким образом максимальные значения фактора безопасности не превышают 1 (единицы), то выбранные величины ДВi,r в принципе могут быть представлены к утверждению в качестве основного норматива выбросов. В этом случае рассчитанные значения фактора безопасности подлежат предварительному согласованию Регулирующими органами в качестве основы для выделения Заявителю квоты от ПД и (или) нормативов загрязнения атмосферы и окружающей природной среды (ДК и ДО). При согласовании величина выделенной дозовой квоты рассматривается как природный ресурс на основании Закона Российской Федерации «Об охране окружающей природной среды», подлежащий распределению между пользователями.
-
После согласования Регулирующими органами запрашиваемой Заявителем величины дозовой квоты, на основании предложенных на шаге 3) значений ДВi,r для каждого источника выбросов рассчитывают допустимые нормы выбросов по формуле
\text{ДНВ}_{i} = \sum_{r} \text{ДВ}_{i,r}/\text{ПДВ}_{i,r} . (35)
Все результаты расчетов оформляют документально в виде «Разрешения на выбросы радиоактивных веществ в атмосферу» и Приложения к нему — пояснительной записки «Обоснование нормативов выбросов радиоактивных веществ в атмосферу» и представляют для утверждения и согласования.
-
Если рассчитанные величины фактора безопасности окажутся неприемлемо большими, то следует изучить полученную карту фактора безопасности и изыскать возможности уменьшения предложенных значений ДВi,r для основных дозообразующих радионуклидов и источников выброса. После этого расчеты по п. 5) повторить и действовать дальше до получения приемлемых значений фактора безопасности.
-
В случае если источники расположены вблизи друг от друга, и представляют собой единый «куст», для них по формулам (26) - (30) может быть рассчитан суммарный предельно допустимый выброс активности для всех источников \text{ПДВ} \sum и общий для всего «куста» источников предельно допустимый выброс каждого радионуклида r в отдельности ПДВr.
7.3. Необходимая документация
Для решения вопроса об установлении нормативов выбросов Заявитель представляет в Регулирующие органы подлежащее утверждению «Разрешение на выбросы радиоактивных веществ в атмосферу» и Приложение к нему — пояснительную записку «Обоснование нормативов выбросов радиоактивных веществ в атмосферу». Форма представления и содержание «Разрешения на выбросы...» приведены в Приложении П2.
Рекомендуется следующее содержание тома «Обоснование нормативов выбросов радиоактивных веществ в атмосферу»:
Гл.1. Общие сведения о предприятии.
Гл.2. Характеристика предприятия как источника выбросов радиоактивных веществ в атмосферу, анализ существующих или проектных выбросов, обоснование репрезентативного состава и величин выбросов для всех источников.
Гл.3. Характеристика местных условий формирования дозовых нагрузок на население, обоснование нормативов ДК в воздухе и ДО на поверхность земли с учетом местных условий (если в этом есть необходимость).
Гл.4. Анализ существующего на текущий момент фонового загрязнения местности (с оценкой вклада, обусловленного предыдущей деятельностью предприятия-Заявителя).
Гл.5. Обоснования выбора методики расчета рассеяния выбросов в атмосфере с детальным описанием методологии учета местных особенностей, включая условия рассеяния выбросов в атмосфере, повторяемостей категорий погоды и штилей, основные результаты расчетов.
Гл.6. Результаты расчетов дифференциальных ПДВi,r, факторов безопасности на местности и (или) ожидаемых доз облучения населения от репрезентативных выбросов всех источников предприятия.
Гл.7. Обоснование запроса на величину предоставляемой квоты от ПД, ДК и ДО, величин ДВ для всех источников выброса, расчет для них величин допустимых норм выброса ДНВ.
Гл.8. Обоснование объема, периодичности и формы текущего контроля за радиоактивными выбросами, величин КУВ.
Гл.9. Мероприятия по снижению выбросов в вегетативные периоды года или в другие неблагоприятные периоды, а также моментов осуществления плановых кратковременных повышенных выбросов, предусмотренных регламентом работы.
Список использованной литературы и нормативных актов.
Порядок оформления и представления нормативов на согласование и утверждение, необходимая документация, а также перечень сведений, которые необходимо отразить в томе «Обоснование нормативов выбросов», изложены в Приложениях П1 и П2, Рекомендуемая форма представления табличных материалов приведена в Приложении П14.
Глава 8. КОНТРОЛЬ И НАДЗОР ЗА СОБЛЮДЕНИЕМ НОРМАТИВОВ ВЫБРОСОВ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ
8.1. Контроль за соблюдением установленных нормативов выбросов радиоактивных веществ делится на государственный и производственный.
8.2. Государственный контроль за соблюдением установленных нормативов выбросов радиоактивных веществ осуществляется органами Государственного комитета Российской Федерации по охране окружающей среды и санитарно-эпидемиологического надзора в пределах своей компетенции.
8.3. Для источников с нестабильным составом выбросов допускается превышение установленных ДВ для отдельных радионуклидов при условии непревышения суммарными годовыми выбросами допустимой нормы выброса ДНВ, то есть при условии выполнения неравенства
\text{НВ}_{i} = \sum_{r} Q_{i,r}/\text{ПДВ}_{i,r} \leq \text{ДНВ}_{i,r} = \sum_{r} \text{ДВ}_{i,r}/\text{ПДВ}_{i,r} , (36)
где Qi,r — фактические годовые, ДВi,r — допустимые, ПДВi,r — дифференциальные предельно допустимые выбросы r-го радионуклида для i-го источника. Последние рассчитываются для каждого отдельно взятого радионуклида из условия достижения полного предела доз ПД. Суммирование проводится по всем радионуклидам смеси r, выбрасываемым рассматриваемым источником i.
8.4. Производственный контроль за соблюдением установленных нормативов выбросов радиоактивных веществ входит в единую систему радиационного контроля, осуществляемого внутренними службами предприятия.
8.5. Регламент радиационного контроля на предприятии, в санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения должен включать в себя следующее:
- контрольные уровни выбросов (КУВ) — административный производственный предел;
- виды проводимого радиационного контроля;
- объекты радиационного контроля;
- контролируемые параметры и их допустимые уровни;
- сеть точек радиационного контроля;
- периодичность радиационного контроля;
- контингент контролирующих лиц;
- технические средства и методическое обеспечение радиационного контроля.
8.6. Ответственность за соблюдение нормативов выбросов радиоактивных веществ в атмосферу несет Заявитель.
Приложение П1 обязательное к «Руководству по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ДВ-98)»
ПОРЯДОК ВЫДАЧИ РАЗРЕШЕНИЯ, УТВЕРЖДЕНИЯ И СОГЛАСОВАНИЯ НОРМАТИВОВ ВЫБРОСОВ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ В АТМОСФЕРУ
1. Разрешение на выброс радиоактивных веществ и утверждение нормативов выбросов действующих, вновь создаваемых и реконструируемых предприятий, учреждений, организаций выдаются по запросу Заявителя территориальными природоохранными органами Госкомэкологии России на срок: для действующих предприятий на три года, для вновь создаваемых и реконструируемых предприятий и производств на один год, а после первого года эксплуатации по представлении дополнительного обоснования и анализа выбросов за первый год — на три года, как для действующих предприятий.
2. Выдача разрешений на выброс радиоактивных веществ в атмосферу для предприятий федерального значения, расположенных в закрытых административно-территориальных образованиях Минатома России, по согласованию с органами Госсанэпиднадзора России, осуществляется непосредственно Госкомэкологии России.
3. По истечении срока действия ранее выданного разрешения на нормативы выбросов при отсутствии изменений технологии производства и конструкций, способных изменить величину действующих выбросов или их состав, действие разрешения может продлеваться на тот же срок, на который оно было выдано ранее, по запросу Заявителя и при представлении им обоснования целесообразности сохранения действующих нормативов выброса.
4. В случае изменения технологии производства, режима работы, перехода на другое сырье или других условий и причин, влекущих изменение величины и (или) состава радиоактивных выбросов, и связанных с превышением установленной для данного источника допустимой нормы выброса (ДНВ), действие разрешения на выбросы радиоактивных веществ приостанавливается. Заявитель обязан заблаговременно подготовить заявку на новые нормативы выбросов и подать ее в уполномоченные на то природоохранные органы Госкомэкологии России.
5. В случае изменения Федеральной нормативной базы, межотраслевых и отраслевых нормативных документов (включая и настоящий документ), регламентирующих облучение персонала и населения, введение которых может повлиять на изменение величины предельно допустимых выбросов (ПДВ), а следовательно, и установленных для источников допустимых норм выброса (ДНВ), уполномоченные на то органы Госкомэкологии России вправе потребовать внеочередного пересмотра действующих нормативов выбросов и отозвать выданное предприятию, учреждению, организации разрешение на выбросы радиоактивных веществ в атмосферу. Инициатором пересмотра разрешенных выбросов могут быть также органы Госсанэпиднадзора, осуществляющие санитарно-эпидемиологический надзор за предприятием, организацией, учреждением.
6. При выдаче разрешения на выброс или продления срока его действия природоохранные органы учитывают: состояние окружающей природной среды в районе расположения предприятия-Заявителя на момент подачи заявки, изменения федеральной нормативной базы, планы местных органов самоуправления и федеральных органов в отношении стратегии развития производств в данном регионе и проводимые природоохранные мероприятия.
7. Территориальные природоохранные органы имеют право направлять представленные материалы на дополнительное рассмотрение в центральный аппарат Госкомэкологии России.
8. Представленные Заявителем материалы для получения разрешения на нормативы выбросов радиоактивных веществ рассматриваются природоохранными органами Госкомэкологии России в срок не более трех месяцев. При необходимости полномочные представители Госкомэкологии России проводят экологическое обследование предприятия и проверку достоверности и полноты представленных материалов.
9. Материалы, представляемые в компетентные природоохранные органы для получения разрешения на выброс, предварительно должны быть согласованы с санитарно-эпидемиологическим учреждением, осуществляющим государственный санитарно-эпидемиологический надзор за предприятием, организацией или учреждением-Заявителями.
10. Для решения вопроса о выдаче предприятию разрешения на выброс Заявитель представляет в территориальные природоохранные органы Госкомэкологии России следующие материалы:
- подлежащее утверждению «Разрешение на допустимые пределы (нормативы) выброса радиоактивных веществ в атмосферу» с прилагаемыми к нему таблицами и схемами согласно Приложению П2 настоящего Руководства;
- пояснительную записку «Обоснование нормативов выбросов радиоактивных веществ в атмосферу».
11. Пояснительная записка должна содержать следующую информацию:
(1) таблицы результатов инвентаризации выбросов радионуклидов в атмосферу с характеристиками источников выбросов и их обоснованием по данным измерений, показателей работы газоочистного оборудования, составу и объемов выбросов и т.п., а также другой табличный материал согласно Приложению П2 настоящего Руководства;
(2) ситуационный план местности, с указанием промышленной площадки рассматриваемого предприятия, источников выбросов как на площадке, так и вне ее, санитарно-защитных зон, удаленных населенных пунктов, границ близлежащих жилых массивов, участков перспективной жилой застройки, зон отдыха, санаториев и домов отдыха, метеостанций, пунктов наблюдения и контроля за загрязнением атмосферы и местности, сельскохозяйственных угодий, особо охраняемых природных территорий и заповедников, приусадебных участков, огородов, дач, пеницинитарных учреждений и др.;
(3) в случае сложного рельефа местности ситуационный план с перечисленными выше позициями должен быть выполнен на топографической основе (карте) с сеткой горизонталей;
(4) краткая характеристика местных физико-географических и климатических условий по параметрам, определяющим особенности рассеяния выбросов в атмосфере и выпадения их на местность в данном регионе (среднегодовые данные по типам и количеству осадков, их суммарной продолжительности, повторяемости категорий устойчивости атмосферы в градациях по скоростям и направлениям ветра, повторяемости штилей и распределению их по продолжительности);
(5) технико-экономический анализ соответствия принятых технологических, газоочистных и других мероприятий по охране атмосферного воздуха, передовым отечественным и зарубежным научным, техническим и эксплуатационным достижениям по степени очистки, выбросам на единицу продукции и т.п.;
(6) анализ промышленной и опытно-промышленной апробированности новых технологий, газоочистного оборудования и т.п.;
(7) перечень существующих и проектируемых предприятий, выбросы которых учтены при установлении величины выброса, включая закрываемые и реконструируемые производства, загрязняющие атмосферу;
(8) карту-схему с результатами расчета суммарного фактора безопасности на местности или равновесных годовых доз облучения населения, рассчитанных для всех источников выбросов предприятия-Заявителя, радионуклидов выброса по всем путям воздействия;
(9) обоснование примененной методологии расчета загрязнения атмосферы и местности, дифференциальных ПДВi,r и фактора безопасности при установлении нормативов ДВ, способов учета местных особенностей;
(10) обоснование ДК и ДО, рассчитанных с учетом местных медико-демографических характеристик, и особенностей миграции радионуклидов в окружающей среде, рационов питания местного населения и др. Для предприятий, оценка суммарной нормы выброса которых не превышает 5%, допускается использовать референтные значения ДК и ДО, приведенные в Приложении П9;
(11) результаты контроля загрязнения окружающей природной среды, если он проводился (среднегодовые объемные активности нуклидов в приземном слое воздуха, годовые выпадения и накопленный на момент подачи заявки запас активности в почве);
(12) осуществляемые и намечаемые мероприятия по контролю за окружающей природной средой, используемые методы и объем радиационного контроля или обоснование нецелесообразности такого контроля;
(13) осуществляемые и намечаемые мероприятия по временному уменьшению выбросов в период неблагоприятных метеорологических условий и сезонов года, которые могут существенно повлиять на дозы облучения (например во время штилей, в период вегетации растений и т.п.);
(14) рекомендации по выбору времени для плановых кратковременных повышенных выбросов в пределах нормативов ДВ, осуществляемых в соответствии с регламентом технологических процессов и операций (например, во время планово-предупредительных работ, дезактивации оборудования и пр.).
Приложение П2 обязательное к «Руководству по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ДВ-98)»
СОГЛАСОВАНО (орган санэпиднадзора) __________________ / Ф.И.О. / (подпись)
на допустимые пределы (нормативы) выброса радиоактивных веществ в атмосферу
(кому: наименование предприятия, организации)
уполномоченного выдавать разрешение)
Срок действия: с ____________________ до ____________________
Номер регистрации _________________________ Дата выдачи ___________________
Должностное лицо органа власти, уполномоченное на выдачу разрешения
________________________ / Ф.И.О. / (подпись)
СВОДНАЯ ТАБЛИЦА нормативов выбросов радиоактивных веществ в атмосферу
(наименование предприятия)
СВОДНАЯ ТАБЛИЦА характеристик источников выбросов радиоактивных веществ в атмосферу
наименование предприятия
Примечания: 1) в колонке (9) приводятся значения среднегеометрического отклонения распределения аэродинамических диаметров аэрозоля \beta_{g} (имеет смысл, если АМАД > 5 мкм);
- расстояние и азимут в колонке (10) отсчитываются от условной опорной точки на ситуационной карте-схеме.
СИТУАЦИОННЫЕ КАРТЫ-СХЕМЫ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ НА ПРОМПЛОЩАДКЕ И В ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЕ (распределение фактора безопасности или ожидаемых доз с указанием всех источников выброса)
(наименование предприятия)
Приложение П3 обязательное к «Руководству по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ДВ-98)»
ПРАВИЛА ПОЛЬЗОВАНИЯ ДАННЫМИ И КАРТОГРАФИЧЕСКИМ МАТЕРИАЛОМ
при реализации «Руководства по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ДВ-98)»
СОГЛАСОВАНО СОГЛАСОВАНО Федеральная служба геодезии Начальник 2ГУ Министерства и картографии России Российской Федерации по
атомной энергии
(исх. № 3-02-708 от 29 марта 1996 г.) _________________ В. А. Богданов
1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
1.1. Настоящее Приложение регламентирует правила работы как с открытыми материалами, так и со сведениями, составляющими государственную тайну при обосновании заявки на утверждение нормативов выбросов радиоактивных веществ в атмосферу, а также форму их представления в органы, уполномоченные выдавать разрешения на такие выбросы.
1.2. Положения настоящего документа основаны на законах Российской Федерации, ведомственных подзаконных актах, действующих на момент выхода его в свет, инструкциях и других нормативных документах, обязательных для исполнения на территории Российской Федерации органами государственной власти, местного самоуправления, предприятиями, учреждениями и организациями независимо от их организационно-правовой формы и формы собственности, должностными лицами и гражданами Российской Федерации.
1.3. Положения настоящего Приложения распространяются на предприятия Министерства Российской Федерации по атомной энергии.
1.4. Необходимость засекречивания сведений, которые подлежат представлению в государственные органы контроля и надзора, уполномоченные выдавать и согласовывать лицензии на выбросы в атмосферу радиоактивных веществ, устанавливается на основе Закона Российской Федерации «О государственной тайне» от 21 июля 1993 г. № 5485-1 и Перечня сведений, подлежащих засекречиванию по Минатому России.
1.5. В соответствии со статьей 7 Закона Российской Федерации «О государственной тайне» не подлежат засекречиванию сведения о состоянии экологии, здравоохранения и санитарии. Согласно этой статье Закона должностные лица, принявшие решения о засекречивании перечисленных сведений либо о включении их в этих целях в носители сведений, составляющих государственную тайну, несут уголовную, административную или дисциплинарную ответственность в зависимости от причиненного государству и гражданам материального и морального ущерба.
1.6. В материалах, подлежащих представлению в органы контроля и надзора, недопустимо объединять сведения несекретного и секретного характера. Последние следует приводить в секретных приложениях.
1.7. В соответствии с статьей 15 Закона «О государственной тайне» Заявитель вправе обратиться в органы государственной власти, на предприятия, в учреждения, организации (в том числе в государственные архивы) с запросом о рассекречивании сведений, отнесенных к государственной тайне. Последние, получив такой запрос, обязаны в течение трех месяцев дать мотивированный ответ по существу запроса. Если они не правомочны решить вопрос о рассекречивании запрашиваемых сведений, то запрос в месячный срок с момента его поступления передается в орган государственной власти, наделенный такими полномочиями, либо в межведомственную комиссию по защите государственной тайны, о чем уведомляются лица, подавшие запрос. Уклонение должностных лиц от своевременного рассмотрения запроса влечет за собой административную (дисциплинарную) ответственность в соответствии с действующим законодательством. Обоснованность отнесения сведений к государственной тайне может быть обжалована в суде.
2. ПОРЯДОК РАБОТЫ С ИСХОДНЫМИ ДАННЫМИ
2.1. Разрешается включать в несекретные материалы следующие сведения, необходимые для расчетов по обоснованию допустимых выбросов:
- радионуклидный состав и величину годовых выбросов каждого источника;
- выброс тепла или температуру выбрасываемого воздуха или газовоздушной смеси;
- объем выбрасываемой из венттрубы газовоздушной смеси;
- химический и агрегатный состав выбросов, дисперсность выбрасываемых аэрозолей;
- местоположение источников выбросов на ситуационных (тематических) картах радиационной обстановки в окружающей среде;
- планировку промплощадок, доступную для космической съемки (расположение зданий и конфигурацию сооружений без указания их наименований и сведений о проводимых в ней работах).
2.2. Указанные в п. 2.1 сведения могут быть представлены на электронных носителях информации, обрабатываться на незащищенных компьютерах и передаваться по информационным сетям, телефонной, радио- и другим видам связи.
2.3. Характеристика предприятия-Заявителя как источника радиоактивных выбросов, требуемая для представления в пояснительной записке «Обоснование нормативов выбросов радиоактивных веществ в атмосферу», имеет целью дать общие сведения об имеющихся источниках радиоактивных выбросов, представляющих угрозу для населения и окружающей среды, о наличии очистных сооружений и устройств, а также обосновать достаточную эффективность используемой технологии очистки выбрасываемого воздуха и газов. Описание должно осуществляться по схеме ПРОИЗВОДСТВО — ОЧИСТКА — ВЫБРОС в минимальном объеме, необходимом для согласования и разрешения выбросов в уполномоченных на то органах охраны природы и санитарного надзора. Приоритет должен быть отдан описанию технологии очистки. Лишь в случае полной невозможности представления всего объема таких сведений в несекретном виде допускается представление их части в секретном Приложении к тому «Обоснование нормативов выбросов радиоактивных веществ в атмосферу».
3. ПОРЯДОК РАБОТЫ С КАРТОГРАФИЧЕСКИМ МАТЕРИАЛОМ
3.1. В процессе работы по обоснованию допустимых выбросов радиоактивных веществ следует учитывать, что топографическая основа, на которую наносится распределение загрязнений и доз облучения на местности, может быть секретной. В то же время Закон России «О государственной тайне» требует, чтобы все сведения, характеризующие состояние экологии, здравоохранения и санитарии, а следовательно, и распределение дозовых нагрузок и загрязнений в окружающей среде, не являлись секретными.
3.2 Несекретными сведениями являются:
а) топографические карты масштаба 1:100000 и более мелкого масштаба в любой системе координат, а также все укрупненные карты, схемы, планы, выполненные на основе таких карт, в том числе и представленные на электронных носителях (по «Временному перечню сведений, подлежащих засекречиванию по системе Федеральной службы геодезии и картографии России, утвержденному Роскартографией 27.12.1993 г.»;
б) отдельные фрагменты более крупномасштабных карт, оговоренные в «Инструкции по определению и обеспечению секретности топографических, картографических, гравиметрических, аэросъемочных материалов и материалов космических съемок на территории СССР (СТГМ-90). М., 1990», и разного рода разреженные копии топографических карт и планов, схемы участков местности, несекретность которых установлена (подтверждена) Территориальной инспекцией государственного геодезического надзора России (Госгеонадзором Роскартографии), список которых приведен в конце Приложения;
в) оцифрованные сетки высот местности с шагом 250 м и более, контуры береговых линий, рек, населенных пунктов, отдельных строений и аналогичных топографических элементов, выполненные по узловым точкам, снятым с шагом 70 м и более по секретным топографическим картам любого масштаба, заносимые на носители ЭВМ и необходимые для расчета распределения доз излучения и экологической обстановки на местности с целью представления результатов в органы Государственного контроля и надзора. При этом в качестве узловых точек нельзя использовать контурные точки местности, такие как перекрестки дорог, пересечения дорог с береговыми линиями рек, лесными массивами и т.п. (основание — Постановление Совета Министров СССР от 13 мая 1989 г. № 379-104 «О мерах по рассекречиванию топографических данных и картографических материалов»);
г) все тематические карты-схемы в любом масштабе, выполненные методами математической интерполяции таких оцифрованных топографических элементов электронных карт. При этом не допускается занесение на носители ЭВМ и отображение на таких тематических картах-схемах следующих элементов:
- координатных сеток в системе координат 1942 и 1963 гг.;
- геодезических пунктов;
- качественных и количественных характеристик объектов и элементов местности, таких как характеристики мостов, лесов (кроме знаков видового состава), линий электропередач, гидрографических сооружений, мостов, бродов, переправ, скоростей течения рек, проходимости местности и т.п.;
- обозначений или номеров, расположенных в пределах промплощадки зданий и сооружений, раскрывающих их принадлежность к охраняемым производствам, составляющим государственную тайну.
3.3 В компетенцию инспекций Госгеонадзора Роскартографии входит:
- выдача картографических материалов и разрешений на работу с ними;
- определение порядка работы с данным картографическим материалом;
- установление степени секретности разного рода разреженных копий топографических карт, планов, схем участков местности, топографической основы различных тематических и специальных карт, ситуационных планов. Критерием их несекретности является невозможность привязки данного картографического материала к единой системе координат с точностью, меньшей 70 м.
4. ФОРМА ПРЕДСТАВЛЕНИЯ РЕЗУЛЬТАТОВ РАСЧЕТОВ
4.1. В несекретном виде представляются сведения о загрязнении местности и природных сред, о дозовых нагрузках на население, обусловленных радиоактивными выбросами в атмосферу, независимо от того, в какой форме они представлены — цифровой, табличной или в виде линий равного уровня доз излучения или загрязнения местности.
4.2. В случаях когда линии изодоз или иные радиоэкологические характеристики, нанесенные на план промплощадки, раскрывают структуру охраняемого производства или другие сведения, составляющие государственную тайну, соответствующие ситуационные (тематические) карты промплощадки масштаба 1:50000 и менее подлежат засекречиванию. Допускается раздельное изготовление в одном масштабе топографической основы и карт изоплет доз излучения и содержания загрязняющих веществ на местности. Одна из таких карт должна быть выполнена на кальке, а совмещаться обе карты для оценки радиационной обстановки на местности могут путем наложения несекретной карты распределения доз или загрязнений на секретную топографическую основу по условным маркерам.
4.3. Наилучшей и предпочтительной основой принятия решения о размере выделяемых дозовых квот облучения населения и нормативов выбросов радиоактивных веществ могут служить ситуационные карты-схемы радиационной обстановки на промплощадке и в окружающей среде, предусмотренные «Лицензией на допустимые пределы (нормативы) выброса радиоактивных веществ в атмосферу» /см. Приложение П2/. Указанные ситуационные карты-схемы представляют собой тематические карты площадки предприятия и окружающей территории с нанесенными на ней линиями равного уровня фактора безопасности или годовых доз облучения населения, среднегодовых концентраций радионуклидов в приземном слое воздуха, их годовых выпадений из атмосферы, накопления радиоактивности на почве и в других средах.
4.4. Топографической основой ситуационной карты-схемы радиационной обстановки на местности должны служить или увеличенные карты местности масштаба 1:100000 и мельче, или разрешенные для несекретного использования в соответствии с Инструкцией СТГМ-90 планы участков местности в местной системе координат, или разреженные схемы местности, приготовленные на основе секретных топографических карт и прошедшие процедуру рассекречивания в соответствующей Территориальной инспекции Госгеонадзора Роскартографии.
4.5. Карты-схемы особо важных и особо режимных промышленных объектов, акваторий портов, бухт, гаваней, а также других объектов, предусмотренных соответствующими Перечнями министерств и ведомств, являются секретными. Для них при соответствующем обосновании допускается представление указанных в Приложении П2 ситуационных карт-схем радиационной обстановки в секретном Приложении к заявке на выдачу лицензии на допустимые выбросы предприятия.
4.6. Все материалы, представляемые в органы Государственного комитета Российской Федерации по охране окружающей среды и органы Госсаннадзора, в том числе лицензия на выбросы и пояснительная записка к ней, являются служебной информацией ограниченного распространения. Представление этих материалов в указанные органы подлежит согласованию режимно-секретным органом (службой безопасности) предприятия-Заявителя.
СПИСОК инспекций Государственного геодезического надзора Федеральной службы геодезии и картографии России и предприятий, в которых хранятся картографические и аэросъемочные материалы деятельности инспекций
ПРИЛОЖЕНИЯ РЕКОМЕНДАТЕЛЬНОГО ХАРАКТЕРА
Приложение П4 к «Руководству по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ДВ-98)»
ГАУССОВА МОДЕЛЬ РАССЕЯНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ В АТМОСФЕРЕ
ВВЕДЕНИЕ
В настоящем Приложении изложена гауссова модель диффузии — наиболее популярная и чаще всего используемая модель в мире. Она рекомендована для практического применения всеми Международными организациями, включая: Всемирную метеорологическую организацию (ВМО), Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ), Научный комитет по действию атомной радиации (НКДАР) ООН, Всемирную организацию здравоохранения (ВОЗ) и др. Нашла применение гауссова модель и в отечественных рекомендациях.
Все практические реализации гауссовой модели атмосферной диффузии являются полуэмпирическими. Это означает, что параметры модели (зависимости стандартных отклонений распределения примеси в струе выбросов \sigma_{z}(x) и \sigma_{y}(x) от расстояния) устанавливаются на основе опытных данных. Фактически она является лишь удобной эмпирической формой представления многочисленных экспериментальных данных и результатов наблюдений за действующими источниками выбросов.
Преимущество гауссовой модели атмосферной диффузии перед другими заключается в объеме использованного экспериментального материала и апробированности ее практически во всех районах мира. Статистика использованных данных при установлении вида \sigma_{z}(x) и \sigma_{y}(x) огромна и продолжает накапливаться. По степени надежности гауссова модель вне конкуренции. Положение таково, что фактически гауссова модель в области ее применимости стала эталонной при сравнительных расчетах по другим моделям диффузии.
Область применимости гауссовой модели ограничивается приземными концентрациями примеси на расстояниях до 50 км от источника выбросов, то есть диапазоном расстояний, до которых еще можно определить экспериментально закономерности рассеяния примеси в атмосфере. Однако на практике ее часто экстраполируют до 100 км.
Следует особо подчеркнуть, что гауссова модель предназначена только для расчетов приземных концентраций. Формально по ней можно рассчитать также и распределение примеси в атмосфере по высоте. Однако точность таких расчетов невысока из-за существенной неоднородности распределения характеристик рассеяния и переноса примеси по вертикальному срезу атмосферы. Они более достоверны и имеют смысл лишь при расчетах интегральных характеристик, таких как вымывание примеси из атмосферы осадками, истощение струи выброса, в меньшей степени — доз на поверхности земли от фотонного излучения радиоактивного облака. Все остальные применения расчетов распределения примеси по высоте, выполненные по гауссовой модели диффузии, следует рассматривать как оценочные, носящие иллюстративный характер.
Обычно гауссову модель применяют для однородной местности. При введении корректирующих факторов ее можно использовать также в условиях пересеченной и холмистой местности.
В предлагаемой здесь реализации гауссовой модели учтены практически все особенности рассеяния, включая:
- динамический и тепловой подъем струи выбросов по траектории до своего максимального значения;
- начальное разбавление в источнике выброса и зоне аэродинамической тени в случае, если выброс происходит на высоте здания (т.н. низкий выброс);
- накопление и выведение радионуклидов за счет превращений по цепочке распада, во время сноса выбросов по ветру;
- очищение струи выброса за счет сухого и влажного (во время выпадения осадков) осаждения;
- влияние холмистого рельефа (оценка максимально возможного поправочного коэффициента в двухмерном приближении, по методу потенциальных течений);
- найден способ и разработано его программное обеспечение, позволяющее делать практические оценки накопления выбрасываемой примеси в штилевом облаке с учетом фактического распределения по продолжительности штилевых условий.
Изложенный материал предлагается в качестве одного из возможных альтернативных методов. Учитывая беспрецедентную распространенность гауссовой модели в мировой практике и, следовательно, высокую степень ее апробированности, возможность сопоставления с результатами расчетов для аналогичных иностранных производств (которые в подавляющем большинстве производятся по гауссовой модели диффузии), важную при сравнительном анализе уровня технологических решений и эффективности примененных защитных устройств, данные рекомендации при прочих равных условиях следует считать приоритетными.
Данная модель ориентирована на использование ЭВМ, хотя приводятся и упрощенные формулы для оценок рассеяния выбросов методом «ручного счета». Все предложенные формулы и подходы апробированы на практике. Имеется соответствующее программное обеспечение.
П4.1. ОСНОВНЫЕ ПОНЯТИЯ, СИМВОЛЫ И ОБОЗНАЧЕНИЯ
П4.2. РАСЧЕТ СРЕДНЕГОДОВЫХ ПРИЗЕМНЫХ КОНЦЕНТРАЦИЙ И ФАКТОРОВ РАЗБАВЛЕНИЯ ПРИМЕСИ В АТМОСФЕРЕ
П4.2.1. Базовые формулы
Среднегодовая приземная концентрация (объемная активность) \overline{C_{V,r,n}}(x),\text{Бк}/\text{м}^{3} , выбрасываемого радионуклида r в атмосфере на расстоянии x от точечного источника выброса в направлении n-го румба, при отсутствии в выбросах его предшественников по радиоактивной цепочке распада, рассчитывается по формуле
\overline{C_{V,r,n}}(x) = \overline{Q_{r}} \cdot \overline{G_{r,n}}(x) , (П4.1)
где \overline{Q_{r}} — среднегодовая мощность непрерывного выброса радионуклида r, Бк/с;
\overline{G_{r,n}}(x) — значение среднегодового (метеорологического) фактора разбавления примеси в приземном слое воздуха для r-го радионуклида на расстоянии x в направлении n-го румба, вычисленное с учетом эффекта очищения атмосферы (истощения струи выброса), с/м3.
Среднегодовая мощность непрерывного выброса радионуклида r, Бк/с, рассчитывается из его годового выброса Q_{r}^{y},\text{Бк}/\text{год} , по формуле
\overline{Q_{r}} = Q_{r}^{y}/3,15 \cdot 10^{7} , (П4.2)
где 3,15·107 — коэффициент приведения размерности (число секунд в году). Предусмотренные регламентом плановые кратковременные повышенные выбросы, в сумме не превышающие 10% от годового непрерывного выброса, следуют включать в Q_{r}^{y} и не рассматривать отдельно от него.
Среднегодовой фактор разбавления для всех условий, исключая штили, рассчитывается по формуле
, (П4.3)где x — расстояние от источника по ветру, м; индексы означают: n — номер сектора (азимут направления ветра), j — номер категории устойчивости атмосферы, k — номер «кармана» в разбиении по скоростям ветра, l — номер «кармана» в разбиении по скоростям сухого осаждения аэрозолей, зависящего от их аэродинамических размеров (в простейшем случае берется единственное среднее значение); N — число используемых секторов направления ветра (румбов); Rn — поправка на рельеф для n-го направления ветра; wn,j,k — частота события, заключающегося в реализации n-го направления ветра, j-й категории устойчивости атмосферы и k-й скорости ветра (способ ее расчета приведен в Приложении П10); uk,j — среднегеометрическая по всем реализациям j-й категории устойчивости скорость ветра на высоте выброса в «кармане» k ее распределения по скоростям, м/с; \sigma_{z,j}(x) — дисперсия струи в вертикальном направлении для j-й категории устойчивости на расстоянии x, м; \text{Ф}_{r}^{k,j,l}(x) — зависящая от расстояния x безразмерная функция истощения струи за счет радиоактивного распада r-го нуклида, сухого осаждения и вымывания его осадками (см. раздел П4.8);
Hg — геометрическая высота выброса (высота трубы), м; \Delta H_{j,k,l}(x) — зависящая от расстояния x траектория подъема струи над устьем трубы для j-й категории устойчивости, k-й скорости ветра и l-го диапазона размеров аэрозолей, м.
Гауссова модель позволяет также оценивать распределение примеси по высоте z над поверхностью земли. Однако такие оценки, в соответствии со сказанным во введении, будут иметь качественный характер. Они рассчитываются также по формуле (П4.1), но фактор разбавления в этом случае определяется соотношением
, (П4.4)где z — высота точки, где ищется концентрация примеси, над поверхностью земли, м; остальные обозначения те же, что и в формуле (П4.3). Формула (П4.4) переходит в формулу (П4.3) при высоте z = 0 (в приземном слое воздуха вблизи поверхности земли).
Формулы (П4.1), (П4.3) справедливы только для материнского радионуклида r. Они не учитывают накопление в процессе переноса выбросов дочерних радионуклидов, возникающих при распаде их материнских предшественников. В отдельных случаях их влиянием пренебрегать нельзя.
С учетом накопления дочерних нуклидов, среднегодовые приземные концентрации примеси \overline{\text{С}_{V,r,n}}(x),\text{Бк}/\text{м}^{3} , рассчитываются по формуле
, (П4.5)где \overline{Q_{r}^{k,j,l}}(x),\text{Бк}/\text{с} — среднегодовой поток примеси через вертикальное, перпендикулярное оси струи выброса сечение на расстоянии x, вычисленный с учетом радиоактивного распада, сухого и мокрого осаждения для r-го радионуклида цепочки, j-й погодной категории, k-го кармана распределения скоростей ветра и l-го диапазона размеров аэрозолей. Величина \overline{Q_{r}^{k,j,l}}(x) , рассмотренная по отношению к среднегодовой мощности выброса материнского радионуклида \overline{Q_{r}},\text{Бк}/\text{с} , показывает динамику процессов накопления и выведения дочерних радионуклидов r в струе выбросов в зависимости от расстояния от источника. Остальные параметры те же, что и в формуле (П4.3). Метод расчета величины \overline{Q_{r}^{k,j,l}}(x) с учетом накопления во время переноса дочерних нуклидов изложен в разделе П4.8.
Расчет динамики изменения содержания в струе только материнского радионуклида (при отсутствии в выбросах его предшественников по радиоактивной цепочке) проводят по формуле
\overline{Q_{r}^{k,j,l}}(x) = \overline{Q_{r}} \cdot \text{Ф}_{r}^{k,j,l}(x) , (П4.6)
где \overline{Q_{r}} — среднегодовая мощность выброса материнского радионуклида r, Бк/с, рассчитываемая из его годового выброса \overline{Q_{r}^{y}},\text{Бк}/\text{год} , по формуле (П4.2); \text{Ф}_{m}^{k,j,l}(x) — фактор истощения струи за счет радиоактивного распада, сухого осаждения и вымывания материнского радионуклида r осадками.
П4.2.2. Упрощенные формулы
Для оценочных консервативных расчетов с низкой точностью, пренебрегая истощением и влиянием подъема струи, расчеты фактора разбавления для материнских радионуклидов можно проводить по следующей упрощенной формуле (т.н. «методу огибающей»)
\overline{G} = \frac{2}{(2\pi)^{3/2}} \frac{\xi_{n}}{\sqrt{e} H_{g}\overline{u}x} , (П4.7)
где e = 2,73, \overline{u} — среднегодовая среднегеометрическая скорость ветра на высоте выброса; x — расстояние от источника, м; \xi_{n} — вытянутость розы ветров в направлении n, рассчитываемая по формуле
\xi_{n} = N \cdot \sum_{j} \sum_{k} w_{n,j,k} , (П4.8)
где N — число используемых секторов направления ветра (румбов); w_{n,j,k} — частота события, заключающегося в реализации n-го направления ветра, j-й категории устойчивости атмосферы и k-й скорости ветра (см. Приложение П10).
После подстановки в (П4.7) xmax = (7 + 10)·Hg (расстояние до точки максимума приземной концентрации), получаются максимальные оценки фактора разбавления, которые могут быть использованы для предварительных оценок дифференциальных ПДВr, рассчитываемых для каждого источника и для отдельно взятых радионуклидов, в пренебрежении влияния остальных нуклидов смеси.
Формула (П4.7) дает максимальные оценки в том смысле, что при любом законе изменения \sigma_{z}(x) и при любой повторяемости погодных условий еще больших значений объемной активности получено быть не может.
Для грубых предварительных оценок при счете «в уме» можно использовать также простейшую формулу Е.Н. Теверовского
, (П4.9)позволяющую сделать быстрые предварительные оценки в точке максимума приземной концентрации даже при отсутствии данных о средней скорости ветра. Но точность оценок по формуле (П4.9) лежит в пределах порядка величины.
П4.3. РАСЧЕТ ВЫПАДЕНИЙ НА ПОВЕРХНОСТЬ ЗЕМЛИ И ФАКТОРОВ ОТЛОЖЕНИЯ ПРИ СУХОМ И «МОКРОМ» ОСАЖДЕНИИ ПРИМЕСИ
Годовые выпадения на поверхность земли радионуклида r на расстоянии x от источника выброса в направлении n-го румба C_{S,r,n}(x),\text{Бк}/\text{м}^{2} \cdot \text{год} , рассчитываются по формуле
C_{S,r,n}(x) = Q_{r}^{y} \cdot [V_{g,r} \cdot \overline{G_{r,n}}(x) + \overline{\Lambda_{r}} \cdot \overline{G_{r,n}^{z}}(x)] , (П4.10)
где Q_{r}^{y} — годовой непрерывный выброс r-го радионуклида, Бк/год; Vg,r — скорость сухого осаждения радионуклида r на поверхность земли, м/с; \overline{\Lambda_{r}} — постоянная вымывания примеси из атмосферы осадками, усредненная за год с учетом типа и продолжительности осадков в течение года, с-1; \overline{G_{r,n}}(x) — среднегодовой фактор разбавления примеси в приземном слое воздуха для r-го радионуклида на расстоянии x в направлении n-го румба /см. формулу (П4.3)/, с/м3;
\overline{G_{r,n}^{z}}(x) = \int_{0}^{\infty} \overline{G_{r,n}}(x,z)dz,c/\text{м}^{2} , (П4.11)
интеграл по вертикальной координате z от зависящего от высоты среднегодового фактора разбавления примеси \overline{G_{r,n}}(x,z),\text{с}/\text{м}^{3} , для r-го радионуклида, вычисляемого на расстоянии x в направлении n-го румба по формуле (П4.4). Методы расчета Vg,r и \overline{\Lambda_{r}} изложены в разделе П4.8.
Формула (П4.11) после интегрирования с учетом (П4.4) превращается в следующую рабочую формулу для расчета \overline{G_{r,n}^{z}}(x)
\overline{G_{r,n}^{z}}(x) = \frac{N}{2\pi \cdot x} \sum_{j} \sum_{k} \frac{w_{n,j,k}}{u_{k,j}} \text{Ф}_{r}^{k,j,l}(x) . (П4.12)
Поправку на рельеф местности в данном случае вводить не требуется, так как при любой деформации потока примеси над неоднородной поверхностью интеграл по вертикали от фактора разбавления не меняется.
В отдельных приложениях Руководства используются понятия факторов сухого \overline{F_{r,n}}(x) и «мокрого» \overline{W_{r,n}}(x) осаждения, м-2, которые, соответственно, определяются равенствами
\overline{F_{r,n}}(x) = V_{g,r} \cdot \overline{G_{r,n}}(x) , (П4.13)
\overline{W_{r,n}}(x) = \overline{\Lambda_{r}} \cdot \overline{G_{r,n}^{z}}(x) . (П4.14)
При этом формула (П4.10) принимает вид
C_{S,r,n}(x) = Q_{r}^{y} \cdot [\overline{F_{r,n}}(x) + \overline{W_{r,n}}(x)] . (П4.15)
При наличии значимого вклада образующихся при переносе дочерних радионуклидов вместо формулы (П4.10) расчеты годовых выпадений радионуклида r надлежит проводить по следующей формуле, справедливой при любом распределении радионуклидов в атмосфере
C_{S,r,n}(x) = V_{g,r} \cdot \overline{C_{V,r,n}}(x) + \overline{\Lambda_{r}} \cdot \overline{C_{V,r,n}^{z}}(x) , (П4.16)
где \overline{C_{V,r,n}}(x) — среднегодовая приземная концентрация радионуклидов r в приземном слое атмосферы на расстоянии x от источника /см. формулу (П4.17)/, Бк/м3; \overline{C_{V,r,n}^{z}}(x) — интеграл по вертикальной координате z от распределенной по высоте концентрации \overline{C_{V,r,n}^{z}}(x,z) в точке x. Последний рассчитывается аналогично (П4.12) по формуле
\overline{C_{V,r,n}^{z}}(x) = \frac{N}{2\pi \cdot x} \sum_{j} \sum_{k} \frac{w_{n,j,k}}{u_{k,j}} \overline{Q_{r}^{k,j,l}}(x) . (П4.17)
где \overline{Q_{r}^{k,j,l}}(x),\text{Бк}/\text{с} — среднегодовой поток примеси через вертикальное сечение, перпендикулярное оси струи на расстоянии x, вычисленный с учетом радиоактивного распада, сухого и мокрого осаждения для r-го радионуклида радиоактивной цепочки, j-й погодной категории, k-го кармана распределения скоростей ветра и l-го диапазона размеров аэрозолей, определенная в формуле (П4.5).
Первый член в сумме (П4.16) соответствует отложениям за счет сухого осаждения примеси, второй — за счет вымывания ее из атмосферы осадками.
П4.4. УЧЕТ ВЕТРОВОГО ПОДЪЕМА ОСЕВШЕЙ НА ЗЕМЛЮ ПРИМЕСИ
Вторичное поднятие (дефляция) выпавшей на поверхность земли примеси для большинства радионуклидов связано с пылеобразованием. Лишь для отдельных нуклидов оно обусловлено действием других причин. Например, для йода характерен подъем вследствие прямой возгонки, для трития — испарения. Пылеобразование может быть обусловлено действием ветра и деятельностью человека: движением транспорта, строительными и сельскохозяйственными работами и т.п. Антропогенный фактор слабо исследован и в каждом случае специфичен. Здесь учтены лишь процессы ветрового пылеобразования. Причем даются консервативные оценки.
Вторичный подъем радионуклидов в приземный слой воздуха оценивают с помощью коэффициента дефляции K_{\alpha},\text{м}^{- 1} :
K_{\alpha} = \frac{\text{концентрация поднятой примеси в воздухе},\text{Бк}/\text{м}^{3}}{\text{отложение примеси на поверхность земли},\text{Бк}/\text{м}^{2}} . (П4.18)
Динамику изменения значений коэффициента дефляции за счет ветрового подъема рассчитывают по формуле
K_{\alpha} = K_{\alpha 1}exp[ - (\lambda_{1} + \lambda_{2} + \lambda)t] + K_{\alpha 2}exp[ - (\lambda_{2} + \lambda)t] (П4.19)
где t — время с момента образования отложения; \lambda_{1} — постоянная уменьшения коэффициента дефляции для быстрой фазы, с-1; \lambda_{2} — постоянная его более продолжительного уменьшения, с-2; \lambda — постоянная радиоактивного распада, с-1. K_{\alpha 1} = 10^{- 5} ; K_{\alpha 2} = 10^{- 9}\text{м}^{- 1} ; \lambda_{1} и \lambda_{2} равны 1,46·10-7 и 2,2·10-10 с-1. Последние соответствуют периодам полувыведения 55 суток и 100 лет.
Относительный вклад во временной интеграл приземной объемной активности в воздухе за счет вторичного пылеобразования в условиях установившегося равновесия между накоплением и выведением выпадающей примеси на поверхности земли равен
C_{v}\prime\prime/C_{v}\prime = (V_{g} + \Lambda H_{z}^{max}) \cdot [\frac{K_{\alpha 1}}{\lambda_{1} + \lambda_{2} + \lambda} + \frac{K_{\alpha 2}}{\lambda_{2} + \lambda}] , (П4.20)
где C_{v}\prime\prime — установившееся объемная активность радионуклида в приземном слое воздуха (его приземная концентрация) вследствие вторичного ветрового подъема, Бк/м3; C_{v}\prime — объемная активность радионуклида в воздухе при отсутствии ветрового подъема, Бк/м3; V_{g} , \Lambda и H_{z}^{max} — скорость сухого осаждения, постоянная вымывания осадками и толщина атмосферного слоя перемешивания. Максимальное значение этого отношения для нуклидов с периодом полураспада больше 1 года, при принятых значениях K_{\alpha 1} и K_{\alpha 2} и Vg = 1 см/с может достигать 73%. Для большей скорости осаждения величина отношения пропорционально увеличивается. Следует заметить, что загрязнение воздуха за счет дефляции следует учитывать только при расчете поступления в организм человека путем вдыхания. На загрязнение почвы оно не влияет, так как с нее и идет формирование вторичного облака пыли. Упрощенно можно считать: все, что поднялось в воздух, — то и осело обратно. Перенос за пределы следа выпадений незначителен.
П4.5. РАСЧЕТ КОЭФФИЦИЕНТОВ ДИСПЕРСИИ \sigma_{y} И \sigma_{z}
Существует несколько способов оценки коэффициентов дисперсии \sigma_{y} и \sigma_{z} , входящих в формулы предыдущих разделов. Они определяются в конечном счете путем сопоставления результатов измерения объемных активностей примеси в воздухе от реальных источников с расчетами по теоретическим формулам гауссовой модели рассеяния на основе той или иной системы классификации погодных условий. При этом для различных местностей и условий выброса получаются разные результаты. Главным образом этим объясняется расхождение форм представления \sigma_{y} и \sigma_{z} в разных реализациях гауссовой модели. Происходит постепенное накопление данных. Более поздние разработки обычно учитывают предшествующий экспериментальный материал, который сохраняется в международных и национальных информационных банках данных. Здесь используются формулы Смита-Хоскера, согласно которым поперечную \sigma_{y} и вертикальную \sigma_{z} дисперсии при кратковременных выбросах, вертикальную дисперсию \sigma_{z} при непрерывных выбросах рассчитывают по следующим общим формулам:
\sigma_{y}(x) = C_{3} \cdot x/ \sqrt{1 + 0,0001 \cdot x} (П4.21)
(П4.22)где \sigma_{z}^{max} — предельное значение \sigma_{z}(x) для данной категории устойчивости; z0 — высота шероховатости подстилающей поверхности, см; x — расстояние от источника выброса, м. Функции g(x) и f(z0, x) рассчитывают по формулам
g(x) = a1·xb1/(1 + a2·xb2) (П4.23)
(П4.24)Значения z0 для различных типов подстилающей поверхности приведены в табл. П4.1. Значения \sigma_{z}^{max} — в табл. П4.2. Остальные параметры для различных категорий устойчивости по Пасквиллу — в табл. П4.3 - П4.5.
Высота шероховатости z0 для различных типов подстилающей поверхности
Значения верхней границы \sigma_{z}^{max} для различных категорий устойчивости
| Категория устойчивости | \sigma_{z}^{max} , М |
|---|---|
| A | 1600 |
| B | 1200 |
| C | 800 |
| D | 400 |
| E | 250 |
| F | 200 |
| G | 160 |
Коэффициенты, используемые для расчета поперечной дисперсии облака выброса \sigma_{y}(x)
| Категория устойчивости | C3 |
|---|---|
| A | 0,22 |
| B | 0,16 |
| C | 0,11 |
| D | 0,08 |
| E | 0,06 |
| F | 0,06 |
Коэффициенты в функции g(x), используемые для расчета вертикальной дисперсии облака выброса \sigma_{z}(x)
Коэффициенты в функции f(z0, x), модифицирующие \sigma_{z}(x) для различной высоты шероховатости z0
| Высота шероховатости z0, см | c1 | d1 | c2 | d2 |
|---|---|---|---|---|
| 1 | 1,56 | 0,0480 | 5,25·10-4 | 0,45 |
| 4 | 2,02 | 0,0269 | 7,76·10-4 | 0,37 |
| 10 | 2,73 <*> | 0 | 0 | 0 |
| 40 | 5,16 | -0,098 | 5,38·10-2 | 0,225 |
| 100 | 7,37 | -0,0957 | 2,33·10-4 | 0,60 |
| 400 | 11,7 | -0,128 | 2,18·10-5 | 0,78 |
<*> 2,73 — основание натурального логарифма c.
Формулы (П4.21) - (П4.24) достаточно универсальны и учитывают особенности рассеяния над местностями с различными типами поверхности земли.
П4.6. УЧЕТ НАЧАЛЬНОГО РАЗБАВЛЕНИЯ ВЫБРОСОВ И ВЛИЯНИЯ ЗДАНИЙ
Выбросы никогда не бывают точечными. Они всегда осуществляются с начальным разбавлением, степень которого определяется концентрацией (объемной активностью) примеси в газовоздушной смеси в момент выброса. Строго говоря, практически все источники осуществляют объемный выброс. При расчете приземных концентраций от высоких источников выброса начальным разбавлением в трубе обычно пренебрегают и считают все источники точечными, так как по сравнению с факторами разбавления в атмосфере начальное разбавление в трубе незначимо. Но в отдельных случаях низких выбросов и при расчете отложений на землю вблизи трубы во время выпадения осадков эффектом начального разбавления пренебрегать нельзя.
Для учета начального разбавления примеси в трубе наилучшим является т.н. «метод виртуального источника», согласно которому выброс по-прежнему считается точечным, но сдвинутым на такое расстояние x0 против ветра, что расчетная концентрация примеси на оси «виртуальной» струи в геометрическом центре источника при той же мощности выброса будет совпадать с реальной концентрацией ее в выбрасываемой газовоздушной смеси. При этом на участке «виртуальной» траектории с подветренной стороны здания подъем и все виды воздействия струи не учитываются. Введение такого «начального» участка струи — это математический прием. Реальной струи там нет. В результате мы имеем усеченную на длину отрезка x0 струю выбросов, которая в месте выброса имеет начальную «толщину», а подъем струи и ее воздействие рассчитывают с момента реального, а не «виртуального» выброса.
Другими словами, в рамках гауссовой модели каждый раз ищется такое x = x0, при котором
V_{0} = \pi \cdot \sigma_{y}(x_{0}) \cdot \sigma_{z}(x_{0}) \cdot u , (П4.25)
где V0 — объем выбрасываемой газовоздушной смеси, м3/с; u — скорость ветра, м/с; \sigma_{y}(x_{0}) и \sigma_{z}(x_{0}) — дисперсии струи в горизонтальном и вертикальном направлениях, вычисленные для расстояния x0, м. При реализации расчетов на ЭВМ найти решение трансцендентного уравнения (П4.25) нетрудно.
После определения «виртуального» сдвига x0 по оси X (осуществляемого в сторону против ветра), расчет объемных активностей следует проводить по формулам для точечных источников, заменяя в них реальные расстояния xr от точки выброса до точки детектирования суммой x = (xr + x0).
Влияние зданий существенно только при ветре. Оно выражается в искажении ветрового потока вблизи них и образовании зоны циркуляции воздуха за зданием (так называемой аэродинамической тени). При этом какая-то часть или вся выбрасываемая примесь может попадать в зону тени, перемешиваться там и быстро достигать поверхности земли. В результате за зданием образуется объемный источник. Степень вовлечения выбрасываемой примеси в зону тени зависит от места и высоты расположения устья трубы по отношению к зданию. Если источник выброса настолько высок, что линии тока, проходящие через точку выброса, не попадают в зону влияния здания, то образуется правильная струя и выбросы не будут вовлечены в зону тени. При более низких источниках часть примеси окажется вовлеченной в зону аэродинамической тени, а часть реализуется в форме приподнятой струи. Выбросы из фонарей, отдушин, шахт, расположенных на крыше зданий, из окон и других проемов обычно полностью попадают в зону тени за зданием.
Выбросы из высоких труб. Высокими считают трубы, струя выбросов из которых проходит выше зоны смещения потока воздуха зданием. Для таких выбросов влияние зданий несущественно. В качестве грубого приближения высокими можно считать трубы, устье которых выше, чем двойная высота наиболее высокого из ближайших зданий.
Выброс на уровне крыши зданий. При выбросе из фонарей и шахт, расположенных на крыше, из окон и других проемов здания, расположенных на разных уровнях, или из расположенных в непосредственной близости с подветренной стороны от него других источников выброса, высота которых ниже высоты здания, примесь будет попадать в зону аэродинамической тени, перемешиваться в турбулентной струе, создаваемой потоком воздуха при обтекании здания, и быстро достигать поверхности земли. Аналогичная картина будет наблюдаться, если выбросы осуществляются из низкой трубы, но струя встречает расположенное вблизи высокое здание. В результате формируется объемный источник мощностью Vb, м3/с,
где u — скорость ветра, м/с; Sb — площадь сечения здания перпендикулярно направлению ветра, м2; Cb — безразмерный коэффициент распределения примеси, учитывающий условия обтекания и форму здания. Последний коэффициент отражает распределение примеси в зоне смещения потока воздуха за зданием. Он определяется при модельных экспериментах в аэродинамической трубе. Для практических расчетов можно принять оценку Cb = 1,0.
Расчет приземных концентраций в этом случае проводится по методу виртуального источника, используя формулу (П4.25), где вместо V0 следует подставить рассчитанную по формуле (П4.26) величину Vb.
Выброс из низких труб. Низкими считаются трубы, высота которых меньше, чем высота зоны возмущения Hiz, образующейся в результате взаимодействия воздушного потока и близко расположенного здания. Расчет для таких труб проводится по смешанной модели, согласно которой доля (I — Kb) от общего количества выброса рассчитывается как выброшенная из высокой трубы, а доля примеси, равная Kb, поступает в зону аэродинамической тени, где формируется объемный источник. Принимается, что все выбросы из проемов здания и других, расположенных вблизи него источников, высота которых ниже здания, попадают в зону его аэродинамической тени.
Значения коэффициента Kb в зависимости от приведенной высоты здания \overline{h_{b}} приведены в табл. П4.6. Приведенную высоту здания \overline{h_{b}} , зависящую от взаимного расположения здания и трубы, рассчитывают по формуле
(П4.27)где Hg — геометрическая высота источника выброса от поверхности земли, м; Hb — высота здания, м; Hiz — расстояние от уровня земли до верхней границы зоны смещения потока воздуха за зданием, м:
H_{iz} = H_{b}[1 + \frac{H_{b}}{H_{b} + b}] , (П4.28)
где b — ширина перпендикулярного направлению ветра сечения здания, м.
Доля выбросов Kb, попадающая в зону аэродинамической тени за зданием при низком выбросе в зависимости от безразмерной приведенной высоты здания \overline{h_{b}}
П4.7. УЧЕТ ТРАЕКТОРИИ ПОДЪЕМА СТРУИ ВЫБРОСОВ
Подъем струи выброса учитывается при расчете рассеяния выбросов высоких труб и той части выброса низких, которая реализуется в форме струи. Выбросы, попадающие в зону аэродинамической тени, ни тепловой, ни динамический подъем не испытывают. Подъем струи над землей рассчитывается по формуле
H = H_{g} + \Delta H - \Delta H_{V} - C , (П4.29)
где Hg — геометрическая высота трубы от ее основания; \Delta H — динамический (скоростной) и тепловой подъем струи над устьем источника; C — поправка на скос струи при слабом ветре от влияния аэродинамической тени самой трубы; \Delta H_{V} = V_{s} \cdot x/u — «проседание» центра масс струи выбросов за счет эффекта гравитационного оседания, м (значения Vs даны в табл. П4.9); u — скорость ветра на высоте выброса, м/с, равная
Здесь Hg — геометрическая высота выброса, м; Hf — высота флюгера (~ 10 м); uf — скорость ветра на высоте флюгера, м/с. Значения параметра \epsilon приведены в табл. П4.7.
Значения параметра \epsilon , используемого для расчета изменения скорости ветра с высотой по формуле (П4.30)
| Категория устойчивости | z0 = 1 cm | z0 = 10 cm | z0 = 100 cm | z0 = 300 cm |
|---|---|---|---|---|
| A | 0,05 | 0,08 | 0,16 | 0,27 |
| B | 0,06 | 0,09 | 0,17 | 0,28 |
| C | 0,06 | 0,11 | 0,20 | 0,31 |
| D | 0,12 | 0,16 | 0,27 | 0,37 |
| E | 0,34 | 0,32 | 0,38 | 0,47 |
| F | 0,53 | 0,54 | 0,61 | 0,69 |
Эффект «проседания» струи значим лишь для тяжелой, быстро оседающей примеси. Заметим, что в случае холодных выбросов или тяжелой, быстро оседающей примеси величина H не может быть отрицательной. На больших расстояниях сохраняется достигнутое значение H = 0.
Поправку C на скос струи от влияния аэродинамической тени трубы вычисляют по формулам
(П4.31)где u — скорость ветра на уровне устья трубы, м/с; w0 — скорость истечения выбрасываемых газов, м/с; d — диаметр устья трубы, м.
При расчете подъема струи выброса \Delta H над устьем от скоростного напора и плавучести выбросов необходимо учитывать, что он происходит постепенно, образуя траекторию подъема струи до некоторой предельной высоты, которая определяется высотой до ближайшего, достаточно мощного слоя инверсии, обычно на верхней границе слоя перемешивания атмосферы H_{z}^{max} , характерной для текущей категории устойчивости. Последняя рассчитывается по формуле
H_{z}^{max} = \sqrt{\frac{\pi}{2}} \sigma_{z}^{max} \approx 1,25\sigma_{z}^{max} . (П4.32)
Значения \sigma_{z}^{max} приводятся в табл. П4.2.
Траектория подъема струи \Delta H(x) для всех погодных условий вычисляется по формулам Неттервилла (в модификации Фрейнмундта-Клепиковой):
\Delta H(x) = \{ \frac{3}{\beta^{2}\text{и}f^{2}} [F_{0} + fM_{0} - fM_{0} + F_{0}(1 + ft)e^{- ft}] + (\frac{R_{0}}{\beta})^{3}\}^{1/3} - \frac{R_{0}}{\beta} , (П4.33)
, (П4.34)
, (П4.35)где x — расстояние от основания трубы, м; t = u/x — время движения облака по ветру до расстояния x, с; u — скорость ветра на высоте выброса, м/с; \beta — безразмерная константа переноса; f = 0,7·10-2 — характерная частота спектра турбулентности при нейтральной атмосфере, с-1;
s = \beta \sqrt{| \frac{g}{T_{0}} \frac{d\Theta}{dz} |} , (П4.36)
параметр устойчивости атмосферы, с-1; g = 9,8 — ускорение свободного падения, м/с2; T0 — абсолютная температура атмосферного воздуха, °K; d\Theta/dz — градиент потенциальной температуры (разница измеренного и адиабатического градиента температуры), °K/м. Для различных категорий параметры s и \beta равны
| A | B | C | D | E | F | G | |
|---|---|---|---|---|---|---|---|
| s, с-1 | 2·10-2 | 1,7·10-2 | 1,47·10-2 | 0 | 2,32·10-2 | 3,3·10-2 | 3,83·10-2 |
| \beta | 0,25 | 0,35 | 0,45 | 0,45 | 0,25 | 0,25 | 0,25 |
R_{0} = \frac{d}{2} \sqrt{2 \cdot \frac{w_{0}}{u}} , (П4.37)
начальный радиус струи с поправкой Ханны, м; W_{0} — скорость истечения выброса, м/с; d — диаметр устья трубы, м;
M_{0} = (w_{0} \cdot \frac{d}{2})2 , (П4.38)
величина, пропорциональная потоку кинетической энергии истекающей струи выброса, м4/с2;
F_{0} = 0,25 \frac{\Delta T}{T_{0}} \cdot g \cdot w_{0} \cdot d^{2} , (П4.39)
величина, пропорциональная потоку сил плавучести, м4/с3; \Delta T = T - T_{0} — разность температур выбрасываемого T0 и атмосферного T воздуха, °K.
Зная тепловую мощность источника выбросов Qt, Дж/с, величину F0 можно рассчитать также по формуле
, (П4.40)где 1000 (°C·м3)/Дж — размерный коэффициент пропорциональности.
Член (П4.38) учитывает динамический подъем струи выброса в результате скоростного напора выброса, член (П4.39) - плавучий подъем вследствие перегрева выбрасываемого воздуха. В отдельные периоды перегрев может быть \Delta T<0 . В некоторых работах обычные вентиляционные выбросы относятся к категории холодных, и тепловой подъем для них рекомендуется не учитывать. Это, возможно, справедливо летом. Зимой же пренебрегать тепловым подъемом нельзя.
П4.8. УЧЕТ ИСТОЩЕНИЯ СТРУИ И РАДИОАКТИВНЫХ ПРЕВРАЩЕНИЙ
Выведение примеси из струи выбросов происходит за счет трех процессов очищения атмосферы: радиоактивного распада, сухого осаждения примеси и вымывания ее атмосферными осадками (дождем, снегом). Оно учитывается фактором (функцией) истощения \text{Ф}_{r}^{k,j,l}(x) , который представляет собой долю от потока примеси через вертикальное сечение, перпендикулярное траектории движения струи в точке выброса (мощности источника, Бк/с), остающейся в струе к моменту достижения точки наблюдения на расстоянии x, или что то же самое — долю от интегрального содержания примеси в выброшенном отдельном клубе, которая останется в нем в точке наблюдения. Вид и характеристики функции \text{Ф}_{r}^{k,j,l}(x) зависят от радионуклида r, категории устойчивости атмосферы j, скорости ветра k и распределения аэрозолей по размерам l.
Функция истощения струи выброса в результате радиоактивного распада дается формулой
\text{Ф}_{r}(x) = exp( - \lambda_{r} \cdot x/u) , (П4.41)
где \lambda_{r} — постоянная радиоактивного распада r-го радионуклида, с-1; u — скорость ветра, м/с. Заметим, что (x/u) = t — время движения примеси до заданной точки.
Функция истощения следствии сухого осаждения дается интегралом
\text{Ф}(x) = exp[- \sqrt{\frac{2}{\pi}} \frac{V_{g}}{u} \int_{0}^{x} \frac{1}{\sigma_{z}(x)} exp(- \frac{H^{2}}{2\sigma_{z}(x)^{2}})dx] , (П4.42)
где H — эффективная высота выброса, м; \sigma_{z}(x) — зависимость вертикальной дисперсии распределения примеси в струе выброса от расстояния x, м; Vg — скорость сухого осаждения, м/с. На больших расстояниях, где высота слоя перемешивания (а следовательно, и \sigma_{z}(x) достигает своего максимального значения), справедлива формула
(П4.43)где H_{z}^{max} — максимальная высота слоя перемешивания, м; xmax — расстояние, на котором \sigma_{z}(x) достигает максимума \sigma_{z}^{max} .
Скорость сухого осаждения Vg, м/с — это эмпирический параметр, характеризующий взаимодействие примеси с подстилающей поверхностью (поверхностью земли). Она определяется отношением
V_{g} = \frac{\text{интенсивность осаждения},\text{Бк }/(\text{с} \cdot \text{м}^{2})}{\text{концентрация в приземном слое воздуха},\text{Бк }/\text{м}^{3}} (П4.44)
и не является скоростью в кинематическом смысле. Ее величину определяют как гравитационное оседание аэрозолей, так и механизмы адсорбции примеси на поверхности. Для частиц с размерами большими 10 мкм определяющим является гравитационное оседание Vs. Для аэрозолей меньших размеров и газов — механизмы адсорбции.
После выброса промышленные аэрозоли активно взаимодействуют с атмосферными аэрозолями, коагулируя с ними. Если выброс не является грубо дисперсным (АМАД < 10 мкм) и в весовом отношении невелик (что обычно характерно для предприятий атомной промышленности и атомной энергетики), то выброшенная примесь в результате взаимодействия с атмосферными аэрозолями приобретает их динамические свойства. В этом случае значения скорости осаждения Vg можно принимать согласно табл. П4.8. В частности, приведенные там значения характерны для атомных станций.
Значения скорости сухого осаждения для выброшенной примеси
| Вещество | Vg, см/с |
|---|---|
| Элементарный йод | 2 |
| Органические соединения йода | 0,1 |
| Аэрозоли | 0,8 |
Если происходит выброс грубодисперсной примеси, то значения Vg необходимо рассчитывать по размерам аэрозолей, используя данные табл. П4.9, где приведены значения скоростей гравитационного оседания частиц в зависимости от их аэродинамического диаметра. Зная распределение частиц по размерам f(di) и используя табл. П4.9, можно вычислить эффективную скорость осаждения Vg,ef по формуле
V_{g,ef} = \sum_{i} f(d_{i}) \cdot V_{g,i} , (П4.45)
где f(di) — распределение оседающей примеси по скоростям осаждения Vg,i.
Зависимость скорости гравитационного оседания аэрозолей с плотностью 1 г/см2 от их аэродинамического диаметра
| Радиус частиц, мкм | Vs, см/с |
|---|---|
| 0,1 | 8·10-6 |
| 1,0 | 4·10-3 |
| 10,0 | 0,3 |
| 100,0 | 25 |
При определении Vg,ef, как правило, недопустимо использовать единственное значение АМАД. Расчет надо производить по группам, пользуясь формулой (П4.45). Для этого необходимо знать распределение аэрозолей выброса по размерам. В случае представимости такого распределения логнормальным законом, достаточно знать АМАД и логнормальную дисперсию \beta_{z} .
При практических расчетах следует также иметь в виду, что дисперсный состав выброшенного аэрозоля в процессе переноса может существенно изменяться. Так, тяжелая примесь оседает вблизи от места выброса, мелкодисперсная способна переноситься на большие расстояния. В результате неоднородного выведения аэрозолей разного размера из облака выброса значение Vg,ef, как правило, изменяется с расстоянием до тех пор, пока аэрозоли выброса в результате коагуляции с атмосферными аэрозолями не примут динамические свойства последних.
Функция истощения струи в результате процессов «мокрого» осаждения, обусловленного захватом аэрозолей каплями осадков или снежинками, дается формулой
\text{Ф}(x) = exp[ - \Lambda \cdot x/u] , (П4.46)
где \Lambda — постоянная вымывания примеси из атмосферы во время выпадения осадков, с-1. Она зависит от типа осадков, спектра примеси и дождевых капель, интенсивности осадков.
Среднегодовые постоянные вымывания рассчитывают по формуле
\overline{\Lambda_{r}} - \sum_{i} k_{r} \cdot k_{s} \cdot Q_{s}/8760 , (П4.47)
где kr — стандартная величина абсолютной вымывающей способности дождя (для всех нуклидов, кроме инертных газов, принимается kr = 10-5 ч/(мм·с), характерная для дождя интенсивностью I = 1 мм/ч); ks — относительная вымывающая способность осадков других типов, приведенная в табл. П4.10; Qr — сумма выпадения осадков s-го типа в течение года, мм/год; 8760 — число часов в году.
Относительные вымывающие способности различных типов осадков
| Тип осадков | ks |
|---|---|
| Дождь | 1,0 |
| Снег с дождем | 2,4 |
| Ливень | 2,8 |
| Снег | 3,0 |
| Морось | 4,5 |
Полная функция истощения струи рассчитывается перемножением дифференциальных функций истощения за счет всех трех процессов.
При наличии цепочек радиоактивного распада формулы (П4.41) - (П4.46) строго говоря непригодны. Практические расчеты среднегодовых концентраций дочерних радионуклидов, образовавшихся во время переноса выбросов в атмосфере, рекомендуется проводить по формуле (П4.5), используя вместо среднегодового потока материнского нуклида r через перпендикулярное струе сечение \overline{Q_{r}^{k,j,l}}(x) поток его дочернего нуклида m, вычисляемый по формуле
\overline{Q_{m}^{k,j,l}}(x) = R_{m,m}\text{Ф}_{m}(x) + \sum_{p = 1}^{m - 1} [R_{p,p}\text{Ф}_{p}(x) \prod_{k = i}^{m - 1} \frac{\lambda_{k} + 1}{\alpha_{k + 1} - \alpha_{p}}] , (П4.48)
где Фp(x) — функция истощения для p-го радионуклида цепочки; постоянные Ri,p даются рекуррентными формулами, удобными для программной реализации расчетов на ЭВМ
R_{1,p} = \overline{Q_{o1}^{k,j,l}} ;
R_{i,p} = R_{i - 1,p} \cdot \frac{\lambda_{i}}{\alpha_{i + 1} - \alpha_{p}} + \overline{Q_{oi}^{k,j,l}} ;
\alpha_{i} = \lambda_{i} + \overline{\Lambda_{i}} + V_{g,i}/H_{z}^{max} (П4.50)
где \lambda_{i} , \overline{\Lambda_{i}} , V_{g,i} — постоянная радиоактивного распада, постоянная вымывания осадками и скорость сухого осаждения для i-го радионуклида, соответственно. В общем случае все эти параметры могут различаться для разных нуклидов. При наличии разветвленных изобарных цепочек в формулу (П4.49) вводятся коэффициенты ветвления.
Заметим, что истощение струи выбросов под действием атмосферных осадков вблизи от места выброса малозначимо. Так, для умеренного дождя характерен коэффициент вымывания \Lambda = 10^{- 5}c^{- 1} . Если допустить движение струи со скоростью 2 м/с, то на расстоянии 10 км за счет вымывания дождем из струи будет выведено на землю не более 5% примеси. А если еще учесть, что число дней в году с осадками невелико, то становится ясно, что истощением струи за счет вымывания осадками на расстояниях по крайней мере до 10 км можно пренебречь.
Однако из этого вовсе не следует, что «мокрым» осаждением можно пренебрегать при расчете выпадений на землю. В некоторых точках оно может даже превалировать. Такая ситуация возникает, например, под приподнятой траекторией струи выбросов вблизи от источника. При этом складывается на первый взгляд парадоксальная ситуация: истощение струи незначительно, а выпадения велики. Это объясняется тем, что вблизи от источника струя выброса еще компактна и значения вертикального интеграла фактора опасности Gz велики.
Таким образом вблизи от места выброса значимым обычно является лишь один путь очищения атмосферы — сухое осаждение. В разных местах оно происходит с разной интенсивностью.
П4.9. РАСЧЕТ ПОПРАВОК НА РЕЛЬЕФ МЕСТНОСТИ
В большой степени влияние рельефа учитывается местной розой ветров. Точные же расчеты деформации воздушного течения рельефом местности в рамках гауссовой модели невозможны, но масштаб ее влияния может быть оценен «методом потенциальных течений». Метод состоит в построении математических формул для невязкого потенциального (ламинарного) течения в области с криволинейной границей. На основе этого подхода в нормативном документе ОПД-86 разработаны упрощенные практические рекомендации по учету влияния отдельных форм рельефа (гряды, ложбины и уступа). Они не дают профиль искажения потока. На их основе можно получить только оценки максимально возможного влияния рельефа в направлении какого-либо румба n путем расчета поправки к приземному фактору разбавления по формуле
R_{n} = 1 + \varphi_{1} \cdot (\eta_{n} - 1) , (П4.51)
где \eta_{n} определяют по табл. П4.11; безразмерные величины n_{1} = H_{g}/h_{0} и n_{2} = a_{0}/h_{0} ; Hg — геометрическая высота источника; h0 — высота (в случае ложбины — глубина); a0 — полуширина гряды, ложбины или склона уступа; x0 — расстояние от источника до середины препятствия в случае гряды и ложбины или до верхней кромки склона в случае уступа.
Значения коэффициента \eta_{n} в формуле (П4.51) от параметров n1 и n2 для расчетов поправки на рельеф местности
Зависимость функции \varphi_{1} от отношения |x0|/a0 представлена в табл. П4.12. Если источник расположен на верхнем плато уступа, то при определении \varphi_{1} следует брать отрицательное значение |x0|/a0.
Функция \varphi_{I}(|x_{0}|/a_{0}) влияния рельефа на распределение примеси [см. формулу (П4.51)]
При аппроксимации реального рельефа рассмотренными простейшими элементами (уступом, грядой или ложбиной) из трех элементарных форм практическое значение имеют лишь гряда и ложбина.
Для оценки максимально возможных значений Rn разработан алгоритм представления реального рельефа элементарными формами. Согласно ему реализуется следующая последовательность действий: - строится рельеф для выбранного азимутального сечения местности, проходящего через трубу; - ищется самая глубокая точка долины; - по обе стороны от этой точки находят все вершины (локальные максимумы); - для каждой вершины ищется условный минимум высоты поверхности земли относительно линии, соединяющей самую глубокую точку долины с вершиной; - через найденную точку условного минимума проводится отрезок, соединяющий рассматриваемую вершину с горизонтальной линией, проведенной через самую глубокую точку долины; - через вершину проводится горизонтальный луч, в результате чего все эти построения образуют идеализированный уступ;
- для полученного уступа по формуле (П4.51) вычисляется поправочный
множитель R;
- эта процедура повторяется для всех вершин сечения, расположенных по обе стороны от трубы;
- для каждого n-го азимутального сечения местности выбирается максимальное, рассчитанное по формуле (П4.51), значение, которое присваивается поправочному коэффициенту R ; n
- при этом, если два найденных по обе стороны от самой глубокой точки
долин максимальных значения совпадут с точностью не менее 95%, то по
этим двум вершинам строится стилизованная схема ложбины с центром
между ними и отыскивается новое значение R для геометрии ложбины;
n
- <a id="p101567"></a>процесс повторяется для других азимутальных сечений.
П4.10. РАССЕЯНИЕ ПРИМЕСИ В ШТИЛЕВЫХ УСЛОВИЯХ
П4.10.1. Общие формулы расчета рассеяния при штилях
Сведения по этому вопросу в литературе скудны. Понятие «штилевые условия» в синоптической метеорологии и микрометеорологии (теории атмосферной диффузии) не совпадают. В первой штилевыми считаются условия, когда скорость ветра ниже чувствительности прибора. Применительно к наблюдениям на сетевых метеостанциях Управления Гидрометеослужбы (УГМС) России тогда, когда скорость ветра меньше 1 м/с, так как точность сетевых измерений УГМС равна +/- 0,5 м/с. Во втором случае штилем считается состояние, когда турбулентная диффузия примеси опережает перенос ветром. В этом случае разовые выбросы принимают форму облака, зависающего вблизи трубы, а не сносимой по ветру струи. Слабый ветер, не превышающий 0,5 м/с, лишь искажает форму штилевого облака, накапливающегося вокруг источника выбросов, деформируя и вытягивая его в направлении ветра.
К сожалению, простых аналогичных формул расчета рассеяния примеси при штилях не существует, поэтому обойтись без численного интегрирования невозможно, и рекомендуемый в настоящих Указаниях метод рассчитан на применение ЭВМ. Он проверен на практике и реализован программно. Согласно ему для разовых концентраций на момент времени \Delta t , считая от начала штиля, фактор разбавления G^{st}(x,\Delta t),c/\text{м}^{3} , рассчитывается по формуле
G^{st}(x,\Delta t) = G_{o}^{st}(x,\Delta t) + u \cdot x \cdot G_{u}^{st}(x,\Delta t) (П4.52)
G_{o}^{st}(x,\Delta t),\text{с}/\text{м}^{3} — фактор разбавления при полном штиле (u = 0):
G_{o}^{st}(x,\Delta t) = \frac{2}{(2\pi)^{3/2}} \int_{0}^{\Delta I} \frac{\text{Ф }(t)}{\sigma_{y}(t)^{2}\sigma_{z}(t)} exp[- (\frac{x^{2}}{{}^{2}\sigma_{y}(t)^{2}} + \frac{H^{2}}{{}^{2}\sigma_{z}(t)^{2}})]dt (П4.53)
G_{u}^{st}(x,\Delta t),\text{с}^{2}/\text{м}^{5} — поправочный фактор для учета деформации облака слабым ветром u:
G_{u}^{st}(x,\Delta t) = \frac{2}{(2\pi)^{3/2}} \int_{0}^{\Delta I} \frac{\text{Ф }(t) \cdot t}{\sigma_{y}(t)^{4}\sigma_{z}(t)} exp[- (\frac{x^{2}}{{}^{2}\sigma_{y}(t)^{2}} + \frac{H^{2}}{{}^{2}\sigma_{z}(t)^{2}})]dt (П4.54)
\sigma_{y}(t) и \sigma_{z}(t) — зависящие от времени (считая от момента выброса) поперечная и вертикальная дисперсии облака выброса; Ф(t) — зависящая от времени функция истощения облака за счет радиоактивного распада, сухого и «мокрого» осаждения примеси, а \Delta t — продолжительность штиля. При расчете необходимо иметь в виду, что x — величина алгебраическая и с наветренной стороны источника принимает отрицательные значения.
Коэффициенты дисперсии штилевого облака \sigma_{y}(t) и \sigma_{z}(t) зависят от структуры турбулентности в момент штиля. Вопрос об их виде еще не имеет окончательного решения. Для практических расчетов рекомендуется использовать зависимости (П4.21) и (П4.22), делая замены переменных xyzt·uc,j, где uc,j — скорость ветра, характерная для j-й категории устойчивости при наличии ветра. Для различных категорий uc,j приведены в табл. П4.13.
Скорости ветра uc,i, м/с, характерные для разных категорий устойчивости, применяемые при представлении дисперсий размеров облака гауссовой модели \sigma_{y}(t) и \sigma_{z}(t) , как функций времени, прошедшего после выброса r
| Характерные для разных категорий устойчивости атмосферы скорости ветра uc,i, м/с |
|---|
| A | B | C | D | E | F | G |
|---|---|---|---|---|---|---|
| 1 | 1,5 | 3 | 4 | 2 | 1,5 | 1 |
Формула (П4.53) является Тейлоровским разложением в ряд по малой величине u \cdot t/(\sqrt{2} \sigma_{x}(t)) фактора разбавления G0(x, y, t) мгновенного выброса, м-3, связывающего разовый выброс с зависящей от времени t, прошедшего после выброса, мгновенной приземной концентрацией примеси на расстоянии x от места выброса
G_{0}(x,y,t) = \frac{\text{Ф }(x)}{(2\pi)^{3/2}\sigma_{x}\sigma_{y}\sigma_{z}} exp[- \frac{(x - ut)^{2}}{{}^{2}\sigma_{x}^{2}} - \frac{y^{2}}{{}^{2}\sigma_{y}^{2}}]exp[- \frac{H(x)^{2}}{{}^{2}\sigma_{z}^{2}}] . (П4.55)
Численное моделирование показало, что для скоростей ветра до 0,5 м/с достаточно 2-х членов ряда Тейлора. Интегрируя далее двучленное разложение мгновенного фактора разбавления, получают вышеприведенные формулы для разового фактора разбавления при штиле.
Для непрерывных выбросов значения штилевых факторов G_{o}^{st}(x,\Delta t) и G_{u}^{st}(x,\Delta t) необходимо усреднить по \Delta t в пределах продолжительности штилевых условий Tst. При этом следует учитывать, что для чисто штилевых условий функция G_{o}^{st}(x,\Delta t) изотропна на плоскости, а члены разложения второго порядка малости, связанные с учетом слабого ветра u, зависят от повторяемости его по направлениям. В результате осреднения в группе штилей k продолжительностью T_{k}^{st} для среднегодового фактора разбавления \overline{G_{n}^{st}}(x),\text{м}^{- 3} , в направлении n получены следующие формулы
, (П4.56)где суммирование проводится по категориям устойчивости j и карманам k разбиения штилей по продолжительности; \overline{G_{0}^{st}},c/\text{м}^{3} — усредненный за время штиля T_{k}^{st} фактор разбавления при полном штиле (u = 0)
G_{0}^{st}(x,T_{k}^{st}) = \frac{2}{T_{k}^{sk}(2\pi)^{3/2}} \int_{00}^{T_{k}^{sk}\Delta t} \int_{0}^{\Delta t} \frac{\text{Ф }(t)}{\sigma_{y}^{2}\sigma_{z}} exp[- (\frac{x^{2}}{{}^{2}\sigma_{y}^{2}} + \frac{H^{2}}{{}^{2}\sigma_{z}^{2}})]dtd\Delta t . (П4.57)
\overline{G_{u}^{st}},\text{с}^{2}/\text{м}^{5} — усредненный за время штиля поправочный фактор для учета деформации облака слабым ветром
G_{u}^{st}(x,T_{k}^{st}) = \frac{2}{T_{k}^{sk}(2\pi)^{3/2}} \int_{00}^{T_{k}^{sk}\Delta t} \int_{0}^{\Delta t} \frac{\text{Ф }(t)t}{\sigma_{y}^{4}\sigma_{z}} exp[- (\frac{x^{2}}{{}^{2}\sigma_{y}^{2}} + \frac{H^{2}}{{}^{2}\sigma_{z}^{2}})]dtd\Delta t . (П4.58)
В последних формулах: T_{k}^{sk} — средняя длительность штилей из k-го кармана распределения по их продолжительностям; \overline{u_{k}} — средняя скорость слабого ветра в том же кармане k (если имеется в виду конкретная категория устойчивости при суммировании по категориям, то к индексу k добавляется индекс j); N — число румбов («карманов» разбиения направлений ветра); w_{j,n}^{st} — совместная вероятность реализации категории устойчивости j и направления ветра в румбе n при штилевых условиях; w_{j, - n}^{st} — то же самое, что и w_{j,n}^{st} , но для противоположного n румба; w_{j}^{st} — суммарная по всем румбам вероятность реализации категории j при штиле, равная
w_{j}^{st} = \sum_{n} w_{j,n}^{st} ; (П4.59)
а \tilde{w}_{j,k}^{st} — условная вероятность реализации продолжительности штиля в пределах кармана k при категории устойчивости j. Для любой категории j должно выполняться следующее условие нормировки
\sum_{k} \tilde{w}_{j,k}^{st} = 1 . (П4.60)
Что касается расчета частоты направлений для слабого ветра, близкого к штилю (<0,5\text{м}/\text{с}),w_{j,n}^{st} , то по результатам стандартных измерений сети метеостанций наблюдательной сети России сделать это невозможно, так как точность используемых флюгеров равна +/- 0,5 м/с. При таких низких скоростях ветра стандартный флюгер «замирает» и определить истинное направление слабого ветра затруднительно. Поэтому для практических расчетов, после определения суммарной повторяемости штилей для разных категорий устойчивости w_{j}^{st} , рекомендуется распределить ее по направлениям в соответствии с розой ветров, характерной для кармана распределения по скоростям uk = 1 м/с.
П4.10.2. Расчет выпадений из штилевого облака выброса
Расчет сухих и «мокрых» (во время осадков) выпадений во время штиля производят также по формулам (П4.10) предыдущего раздела П4.3, куда вместо среднегодового фактора разбавления \overline{G_{r,n}}(x) , используемого при ветреных условиях, подставляют штилевой фактор разбавления (П4.56), а вместо \overline{G_{r,n}^{z}}(x) — интеграл по вертикальной координате z от распределения по высоте (вертикальному профилю) штилевого фактора разбавления
, (П4.61)где интегралы по вертикали от среднегодовых штилевых факторов разбавления, \overline{G_{n}^{z,st}}(x) , необходимые для расчетов вымывания из атмосферы осадками, выпадающими во время штилей («мокрого» осаждения примеси), можно рассчитывать по формулам
\overline{G_{n}^{z,st}}(x,T_{k}^{st}) = \frac{1}{2\pi T_{k}^{st}} \int_{00}^{T_{k}^{st}\Delta t} \int_{0}^{\Delta t} \frac{\text{Ф }(t)}{\sigma_{y}(t)^{2}} exp[- \frac{x^{2}}{{}^{2}\sigma_{y}(t)^{2}}]dtd\Delta t (П4.62)
\overline{G_{u}^{z,st}}(x,T_{k}^{st}) = \frac{1}{2\pi T_{k}^{st}} \int_{00}^{T_{k}^{st}\Delta t} \int_{0}^{\Delta t} \frac{\text{Ф }(t)t}{\sigma_{y}(t)^{4}} exp[- \frac{x^{2}}{{}^{2}\sigma_{y}(t)^{2}}]dtd\Delta t (П4.63)
П4.10.3. Учет подъема штилевого облака выброса
При штилях также происходит тепловой и динамический подъем облака выбросов. Понятия траектории подъема при этом не существует, а время подъема из-за его быстротечности не существенно. Значение имеет только предельная высота подъема, рассчитываемая по формуле
H = H_{g} + \Delta H^{max} (П4.64)
где Hg — геометрическая высота выброса (например трубы от ее основания);
\Delta H^{max} — динамический (скоростной) и тепловой предельный подъем выбросов над устьем источника.
Для неустойчивых и нейтральных условий величина \Delta H^{max} определяется высотой до нижней границы \Delta H_{z}^{max} ближайшего, запирающего дальнейшее рассеяние вверх слоя инверсии. Значения \Delta H_{z}^{max} рассчитывают по формуле (П4.32).
Для устойчивых условий (категорий E, F и G) при штиле предельную высоту подъема центра облака \Delta H^{max} рассчитывают по формуле
\Delta H^{max} = 5,1F_{0}^{1/4}S^{- 3/4} , (П4.65)
где u — скорость ветра на высоте выброса, м/с, вычисляемая по формуле (П4.30); величина, пропорциональная потоку сил плавучести, м4/с3, определяемая формулами (П4.39) и (П4.40); s — параметр устойчивости атмосферы /см. формулу (П4.36)/.
П4.10.4. Учет начального разбавления выброса
Речь о том, что примесь выбрасывается с некоторой начальной концентрацией. Неучет этого фактора, как и в случае ветреной погоды, может дать при расчетах по вышеприведенным формулам бесконечные интегралы концентрации примеси в воздухе и интегральных выпадений под источником выброса. Избежать этого можно, применив метод «виртуального» источника, аналогично тому, как это было сделано в разделе П4.6. Отличается он только тем, что при штилях отыскивают не «виртуальный» сдвиг расстояния x0, как при ветре, а первоначальный «виртуальный» сдвиг времени t0. Его находят, решая трансцендентное уравнение
2\pi \cdot \sigma_{y}(t_{0}) \cdot \sigma_{z}(t_{0}) = S_{0} , (П4.66)
где \sigma_{y}(t) и \sigma_{z}(t) — зависящие от времени (считая от момента выброса) поперечная и вертикальная дисперсии облака выброса, м; s0 — площадь поперечного сечения устья трубы или проема, через который осуществляется выброс, м2. При этом все интегралы в предыдущих формулах данной главы \int_{0} \Delta t следует заменить на интегралы вида \int_{t_{0}} \Delta t , то есть интегрирование начинать не с нуля, с начального «виртуального» сдвига времени t0.
П4.10.5. Учет радиоактивных превращений и истощения штилевого облака выброса
Для учета накопления дочерних радионуклидов, возникающих за время существования штилевого облака, в формулы (П4.52) - (П4.63) вместо фактора истощения Ф(t) подставляют значения интегрального содержания m-го нуклида радиоактивной цепочки Qm(t) рассчитываемые по формулам (П4.48) - (П4.50). При этом вместо факторов разбавления и их интегралов по высоте z получают значения приземных концентраций и интегралов концентрации по z в штилевом облаке выбросов.
Приложение П5 к «Руководству по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ДВ-99)»
РАСЧЕТ ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ ОТ СРЕДНЕГОДОВЫХ КОНЦЕНТРАЦИЙ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ В АТМОСФЕРЕ И ВЫПАДЕНИЙ ИХ НА ПОЧВУ
Указания для практических расчетов
П5.1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
При постоянстве непрерывных выбросов в атмосферу расчет доз целесообразно проводить по статической модели (т.н. «методу коэффициентов накопления»), изложенной ниже и обеспечивающей получение оценок годовых доз облучения при условии постоянства выбросов и установившегося равновесного накопления радионуклидов в окружающей среде. По ней, строго говоря, вычисляются дозы за последний год жизни человека в условиях равновесного накопления радионуклидов в окружающих средах, сформировавшегося при рассматриваемых уровнях выбросов. Это обычно принимаемое допущение. При этом для короткоживущих или быстро выводящихся радионуклидов равновесие может наступать задолго до конца жизни человека. Для долгоживущих радионуклидов подразумевается достижение экологического равновесия, то есть учитываются не только радиоактивный распад, но и другие процессы выведения радионуклидов.
Имеет место подобие механизмов формирования ожидаемых доз от однократного поступления радионуклидов и уровней облучения, сформировавшихся к определенному году жизни человека, при непрерывном равномерном их поступлении. Например, доказано, что неполная ожидаемая доза за время жизни человека от одномоментного поступления долгоживущих остеотропных радионуклидов совпадает по величине с дозой, вычисленной за последний год жизни человека при условии пролонгированного равномерного поступления радионуклидов в течение всей его жизни годовыми порциями, равными величине однократного поступления в первом случае.
При внешнем облучении играет роль лишь фотонное и бета-излучение в условиях установившегося равновесного накопления радионуклидов во внешней среде. Последнее также подразумевает учет всех процессов выведения, а не только радиоактивный распад.
Для внутреннего облучения вычисляют полувековые ожидаемые дозы для взрослых (эффективные или эквивалентные на отдельный орган или ткань) или соответствующие дозы для детей и подростков за время их жизни от момента поступления в их организмы до 70 лет, при условии проживания в условиях равновесного накопления радионуклидов во внешней среде в течение года. В этом случае ожидаемые дозы при внутреннем облучении также будут равны годовым дозам, приходящимся на последний год жизни человека, проживающего в течение всей жизни в условиях равновесного содержания радионуклида в окружающей среде.
Термин H_{p}^{a,r,j} обозначает ожидаемую эффективную дозу или эквивалентную дозу на отдельные органы или ткани j лица возрастной группы a, создаваемую радионуклидами r по пути воздействия (облучения) p при условии нахождения рассматриваемого индивидуума в данной точке местности в течение года.
Годовые эффективные и/или эквивалентные дозы на органы или ткани представимы суммой доз, вызванных различными радионуклидами по различным путям облучения
H^{a,j} = \sum_{p} \sum_{r} H_{p}^{a,r,j} , (П5.1)
Различают прямые и непрямые (для пищевых цепочек) пути воздействия выбросов. Прямые пути зависят от места нахождения человека на местности. К ним относят: - внешнее облучение от нахождения в облаке выброса и на следе выпадений на местности; - внутреннее облучение за счет ингаляционного пути поступления радионуклидов.
Дозы по пищевым цепочкам определяются не местом нахождения жителей на местности, а территориальным распределением посевных площадей и других сельскохозяйственных угодий.
Для удобства пользователей в табл. П5.1 и П5.2 на период действия новых «Норм радиационной безопасности НРБ-96» и старых норм НРБ-76/87 приведены соотношения между единицами СИ и внесистемными единицами в области ионизирующих излучений, а также используемые множители и приставки для образования десятичных, кратных и дольных единиц.
Множители и приставки для образования десятичных, кратных и дольных единиц и их символы
Соотношение между единицами СИ и внесистемными единицами в области ионизирующих излучений
П5.2. РАСЧЕТ ОЖИДАЕМЫХ ДОЗ ПО ПРЯМЫМ ПУТЯМ ОБЛУЧЕНИЯ
П5.2.1. Внешнее облучение от облака
Приведенные ниже формулы для расчета доз внешнего облучения получены в пренебрежении самоэкранированием органов и тканей и не учитывают различия в возрастных группах. Величина ошибки в значении эффективной дозы, вносимая принятым упрощением, не превышает +50%. По мере увеличения расстояния от трубы форма струи может изменяться от линейного (цилиндрического) источника до источника в форме полубесконечного пространства.
H_{A,\infty}^{r,j} = \overline{C_{n}^{V,r}}(x) \cdot R_{A}^{r,j} \cdot k_{A}^{r} \cdot 3,15 \cdot 10^{7} , (П5.2)
| где H_{A,\infty}^{r,j} | - | годовая доза от радионуклида r (эффективная или эквивалентная в различных органах и тканях j), получаемая за счет излучения от струи выброса, и рассчитанная в предположении применимости геометрии полубесконечного пространства с удельной активностью воздуха, равной приземной концентрации радионуклида r в рассматриваемой точке x, Зв/год; |
|---|---|---|
| \overline{C_{n}^{V,r}}(x) | - | среднегодовая приземная концентрация (объемная активность) радионуклида r в рассматриваемой точке x сектора направления ветра n, рассчитываемая по формулам Приложения П4, Бк/м3; |
| R_{A}^{r,j} | - | дозовые факторы конверсии (коэффициенты перехода «концентрация в воздухе — мощность дозы») при облучении от полубесконечного облака для радионуклидов r и различных органов и тканей j, Зв·м3/(с·Бк); |
| k_{A}^{r} | - | коэффициент защищенности зданиями для радионуклида r, распределенного в полубесконечном пространстве, учитывающий также время пребывания человека на открытой местности. Его значения приведены в табл. П5.5; |
| 3,15·107 | - | число секунд в году. |
Для гамма-излучения коэффициент R_{A}^{r,j} с достаточной для практических расчетов точностью представим полевой дозой. При этом ошибка в сторону завышения дозы на органы или ткани в самых неблагоприятных случаях не превзойдет +50%. С такой точностью коэффициент R_{A}^{r,j} можно оценивать по формуле лучевого равновесия
R_{A}^{r,j} = 6,75 \cdot 10^{- 14}E^{r} , (П5.3)
где E^{r} = \sum n_{i}E_{i} — энергетический выход фотонов, Мэв/расп. /Значения дозовых коэффициентов R_{A}^{r,j} для полевой дозы гамма-излучения приводятся в табл. П5.3 и П5.4/.
Дозовые коэффициенты R_{a}^{r} изотопов Ar, Kr, и Xe для расчета облучения тела человека гамма-излучением радиоактивного облака в форме полубесконечного пространства
Дозовые коэффициенты пересчета R_{a}^{r} для гамма-излучающих радионуклидов
E = \sum n_{i}E_{i} — полная энергия фотонов, Мэв/расп.; Г — гамма-постоянная, Р·см3/(ч·мКи); \text{Г}_{\delta} — керма-постоянная, Гр·м2/(с·Бк); r_{\delta} = 1,09 — переходный множитель от поглощенной дозы в воздухе к поглощенной (или эквивалентной) дозе в биологической ткани, Зв/Гр; R_{A}^{r} — дозовый коэффициент, равный мощности эквивалентной дозы на внешней поверхности незащищенного тела от фотонного излучения радионуклидов, содержащихся в полубесконечном облаке, Зв·м3/(с·Бк); R_{S}^{r} — дозовый коэффициент, равный мощности эквивалентной дозы от поверхностного загрязнения с косинусоидальным распределением фотонного излучения на высоте 1 м, Зв·м2/(с·Бк); H_{S}^{C} = R_{S}^{r}/\lambda_{ef} — ожидаемая доза, Зв·м2/Бк, от поверхностно загрязненной почвы, нормированная на начальную поверхностную активность CS = 1 Бк/м2 в момент выпадения. Здесь \lambda_{ef} = 0,693/T_{ef} определена с учетом постоянной радиоактивного распада \lambda = 0,693/T_{1/2} и постоянной «экологического» выведения \lambda_{e} = 0,04\text{года}^{- 1} .
Дозовый коэффициент R_{A}^{r},\text{Зв} \cdot \text{м}^{3}/(\text{с} \cdot \text{Бк}) может быть использован также при оценочных расчетах доз на живой организм, погруженный в воду, загрязненную радиоактивными веществами, если табличное значение этого коэффициента увеличить в два раза (этим учитывается 4\pi геометрия облучения).
Для бета-излучения полевую дозу можно рассчитывать также по формуле (П5.3), если вместо Er подставлять значение средней энергии бета-частиц.
Для гамма-излучения формулу (П5.2) можно применять фактически уже за зоной максимума приземной концентрации. Для бета-излучения она справедлива на любых расстояниях, что обусловлено сравнительно небольшой длиной свободного пробега бета-частиц в воздухе. Следует только помнить, что формула (П5.2) для бета-излучения дает дозу для открытой, незащищенной одеждой поверхности кожи, а не ее базального слоя. Оценка бета-облучения по величине полевой дозы допустима, если облучение кожи не является критическим путем облучения. При хронических выбросах смесей радионуклидов и работе предприятий в номинале так будет практически всегда.
Для условий применимости линейного источника гамма-излучения (вблизи от точки выброса) при расчете следует использовать формулу
H_{L}^{r} = \frac{Q_{r}^{y}}{\overline{u}} \sum_{n} (r\delta\text{Г}_{\delta}^{n}) \cdot R_{L}^{n} . (П5.4)
В ней суммирование проводится по n группам энергетического спектра излучения радионуклида r;
, (П5.5)\mu_{en,m}^{tis} и \mu_{en,m}^{air} — массовые коэффициенты поглощения энергии фотонов в биологической ткани и в воздухе соответственно, м2/кг;
| R_{L}^{n} | - | функция излучения линейного источника в воздухе для энергии фотонов En, м-1, рассчитываемая по формуле |
|---|
R_{L}^{n} = \frac{1}{h_{ef}} \int_{- \pi 2}^{+ \pi 2} {}_{/}^{/}B_{D}(E_{n} \cdot \mu_{n}h_{ef})[exp(- \mu_{n}h_{ef} \cdot sec0)]d0 , (П5.6)
B_{D}(E_{n} \cdot \mu_{n}h_{ef}) — дозовый фактор накопления рассеянного излучения для точечного изотропного источника с энергией фотонов En для толщины экранирующего слоя воздуха \mu_{n}h_{ef} ;
hef — эффективная высота струи, м.
Значения функции излучения R_{L}^{n} в воздухе для бесконечного линейного источника для различных эффективных высот hef и энергий фотонов En приведены в табл. П5.6.
В промежуточной зоне, где не действуют приближения линейного источника и полубесконечното облака, для практических оценок можно использовать следующую экстраполяционную формулу расчета дозы внешнего облучения Hr(x)
H^{r}(x) = K(x) \cdot H_{\infty}^{r} + [1 - K(x)] \cdot H_{L}^{r} , (П5.7)
| H_{\infty}^{r} | - | доза, рассчитанная по формуле (П5.2) для облака радионуклидов r в форме полубесконечното пространства, Зв/год; |
|---|---|---|
| H_{L}^{r} | - | доза, создаваемая под бесконечным линейным источником высотой для радионуклида r, рассчитанная по формуле (П5.4), Зв/год; |
| K(x) | - | множитель, учитывающий приподнятость струи над землей. Он определяется отношением приземных концентраций: |
K(x) = \frac{\text{приземная концентрация примеси при }h \neq 0}{\text{приземная концентрация пассивной примеси при }h = 0} ,
Для гауссовой модели в случае непрерывных выбросов
K(x) = \sum_{k} \eta_{k}exp[- \frac{h_{k}^{2}}{{}^{2}\sigma_{z,k}(x)^{2}}] , (П5.8)
| где k | - | повторяемость погодной категории k; |
|---|---|---|
| hk | - | высота облака в точке детектирования, м; |
| \sigma_{z,k}(x) | - | вертикальная дисперсия струи для k-й погодной категории, м. |
При необходимости более точного расчета мощности дозы гамма-излучения от радиоактивного облака сложной формы необходимо моделировать его в виде последовательных небольших объемных источников и производить численное интегрирование по всем таким источникам, используя общую формулу
H^{r,j} = \frac{R_{A}^{r,j}}{4\pi} \int_{V} \int_{V} \int \frac{A_{V}^{r}B_{d}}{d^{2}} exp(- \mu d)dV , (П5.9)
| где R_{A}^{r,j} | - | тот же дозовый фактор конверсии при облучении от облака для радионуклидов r и различных органов и тканей j, что и в формуле (П5.2), Зв·м3/(Бк·с); |
|---|---|---|
| BD | - | дозовый фактор накопления в воздухе; |
| A_{V}^{r} | - | распределение объемной активности радионуклида r в воздухе, Бк/м3; |
| \mu | - | линейный коэффициент ослабления излучения в воздухе, м-1; |
| d | - | расстояние от точки детектирования до элементарного объема dV, м. |
П5.2.2. Внешнее облучение от загрязненной нуклидами поверхности земли
Ожидаемая эффективная или эквивалентная доза, Зв/год, от радионуклида r на различные органы и ткани j, формируемая гамма- или бета-излучением от загрязненной поверхности земли, рассчитывается по формуле
H_{s}^{r,j} = \overline{C_{n}^{S,r}}(x) \cdot K_{t}^{r} \cdot R_{s}^{r,j} \cdot k_{s}^{r} , (П5.10)
| где \overline{C_{n}^{S,r}}(x) | - | годовые выпадения радионуклида r в рассматриваемой точке x сектора направления ветра (румба) n, Бк/м2; |
|---|---|---|
| R_{s}^{r,j} | - | дозовый фактор конверсии (коэффициент перехода «поверхностная активность — мощность дозы») при облучении от поверхности почвы для радионуклидов r для различных органов и тканей j, для полевой дозы гамма-излучения, приведенный в табл. П5.4, Зв·м2/(Бк·с); |
| K_{t}^{r} | - | безразмерный коэффициент, учитывающий время нахождения (проживания) на местности, равный |
, (П5.11)\lambda_{ef}^{r} = \lambda^{r} + \lambda_{ef} , (П5.12)
Коэффициенты экранирования зданиями гамма-излучения от радиоактивного облака k_{A}^{r} и от загрязненной почвы k_{S}^{r} , равные отношению мощности дозы внутри помещения и вне его
Значения коэффициента экранирования приведены относительно мощности дозы гамма-излучения на высоте 1 м от источника в форме полубесконечного облака или поверхностно загрязненной почвы. Для многоэтажных зданий значения коэффициента даны в местах, расположенных вдали от окон и дверей. Видно, что коэффициент экранирования меняется в широких пределах от 0,01 до 0,6. Рекомендуется принимать усредненное значение k_{A}^{r} = k_{S}^{r} = 0,4 , в котором учтены эффекты экранирования и неполного пребывания человека на открытой местности.
Нормированная на единичную линейную активность мощность полевой дозы на местности от расположенного над поверхностью почвы линейного бесконечного источника излучения H_{L}^{r} со спектром фотонов, характерным для радионуклида r, пЗв·м/(с·МБк) <*>
<*> 1 пЗв = 1012 Зв = 10-10 сЗв (бэр).
Строго говоря, формула (П5.10) дает полевую дозу. При этом ослабление излучения за счет экранирования телом человека не учитывается. Однако расчеты показывают, что такое упрощение оправдано, так как величина ошибки от замены истинной дозы на орган или ткань полевой дозой в самом худшем случае не превзойдет коэффициента 2. Причем в сторону завышения, то есть в запас расчета.
П5.2.3. Внутреннее облучение от вдыхания радионуклидов в облаке
Эффективная или эквивалентная ожидаемая доза, Зв/год, в различных органах и тканях j от радионуклида r за счет ингаляции во время прохождения облака для лица возрастной группы a, рассчитывается по формуле
H_{IH}^{a,r,j} = A_{IH}^{a,r} \cdot R_{IH}^{a,r,j} , (П5.13)
R_{IH}^{a,r,j} = K_{IH}^{a,r,j} \cdot R_{IH}^{r,j} , (П5.14)
| где R_{IH}^{r,j} | - | дозовый фактор конверсии при ингаляции радионуклидов r для полувековой ожидаемой дозы (эффективной или эквивалентной для различных органов и тканей j) для взрослых, Зв/Бк. Его значения для эффективной дозы, взятые из НРБ-96, приведены в табл. П5.7; |
|---|---|---|
| K_{IH}^{a,r,j} | - | безразмерный поправочный коэффициент для возрастной группы a, радионуклида r, органов и тканей j, для ингаляционного пути поступления. Значения поправочных коэффициентов приведены в табл. П5.8 и П5.9; |
| A_{IH}^{a,r} | - | годовое поступление радионуклида r за счет ингаляции для лиц возрастной группы a, Бк/год, рассчитываемое по формуле |
A_{IH}^{a,r} = \overline{C_{n}^{V,r}}(x) \cdot U_{IH}^{a} \cdot 3,15 \cdot 10^{7} , (П5.15)
| где \overline{C_{n}^{V,r}}(x) | - | среднегодовая концентрация радионуклида r в приземном слое воздуха в рассматриваемой точке x в секторе направления (румбе) n, Бк/м3; |
|---|---|---|
| U_{IH}^{a} | - | интенсивность вдыхания для лиц возрастной группы a, м3/с, приведенные в табл. П5.10; |
| 3,15·107 | - | число секунд в году. |
Численные значения дозовых факторов конверсии (коэффициентов перехода «поступление — доза») при ингаляции R_{IH}^{r} и заглатывании R_{IG}^{r} радионуклидов r для полувековой ожидаемой эффективной дозы для взрослых, Зв/Бк (по НРБ-96)
| Радионуклид | Период полураспада | Класс <*> ингаляции | Дозовый фактор R_{IH}^{r} | Дозовый фактор R_{IG}^{r} |
|---|---|---|---|---|
| 3H | 12,3 лет | 1,8 < 10-11 | 4,2 < 10-11 | |
| 7Be | 53,3 сут | П/М | 4,9 < 10-11/5,3·10-11 | 2,8 < 10-11 |
| 14C | 5730 | 5,8 < 10-10 | 5,8 < 10-10 | |
| 22Na | 2,60 лет | Б | 1,3 < 10-9 | 3,2 < 109 |
| 24Na | 15,0 час | Б | 3 < 10-10 | 4,3 < 10-10 |
| 24Al | 7,16 < 1015 лет | Б/П | 1,1 < 10-1/1,8 < 10-1 | 3,5 < 10-9 |
| 32Si | 450 лет | Б/П/М | 3 < 10-11/7,5 < 10-11/8 < 10-11 | 5,6 < 10-10 |
| 32P | 14,3 сут | Б/П | 8 < 10-16/3,2 < 10-10 | 2,4 < 10-9 |
| 33P | 25,4 сут | Б/П | 9,6 < 10-11/1,4 < 109 | 2,4 < 10-16 |
| 35S | 87,4 сут | Б/П | 5,4 < 10-11/1,3 < 10-9 | 7,7 < 10-10 |
| 36Cl | 3,01 < 10+5 лет | Б/П | 3,4 < 10-10/6,9 < 10-9 | 9,3 < 10-10 |
| 40K | 1,28 < 10+9 лет | Б | 2,1 < 10-9 | 6,2 < 109 |
| 65Ca | 165 сут | П | 2,7 < 10-9 | 7,6 < 10-10 |
| 47Ca | 4,53 сут | П | 1,8 < 10-9 | 1,6 < 10-9 |
| 44Sc | 83,8 сут | М | 6,5 < 10-9 | 1,5 < 10-9 |
| 47Sc | 3,35 сут | М | 7 < 10-10 | 5,5 < 10-10 |
| 48Sc | 1,82 сут | М | 1,1 < 10-9 | 1,7 < 10-9 |
| 44Ti | 47,3 лет | Б/П | 6,1 < 10-1/4 < 10-2 | 5,8 < 10-9 |
| 48V | 16,2 сут | Б/П | 1,1·10-6/2,3·10-6 | 2·10-9 |
| 49V | 330 сут | Б/П | 2,1·10-11/3,2·10-11 | 1,9·10-11 |
| 51Cr | 27,7 сут | Б/П/М | 2,1·10-11/3,1·10-11 3,6·10-11 |
3,8·10-11 |
| 52Mn | 5,59 сут | Б/П | 9,9·10-10/1,4·10-9 | 1,8·10-9 |
| 53Mn | 3,7·10+6 | Б/П | 2,9·10-11/5,2·10-11 | 3·10-11 |
| 54Mn | 312 сут | Б/П | 8,7·10-10/1,5·10-9 | 7,1·10-10 |
| 55Fe | 2,70 лет | Б/П | 7,7·10-15/3,7·10-10 | 3,3·10-10 |
| 59Fe | 44,5 сут | Б/П | 2,2·10-9/3,5·10-9 | 1,8·10-9 |
| 56Co | 78,7 сут | П/М | 4,6·10-9/6,4·10-9 | 2,5·10-4 |
| 57Co | 271 сут | П/М | 5,2·10-10/9,4·10-10 | 2,1·10-10 |
| 52Co | 70,8 сут | П/М | 1,5·109/2·10-8 | 7,4·10-10 |
| 60Co | 5,27 лет | П/М | 9,6·10-9/2,9·10-8 | 3,4·109 |
| 59Ni | 7,5·10+4 лет | Б/П | 1,8·10-10/1,3·10-10 | 6,3·1011 |
| 65Zn | 244 сут | 2,9·10-9 | 3,9·109 | |
| 67Ga | 3,26 сут | Б/П | 6,8·10-11/2,3·1010 | 1,9·10-10 |
| 68Ge | 288 сут | Б/П | 2,8·10-11/5,1·1011 | 1,3·104 |
| 71Ge | 11,8 сут | Б/П | 5·10-12/10-11 | 1,2·10-11 |
| 73As | 80,3 сут | П | 9,3·10-10 | 2,6·10-10 |
| 74As | 17,8 сут | П | 2,1·109 | 1,3·10-4 |
| 76As | 1,10 сут | П | 7,4·10-16 | 1,6·10-4 |
| 77As | 1,62 сут | П | 3,8·10-10 | 4·1010 |
| 75Se | 120 сут | Б/П | 10-9/1,4·10-3 | 2,6·105 |
| 12Br | 1,47 сут | Б/П | 3,7·10-10/6,4·10-10 | 5,4·1010 |
| 86Rb | 18,6 сут | Б | 9,6·10-10 | 2,8·104 |
| 85Sr | 64,8 сут | Б | 3,9·10-10 | 5,6·1010 |
| 84Sr | 50,5 сут | Б | 104 | 2,6·109 |
| 90Sr | 29,1 сут | Б | 2,4·10-4 | 2,8·102 |
| 88Y | 107 сут | П/М | 3,9·10-9/4,2·10-3 | 1,3·10-1 |
| 90Y | 2,67 сут | П/М | 1,4·104/1,5·10-4 | 2,7·10-9 |
| 91Y | 58,5 сут | П/М | 6,7·10-9/8,4·10-5 | 2,4·10-4 |
| 93Zr | 1,53·10+4 лет | Б/П/М | 2,5·10-8/9,6·10-9 3,1·10-9 |
1,1·10-4 |
| 90Zr | 64 сут | Б/П/М | 2,5·10-4/4,5·10-9 5,5·10-9 |
9,5·10-10 |
| 93mNb | 13,6 лет | П/М | 4,6·10-10/1,6·10-4 | 1,2·10-10 |
| 94Nb | 2,03·10+4 лет | П/М | 10-4/4,5·10-4 | 1,7·10-4 |
| 95Nb | 35,1 сут | П/М | 1,4·10-9/1,6·10-9 | 5,9·10-10 |
| 99Mo | 2,75 сут | Б/М | 2,3·10-16/9,7·10-10 | 6·10-10 |
| 96Tc | 4,28 сут | Б/П | 6·10-10/7,1·10-10 | 1,1·10-4 |
| 97Tc | 2,6·10+6 лет | Б/П | 4,6·10-11/2,1·1010 | 6,8·10-11 |
| 97mTc | 87 сут | Б/П | 2,8·10-10/3,1·10-4 | 5,5·10-10 |
| 98Tc | 4,2·10+6 лет | Б/П | 10-9/8,1·10-9 | 2·10-9 |
| 99Tc | 2,13·10+5 лет | Б/П | 2,9·10-10/3,9·10-9 | 6,4·1010 |
| 47Ru | 2,90 сут | Б/П/М | 6,7·10-11/1,1·10-12 1,1·1010 |
1,5·1010 |
| 103Ru | 39,3 сут | Б/П/М | 4,9·10-10/2,3·10-9 2,8·10-9 |
7,3·10-10 |
| 104Ru | 1,01 года | Б/П/М | 8·10-4/2,6·10-2 6,2·10-8 |
7·10-9 |
| 104Rh | 1,47 сут | Б/П/М | 8,8·10-11/3,1·10-10 3,4·10-10 |
3,7·10-10 |
| 103Pd | 17 сут | Б/П/М | 9·10-11/3,8·10-11 4·10-10 |
1,9·1010 |
| 107Rd | 6,5·10-6 лет | Б/П/М | 2,6·10-11/8·10-11 5,5·10-10 |
3,7·10-11 |
| 105Ag | 41 сут | Б/П/М | 5,5·10-10/7·10-10 7,9·10-10 |
4,7·10-10 |
| 110Ag | 250 сут | Б/П/М | 5,5·10-9/7,3·10-9 1,2·10-9 |
2,8·10-9 |
| 111Ag | 7,45 сут | Б/П/М | 4,1·10-10/1,5·10-9 1,7·10-9 |
1,3·109 |
| 109Cd | 1,27 лет | Б/П/М | 8,1·10-9/6,2·10-9 8,8·10-9 |
2·10-9 |
| 115Cd | 2,23 сут | Б/П/М | 3,7·1010/9,7·10-10 1,1·10-9 |
1,4·109 |
| 115mCd | 44,6 сут | Б/П/М | 5,3·10-9/5,9·10-9 7,3·10-6 |
3,3·109 |
| 111In | 2,83 сут | Б/П | 1,3·10-10/2,3·10-10 | 2,9·1014 |
| 114mIn | 49,5 сут | Б/П | 9,3·10-9/5,9·10-9 | 4,1·10-9 |
| 119Sn | 115 сут | Б/П | 5,4·1010/2,5·10-9 | 7,4·10-10 |
| 124mSn | 293 сут | Б/П | 2,9·10-10/2·10-9 | 3,4·10-10 |
| 123Sn | 129 сут | Б/П | 1,2·10-9/7,7·10-9 | 2,1·109 |
| 125Sn | 9,64 сут | Б/П | 9,2·10-10/3·10-9 | 3,1·10-9 |
| 122Sb | 2,70 сут | Б/П | 3,9·1010/10-9 | 1,7·10-9 |
| 124Sb | 60,2 сут | Б/П | 1,3·10-9/6,1·10-9 | 2,5·109 |
| 125Sb | 2,77 лет | Б/П | 1,4·109/4,5·10-9 | 1,1·10-9 |
| 121Te | 17 сут | Б/П | 2,5·10-10/3,9·10-10 | 4,3·10-10 |
| 121mTe | 154 сут | Б/П | 1,8·10-4/4,3·10-9 | 2,3·109 |
| 124mTe | 58 сут | Б/П | 5,2·10-10/3,3·10-9 | 8,7·10-10 |
| 127mTe | 109 сут | Б/П | 1,6·10-9/7,2·10-9 | 2,3·10-9 |
| 129mTe | 33,6 сут | Б/П | 1,3·10-9/6,3·10-9 | 3·109 |
| 131mTe | 1,25 сут | Б/П | 8,8·10-10/1,1·10-9 | 1,9·10-9 |
| 132Te | 3,26 сут | Б/П | 1,8·10-9/2,2·10-9 | 3,7·10-9 |
| 125I | 60,1 сут | Б | 5,3·10-9 | 1,5·10-5 |
| 126I | 13 сут | Б | 103 | 2,9·10-3 |
| 129I | 1,57·10-1 лет | Б | 3,7·10-4 | 1,1·10-7 |
| 131I | 8,04 сут | Б | 7,6·10-9 | 2,2·10-8 |
| 131Cs | 9,69 сут | Б | 2,9·10-11 | 5,8·10-11 |
| 134Cs | 2,06 лет | Б | 6,8·10-4 | 1,9·105 |
| 135Cs | 2,3·10+6 лет | Б | 7,1·10-10 | 2·10-9 |
| 136Cs | 13,1 сут | Б | 1,3·10-9 | 3,1·10-9 |
| 137Cs | 30 лет | Б | 4,9·10-4 | 1,3·105 |
| 131Ba | 11,8 сут | Б | 2,3·10-10 | 4,5·1010 |
| 133Ba | 10,7 лет | Б | 1,5·10-9 | 1,5·10-9 |
| 140Ba | 12,7 сут | Б | 10-9 | 2,6·10-9 |
| 140La | 1,68 сут | Б/П | 6·10-10/1,1·10-9 | 2·10-4 |
| 139Ce | 138 сут | П/М | 1,6·10-9/1,8·10-9 | 2,6·1010 |
| 141Ce | 32,5 сут | П/М | 3,1·10-9/3,6·10-9 | 7,1·10-10 |
| 143Ce | 1,38 сут | П/М | 7,4·10-10/8,1·10-10 | 1,1·10-9 |
| 144Ce | 284 сут | П/М | 3,4·10-1/4,9·10-1 | 5,2·10-8 |
| 143Pr | 13,6 сут | П/М | 2,1·10-1/2,3·10-1 | 1,2·10-9 |
| 147Nd | 11 сут | П/М | 2·10-4/2,3·10-9 | 1,1·10-9 |
| 147Pm | 2,62 года | П/М | 4,7·10-9/4,6·10-4 | 2,6·10-10 |
| 144Pm | 2,21 сут | П/М | 6,6·10-10/7,2·10-10 | 9,9·10-10 |
| 141Sm | 90 лет | П | 3,7·10-9 | 9,8·10-11 |
| 153Sm | 1,95 сут | П | 6,1·10-10 | 7,4·10-10 |
| 152Eu | 13,3 года | П | 3,9·10-9 | 1,4·10-9 |
| 154Eu | 8,8 лет | П | 5·10-1 | 2·10-9 |
| 155Eu | 4,96 лет | П | 6,5·10-9 | 3,2·10-10 |
| 151Gd | 120 сут | Б/П | 7,8·10-10/8,1·10-10 | 2·0-10 |
| 153Gd | 242 сут | Б/П | 2,1·10-9/1,9·109 | 2,7·10-10 |
| 140Tb | 72,3 сут | П | 6,6·10-9 | 1,6·10-9 |
| 141Tb | 6,91 сут | П | 1,2·10-9 | 7,2·10-10 |
| 166Dy | 3,4 сут | П | 1,8·10-9 | 1,6·10-9 |
| 166Ho | 1,12 сут | П | 6,6·10-10 | 1,4·10-9 |
| 169Er | 9,3 сут | П | 9,8·10-10 | 3,7·1010 |
| 120Tm | 129 сут | П | 6,6·10-9 | 1,3·10-9 |
| 171Tm | 1,92 года | П | 1,3·10-9 | 1,1·10-10 |
| 140Yb | 32 сут | П/М | 2,4·10-9/2,8·10-9 | 7,1·10-10 |
| 172Lu | 6,71 сут | П/М | 10-9/1,2·10-9 | 5,3·10-10 |
| 175Hf | 70 сут | Б/П | 7,2·10-10/1,1·10-9 | 4,1·10-10 |
| 191Hf | 42,4 сут | Б/П | 1,4·10-9/4,7·10-9 | 1,1·10-9 |
| 192Ta | 115 сут | П/М | 7,2·10-9/9,8·10-9 | 1,5·10-9 |
| 181W | 121 сут | Б | 2,8·10-11 | 7,6·10-11 |
| 185W | 75,1 сут | Б | 1,4·10-10 | 4,4·10-10 |
| 184Re | 38 сут | Б/П | 4,6·10-10/1,8·10-9 | 109 |
| 186Re | 3,78 сут | Б/П | 5,3·10-10/1,1·10-9 | 1,5·10-9 |
| 191Os | 15,4 сут | Б/П/М | 2,5·10-10/1,5·10-9 1,8·10-9 |
5,7·10-11 |
| 193Os | 1,25 сут | Б/П/М | 1,7·10-10/4,7·10-10 5,1·10-10 |
8,1·10-10 |
| 190Ir | 12,1 сут | Б/П/М | 7,9·10-10/2·10-9 2,3·10-9 |
1,2·10-9 |
| 192Ir | 74 сут | Б/П/М | 1,8·10-5/4,9·10-9 6,2·10-4 |
1,4·10-9 |
| 191Pt | 2,8 сут | Б | 1,1·10-10 | 3,4·10-10 |
| 193mPt | 4,33 сут | Б | 1,3·1010 | 4,5·10-10 |
| 195Au | 183 сут | Б/П/М | 7,1·10-11/10-9 1,6·10-9 |
2,6·10-10 |
| 1393Au | 2,69 сут | Б/П/М | 2,3·10-10/7,7·10-10 8,4·10-10 |
10-9 |
| 197Hg | 2,68 сут | Б/П | 6·10-11/2,9·10-10 | 2,3·10-10 |
| 103Hg | 46,6 сут | Б/П | 4,7·10-10/2,3·10-9 | 1,9·10-9 |
| 200Tl | 1,09 сут | Б | 1,4·10-10 | 2·10-10 |
| 201Tl | 3,04 сут | Б | 4,7·10-11 | 9,5·10-11 |
| 202Tl | 12,2 сут | Б | 2·10-10 | 4,5·10-10 |
| 204Tl | 3,78 лет | Б | 4,4·10-10 | 1,3·10-4 |
| 205Pb | 2,17 сут | Б | 9,1·10-11 | 2,4·10-10 |
| 210Pb | 22,3 года | Б | 8,9·10-7 | 6,8·10-7 |
| 205Bi | 15,3 сут | Б/П | 4·10-10/9,2·10-10 | 9·10-10 |
| 204Bi | 6,24 сут | Б/П | 7,9·10-10/1,7·10-9 | 1,9·10-9 |
| 207Bi | 38 лет | Б/П | 5,2·10-10/5,3·10-9 | 1,3·10-9 |
| 210Bi | 5,01 сут | Б/П | 1,1·10-9/8,4·10-9 | 1,3·10-9 |
| 210Po | 138 сут | Б/П | 6·10-7/3·10-6 | 1,2·10-6 |
| 223Ra | 11,4 сут | П | 6,9·10-6 | 10-7 |
| 224Ra | 3,66 сут | П | 2,9·10-6 | 6,5·10-4 |
| 225Ra | 14,8 сут | П | 5,8·10-6 | 9,6·10-4 |
| 224Ra | 1600 лет | П | 1,6·10-5 | 2,8·107 |
| 224Ra | 5,75 лет | П | 2,6·10-6 | 6,7·10-7 |
| 225Ac | 10 сут | Б/П/М | 8,7·10-7/6,9·10-6 7,9·10-6 |
2,4·106 |
| 227Ac | 21,8 лет | Б/П/М | 5,4·104/2,1·10-4 6,6·105 |
1,1·106 |
| 221Th | 18,7 сут | П/М | 7,8·10-4/9,6·10-6 | 8,9·10-9 |
| 228Th | 1,91 года | П/М | 3,1·105/3,9·10-9 | 7·10-8 |
| 224Th | 7340 лет | П/М | 9,9·10-3/6,5·10-6 | 4,8·10-7 |
| 230Th | 7,7·10+4 лет | П/М | 4·105/1,3·105 | 2,1·10-7 |
| 231Th | 1,06 сут | П/М | 3·10-10/3,2·10-10 | 3,4·1010 |
| 232Th | 1,4·10+10 сут | П/М | 4,2·10+5/2,3·10+5 | 2,3·10-7 |
| 234Th | 24,1 сут | П/М | 6,3·10-9/7,3·106 | 3,4·10-9 |
| 230Pa | 17,4 сут | П/М | 5,7·109/7,1·107 | 9,2·10-10 |
| 231Pa | 3,27·10+4 лет | П/М | 1,3·10-4/3,2·10-5 | 7,1·10-7 |
| 293Pa | 27 сут | П/М | 3,1·10-9/3,7·10-4 | 8,8·10-10 |
| 210U | 20,8 сут | Б/П/М | 3,6·10-7/1,3·105 1,5·105 |
5,4·10-8 |
| 232U | 72 года | Б/П/М | 3,5·10-6/7·10-6 3,5·10-5 |
2,9·107 |
| 233U | 1,58·10+5 лет | Б/П/М | 5,7·10-7/3,2·10-4 8,7·10-6 |
5·10-3 |
| 234U | 2,44·10+5 лет | Б/П/М | 5,5·107/3,1·10+4 8,5·10-4 |
4,9·104 |
| 235U | 7,04·10-4 лет | Б/П/М | 5,1·10-7/2,8·10-4 7,7·10-6 |
4,6·10-3 |
| 236U | 2,34·10+7 лет | Б/П/М | 5,2·10-7/2,9·10-4 7,9·10-6 |
4,6·10-6 |
| 230U | 4,47·10+4 лет | Б/П/М | 4,9·10-7/2,6·106 7,3·106 |
4,4·10-4 |
| 231Np | 2,14·10+6 лет | П | 2,1·105 | 1,1·106 |
| 236Np | 2,36 сут | П | 9·1010 | 8·10-10 |
| 238Pu | 87,7 лет | П/М | 4,3·10+5/1,5·10-5 | 2,3·10-7 |
| 239Pu | 2,41·10+4 лет | П/М | 4,7·10-5/1,5·10-6 | 2,5·10-7 |
| 240Pu | 6540 лет | П/М | 4,7·105/1,5·10-5 | 2,5·10-7 |
| 241Pu | 14,4 года | П/М | 8,5·10-7/1,6·10-7 | 4,7·10-9 |
| 242Pu | 3,76·10+5 лет | П/М | 4,5·10-6/1,4·10-5 | 2,4·10-7 |
| 244Pu | 8,26·10+7 лет | П/М | 4,4·10-5/1,3·105 | 2,4·107 |
| 241Am | 432 года | П | 3,9·10-5 | 2·10-7 |
| 242Am | 152 года | П | 3,5·10-5 | 1,9·10-7 |
| 243Am | 7380 лет | П | 3,9·10-5 | 2·10-7 |
| 242Cm | 163 сут | П | 4,9·10-6 | 1,3·10-8 |
| 243Cm | 28,5 лет | П | 3,9·10-5 | 2·10-7 |
| 244Cm | 18,1 года | П | 3,2·10-5 | 1,6·10-7 |
| 245Cm | 8500 лет | П | 5,5·10-5 | 3·10-7 |
| 246Cm | 4730 лет | П | 5,5·10-5 | 2,9·10-7 |
| 247Cm | 1,56·10+7 лет | П | 5,1·10-5 | 2,7·10-7 |
| 248Cm | 3,39·10+5 лет | П | 2·10-4 | 1,1·10-6 |
| 249Bk | 320 сут | П | 1,5·10-7 | 9,7·10-10 |
| 249Cf | 350 лет | П | 6,6·105 | 3,5·10-7 |
| 250Cf | 13,1 года | П | 3,2·105 | 1,6·10-7 |
| 251Cf | 898 лет | П | 6,7·10-3 | 3,6·10-7 |
| 252Cf | 2,64 года | П | 1,8·10-5 | 9·10-8 |
| 253Cf | 17,8 сут | П | 1,2·106 | 1,4·10-5 |
| 244Cf | 60,5 сут | П | 3,7·105 | 4·10-7 |
| 253Es | 20,5 сут | П | 2,5·106 | 6,1·109 |
| 254Es | 276 сут | П | 8·10-4 | 2,8·10-1 |
| 254mEs | 1,64 сут | П | 4,4·10-7 | 4,2·10-9 |
<*> Классы ингаляции: Б — быстро выводящиеся соединения, М — медленно выводящиеся соединения; П — промежуточное время выведения вдыхаемых аэрозолей.
Коэффициенты кратности превышения эффективных доз у молодых H_{E}^{ch} и взрослых H_{E}^{ad} людей R(t) = H_{E}^{ch}/H_{E}^{ad} при поступлении в организм одинаковой активности ингаляционным и пероральным путями (рассчитаны с учетом особенностей метаболизма радионуклидов в организме молодых людей)
Коэффициенты кратности превышения эффективных доз у молодых H_{E}^{ch} и взрослых H_{E}^{ad} людей R(t) = H_{E}^{ch}/H_{E}^{ad} при поступлении в организм одинаковой активности ингаляционным и пероральным путями. Учтен лишь геометрический фактор роста. Особенности метаболизма радионуклидов в организме детей не учитывались (приняты как у взрослых)
Количество воздуха, вдыхаемого стандартным человеком и детьми (м3/сут), потребление воды (л/сут)
Примечание: В скобках дано время осуществления данной деятельности
П5.2.4. Внутреннее облучение от потребления питьевой воды
Годовая равновесная доза (эффективная или эквивалентная в различных органах и тканях j) от радионуклида r за счет потребления питьевой воды лицами возрастной группы a, Зв/год, равна
H_{IG}^{a,r,j} = A_{IG}^{a,r} \cdot R_{IG}^{a,r,j} . (П5.16)
R_{IG}^{a,r,j} = K_{IG}^{a,r,j} \cdot R_{IG}^{r,j} , (П5.17)
| где R_{IG}^{r,j} | - | дозовый фактор конверсии (коэффициент перехода «поступление — доза») при пероральном поступлении радионуклидов r для ожидаемой дозы (эффективной или эквивалентной в различных органах и тканях j) у взрослых, Зв/Бк. Его значения для эффективной дозы, взятые из НРБ-96, приведены в табл. П5.7; |
|---|---|---|
| K_{IG}^{a,r,j} | - | поправочный коэффициент для возрастной группы a, радионуклида r, органов и тканей j для перорального пути поступления, значения которого приведены в табл. П5.8 и П5.9; |
| A_{IG}^{a,r} | - | годовое поступление радионуклида r с питьевой водой для лиц возрастной группы a, Бк/год: |
A_{IG}^{a,r} = \overline{C_{V}^{r}} \cdot U_{IG}^{a} , (П5.18)
| где \overline{C_{V}^{r}} | - | среднегодовая концентрация (объемная активность) радионуклида r в питьевой воде, Бк/л; |
|---|---|---|
| U_{IG}^{a} | - | годовое потребление питьевой воды лицом возрастной a, приведенное в табл. П5.10, л/год. |
П5.3. РАСЧЕТ ОЖИДАЕМЫХ ДОЗ ПО НАЗЕМНЫМ ПИЩЕВЫМ ЦЕПОЧКАМ
Эффективная или эквивалентная ожидаемая доза в различных органах и тканях j от радионуклида r при пероральном поступлении в течение года для лиц возрастной группы a, Зв/год, рассчитывается по формуле
H_{IG}^{a,r,j} = \sum_{p} A_{IG}^{a,r,p} \cdot F_{p} \cdot R_{IG}^{a,r,j} , (П5.19)
| Здесь R_{IG}^{a,r,j} | - | тот же фактор конверсии, что и в формуле (П5.16); |
|---|---|---|
| Fp | - | доля продуктов p, выращиваемых в зоне загрязнения и входящих в рацион питания местных жителей или жителей других районов, куда перевозятся продукты питания местного производства. При консервативных оценках полагают Fp = I. Для некоторых продуктов, таких, как молоко, листовые овощи, фрукты и ягоды с индивидуальных участков, это достаточно реалистичное предположение; |
| A_{IG}^{a,r,p} | - | годовое пероральное поступление радионуклида r с продуктами p для лиц возрастной группы a, вычисляемое при условии, что все потребляемые продукты p производятся в районе расположения источника выброса, Бк/год: |
, (П5.20)Коэффициенты K_{s_{1}}^{a,r,p} и K_{s_{2}}^{a,r,p} представляют собой долю от годового выпадения на единицу площади сельскохозяйственных угодий активности радионуклида r, поступающей за год с пищевыми продуктами p в организм человека возрастной группы a соответственно по воздушному и корневому путям при условии равновесного накопления радионуклидов во внешней среде
K_{s_}^{a,r,p} = \frac{\text{поступление в организм индивидуума},\text{Бк }/\text{год}}{\text{выпадение из атмосферы},\text{Бк }/(\text{м}^{2} \cdot \text{год})} . (П5.21)
Формулы для расчета коэффициентов перехода по пищевым цепочкам приведены в Приложении П6.
П5.4. УЧЕТ ОСОБЕННОСТЕЙ МИГРАЦИИ ТРИТИЯ И 14C
Миграция во внешней среде и пути загрязнения продуктов питания в случае выбросов трития T (3H) в форме тритиевой воды НТО и 14C в виде углекислого газа CO2 имеют свои особенности.
Главным путем загрязнения продуктов питания тритием является влагообмен в атмосфере, содержащей НТО в форме пара. Процессы обмена протекают быстро, и в результате достигается равновесное накопление трития в разных средах. Внутреннее облучение в этом случае рассчитывают также по формуле (П5.19), где под A_{IG}^{a,r,p} подразумевается годовое пероральное поступления трития в форме НТО A_{IG}^{\text{НТО}},\text{Бк}/\text{год} , которое рассчитывают по формуле
A_{IG}^{\text{НТО}} = \overline{C_{\text{НТО}}^{V,n}}(x) \cdot [K_{w}/F_{a}^{H_{2}O}] \cdot U_{w,p} , (П5.22)
Коэффициент фракционирования Kw не всегда достигает равновесного значения. Однако, имея в виду, что в продуктах питания, выращенных и произведенных в данной местности, тритий может содержаться также в органически связанной форме, для оценок можно принять Kw = I
Консервативные оценки ожидаемых доз от группы HНТО <...> содержащегося в атмосферном воздухе в форме НТО, можно посчитать по следующей упрощенной формуле, предполагающей равенство удельной активности трития в воде тканей человека и в атмосферной влаге
, (П5.23)Остальные обозначения те же, что и в формуле (П5.22).
Радиоактивный углерод 14C обычно поступает в атмосферу в виде углекислого газа или других, быстро окисляющихся до CO2, соединений. Углекислый газ поглощается растениями в процессе фотосинтеза, что для 14C является практически единственным значимым путем облучения населения. Поэтому и в этом случае расчет доз облучения производится также по формуле (П5.19), где под A_{IG}^{a,r,p} подразумевается годовое пероральное поступление радиоуглерода A_{IG}^{C - 14},\text{Бк}/\text{год} , рассчитываемое по формуле
A_{IG}^{C - 14} = \overline{C_{C - 14}^{V,n}}(x) \cdot F_{p} \cdot B_{IG}^{C - 14} \cdot 3,15 \cdot 10^{7} , (П5.24)
Последний рассчитывается по следующим формулам:
, (П5.25)
, (П5.26)
, (П5.27)| где 86400 | - | число секунд в сутках; |
|---|---|---|
| P_{g}^{C} | - | доля углерода в общей массе продуктов (равная: для мяса — 0,2; для молока — 0,05; для продуктов растительного происхождения — 0,11); |
| F_{a}^{C} | - | содержание природного углерода в воздухе. кг/м3 (в среднем F_{a}^{C} = 1,8 \cdot 10^{- 4}\text{кг}/\text{м}^{3} ); |
| Ub | - | потребление кормов животными, кг/сут; |
| Um,p | - | потребление продуктов вида p человеком, кг(л)/сут; |
| R_{IG}^{C - 14,j} | - | дозовый фактор конверсии при поступлении радиоуглерода 14C перорально для полувековой ожидаемой эквивалентной дозы (эффективной или для различных органов и тканей j) взрослых. Его значения для эффективной дозы, взятые из НРБ-96, для различных радионуклидов приведены в табл. П5.7, Зв/Бк; |
| K_{aC}^{st} и K_{al}^{st} | - | коэффициенты перехода «корм — молоко» и «корм — мясо» для 14C, равные K_{aC}^{st} = 0,012 и K_{a\text{М}}^{st} = 0,031,\text{сут}/\text{кг}(\text{л}) . |
Приложение П6 к «Руководству по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ДВ-99)»
РАСЧЕТ КОЭФФИЦИЕНТОВ ПЕРЕХОДА ПО ПИЩЕВЫМ ЦЕПЯМ ПРИ НЕПРЕРЫВНЫХ ВЫБРОСАХ И ВЫПАДЕНИИ РАДИОНУКЛИДОВ
П6.1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
В настоящем Приложении приводятся формулы для расчета коэффициентов перехода радионуклидов по пищевым цепочкам K_{S_{1}}^{a,r,p} и K_{S_{2}}^{a,r,p} /см. отношение (П5.21) Приложения П5/. Они представляют собой доли от годового выпадения на единицу площади сельскохозяйственных угодий активности радионуклида r, поступающей за год с пищевыми продуктами p в организм человека возрастной группы a соответственно по воздушному и корневому путям загрязнения растений при условии равновесного накопления радионуклидов во внешней среде
K_{S...}^{a,r,p} = \frac{\text{поступление в организм индивидуума},\text{Бк}/\text{год}}{\text{выпадение из атмосферы},\text{Бк}/(\text{м}^{2} \cdot \text{год})} (П6.1)
При этом предполагается, что все потребляемые продукты питания имеют местное происхождение. Такая оценка дает максимально возможные в данных условиях дозы. Они практически всегда превышают реальные, так как местные продукты в рационе населения обычно составляют лишь долю от привозимых «чистых» продуктов. Однако для некоторых местных продуктов, например молока, листовых овощей, фруктов и ягод с индивидуальных участков, такие оценки могут быть близкими к реальным. Для воздушных путей поступления используется обозначение K_{S_{1}}^{a,r,p} , для корневых — K_{S_{2}}^{a,r,p} . Коэффициенты K_{S...}^{a,r,p} для данного радионуклида рассчитывают по формуле
K_{S_{...}}^{a,r,p} = K_{fi...}^{a,r,p} \cdot \overline{S_{a}^{p}} , (П6.2)
Значения коэффициента K_{fi...}^{a,r,p} различаются для разных радионуклидов, продуктов питания, местных, климатических условий, типа почвы, агротехнических приемов ее обработки, условий выпадения (кратковременных или непрерывных). В случае кратковременных выпадений важен также момент их реализации в течение вегетативного периода.
Параметр \overline{S_{a}^{p}} рассчитывают для конкретных лиц по следующим формулам:
\overline{S_{a}^{p}} = U_{m}^{a,p}/P_{y}^{p} , (П6.3)
| где P_{y}^{p} | - | годовая урожайность рассматриваемого вида растений p в данной местности, кг/(м2·год); |
|---|---|---|
| U_{m}^{a,p} | - | годовое потребление этого вида растений лицом возрастной группы a, кг/год; |
\overline{S_{a}^{p}} = (U_{m}^{a,p}/p) \sum_{k} \overline{S_{k}} , (П6.4)
Последний параметр может быть определен исходя из общей площади сельскохозяйственных угодий и числа животных или более точно по формуле
\overline{S_{k}} = U_{k}/P_{y,k} , (П6.5)
| где Py,k | - | годовая урожайность k-й кормовой культуры, кг/(м2·год); |
|---|---|---|
| Uk | - | ее годовое потребление одним животным, кг/год. |
Значения \overline{S_{a}^{p}} могут различаться для жителей не только разных республик, краев, областей, но и одного поселка. Для грубых оценок среднее значение этого параметра можно получить из статистических данных, деля площади, занятые под данную культуру, на число потребителей в области, регионе или республике.
В дальнейшем тексте мы будем опускать индексы r и p, подразумевая, что все характеристики относятся к конкретному радионуклиду и продукту питания, а дозы облучения находят путем суммирования доз, вычисленных для каждого нуклида и всего набора продуктов.
Для суммы всех пищевых цепочек коэффициент накопления Kfi вычисляют по общей формуле
K_{fi} = \sum \prod K_{mn} , (П6.6)
Соотношение (П6.6) дает способ разложения сложных сетей миграции на отдельные неразветвленные цепочки, которые дальше рассматриваются раздельно. При построении приводимых ниже формул расчета Kfi использована общая схема миграции радионуклидов во внешней среде, приведенная на рис. П6.1. Индексы при коэффициентах перехода соответствуют маркировке схемы. Например, коэффициент Kfa относится к переходу F \rightarrow A . Реально он обозначает долю всех выпадений, поступающую в рацион сельскохозяйственных животных. При разложении общей сети миграции на отдельные неразветвленные цепочки различают воздушный и корневой (почвенный) пути поступления радионуклидов в растения и фураж. Для воздушных путей поступления будет использоваться обозначение K_{fi_{1}} , а для корневых — K_{fi_{2}} . Различаются также миграция по молочной и мясной цепочкам, учитывается период выпаса скота и период его стойлового содержания, в течение которого животные потребляют запасенный на зиму корм.
Рис. П6.1. Схема миграции радионуклидов во внешней среде и основных путей облучения человека
П6.2. РАСЧЕТ БЕЗРАЗМЕРНЫХ КОЭФФИЦИЕНТОВ ПЕРЕХОДА ПО ПИЩЕВЫМ ЦЕПОЧКАМ Kfi ПРИ НЕПРЕРЫВНОМ ВЫПАДЕНИИ РАДИОНУКЛИДОВ НА ПОЧВУ
П6.2.1. Молочная цепочка — воздушный путь загрязнения
K_{fi_{1}} = K_{fg}K_{gG}K_{GV}K_{Va}K_{aC}K_{Ch}K_{hi} . (П6.7)
Здесь K — дифференциальные коэффициенты перехода радионуклидов по молочной цепочке. Коэффициенты, индексы которых состоят только из строчных букв, безразмерны. Коэффициенты, в индексы которых входит хотя бы одна прописная буква, как правило, имеют размерность. Ниже приводятся формулы для расчета их значений.
Безразмерный коэффициент перехода Kfg представляет собой долю от всех выпадений, которая приходится на период вегетации продуктивной части фитомассы травы.
Для равномерных выпадений в течение года:
| где 365 | - | число дней в году; |
|---|---|---|
| Tp,a | - | продолжительность выпаса животных в течение года, сут; |
| TV | - | время загрязнения продуктивной части травы сенокосов выпадениями, сут. |
Фактически Tv совпадает с временем вегетации травы от момента всходов до последнего сенокоса в году.
Коэффициент перехода KgG, м2·сут/кг, связывает выпадения радионуклидов с временным интегралом концентрации их в траве пастбищ и сенокосов, вычисленным соответственно за время поедания травы животными и время сенокошения. Пастбища характеризуются равновесием между приростом фитомассы травы и ее убыванием от потравы пасущимися животными. Его расчет проводят по следующей формуле, справедливой как для непрерывных, так и для одномоментных выпадений радионуклидов на почву
K_{gG} = 2 \cdot \overline{K_{d}}/(\lambda + \lambda_{a}) , (П6.10)
Коэффициенты первоначального задержания активности или массы на продуктивных частях растений \overline{K_{d}} , усредненные за время вегетации Tv растений и даты сева, характерные для средней полосы европейской части России
| Вид растения | \overline{K_{d}},\text{м}^{2}/\text{кг} сырой массы | Tv, сут | Дата сева |
|---|---|---|---|
| Озимые: рожь, пшеница |
0,16 | 300 | 5 сентября |
| Яровая пшеница | 0,16 | 85 | 25 апреля |
| Капуста | 0,014 | 150 (70 — 200) |
20 апреля |
| Томаты | 0,025 | 30 (50 — 70) |
1 июня |
| Огурцы | 0,04 | 10 | 10 мая |
| Яблоки | 0,01 | 120 | - |
| Картофель | 0,004 | 100 (70 — 150) |
25 апреля |
| Свекла | 0,004 | 130 | 1 мая |
| Листовые овощи | 0,35 | 10 | 20 апреля |
| Трава | 0,35 | 100 <1> | - |
<1> Относится к сенокосам (время вегетации до последнего укоса травы).
При установившемся равновесии между приростом и потравой растений животными последняя величина численно равна постоянной потерь от потравы. Можно принять \lambda_{a} = 0,05\text{сут}^{- 1} , что соответствует периоду полувыведения около 14 суток.
Для сенокосов, в отличие от пастбищ, нет строгого равновесия между накоплением и убыванием фитомассы травы. Накопление фитомассы травы происходит непрерывно до очередного сенокошения. Режимы сенокошения бывают 2- и 3-укосными. В средней полосе обычно применяют 2-укосное сенокошение.
При равномерных выпадениях можно говорить о равновесии процессов накопления — выведения в среднем за год, так как цикл «вегетация — сбор урожая» повторяется каждый год и для KgG, м2·сут/кг, справедлива формула
K_{gG} = 2\overline{K_{d}} \sum_{i} \{ \frac{T_{ha,i}}{\lambda T_{V,i}} [1 - \frac{1 - exp(- \lambda T_{V,i})}{\lambda T_{V,i}}]\} , (П6.11)
| где \lambda | - | постоянная распада, сут-1; |
|---|---|---|
| TV,i | - | промежуток времени до очередного, i-го сенокошения, сут; |
| Tha,i | - | продолжительность i-го сенокошения, сут. |
Коэффициент перехода KGV описывает процедуру «сбора» урожая травы. Она различна для пастбищ и сенокосов, но в обоих случаях коэффициент KGV, кг/(м2·сут), по смыслу представляет собой интенсивность сбора травы с единицы площади. Для пастбищ при равномерных и одномоментных выпадениях коэффициент KGV равен
Справедлива также следующая формула, полученная в предположении равновесия на пастбище между приростом фитомассы травы и поеданием ее животными
K_{GV} = K_{a}\lambda_{a}\overline{P} , (П6.13)
Для сенокосов коэффициенты KGV описывают сбор урожая, приготовление сена или других кормов и хранение их до начала потребления осенью, после перехода на стойловое содержание животных. При непрерывных выпадениях для KGV, кг/(м2·сут), справедлива формула
K_{GV} = \sum_{i} {_{y,i(w,i)ha,i}^{Pexp - \lambda T/T}} , (П6.14)
Суммарный накос за год дает годовую урожайность травы P_{y} = \sum_{i} P_{y,i} .
Приведенные формулы для пастбищного периода, справедливы при задержании животных только на подножном корму. Однако летом их часто докармливают свежими зелеными кормами. Существуют также хозяйства, где животные весь год находятся в стойлах, а свежий зеленый корм, доставляется животным. В этих случаях справедливы формулы для стойлового содержания животных (П6.11) и (П6.14) при i = 1, где Tw,i = 0, а \overline{K_{d}} и другие параметры формул относятся к рассматриваемой кормовой культуре.
Безразмерные коэффициенты KVa — это доля нуклидов, попавших на траву и другие кормовые культуры, которая в конечном счете поступит в желудочно-кишечный тракт животных. При непрерывных и одномоментных выпадениях в период выпаса животных KVa = 1.
При стойловом содержании учитывается распад за время хранения сена и кормов
K_{Va} = \frac{1}{\lambda T_{c}} [1 - exp(\sim \lambda T_{c})] , (П6.15)
| где Tc | - | время потребления кормов из хранилищ (длительность периода стойлового содержания животных), сут. |
|---|
Коэффициенты KaC, сут/л, связывают поступление радионуклидов в желудочно-кишечный тракт молочных животных с их содержанием в молоке в момент доения. Многие радионуклиды способны накапливаться в организмах коров и постепенно переходить в молоко (в первую очередь это относится к остеотропным нуклидам).
При равномерных выпадениях (для «старого» животного, в организме которого накопление нуклидов достигает максимума)
K_{aC} = K_{aC}^{st} \frac{1 - exp(- \lambda\Delta T)}{T_{r}^{st}T_{l}\lambda\Delta T} \int_{00}^{T_{l}t} [\int_{0}^{t} R(\tau)d\tau]dt . (П6.16)
| K_{aC}^{st} | - | коэффициент накопления стабильного изотопа рассматриваемого радионуклида в молоке, сут/л. Рекомендуемые значения этих коэффициентов приводятся в табл. П6.2. Для аномальных местных условий их можно рассчитать по формуле |
|---|
K_{aC}^{st} = \frac{\text{равновесное содержание в молоке},\text{г}/\text{л}}{\text{поступление с кормом и водой},\text{г}/\text{сут}} , (П6.17)
Коэффициенты перехода стабильных нуклидов для цепочек «корм-мясо» K_{aM}^{st} , «корм-молоко» K_{aC}^{st} , «почва-растение» K_{BG}^{st} и K_{BP}^{st} (безразмерные) и период биологического полувыведения химического элемента из организма коровы Tb = 0,693·Tr
K_{aM}^{st} = [мг/кг мяса (влажная масса)] / [мг/сут рацион корма (влажная масса)];
K_{a\text{С}}^{st} = [мг/л молока] / [мг/сут рацион корма (влажная масса)];
K_{BG}^{st} = K_{BP}^{st} = [мг/кг растений (влажная масса)] / [мг/кг почвы (сухая масса)].
- Для щелочноземельных элементов экспоненциальная модель выведения неприменима, поэтому для них следует применять модель Маршалла (П6.21).
Последняя определяется как доля от одномоментно введенной в организм животного активности, которая остается через время \tau после введения. Для всех радионуклидов, кроме изотопов щелочноземельных элементов (Ca, Ba, Sr и Ra), принято использовать одноэкспоненциальную модель выведения
R(\tau) = exp[ - (\lambda + \lambda_{b})\tau] , (П6.18)
T_{r}^{st} = \int_{0}^{\infty} R^{st}(\tau)d\tau ; (П6.19)
Интеграл в формуле (П6.16) имеет вид
\int_{00}^{T_{l}t} [\int_{0}^{t} R(\tau)d\tau]dt = \frac{T_{l}}{\lambda + \lambda_{b}} [1 - \frac{1 - exp[- (\lambda + \lambda_{b})T_{l}]}{(\lambda + \lambda_{b})T}] . (П6.20)
Рекомендуемые значения эффективного времени выведения T_{r}^{st} для разных химических элементов приведены в табл. П6.2.
Для щелочноземельных элементов экспоненциальная модель выведения неприменима, поэтому значения T_{r}^{st} для них не указаны. Для них используется модель выведения Маршалла. Согласно ей
, (П6.21)где \lambda — постоянная радиоактивного распада, сут-1.
Значения остальных параметров приведены в табл. П6.3.
Параметры формулы Маршалла (П6.21) для функции ретенции R(t) щелочноземельных элементов
Коэффициент перехода Kch, л/сут, связывает содержание радионуклидов в молоке в момент доения с поступлением в товарное молоко, идущее в торговую сеть или на переработку. Он может быть рассчитан по формуле
K_{ch} = P_{c}exp[ - \lambda T_{ch}] , (П6.22)
| где Pc | - | удойность молочных животных, л/сут; |
|---|---|---|
| Tch | - | время хранения и перевозки молока на молокозаводы, сут (для свежего молока Tch = 0). |
Безразмерный коэффициент Khi учитывает потерю радионуклидов во время переработки молока. Для свежего молока Khi = 1.
П6.2.2. Мясная цепочка — воздушный путь загрязнения
K_{fi_{1}} = K_{fg}K_{gG}K_{GV}K_{Va}K_{aA}K_{Ah}K_{hi} . (П6.23)
Величины Kfg, KgG, KGV и KVa аналогичны таким же величинам в формуле (П6.7).
Коэффициент KaA, сут/кг связывает поступление радионуклидов в желудочно-кишечный тракт животных с их содержанием в мясе. Формулы для него получены при тех же предположениях, что и для (П6.16). Для консервативных оценок в случае равномерных выпадений имеем
K_{aA} = K_{aA}^{st} \frac{1}{T_{r}^{st}} \int_{0}^{T_{l}} R(\tau)d\tau , (П6.24)
| где Tl | - | продолжительность жизни животного, сут; |
|---|---|---|
| K_{aA}^{st} | - | коэффициент накопления стабильного изотопа данного нуклида в мясе, сут/кг: |
K_{aA}^{st} = \frac{\text{содержание в мясе},\text{г}/\text{кг}}{\text{поступление с кормом и водой},\text{г}/\text{сут}} , (П6.25)
Значения K_{aA}^{st} приведены в табл. П6.2. При их вычислении были взяты осредненные данные, которые могут быть использованы для приближенных оценок. Коэффициенты K_{aA}^{st} различаются для разных стран и климатических условий.
Вид функции ретенции R(\tau) и величина эффективного времени выведения T_{r}^{st} обсуждались в комментариях к формулам для молочной цепочки. В случае применимости экспоненциальной функции ретенции интеграл в (П6.24) дается формулой
\int_{0}^{T_{l}} R(\tau)d\tau = \frac{1 - exp[- (\lambda + \lambda_{b})T_{l}]}{(\lambda + \lambda_{b})} , (П6.26)
где обозначения те же, что и в формуле (П6.20).
Выражение (П6.24) соответствует случаю непрерывного поступления и накопления радиоактивности в организме животного вплоть до момента его забоя.
Коэффициент перехода KAh, кг/сут, связывает содержание радионуклидов в мягких тканях сельскохозяйственных животных с выходом их в товарное мясо. Он рассчитывается по формуле
K_{Ah} = P_{m}exp[ - \lambda T_{ah}]/T_{l} , (П6.27)
| где Pm | - | масса животного в момент забоя, кг; |
|---|---|---|
| Tl | - | продолжительность его жизни, сут; |
| Tah | - | время выдержки мясных туш до переработки или поступления в продажу, сут. |
Коэффициент Khi учитывает потери радионуклидов во время кулинарной обработки мяса.
П6.2.3. Растительная цепочка — воздушный путь загрязнения
Культурные растения условно подразделяются на два класса: к первому классу относят растения с продолжительным периодом созревания продуктивных частей и сравнительно коротким временем сбора урожая. Такими являются зерновые, зернобобовые, корне- и клубнеплодные, капуста, помидоры, фрукты и т.п. Ко второму классу принадлежат растения с малым временем роста и созревания продуктивных частей и продолжительным периодом сбора урожая. Например огурцы, салат, зеленый лук, шпинат, некоторые ягоды и др. Для обоих классов:
K_{fi_{1}} = K_{fp}K_{pP}K_{Ph}K_{hi} . (П6.28)
Различие заключается в способах расчета коэффициентов KpP и Kph.
Безразмерный коэффициент перехода Kfp (так же, как и Kfg для травы) представляет собой долю от всех выпадений, которая приходится на период вегетации данной культуры.
Для равномерных выпадений аналогично (П6.9) имеем
| где Tv | - | время загрязнения продуктивной части данной культуры в период ее роста и созревания выпадениями, сут; |
|---|---|---|
| 365 | - | число дней в году. |
Коэффициент KpP, м2·сут/кг, связывает интенсивность равномерных выпадений радионуклидов с их средней за время сбора урожая концентрацией в продуктивных частях растений. При равномерных выпадениях для всех растений аналогично (П6.11) коэффициенты KpP рассчитывают по общей формуле
K_{pP} = 2\overline{K_{d}} \frac{T_{ha}}{\lambda Tv} [1 - \frac{1 - exp[- \lambda Tv]}{\lambda Tv}][\frac{1 - exp(- \lambda T_{ha})}{\lambda T_{ha}}] , (П6.30)
| где \overline{K_{d}} | - | среднее значение коэффициента первоначального задержания (см. табл. П6.1) для рассматриваемой культуры, м2/кг; |
|---|---|---|
| Tha | - | продолжительность периода сбора урожая, сут; |
| Tv | - | время загрязнения растения (с начала цветения до начала сбора урожая), сут. |
Для озимых зерновых культур вместо Tv в (П6.30) надо подставлять (Tv — Tw), где Tw — продолжительность зимней паузы роста, сут.
Коэффициент перехода Kph связывает содержание радионуклида в продуктивных частях растений в момент сбора урожая с моментом поступления их на хранение и переработку. При непрерывных и одномоментных выпадениях для всех растений коэффициент Kph, кг/(м2·сут), можно рассчитывать по общей формуле
K_{Ph} = (P_{y}/T_{ha})exp( - \lambda T_{s}) . (П6.31)
Потери при кулинарной обработке для некоторых нуклидов приводятся в табл. П6.4.
Доля радионуклидов, остающаяся в пищевых продуктах после переработки и кулинарной обработки
П6.2.4. Молочная, мясная и растительная цепочки — корневой путь загрязнения
Для культурных растений, выращиваемых на пахотных землях, справедливы следующие формулы:
K_{fi_{2}} = K_{fs}K_{sb}K_{bB}K_{BG}K_{GV}K_{Va}K_{aC}K_{Ch}K_{hi} ; (П6.32)
K_{fi_{2}} = K_{fs}K_{sb}K_{bB}K_{bG}K_{BG}K_{GV}K_{Va}K_{aA}K_{Ah}K_{hi} ; (П6.33)
K_{fi_{2}} = K_{fs}K_{sb}K_{bB}K_{BP}K_{Ph}K_{hi} . (П6.34)
Коэффициент Kfs в трех последних формулах — это доля выпавших нуклидов, которая достигает поверхности почвы. Процесс отложения нуклидов на почву конкурирует с фиксацией на растениях. Для грубых оценок можно положить Kfs = 1.
При равномерных выпадениях в течение года:
K_{fs} = 1 - (\overline{K_{d}}PT_{pa}/365) , (П6.35)
K_{fs} = 1 - (\overline{K_{d}}P_{y}T_{v}/365) . (П6.36)
Конкурирующим процессу отложения активности на поверхность земли является отложение и фиксация на продуктивных и вегетативных частях растений. В этом случае коэффициент Kfs можно рассчитать по формуле
| где Kp | - | доля от всей выпавшей активности, фиксировавшаяся на продуктивных частях; |
|---|---|---|
| Kv | - | доля выпавшей активности, отложившаяся на вегетативных частях растений и убранная с поля во время сбора урожая. |
Заметим, что с поля может убираться не вся вегетативная масса растений, некоторая часть остается на поле.
K_{p} = P_{y}K_{pP}^{st}/T_{ha} , (П6.38)
| где Py | - | урожайность данной культуры, кг/м2; |
|---|---|---|
| Tha | - | продолжительность периода сбора урожая, сут; |
| K_{pP}^{st} | - | коэффициент перехода стабильного изотопа рассматриваемого радионуклида, рассчитываемый по формуле (П6.30), где следует положить \lambda = 0 . |
K_{v} = K_{b}P_{y,V}K_{gG}^{st}/T_{ha,V} , (П6.39)
| где Py, V | - | поверхностная плотность вегетативной массы данного вида растений к моменту сбора урожая, кг/м2; |
|---|---|---|
| Tha, V | - | продолжительность роста растения с момента всходов до сбора урожая, сут; |
| Kb | - | доля вегетативной массы растений, убираемая с поля при сборе урожая, безразмерна; |
| K_{gG}^{st} | - | рассчитывают по формуле (П6.11), полученной для травы. В ней следует положить \lambda = 0 , а входящие в эти формулы величины \overline{K_{d}} , TV,i и Tha,i заменить на значения, характерные для рассматриваемой культуры (для всех культур коэффициенты первоначального задержания \overline{K_{d}} на вегетативных частях растений близки к его значениям для травы). |
Безразмерный коэффициент Ksb — это доля нуклидов, которая в момент весенней пахоты переходит с поверхности почвы в глубь пахотного слоя. Для равномерных выпадений
K_{sb} = \frac{1 - exp(- \lambda \cdot 365)}{\lambda \cdot 365} , (П6.40)
| где \lambda | - | постоянная радиоактивного распада, сут-1; |
|---|---|---|
| 365 | - | число дней в году. |
При выводе формул для Ksh предполагалось, что вся отложившаяся активность находится до весенней пахоты на поверхности почвы.
Коэффициент KbB, м2·сут/кг, связывает поступление активности в толщу почвы в момент весенней пахоты с ее содержанием в пахотном слое. Для непрерывных и одномоментных выпадений
K_{bB} = \frac{1}{H_{b}\rho_{b}(\lambda + \Lambda_{r})} , (П6.41)
Коэффициенты накопления KBP или KBG связывают содержание радионуклидов в пахотном слое почвы в момент весенней пахоты с содержанием их в культурных растениях или траве в момент сбора урожая. При непрерывных и одномоментных выпадениях они рассчитываются по одинаковым формулам:
, (П6.42)
, (П6.43)где Gst и Rst — равновесные концентрации стабильных изотопов рассматриваемых радионуклидов соответственно в траве и в почве, г/кг.
K_{BG} = K_{BG}^{st}N_{m} \sum_{N_{m}} \{exp[- (\lambda + \Lambda_{r})T_{pl,n}] \frac{1 - exp[- \Lambda_{r}T_{V,n}]}{\Lambda_{r}T_{V,n}} \} , (П6.44)
| где Nm | - | число укосов травы на сено в течение одного года; |
|---|---|---|
| Tpl, n | - | время от весенней пахоты до начала n-го сенокоса, сут; |
| TV, n | - | продолжительность вегетации травы до n-го сенокоса, сут. |
K_{BP} = K_{BG}^{st}exp[- (\lambda + \Lambda_{r})T_{pl} - \lambda T_{V}] \frac{1 - exp(- \Lambda_{r}T_{V})}{\Lambda_{r}T_{V}} \frac{W_{p}}{W_{V}} , (П6.45)
, (П6.46)| Pst и Bst | - | равновесные концентрации стабильных изотопов рассматриваемых радионуклидов в растениях и в почве, г/кг. |
|---|
Значения K_{BP}^{st}( = K_{BG}^{st}) приведены в табл. П6.2. При их расчете были использованы осредненные данные, которые нуждаются в конкретных условиях в уточнении. Они могут быть использованы лишь для приблизительных оценок.
Для тех радионуклидов, миграция которых в биосфере проходит на фоне обмена сродственных химических элементов, можно применять добавляемый к коэффициенту перехода K_{BP}^{st} коэффициент дискриминации DF, который, например, для изотопов Sr по отношению к природному Ca определяется как
DF = \frac{P_{Sr}(\text{растения}) \cdot B_{Ca}(\text{грунт})}{B_{Sr}(\text{грунт}) \cdot P_{Ca}(\text{растения})} , (П6.47)
Коэффициент Kph рассчитывают по формуле (П6.31). Все остальные коэффициенты рассчитываются по формулам предыдущих разделов.
П6.2.5. Молочная и мясная цепочки — поступление радионуклидов при водопое сельскохозяйственных животных
K_{Wi} = K_{Wa}K_{aC}K_{Ch}K_{hi} \frac{U_{m}}{P_{a}} , (П6.48)
K_{Wi} = K_{Wa}K_{aA}K_{Ah}K_{hi} \frac{U_{m}}{P_{a}} , (П6.49)
Ориентировочные значения различных параметров, входящих в формулы настоящего раздела, приведены в табл. П6.5 и П6.6. Приведенные там значения носят иллюстративный характер. Они характерны для Центра Европейской части России и отличаются (в первую очередь рационами питания) для различных регионов и этнических групп населения.
Параметры, необходимые для расчетов коэффициентов перехода радионуклидов по пищевым цепочкам, характерные для Центра Европейской части России
| Обозначение | Параметр | Значение |
| P | Средняя плотность травяного покрова пастбищ (сырая масса) | 0,242 кг/м2 |
| \lambda_{\text{а}} | Постоянная «полевых» потерь на траве пастбищ при выпасе скота | 0,05 сут |
| Ka | Доля от постоянной «полевых» потерь \lambda_{\text{а}} , связанная с поеданием травы животными (доля, равная 1 — Ka, связана с вытаптыванием травы животными, смыванием дождем и т.п.) | 0,5 |
| Py | Урожай вегетативной массы однолетних <1> растений (включая траву) | 72 ц/га |
| Pw | Среднее содержание сухого вещества в вегетативной массе растений и траве | 25% |
| Tpa | Продолжительность сезона выпаса коров Принятая дата начала выпаса коров | 185 сут/год 20 апреля |
| Pc | Средняя удойность коров | 2500 л/год |
| \Delta T | Промежуток времени между двумя доениями коров | 8 часов |
| Pm | Масса «мясных» быков к моменту забоя | 300 кг |
| Ia | Кормовой рацион коров | 40 кг/сут |
| Pa | Потребление воды коровой | 60 л/сут |
| Tl | Продолжительность жизни скота: мясные быки | 1,5 года |
| молочные коровы | 15 лет | |
| Tah | Время выдержки от момента забоя скота до начала потребления мяса | 14 сут |
| Hb | Глубина вспахивания почвы | 0,25 м |
| \rho_{b} | Плотность почвы | 1800 кг/м3 |
| \lambda_{r} | Постоянная метаболического выведения нуклидов из корневого слоя почвы | 0,02 год1 |
| Tw | Потребление мяса взрослым человеком | 80 кг/год |
| Потребление молока взрослым (с учетом молока на производство молокопродуктов) | 1 л/сут | |
| Потребление молока ребенком до 1 года | 0,7 л/сут | |
| Продолжительность зимней паузы роста растений | 165 дней | |
| Принятая дата начала зимней паузы роста | 1 ноября | |
| Распределение кормовых угодий: мясной скот — пастбища | 37% | |
| сенокосы | 36% | |
| молочный скот — пастбища | 14% | |
| сенокосы | 13% |
<1> Значение остальных параметров для вегетативной массы растений совпадает с данными для травы, приведенными в табл. П6.1.
Параметры, зависящие от вида растений, характерные для Центра Европейской части России
П6.3. РАСЧЕТ БЕЗРАЗМЕРНЫХ КОЭФФИЦИЕНТОВ ПЕРЕХОДА ПО ПИЩЕВЫМ ЦЕПОЧКАМ Kfi ПРИ КРАТКОВРЕМЕННЫХ ВЫПАДЕНИЯХ РАДИОНУКЛИДОВ НА ПОЧВУ
При расчете коэффициентов перехода K_{S_{1}}^{a,r,p} и K_{S_{2}}^{a,r,p} при кратковременных повышенных выбросах используются те же основные формулы, что и в предыдущем разделе. При этом вместо годовых поступлений в организмы людей рассчитываются временные интегралы поступлений, а вместо годовых доз — ожидаемые дозы.
Большое значение имеет момент реализации выбросов в течение года. Степень возможного загрязнения продуктов питания возрастает к моменту созревания урожая и сравнительно невелика при выпадениях в осенне-зимний период года.
При анализе запланированных кратковременных повышенных выбросов обычно исходят из консервативных предположений. В частности, вычисляют максимально возможные значения коэффициентов перехода K_{S_{1}}^{a,r,p} и K_{S_{2}}^{a,r,p} , которые реализуются непосредственно перед сбором урожая. Плановые кратковременные выбросы, предусмотренные регламентом, не рекомендуется производить в вегетативный период года и при тяжелых метеорологических условиях.
П6.3.1. Молочная цепочка — воздушный путь загрязнения
Расчет коэффициента перехода K_{fi_{1}} производится по формуле (П6.7), где безразмерный коэффициент перехода для сенокосов и пастбищ в период вегетации травы или нахождения животных на пастбищах Kfg = 1. В остальное время года Kfg = 0.
Размерный коэффициент перехода KgG при содержании животных на пастбищах в условиях равновесия между приростом свежей фитомассы травы и ее потравой и вытаптыванием рассчитывается по формуле (П6.10).
Для сенокосов коэффициент KgG зависит от момента выпадения активности во время роста травы. Он равен
K_{gG} = 2\overline{K_{d}} \frac{t}{T_{V,i}} T_{ha,i}exp[- \lambda(T_{V,i} - t)] , (П6.50)
Суммарное время вегетации травы в течение года (до последнего сенокоса) равно
T_{V} = \sum_{i} T_{V,i} . (П6.51)
Если выпадение произошло во время сенокоса, то тогда при равномерном перемешивании всего урожая сена будет справедлива формула
K_{gG} = 2\overline{K_{d}}\eta , (П6.52)
| где \eta | - | доля площади всех сенокосов, остававшихся неубранной к моменту выпадения радиоактивности. Ее можно оценить по фактическим данным или рассчитать по формуле |
|---|
\eta = 1 - \frac{\tau}{T_{ha,i}} , (П6.53)
| где \tau | - | время, прошедшее с начала i-го сенокоса до момента выпадения активности, сут. |
|---|
Коэффициент перехода KGv для пастбищ дается общими формулами (П6.12) и (П6.13). Для сенокосов при одномоментных выпадениях радионуклидов между (i — l) и i-м сенокосом справедлива формула
K_{Gv} = P_{y,i}exp( - \lambda T_{w,i})/T_{ha,i} , (П6.54)
При одномоментных выпадениях в период выпаса животных Kva = 1. При стойловом содержании животных распад за время хранения сена и кормов учитывается формулой (П6.15).
Коэффициенты KaC при консервативных оценках в случае одномоментного выпадения радионуклидов
K_{aC} = K_{aC}^{st} \frac{1 - exp(- \lambda\Delta T)}{T_{r}^{st} - \lambda\Delta T} \int_{0}^{T_{l}} R(\tau)d\tau . (П6.55)
Значение и смысл коэффициентов в ней обсуждался в формуле (П6.16), а интеграл в рамках экспоненциальной модели имеет вид
\int_{0}^{T_{l}} R(\tau)d\tau = \frac{1 - exp[- (\lambda + \lambda_{b})T_{l}]}{(\lambda + \lambda_{b})T} . (П6.56)
Рекомендуемые значения эффективного времени выведения T_{r}^{st} для разных химических элементов приведены в табл. П6.2. Однако для щелочноземельных элементов при расчете KaC и T_{r}^{st} используется формула Маршалла (П6.22).
Коэффициент KCh рассчитывают по формуле (П6.22).
Безразмерный коэффициент Khi учитывает потерю радионуклидов во время переработки молока. Для свежего молока Khi = 1.
П6.3.2. Мясная цепочка — воздушный путь загрязнения
Значения коэффициента Kfi рассчитываются по общей формуле (П6.23).
Коэффициент перехода KaA для консервативных оценок при одномоментном выпадении примеси равен:
K_{aA} = K_{aA}^{st} , (П6.57)
где K_{aA}^{st} — определяется соотношением (П6.25).
Коэффициент KAh рассчитывают по общей формуле (П6.27).
Коэффициент перехода Khi учитывает потерю радионуклидов во время кулинарной обработки мяса.
П6.3.3. Растительная цепочка — воздушный путь загрязнения
Как уже отмечалось в разделе П6.2, культурные растения подразделяются на два класса: растения с продолжительным периодом созревания продуктивных частей и сравнительно коротким временем сбора урожая (зерновые, зернобобовые, корне- и клубнеплодные, капуста, помидоры, фрукты и т.п.) и растения с малым временем роста и созревания продуктивных частей и продолжительным периодом сбора урожая (огурцы, салат, зеленый лук, шпинат, некоторые ягоды и др.).
Для обоих классов справедлива общая формула (П6.28). В ней безразмерный коэффициент перехода Kfp для одномоментных выпадений в вегетационный период Kfp = 1. В остальное время года Kfp = 0.
Коэффициент KpP связывает выпадения радионуклидов с временным интегралом их концентрации в продуктивных частях растений за время сбора урожая. Его величина существенно зависит от момента выпадения. В случае одномоментных выпадений на растения, относящиеся к первому классу (с периодом цветения большим времени сбора урожая), коэффициент Kfp(t), дается формулой
, (П6.58)где значения параметров A и B выбирают в зависимости от момента выпадения активности согласно условиям
(П6.59)
(П6.60)Формула (П6.58) справедлива для всех растений, кроме озимых зерновых культур. Для них следует использовать следующие формулы:
K_{pP} = \overline{K_{d}} \frac{(2t - A)A}{T_{fl}(T_{v} - T_{w})\lambda} exp[- \lambda(T_{w} - t)][1 - exp(- \lambda T_{ha})] , (П6.61)
, (П6.61)В двух последних формулах Tw — продолжительность зимней паузы роста растений, сут.
Если выпадение произошло в момент сбора урожая, то для всех культур справедлива формула
K_{pP} = 2\overline{K_{d}}\eta , (П6.63)
| где \eta | - | доля площади посадок данной культуры, оставшаяся неубранной к моменту выпадения активности. Ее можно оценить по формуле (П6.53), где \tau — время, прошедшее с начала сбора урожая. |
|---|
Для культур, относящихся ко второму классу, характерно, что на растениях находятся «плоды» различной степени зрелости, которые собирают по мере их созревания продолжительное время. В этом случае весь период вегетации плодовых частей можно разделить на три этапа, различающихся картиной накопления активности в урожае:
-
Начальный период цветения и образования завязей, пока на поле еще нет созревших плодовых частей.
-
Период, когда продолжается цветение и образование новых завязей, но уже начат сбор созревших «плодов». На этом этапе на поле присутствуют «плоды» всех степеней зрелости и можно говорить о равновесии между сбором «плодов» и образованием новых завязей.
-
Период, когда закончилось образование новых завязей, но еще продолжается сбор поспевающих «плодов», образовавшихся на предыдущем этапе.
При одномоментных выпадениях для всех трех этапов коэффициент перехода, м2·сут/кг, можно рассчитывать по общей формуле
, (П6.64)| где \overline{K_{d}} | - | среднее значение коэффициента первоначального задержания для рассматриваемой культуры (см. табл. П6.1), м2/кг; |
|---|---|---|
| Tha | - | продолжительность периода сбора урожая, сут; |
| Tv | - | время загрязнения растений (считая с начала цветения до начала сбора урожая), сут; |
| Tb и Te | - | в зависимости от момента выпадения t выбираются из условий |
(П6.65)
(П6.66)При выпадении до цветения или после сбора урожая KpP = 0.
Для озимых зерновых культур вместо Tv следует подставлять (Tv — Tw),
где Tw — продолжительность зимней паузы роста, сут.
Коэффициент перехода Kph при одномоментных выпадениях рассчитывают также по общей формуле (П6.31).
П6.3.4. Молочная, мясная и растительная цепочки — корневой путь загрязнения
Для культурных растений, выращиваемых на пашнях, обрабатываемых по отвальной технологии, справедливы общие формулы (П6.32) - (П6.34). Безразмерный коэффициент Kfs в этих формулах — доля выпавших радионуклидов, которая достигает поверхности почвы. Для приблизительных оценок можно положить Kfs = 1.
Более точно, для пастбищ при выпадении в период выпаса коров
K_{fs} = 1 - \overline{K_{d}}P , (П6.67)
В остальное время года Kfs = 1.
Для сенокосов при выпадении во время роста травы i-го укоса
K_{fs} = 1 - (2\overline{K_{d}}P_{y,i}t/T_{v,i}) , (П6.68)
где индексом i помечены величины, относящиеся к периоду роста травы i укоса;
| t | - | промежуток времени между началом весеннего роста травы или предыдущего сенокошения и моментом выпадения радиоактивности, сут. |
|---|
Для остального времени года KfS = 1.
Безразмерный коэффициент Ksb для разового выпадения рассчитывается по формуле
K_{sb} = exp( - \lambda\Delta\tau) , (П6.69)
| где \Delta t | - | интервал времени между одномоментным выпадением радионуклидов и весенней пахотой, сут. |
|---|
Коэффициент KbB для непрерывных и одномоментных выпадений рассчитывается по формуле (П6.41).
Безразмерные коэффициенты накопления KBP или KBG рассчитываются по общим формулам (П6.42) - (П6.47).
Поступление радионуклидов при водопое сельскохозяйственных животных рассчитывается по общим формулам (П6.48) и (П6.49).
Приложение П7 к «Руководству по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ДВ-98)»
РАСЧЕТ ДОПУСТИМЫХ КОНЦЕНТРАЦИЙ (ДК) РАДИОНУКЛИДОВ В АТМОСФЕРНОМ ВОЗДУХЕ И ДОПУСТИМЫХ ОТЛОЖЕНИЙ (ДО) НА ПОЧВУ ДЛЯ ВСЕХ ПУТЕЙ ВОЗДЕЙСТВИЯ С УЧЕТОМ МЕСТНЫХ УСЛОВИЙ
По определению, допустимая концентрация (ДК) радионуклидов в атмосферном воздухе — это верхняя граница объемной активности приземного слоя атмосферного воздуха, постоянный уровень которой, поддерживаемый неограниченно долго, не приведет к облучению любого лица из населения за любой год его жизни, сверх установленного предела годовой дозы (ПД). Запись вида ДКr,i означает объемную активность r-го радионуклида в атмосферном воздухе, которая при постоянной концентрации соответствует годовому пределу доз ПД, связанного только с путем облучения i (как если бы другие пути отсутствовали).
Допустимое отложение (ДО)- по аналогии с ДК, это верхняя граница годового выпадения радиоактивных веществ на почву, постоянный уровень которого, поддерживаемый неограниченно долго, не приводит к облучению любого лица из населения за любой год его жизни дозой, превышающей установленный для данной категории лиц предел годовой дозы ПД. Запись вида ДОr,j означает темп выпадения r-го радионуклида на почву, при которой достигается годовой предел дозы ПД, связанный с путем облучения j и вычисленный для равновесного уровня облучения, при стабилизировавшихся процессах накопления — выведения в окружающей среде.
В случае неизменного дисперсного состава выбрасываемой примеси и при отсутствии атмосферных осадков ДК, имеющие размерность Бк/м3, и ДО с размерностью Бк/(год·м2) связаны соотношением
, (П7.1)| где 3,15·107 | - | число секунд в году; |
|---|---|---|
| Vg | - | средняя по спектру смеси аэрозолей скорость сухого осаждения примеси, м/с. |
Соотношение (П7.1) при дополнительном предположении постоянства скорости сухого оседания являлось основой прежней концепции нормирования загрязнения атмосферного воздуха в терминах допустимой концентрации (ДК) радионуклидов в приземном слое атмосферы. При этом согласно концепции допустимой концентрации считалось, что охрана атмосферного воздуха (то есть соблюдение норматива ДК) обеспечивает полную защиту населения и окружающей среды. Но это не всегда справедливо.
Концентрация примеси в воздухе и выпадения на почву в большинстве случаев не имеют столь однозначной связи, как соотношение (П7.1). Причина заключается в большом разбросе и изменчивости со временем дисперсного состава выбрасываемой примеси (и, следовательно, скорости ее оседания Vg). Скорость оседания существенно меняется даже в процессе переноса облака выброса: тяжелые частицы выпадают вблизи от места выброса, легкая фракция переносится на большие расстояния, то есть Vg является функцией расстояния от источника. Разница скоростей выпадения при этом может достигать порядка величины и более. Это означает, что на различных расстояниях при равных приземных концентрациях будут наблюдаться разные величины отложений примеси на почву и связанные с ними дозы облучения. Исключение составляют тонкодисперсные аэрозоли, которые после выброса активно взаимодействуют с естественной атмосферной пылью и быстро приобретают ее свойства, включая стабильную скорость сухого оседания, равную в среднем Vg ~ 1 см/с.
Отсюда следует вывод, что концепция ДК в системе нормирования выбросов радиоактивных веществ в атмосферу не может применяться ко всем путям воздействия. Список путей облучения, для которых применим термин ДК, ограничивается ингаляционным путем воздействия и внешним облучением от радиоактивного облака.
К путям облучения, для которых представителен термин ДО, относятся: внешнее облучение от отложений на почву; внутреннее облучение по пищевым цепочкам. Исключение составляет радиоуглерод, который депонируется в растения в процессе фотосинтеза непосредственно в газообразной форме. Поэтому для пищевой цепочки применим термин ДК 14C в воздухе.
Допустимые концентрации ДК, Бк/м3 радионуклида r в атмосферном воздухе рассчитываются по следующим формулам:
, (П7.2)| где 3,15·107 | - | число секунд в году; |
|---|---|---|
| R_{IH}^{a,r,j} | - | дозовый фактор конверсии при ингаляции радионуклидов r для полувековой ожидаемой дозы (эффективной или эквивалентной для различных органов и тканей j) для лица возрастной группы a, Зв/Бк. Его значения для эффективной дозы для взрослых, взятые из НРБ-96, приведены в табл. П5.7 Приложения П5; |
| U_{IH}^{a} | - | интенсивность вдыхания для лиц возрастной группы a, м3/с, приведенные в табл. П5.10 Приложения П5, м3/с; |
| ПДj | - | установленный предел дозы для соответствующей группы органов согласно табл. 5.1 НРБ-96, Зв/год; |
| {}_{j =}m_{1,2}i_{,}n_{3,4} | - | означает, что выбрано минимальное значение выражения в квадратных скобках, реализующееся в одной из четырех групп табл. 5.1 НРБ-96, соответственно, эффективной дозы и эквивалентных доз на хрусталик глаза, кожу, кисти и стопы для различных возрастных групп a. |
Для внешнего облучения при погружении в полубесконечное облако, излучающее фотонное излучение
\text{ДК}_{A}^{r} = \frac{\text{ПД}}{R_{A}^{r}k_{A}^{r}3,15 \cdot 10^{7}} , (П7.3)
| где 3,15·107 | - | число секунд в году; |
|---|---|---|
| ПД | - | установленный предел дозы при внешнем облучении фотонами тела человека, Зв/год; |
| R_{A}^{r} | - | дозовый фактор конверсии при облучении тела человека фотонным излучением полубесконечного облака радионуклидов r, Зв·м3/(с·Бк), приведенный в табл. П5.3 и П5.4 Приложения П5; |
| k_{A}^{r} | - | коэффициент защищенности зданиями для радионуклида r, распределенного в полубесконечном пространстве, учитывающий также время пребывания человека на открытой местности, приведенный в табл. П5.5 Приложения П5, безразмерен. |
Для гамма-излучения радионуклидов выражение (П7.3) справедливо лишь на достаточном удалении от источника выброса, где облако принимает значительные размеры, и для расчета дозы справедлива геометрия полубесконечного излучающего облака. Обычно это приближение справедливо за точкой максимума приземной концентрации (т.н. точкой «приземления облака»).
Для внешнего облучения в бета-излучающем облаке справедлива формула
\text{ДК}_{A}^{r} = \frac{\text{ПД}_{skin}}{R_{A}^{r}3,15 \cdot 10^{7}} , (П7.4)
| где 3,15·107 | - | число секунд в году; |
|---|---|---|
| ПДskin | - | установленный предел дозы при внешнем облучении бета-частицами кожи человека, Зв/год; |
| R_{A}^{r} | - | дозовый фактор конверсии при облучении кожи человека бета-частицами при погружении в облако радионуклидов r /см. формулу (П5.3) Приложения П5/, Зв·м3/(с·Бк). |
Допустимые отложения ДОr, Бк/(год·м2), радионуклида r на почву рассчитывают по формулам:
, (П7.5)| где ПД | - | установленный предел дозы при внешнем облучении фотонами тела человека, Зв/год; |
|---|---|---|
| R_{S}^{r} | - | дозовый фактор конверсии при облучении тела человека фотонами от поверхности почвы для радионуклидов r, приведенный в табл. П5.4 Приложения П5, Зв·м2/(Бк·с); |
| k_{S}^{r} | - | коэффициент защищенности зданиями для радионуклида r, распределенного по поверхности почвы, учитывающий также время пребывания человека на открытой местности, приведенный в табл. П5.5 Приложения П5, безразмерен; |
| \tau_{ef}^{r} | - | эффективное время уменьшения уровня излучения от одномоментно загрязненной почвы за счет радиоактивного распада и экранирования верхними слоями при диффузии радионуклидов r в глубь почвы, с-1: |
\tau_{ef}^{r} = \lambda^{r} + \lambda_{b} , (П7.6)
Для внутреннего облучения от потребления местных продуктов питания p справедлива формула
, (П7.7)| где ПДj | - | установленный предел дозы для соответствующей группы органов согласно табл. 5.1 НРБ-96, Зв/год; |
|---|---|---|
| R_{IG}^{a,r,j} | - | дозовый фактор конверсии при поступлении радионуклидов r перорально (с пищей и водой) для полувековой ожидаемой дозы (эффективной или эквивалентной для различных органов и тканей j) лица возрастной группы a, Зв/Бк. Его значения для эффективной дозы для взрослых, взятые из НРБ-96, приведены в табл. П5.7 Приложения П5; |
| {}_{j =}m_{1,2}i_{,}n_{3,4} | - | означает, что выбрано минимальное значение выражения в квадратных скобках, реализующееся в одной из четырех групп табл. 5.1 НРБ-96, соответственно, эффективной дозы и эквивалентных доз на хрусталик глаза, кожу, кисти и стопы для различных возрастных групп a; |
K_{S}^{a,r,p} = K_{S_{1}}^{a,r,p} + K_{S_{2}}^{a,r,p} , (П7.8)
Коэффициенты K_{S_{1}}^{a,r,p} и K_{S_{2}}^{a,r,p} представляют собой долю от годового выпадения на единицу площади сельскохозяйственных угодий активности радионуклида r, поступающей за год с пищевыми продуктами p в организм человека возрастной группы a, соответственно, по воздушному и корневому путям, при условии равновесного накопления радионуклидов во внешней среде. Методы их расчета изложены в Приложении П6.
Приложение П8 к «Руководству по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ДВ-98)»
ТАБЛИЦЫ СТАНДАРТНЫХ ЗНАЧЕНИЙ ДОПУСТИМЫХ КОНЦЕНТРАЦИЙ (ДК) И ДОПУСТИМЫХ ОТЛОЖЕНИЙ (ДО) РАДИОНУКЛИДОВ ДЛЯ СУБЪЕКТОВ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
Комментарий к таблицам П8.1 - П8.3.
Расчет допустимых концентраций (ДК) в атмосферном воздухе для внешнего облучения от погружения в облако и внутреннего облучения от дыхания, Бк/м3, и допустимых отложений (ДО) на почву для остальных путей воздействия выбросов, Бк/(год·м2), производился по формулам Приложений П5, П6 и П7 исходя из пределов доз ПД для населения.
Значения ДК и ДО для прямых путей облучения, включающие ингаляционный путь и внешнее облучение от излучения облака и отложений на местности и рассчитанные по формулам Приложения П7, приведены в табл. П8.1.
Допустимые концентрации радионуклидов (ДК) в атмосферном воздухе и допустимые годовые отложения (ДО) на поверхность почвы
| Радионуклид | ДК в атмосферном воздухе, Бк/м3 | ДО <**> на почву, Бк/(м2·год) | |
| ингаляционный путь | гамма-излучение облака <*> | гамма-излучение от почвы <*> | |
| 7Be | 2,6·10+3 | 1,6·10+4 | 2,0·10+7 |
| 22Na | 110 | 360 | 3,0·10+4 |
| 24Na | 460 | 190 | 2,6·10+7 |
| 26Al | 7,6 | 290 | 4,0·10+3 |
| 32Si | 1,7·10+3 | - | - |
| 32P | 43 | - | - |
| 33P | 98 | - | - |
| 35S | 110 | - | - |
| 36Cl | 400 | 4,6·10+7 | 5,6·10+8 |
| 40K | 65 | 5,0·10+3 | 7,0·10+4 |
| 45Ca | 51 | - | - |
| 47Ca | 76 | 740 | 1,1·10+7 |
| 46Sc | 21 | 390 | 3,3·10+5 |
| 47Sc | 200 | 7,0·10+3 | 1,6·10+8 |
| 48Sc | 120 | 230 | 9,2·10+6 |
| 44Ti | 3,4 | 5,7·10+3 | 5,1·10+3 |
| 48V | 60 | 270 | 1,2·10+6 |
| 49V | 4,3·10+3 | - | - |
| 51Cr | 3,8·10+3 | 2,5·10+4 | 6,1·10+7 |
| 52Mn | 98 | 230 | 3,0·10+6 |
| 53Mn | 91 | 940 | 2,2·10+3 |
| 55Fe | 370 | - | - |
| 59Fe | 39 | 660 | 1,1·10+6 |
| 56Co | 30 | 220 | 2,1·10+3 |
| 57Co | 260 | 6,2·10+3 | 1,1·10+6 |
| 58Co | 91 | 640 | 6,3·10+5 |
| 60Co | 14 | 310 | 1,6·10+4 |
| 59Ni | 760 | - | - |
| 65Zn | 47 | 1,3·10+3 | 4,1·10+5 |
| 67Ga | 600 | 5,0·10+3 | 1,2·10+8 |
| 68Ge | 2,7·10+3 | - | 2,4·10+5 |
| 71Ge | 1,4·10+4 | - | - |
| 73As | 150 | 5,2·10+4 | 9,0·10+7 |
| 74As | 65 | 1,0·10+3 | 3,8·10+6 |
| 76As | 190 | 1,7·10+3 | 1,0·10+8 |
| 77As | 360 | 1,2·10+3 | 4,6·10+9 |
| 75Se | 98 | 2,0·10+3 | 3,9·10+5 |
| 82Br | 370 | 320 | 1,5·10+7 |
| 86Rb | 140 | 8,3·10+3 | 3,2·10+7 |
| 85Sr | 350 | 1,5·10+3 | 8,1·10+5 |
| 89Sr | 140 | 5,8·10+6 | 7,5·10+9 |
| 90Sr | 5,7 | - | 3,5·10+8 |
| 88Y | 33 | 290 | 1,8·10+5 |
| 90Y | 91 | 1,7·10+8 | 5,0·10+11 |
| 91Y | 16 | 1,3·10+5 | 1,6·10+8 |
| 93Zr | 14 | - | 9,4·10+4 |
| 95Zr | 30 | 1,1·10+3 | 5,6·10+5 |
| 93mNb | 86 | 1,1·10+5 | 8,8·10+4 |
| 94Nb | 3,0 | 500 | 6,2·10+3 |
| 95Nb | 86 | 1,0·10+3 | 2,0·10+6 |
| 99Mo | 140 | 2,8·10+3 | 6,4·10+7 |
| 97Tc | 3,0·10+3 | 7,3·10+4 | 8,4·10+6 |
| 97mTc | 490 | 8,3·10+4 | 3,0·10+6 |
| 98Tc | 140 | 550 | 6,8·10+3 |
| 99Tc | 470 | - | - |
| 97Ru | 1,2·10+3 | 3,2·10+3 | 3,6·10+7 |
| 103Ru | 49 | 1,6·10+3 | 2,6·10+8 |
| 106Ru | 2,2 | 3,8·10+3 | 7,3·10+5 |
| 105Rh | 400 | 0,01 | 4,6·10+8 |
| 103Pd | 390 | 4,9·10+4 | 1,2·10+7 |
| 107Pd | 1,7·10+3 | - | - |
| 105Ag | 170 | 1,5·10+3 | 1,7·10+6 |
| 110mAg | 11 | 280 | 8,0·10+4 |
| 111Ag | 81 | 2,5·10+4 | 2,3·10+8 |
| 109Cd | 24 | 3,0·10+4 | 3,8·10+5 |
| 115mCd | 19 | 3,7·10+4 | 4,0·10+7 |
| 111In | 600 | 1,9·10+3 | 3,2·10+7 |
| 114m1In | 23 | 8,8·10+3 | 6,3·10+6 |
| 113Sn | 55 | 3,6·10+4 | 9,3·10+5 |
| 119mSn | 68 | 7,1·10+4 | 1,8·10+6 |
| 123Sn | 18 | 1,1·10+5 | 6,4·10+7 |
| 125Sn | 46 | 2,5·10+3 | 7,0·10+6 |
| 122Sb | 140 | 1,7·10+3 | 4,1·10+7 |
| 124Sb | 22 | 420 | 5,2·10+5 |
| 125Sb | 30 | 1,8·10+3 | 4,1·10+7 |
| 121Te | 350 | 1,4·10+3 | 4,3·10+6 |
| 121mTe | 32 | 3,6·10+3 | 3,7·10+5 |
| 127mTe | 19 | 7,5·10+4 | 6,6·10+6 |
| 129mTe | 22 | 2,2·10+4 | 2,5·10+7 |
| 131mTe | 120 | 640 | 2,5·10+7 |
| 132Te | 62 | 3,5·10+3 | 6,3·10+6 |
| 125I | 26 | 1,9·10+4 | 3,4·10+6 |
| 126I | 14 | 1,8·10+3 | 8,2·10+6 |
| 129I | 3,7 | 3,2·10+4 | 8,6·10+4 |
| 131I | 18 | 2,1·10+3 | 1,7·10+7 |
| 131Cs | 4,7·10+3 | 3,4·10+4 | 4,9·10+7 |
| 134Cs | 20 | 500 | 5,0·10+4 |
| 135Cs | 190 | - | - |
| 136Cs | 110 | 370 | 2,0·10+6 |
| 137Cs | 29 | 1,4·10+4 | 2,4·10+4 |
| 131Ba | 600 | 1,5·10+3 | 6,3·10+6 |
| 133Ba | 91 | 2,0·10+3 | 4,2·10+4 |
| 140Ba | 140 | 4,4·10+3 | 1,8·10+6 |
| 140La | 120 | 340 | 1,5·10+7 |
| 139Ce | 76 | 4,9·10+3 | 1,9·10+6 |
| 141Ce | 38 | 1,0·10+4 | 2,1·10+7 |
| 143Ce | 170 | 3,0·10+3 | 1,3·10+8 |
| 144Ce | 2,8 | 4,0·10+4 | 4,0·10+6 |
| 143Pr | 60 | 8,8·10+10 | 4,4·10+14 |
| 147Nd | 60 | 5,5·10+3 | 3,1·10+7 |
| 147Pm | 30 | 2,4·10+8 | 2,4·10+10 |
| 149Pm | 190 | 6,8·10+4 | 2,1·10+9 |
| 151Sm | 37 | 6,1·10+6 | 5,9·10+6 |
| 153Sm | 220 | 1,3·10+4 | 3,7·10+8 |
| 152Eu | 3,5 | 680 | 1,7·10+4 |
| 154Eu | 2,7 | 640 | 2,1·10+4 |
| 155Eu | 21 | 1,1·10+4 | 5,6·10+5 |
| 151Gd | 170 | 9,3·10+3 | 3,3·10+6 |
| 153Gd | 72 | 9,3·10+3 | 1,9·10+6 |
| 160Tb | 21 | 700 | 6,9·10+5 |
| 161Tb | 110 | 1,6·10+4 | 1,0·10+8 |
| 166Dy | 76 | 2,0·10+4 | 2,2·10+8 |
| 166Ho | 210 | 2,9·10+4 | 1,9·10+9 |
| 109Er | 140 | 5,3·10+7 | 1,9·10+12 |
| 170Tm | 21 | 1,6·10+5 | 8,8·10+7 |
| 171Tm | 110 | - | - |
| 169Yb | 57 | 2,5·10+3 | 5,3·10+6 |
| 177Lu | 140 | 3,8·10+4 | 4,2·10+8 |
| 175Hf | 120 | 2,2·10+3 | 2,1·10+6 |
| 181Hf | 29 | 1,4·10+3 | 2,3·10+6 |
| 182Ta | 14 | 610 | 3,9·10+3 |
| 183W | 4,9·10+3 | 2,0·10+4 | 1,2·10+7 |
| 185W | 980 | - | - |
| 184Re | 300 | 900 | 1,7·10+6 |
| 186Re | 260 | 3,9·10+4 | 8,0·10+8 |
| 191Os | 76 | 1,1·10+4 | 5,6·10+7 |
| 193Os | 270 | 1,2·10+4 | 6,5·10+8 |
| 190Ir | 60 | 550 | 3,2·10+6 |
| 192Ir | 22 | 960 | 8,8·10+5 |
| 191Pt | 1,2·10+3 | 2,7·10+3 | 6,4·10+7 |
| 193mPt | 1,1·10+3 | 8,6·10+4 | 7,4·10+8 |
| 195Au | 86 | 9,1·10+3 | 4,0·10+6 |
| 198Au | 160 | 1,9·10+3 | 4,8·10+7 |
| 197Hg | 470 | 1,1·10+4 | 3,3·10+8 |
| 203Hg | 60 | 3,3·10+3 | 5,0·10+6 |
| 200Tl | 980 | 630 | 4,1·10+7 |
| 201Tl | 2,9·10+3 | 9,3·10+3 | 2,4·10+6 |
| 202Tl | 680 | 1,7·10+3 | 9,0·10+6 |
| 204Tl | 310 | 7,3·10+5 | 5,2·10+7 |
| 203Pb | 1,5·10+3 | 2,5·10+3 | 8,2·10+7 |
| 210Pb | 0,15 | 4,1·10+5 | 5,2·10+6 |
| 205Bi | 150 | 700 | 3,4·10+6 |
| 206Bi | 81 | 240 | 2,7·10+6 |
| 207Bi | 26 | 500 | 7,0·10+3 |
| 210Bi | 1,6 | 2,7·10+9 | 1,1·10+12 |
| 210Po | 0,046 | 8,1·10+7 | 4,1·10+10 |
| 223Ra | 0,02 | 6,2·10+3 | 4,1·10+7 |
| 224Ra | 0,047 | 8,3·10+4 | 1,6·10+9 |
| 225Ra | 0,024 | 6,7·10+4 | 2,1·10+7 |
| 226Ra | 8,6·10+3 | 440 | 6,0·10+3 |
| 231Ra | 0,053 | - | 1,6·10+4 |
| 235Ac | 0,02 | 1,6·10+4 | 3,5·10+7 |
| 237Ac | 6,5·10+4 | 5,1·10+4 | 6,8·10+4 |
| 227Th | 0,018 | 7,4·10+3 | 1,3·10+7 |
| 228Th | 4,4·10+3 | 560 | 7,2·10+4 |
| 229Th | 1,4·10+3 | 2,7·10+3 | 2,3·10+4 |
| 230Th | 3,4·10+3 | 2,1·10+6 | 7,9·10+3 |
| 231Th | 460 | 5,1·10+4 | 3,9·10+9 |
| 232Th | 3,3·10+3 | 8,8·10+6 | 6,7·10+3 |
| 234Th | 22 | 6,3·10+4 | 9,8·10+7 |
| 230Pa | 0,19 | 1,2·10+3 | 4,6·10+6 |
| 231Pa | 4,3·10+3 | 2,6·10+4 | 7,5·10+4 |
| 233Pa | 37 | 4,3·10+3 | 1,1·10+7 |
| 230U | 9,1·10+3 | 5,7·10+3 | 1,1·10+6 |
| 232U | 3,9·10+3 | 2,9·10+6 | 1,1·10+6 |
| 233U | 0,016 | 1,1·10+6 | 6,8·10+6 |
| 234U | 0,016 | 1,2·10+6 | 1,4·10+7 |
| 235U | 0,018 | 5,0·10+3 | 6,9·10+4 |
| 236U | 0,017 | 1,3·10+7 | 1,4·10+3 |
| 238U | 0,019 | - | 4,2·10+5 |
| 237Np | 6,5·10+3 | 2,3·10+4 | 4,4·10+4 |
| 239Np | 150 | 4,9·10+3 | 1,6·10+8 |
| 238Pu | 3,2·10+3 | 3,0·10+7 | 2,9·10+8 |
| 239Pu | 2,9·10+3 | 1,1·10+7 | 1,4·10+8 |
| 240Pu | 2,9·10+3 | 2,7·10+7 | 2,4·10+8 |
| 241Pu | 0,16 | 4,6·10+8 | 2,9·10+7 |
| 242Pu | 3,0·10+3 | 3,4·10+7 | 3,1·10+8 |
| 244Pu | 3,1·10+3 | 1,2·10+8 | 2,9·10+4 |
| 241Am | 3,5·10+3 | 3,7·10+4 | 4,7·10+5 |
| 242mAm | 3,9·10+3 | 1,6·10+6 | 8,1·10+5 |
| 243Am | 3,5·10+3 | 1,5·10+4 | 5,2·10+4 |
| 242Cm | 0,028 | 3,2·10+7 | 8,8·10+9 |
| 243Cm | 3,5·10+3 | 7,5·10+3 | 1,5·10+5 |
| 245Cm | 2,5·10+3 | 7,0·10+3 | 1,0·10+5 |
| 246Cm | 2,5·10+3 | 7,3·10+7 | 5,3·10+8 |
| 247Cm | 2,7·10+3 | 2,3·10+3 | 2,7·10+4 |
| 248Cm | 6,8·10+4 | 8,7·10+7 | 6,5·10+8 |
| 249Bk | 0,91 | 6,7·10+9 | 1,3·10+7 |
| 249Cf | 2,1·10+3 | 2,4·10+3 | 8,0·10+4 |
| 250Cf | 4,3·10+3 | 1,1·10+8 | 1,6·10+9 |
| 251Cf | 2,0·10+3 | 7,8·10+3 | 1,1·10+5 |
| 252Cf | 7,6·10+3 | 2,6·10+7 | 2,0·10+9 |
| 253Cf | 0,11 | - | 2,3·10+8 |
| 254Cf | 3,7·10+3 | - | - |
| 253Es | 0,055 | 2,5·10+6 | 2,0·10+8 |
| 254Es | 0,017 | 2,4·10+5 | 2,3·10+5 |
| 254mEs | 0,31 | 1,7·10+3 | 6,8·10+7 |
<*> При расчетах ДК для внешнего облучения от излучающего облака и ДО для внешнего облучения на следе выпадений приняты коэффициенты защищенности зданиями и временем пребывания на открытой местности, равные соответственно 0,6 и 03.
<**> Допустимые отложения на почву вычислялись с учетом накопления дочерних нуклидов, поэтому для некоторых бета-излучающих нуклидов, например 90Sr, получены ненулевые значения ДО для гамма-излучения от следа отложений.
Для пищевых цепочек ДО рассчитаны суммарно для воздушного и корневого путей загрязнения с учетом реального среднестатистического рациона питания населения различных субъектов Российской Федерации, взятых по данным Госкомстата России, а также фенологических и климатических характеристик различных республик, краев и областей страны. Они представлены в табл. П8.2.
Допустимые годовые отложения ДО радионуклидов на поверхность почвы для перорального пути поступления (с учетом миграции по пищевым и биологическим цепочкам), Бк/(м2·год)
Для подавляющего большинства долгоживущих радионуклидов основным путем облучения являются пищевые цепочки, а разброс рассчитанных значений ДО в основном определяется тем вкладом, который вносят различные продукты питания в поступление рассматриваемого радионуклида в организмы местных жителей, а также соотношением этих вкладов.
Приведенные в табл. П8.2 значения ДО для пищевого пути разбивались на группы и подбирались так, чтобы внутри каждой группы они не превышали результаты, полученные для реальных диет более чем в 2 раза. В зависимости от разброса вычисленных; для разных регионов значений ДО все радионуклиды оказалось возможно представить двух- и трехгрупповыми классами разбиения.
В соответствии с принятой системой классификации в табл. П8.2 для каждого нуклида приведено по 2 или по 3 значения ДО, против которых стоит перечень номеров субъектов Российской Федерации, к которым эти значения применимы. Список номеров субъектов приведен в табл. П8.3.
Принадлежность субъектов Федерации к спискам регионов для радионуклидов двух- и трехгрупповых классов разбиения
1. При расчетах допустимых отложений радионуклидов использовались данные о потреблении основных продуктов питания в республиках, краях и областях России в 1992 году, полученные в результате выборочного обследования 11,1 тыс. семей колхозников и предоставленные отделом статистики домашних хозяйств Госкомстата России (письмо из Госкомстата России исх. № 9-5/16-1 от 14 марта 1994 г.)
2. Автономные округа (области) классифицируются по краю (области), на территории которых они находятся.
Например, требуется определить для 106Ru величину ДО по пищевым цепочкам для Хабаровского края. Обратившись к табл. П8.2, видим, что для 106Ru имеется два таких значения, равных 8,7·10+3 и 1,3·10+4 Бк/(м2·год), что соответствует двухгрупповому разбиению на классы. По колонке 2 табл. П8.3 получаем списочный номер Хабаровского края для 2-групповой системы классификации, равный в данном случае 5. Обратившись снова к табл. П8.2, находим, что этому номеру соответствует значение ДО, равное 8,7·10+3 Бк/(м2·год). Для нуклидов трехгруппового разбиения при установлении списочного номера субъекта следует пользоваться 3-й колонкой табл. П8.3.
Приложение П9 к «Руководству по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ДВ-98)»
РАСЧЕТ ДОЗ ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ОТ ПОСТУПЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ В ОРГАНИЗМ С ПИЩЕВЫМИ ПРОДУКТАМИ
Расчету доз внутреннего облучения населения от поступления радионуклидов в организм с продуктами местного производства должно предшествовать выявление критических групп населения как по сочетанному внешнему и внутреннему облучению, так и отдельно только по внутреннему облучению. Если подобная операция малорезультативна, то на всей территории региона, подверженной воздействию непрерывных выбросов радионуклидов в атмосферу и являющейся базой для производства основных видов сельскохозяйственной продукции продовольственного назначения, следует определить участки, характеризующиеся максимальными среднегодовыми уровнями содержания радионуклидов в атмосферном воздухе, а также при наличии выбросов в атмосферу или иных ситуаций радиоактивного загрязнения окружающей среды в прошлое время — максимальными уровнями остаточного радиоактивного загрязнения территории. В отдельных случаях местоположение подобных «критических» участков может не совпадать с местом проживания критических групп населения, выявленных ранее по внешнему облучению или внутреннему от ингаляции, тогда следует проводить более корректное повторное выявление критических групп с учетом значимости вкладов всех путей облучения.
Расчет доз внутреннего облучения населения от потребления радионуклидов с продуктами местного происхождения, которые могут составлять в пищевом рационе населения различные пропорции как по массе, так и по уровням содержания радионуклидов, следует проводить для вероятных наихудших (консервативных) условий, в которых могут оказаться критические группы населения.
Максимальная продолжительность влияния выбросов должна приводить либо к достижению равновесных концентраций коротко- и среднеживущих радионуклидов в окружающей среде и, потенциально, в организме человека, либо к накоплению долгоживущих радионуклидов в окружающей среде к концу периода в 50 лет, принимаемого авторитетными радиационно-медицинскими органами за период оценки радиационного воздействия от поступления в организм долгоживущих и биологически медленно выводящихся радионуклидов.
Следует учитывать такие особенности использования природных ресурсов, в первую очередь практики сельскохозяйственного производства, а также характеристики существующей системы продовольственного обеспечения населения, которые приводят к максимальному суточному или годовому поступлению радионуклидов в организм человека с пищевым рационом.
Следует учитывать возможность сочетания наличия всех реальных, но не действующих сегодня или в одном месте, а также вероятных экологических путей поступления радионуклидов в пищевой рацион населения.
Дозы внутреннего облучения от поступления радионуклидов с пищевым рационом необходимо оценивать в расчете на единицу среднегодовой концентрации радионуклида в атмосферном воздухе в применении к конкретным местам производства наиболее важных компонентов пищевого рациона, обеспечивающих в сумме основную долю поступления рассматриваемого радионуклида.
Основополагающими формулами для оценки доз внутреннего облучения в результате потребления радионуклидов с пищевым рационом различной структуры являются:
H_{IG}^{r,j} = A_{IG}^{r} \cdot R_{IG}^{r,j} \cdot K_{t}(t) , (П9.1)
A_{IG}^{r} = \sum_{i} [m_{i}q_{i}^{r}(\overline{q_{at}^{r}})] , (П9.2)
| где H_{IG}^{r,j} | - | максимальная годовая эквивалентная на j-ый орган или эффективная доза от непрерывного поступления через органы пищеварения r-ого радионуклида, в расчете на единичную среднегодовую концентрацию этого радионуклида в атмосферном воздухе, (Зв/год)/(Бк/м3); эта доза соответствует срокам достижения равновесной (максимальной) годовой дозы от короткоживущих и быстро выводящихся из организма радионуклидов или 50-му году накопления дозы от долгоживущих и медленно выводящихся из организма радионуклидов; |
|---|---|---|
| A_{IG}^{r} | - | годовое поступление r-ого радионуклида с пищевым рационом, включающим продукты местного происхождения, в расчете на единичную среднегодовую концентрацию этого радионуклида в атмосферном воздухе, (Бк/год)/(Бк/м3); |
| R_{IG}^{r,j} | - | фактор дозового преобразования, соответствующий равновесной (для короткоживущих радионуклидов) или накопленной за 50 лет (для долгоживущих радионуклидов) эквивалентной на j-ый орган или ожидаемой эффективной дозе от однократного перорального поступления радионуклида r, Зв/Бк (табл. П5.7 Приложения П5); |
| Kt(t) | - | коэффициент пересчета фактора дозового преобразования R_{IG}^{r,j} в годовую максимальную дозу при непрерывном пероральном поступлении, соответствующую срокам достижения равновесной (для короткоживущих нуклидов) или 50-му году накопленной (для долгоживущих нуклидов) эквивалентной на j-ый орган и эффективной дозы (безразмерный, кратен R_{IG}^{r,j} , см. табл. П9.1); |
| mi | - | годовое потребление i-го продукта местного происхождения, кг/год; |
| q_{i}^{r}(\overline{q_{at}^{r}}) | - | концентрация r-го радионуклида в i-ом продукте местного происхождения в расчете на единичную среднегодовую концентрацию r-го радионуклида в атмосферном воздухе (\overline{q_{at}^{r}}) ; является функцией qr и времени на протяжении каждого календарного года, (Бк/кг)/(Бк/м3). |
Кратность превышения ожидаемой эффективной дозы от разового перорального поступления для детей над аналогичной дозой для взрослых [3]
Приведенные соотношения показывают, что для оценки дозы требуется знание местных условий формирования структуры пищевого рациона критических групп или отдельных категорий населения, а также определение конкретных, относящихся к месту количественных характеристик связи между среднегодовыми концентрациями рассматриваемых радионуклидов в атмосферном воздухе и результирующими их концентрациями в основных продуктах местного производства.
П9.1. РАСЧЕТ КОНЦЕНТРАЦИИ РАДИОНУКЛИДОВ В СЕЛЬСКОХОЗЯЙСТВЕННОЙ ПРОДУКЦИИ (АЭРОЗОЛЬНЫЕ ФОРМЫ РАДИОНУКЛИДОВ)
Сельскохозяйственная продукция, являющаяся основой преобладающей доли пищевых рационов городского и сельского населения, непосредственно отражает уровни содержания радионуклидов в природных средах места ее производства — воздухе, почве, воде, что в принципе описывается в большинстве случаев линейными зависимостями, если протекающие процессы переноса радионуклидов в сельскохозяйственных цепях установившиеся. Это позволяет достаточно легко прогнозировать уровни радиоактивного загрязнения сельскохозяйственной продукции по результатам экспериментальных или расчетных оценок содержания радионуклидов в отдельных природных средах.
При оценках уровней содержания радионуклидов в основных видах сельскохозяйственной продукции целесообразно рассматривать следующие блоки комплексной модели и пути переноса радионуклидов между этими блоками:
атмосферный воздух (основной аргумент), поверхностный слой почвы, вода поверхностных водоемов;
растительная (продовольственное и кормовое назначение), животная (молоко и мясо);
основные пути поступления радионуклидов в продукцию:
растительная — корневое усвоение из кумулятивного запаса радионуклидов в слое корнеобитания, внекорневое поступление в результате радиоактивных выпадений из атмосферы и орошения дождеванием;
животная — поступление в организм животных с кормами и питьевой водой.
В отдельных случаях могут рассматриваться не указанные здесь пути переноса радионуклидов в сельскохозяйственных цепях, например внекорневого подъема, или ингаляционное поступление в организм животных. Однако необходимость этих действий должна быть определена предварительно, так как в большинстве своем не указанные здесь пути переноса не являются значимыми в условиях длительной, достаточно постоянной концентрации радионуклидов в атмосферном воздухе и результирующих уровней их содержания в почве и воде.
П9.1.1. Почва
Радиоактивное загрязнение территории под действием непрерывных выпадений из атмосферы как функция постоянной среднегодовой концентрации рассматриваемого радионуклида в атмосферном воздухе складывается из процесса накопления радионуклида в поверхностном слое почвы и убыли его под влиянием природных процессов накопления радионуклида в поверхностном слое почвы и убыли его под влиянием природных процессов ветровой и водной миграции. В общем плане за рассматриваемый период времени t, соответствующий либо достижению равновесия между поступлением и убылью для короткоживущих радионуклидов, либо 50 годам — для долгоживущих радионуклидов, результирующая плотность загрязнения территории может быть оценена по соотношению:
, (П9.3)
, (П9.4)| где \sigma^{r}(t) | - | плотность загрязнения территории r-ым радионуклидом в моменты времени t (принимается равным 50 годам) в результате совокупного сухого осаждения частиц аэрозоля и вымывания их дождем как функция постоянной среднегодовой концентрации радионуклида \overline{q_{a}^{r}} в атмосферном воздухе, Бк/м2; |
|---|---|---|
| C | - | доля времени, приходящаяся на «сухие» выпадения; |
| (1 — C) | - | доля времени, приходящаяся на «мокрые» выпадения; |
| \overline{V_{g}^{r}} | - | скорость осаждения аэрозолей, несущих r-ый радионуклид, м/с (табл. П9.2); |
| \Lambda^{r} | - | коэффициент вымывания радионуклидов из облака выброса, с-1; |
\Lambda^{r} = \alpha^{r} \cdot \overline{I} , (П9.5)
| \overline{I} | - | средняя интенсивность осадков, мм/ч; |
|---|---|---|
| \alpha^{r} | - | удельный коэффициент вымывания, зависящий от физико-химических свойств радиоактивного вещества в составе аэрозоля, ч/(мм·с); (табл. П9.2); |
| \overline{z} | - | средняя высота облака выброса над рассматриваемой точкой на местности, м; |
| \lambda^{r} | - | константа скорости радиоактивного распада, с-1; |
| \varphi^{r} | - | первоначальная доля радиоактивного загрязнения территории, подверженная ветровому подъему; принимается в среднем равной 10-3; |
| \lambda_{\text{вп}}^{r} | - | константа средней скорости снижения ветрового подъема, с-1; принимается в среднем равной 1,46 — 10-7 с-1; |
| \phi^{r} | - | первоначальная доля радиоактивного загрязнения территории, подверженная водному поверхностному стоку; принимается в среднем равной 10-2; |
| \lambda_{\text{ст}}^{r} | - | константа средней скорости снижения интенсивности поверхностного водного стока радионуклида (в сочетании — жидкого и твердого), с-1; принимается в среднем равной 4,33·109 с-1. |
Предпочтительные значения скорости осаждения \overline{V}g и коэффициента вымывания [1]
Коэффициент \varphi^{r} получают из известного выражения для коэффициента ветрового подъема [1]
K_{\text{вп}}(t) = K_{0}^{\text{вп}}e^{- (\lambda^{r} + \lambda_{1})t} + K_{\infty}^{\text{вп}}e^{- (\lambda^{r} + \lambda_{2})t} , (П9.6)
где Kвп(t) — коэффициент ветрового подъема (м-1) как отношение концентрации радионуклида в приземном слое воздуха к плотности радиоактивного загрязнения (Бк/м3)/(Бк/м2); \lambda^{r} — константа скорости радиоактивного распада, с-1; \lambda_{1} и \lambda_{2} — соответственно, константы скорости ветрового подъема для начального и равновесного периодов, с-1, следует, что убыль запаса радиоактивного вещества с поверхности почвы может быть оценена как общее содержание его в столбе воздуха над этой единичной площадью. Задавая высоту столба равной 100 м и среднее значение начального коэффициента ветрового подъема K_{0}^{\text{вп}} равным 10-5 м-1, получим долю уноса ветром \varphi^{r} как 10-3. Равновесным коэффициентом ветрового подъема K_{\infty}^{\text{вп}} можно пренебречь вследствие малого его значения (10-3 — 10-9 м-1) и малой \lambda_{2} (2,2·10-10 с-1), что соответствует периоду полууменьшения около 100 лет). Константа скорости снижения ветрового подъема для начального периода \lambda_{1} принимается в расчет, равна в среднем для ненарушенных поверхностей почвенного покрова 1,46·10-7 с-1 (T1/2 = 0,14 года).
Поверхностный водный сток радионуклидов является функцией годового водного стока и интенсивности выщелачивания ионных форм выноса нерастворимых форм радионуклидов из поверхностного слоя почвы. Коэффициент годового водного стока как отношение водного стока к количеству осадков, выпавших в течение года на водосборную площадь, меняется на сельскохозяйственных площадях от 0,2 для легких и средних по механическому составу почв при уклоне местности менее 1% до 0,7 тяжелых (глинистых) почв при уклоне местности 3 — 5%. На залесенных площадях эти значения в среднем меньше на 0,1 [2]. Коэффициент годового поверхностного стока радионуклидов (жидкого и твердого), однако для свежего радиоактивного загрязнения территории в целом на порядок ниже и не превышает 0,01. Это значение, хотя оно и консервативно, принимается в качестве приемлемого для \phi^{r} . Под влиянием миграции радионуклидов в глубь почвенного слоя и фиксации их в почве интенсивность поверхностного стока радионуклидов снижается с периодом полууменьшения около 5 лет, что соответствует выбранному значению \lambda_{\text{ст}}^{r} = 0,14\text{год}^{- 1} = 4,33 \cdot 10^{- 9}\text{с}^{- 1} [3].
В большинстве случаев при типичных физико-географических условиях и практике землепользования природные процессы ветровой и водной миграции не изменяют значительно уровни запаса радионуклидов в почвенном покрове участков территории площадью до нескольких единиц-десятков квадратных километров. Максимальная убыль этого запаса под совокупным влиянием процессов миграции за достаточно длительное время не превышает 1 — 5%.
1. Ветровой подъем может быть значительно интенсифицирован при механическом воздействии на поверхность почвы (землеройные работы, вспашка) в пределах до 1 — 3 порядков величины. При необходимости следует учитывать долю времени и периодичность такого воздействия, а также степень снижения концентрации радионуклидов в поверхностном слое почвы под влиянием его нарушения.
2. Поверхностный водный сток радионуклидов с одних участков территории может привести к аккумулированию их в почвенном покрове других участков, расположенных в бессточных понижениях. При необходимости следует учитывать это накопление, изменив знак на обратный у последнего члена в фигурных скобках в формуле (П9.4) и определив запас радионуклида в почвенном покрове соседствующей водосборной площади.
3. Уравнения (П9.3) и (П9.4) не учитывают роли сельскохозяйственной практики. Запас радионуклидов в почве может снижаться под влиянием систематического выноса их с удаляемым с поля урожаем (см. ниже).
П9.1.2. Вода поверхностных водоемов
Результирующие концентрации радионуклидов в воде замкнутых (слабопроточных и непроточных) водоемов определяются осаждением аэрозолей на акваторию водоема и его водосборную площадь, процессами водообмена и физико-химического взаимодействия радиоактивных веществ в водоеме. В общем плане при наличии постоянной среднегодовой концентрации радионуклидов в атмосферном воздухе концентрации радионуклидов в воде замкнутых водоемов с течением времени t описываются соотношением
, (П9.7)| где \overline{q_{\text{в}}^{r}}(t) | - | концентрация r-го радионуклида в воде замкнутого водоема ко времени t, Бк/м3; |
|---|---|---|
| \overline{q_{a}^{r}} | - | среднегодовая концентрация r-го радионуклида в атмосферном воздухе, Бк/м3; |
| \overline{V_{g}^{r}} | - | скорость осаждения аэрозолей, несущих r-ый радионуклид, м/с (табл. П9.2); |
| \overline{H} | - | средняя глубина водоема, м; |
| V | - | объем водоема, м3; |
| S | - | площадь прилегающего водосбора, м2; |
| \phi^{r} | - | начальная доля радиоактивного загрязнения территории, включаемая в поверхностный (а затем и русловой) водный сток /см. уравнение (П9.3)/; |
| \lambda^{r} | - | константа скорости радиоактивного распада r-го радионуклида, с-1; |
| \lambda_{\text{в}} | - | константа скорости стока (водообмена) в существующую гидрографическую систему, с-1; подлежит экспериментальному определению; |
| \lambda_{g} | - | константа скорости гравитационного осаждения полидисперсных взвесей в воде, являющихся носителями радионуклида, 10-6 — 10-4 с-1 [1]; |
| \phi^{r} | - | первоначальная доля радиоактивного загрязнения территории, подверженная водному поверхностному стоку; принимается в среднем равной 10-2; |
| \lambda_{s}^{r} | - | константа скорости самоочищения воды от растворенного радионуклида под влиянием сорбционных процессов в донных отложениях и взвесях, с-1 [1]: |
\lambda_{s}^{r} = \frac{K_{d}^{r} \cdot \epsilon_{s}}{\overline{\text{Н}} \cdot (1 + K_{d}^{r} \cdot q_{s})} , (П9.8)
Предпочтительные значения равновесных коэффициентов распределения химических элементов K_{\alpha} в системе донные отложения (грунт) — вода, м3/кг <*>
| Элемент | Донные отложения пресноводных водоемов [1, 4] | Почва <**> [2] |
|---|---|---|
| 3H | 0 | 0 |
| C | 2 | - |
| V | - | 1 |
| Cr | 20 | 0,004 (Cr+6) |
| Mn | 10 | 0,2 |
| Fe | 10 | 1 |
| Co | 30 | 1 |
| Ni | - | 1 |
| Zn | 1 | 0,02 |
| Sr | 2 | 0,03 |
| Y | 4 | - |
| Zr | 60 | 1 |
| Nb | 0,1 | - |
| Tc | 0,2 | - |
| Ru | 40 | - |
| Ag | 0,2 | 0,1 |
| Sb | 0,3 | - |
| Te | 0,03 | - |
| I | 0,2 | - |
| Cs | 30 | 0,5 |
| Ba | 0,05 | |
| La | - | 1 |
| Ce | 30 | 1 |
| Pb | - | 0,1 |
| Ra | - | 0,07 |
| Th | - | 60 |
| U | - | 0,05 |
| Pu | 30 | 2 |
| Am | 30 | - |
| Cm | 30 | - |
<*> Осредненные значения опубликованных данных; целесообразно дополнительное определение K_{\alpha} на месте, т.к. его значения зависят от гидрохимических характеристик водоема, в первую очередь от значения pH.
<**> В качестве справочных данных, которые могут быть использованы в оценках K_{\alpha} для реальных ситуаций.
Указанное соотношение не является строгим и дает ориентировочные оценки, прежде всего вследствие локальной изменчивости значений входящих параметров. Это заставляет проводить предварительные исследования путей и интенсивности поступления радионуклидов в водоем и физико-химических процессов, в которые включаются радионуклиды в водоеме.
П9.2. РАСТИТЕЛЬНАЯ ПРОДУКЦИЯ
П9.2.1. Внекорневое поступление в результате радиоактивных выпадений
Общая взаимосвязь между постоянной среднегодовой (что эквивалентно средней на протяжении вегетационного сезона) концентрацией r-го радионуклида в атмосферном воздухе в аэрозольной форме и результирующей вследствие внекорневого поступления концентрацией его в i-ой сельскохозяйственной растительной продукции q_{ip}^{r\text{в}}(t) (как исходном сырье для i-го растительного продовольственного продукта) ко времени t на протяжении вегетационного сезона описывается уравнением
q_{ip}^{r\text{в}}(t) = \frac{R_{ip}^{r\text{в}} \cdot \overline{q_{a}^{r}} \cdot \overline{V_{g}^{r}}}{\Delta\rho_{ip}} \int_{t} \frac{{^{1 - e^{- \mu\Delta\rho_{ip}t}}}^{\cdot e^{(\lambda^{r} + \lambda_{\text{эк}})t}}}{t} dt , (П9.9)
| где q_{ip}^{r\text{в}}(t) | - | концентрация r-го радионуклида в товарной части i-ой растительной продукции при поступлении внекорневым путем ко времени t после начала вегетационного сезона, Бк/кг; |
|---|---|---|
| R_{ip}^{r\text{в}} | - | отношение концентрации r-го радионуклида в товарной части и надземной вегетативной массе i-ой растительной продукции (табл. П9.4); |
| \overline{q_{a}^{r}} | - | среднегодовая концентрация r-го радионуклида в атмосферном воздухе, Бк/м3; |
| \overline{V_{g}^{r}} | - | скорость осаждения аэрозолей, несущих r-ый радионуклид, м/с (табл. П9.2); |
| \Delta\rho_{ip} | - | скорость линейного прироста запаса надземной биомассы i-ой растительной продукции, кг/(м2·с); (табл. П9.5); |
| \mu | - | эмпирическая константа фильтрационной модели задерживания частиц аэрозоля растительным покровом [1, 5]; принимается равной 2,8 м2/кг в расчете на сухое вещество биомассы; |
| \lambda^{r} | - | константа скорости радиоактивного распада r-го радионуклида, с-1; |
| \lambda_{\text{эк}} | - | константа скорости потерь радионуклида из растительного покрова под действием факторов окружающей среды, с-1; обычно период полупребывания задержанной на растительности активности составляет 14 суток; это соответствует \lambda_{\text{эк}} = 5,8 \cdot 10^{- 7}c^{- 1} . |
Предпочтительные значения отношения концентраций радионуклидов в товарной части и вегетативной массе растительной продукции R_{ip}^{r\text{в}} при внекорневом поступлении [1]
Осредненные хозяйственные характеристики растениеводства средней полосы России [1]
| Параметр | Пастбищная растительность, сенокосн. угодья | Пшеница яровая | Пшеница озимая | Картофель | Корнеплоды | Капуста кочанная | Плодовые овощи (огурцы, помидоры) | Зеленые культуры |
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Начало вегетации tнв | 15.04 | 15.04 | 15.05 | 25.05 | 05.06 | 20.05 | 10.05 | 15.05 |
| Конец вегетации (уборка) tкв | 05.08 | 15.07 | 15.08 | 15.09 | 05.10 | 20.10 | 10.09 | 25.08 |
| Продолжительность вегетации, сут | 110 | 90 | 90 | 110 | 120 | 150 | 90 | 100 |
| Выпас скота: начало конец |
15.04 15.09 |
- - |
- - |
- - |
- - |
- - |
- - |
- - |
| Потребление продукции в свежем виде: начало t1 конец t2 |
15.04 <*> 15.09 <*> |
- - |
- - |
01.08 15.09 |
05.08 05.10 |
15.07 20.10 |
20.07 10.09 |
15.06 25.08 |
| Продолжительность, сут | 10 | - | - | 45 | 50 | 95 | 50 | 70 |
| Запас надземной биомассы к концу вегетации K_{ip}^{r} , кг/м2 (на сух. вещ.) |
0,1 | 0,42 <**> | 0,42 <**> | 0,1 | 0,1 | 0,5 | 0,2 | 0,05 |
| Скорость прироста надземной биомассы \Delta\rho_{ip} , кг/ (м2·сут) (на сух. вес. вещ.) |
6,4 | 47 <**> | 47 <**> | 0,1 | 8,3 | 33 | 22 | 5 |
<**> Могут быть применены к силосным культурам при увеличении значений в 1,5 — 1,8 раза.
Для оценки численных значений q_{ip}^{r\text{в}}(t) проводят расчет определенных интегралов за периоды, соответствующие продолжительности времени от появления всходов пропашных культур (или начала вегетации озимых культур и естественных трав) до сроков начала и конца использования урожая непосредственно в ходе вегетации, а также до сроков уборки урожая (табл. П9.5).
При растянутом во времени периоде использования урожая непосредственно в ходе вегетации концентрация радионуклида в продукции на начало и конец этого периода может заметно отличаться; в этом случае в последующих оценках годового поступления r-го радионуклида в организм с i-ым растительным продуктом (или связанным с ним в кормовой цепочке животным продуктом) учет различий концентрации радионуклида на начало и конец периода следует осуществлять введением поправочного коэффициента G_{ip}^{r\text{в}} (или корреспондирующего G_{i\text{ж}}^{r} [1, 6]:
\Delta A_{IG_{ip}}^{r} = m_{ip} \cdot q_{ip}^{r\text{в}}(t_{\text{нп}}) \cdot G_{ip}^{r\text{в}} , (П9.10)
, (П9.11)| tнп, tкп | - | соответственно, сроки начала и конца периода потребления, исчисляемые с начала вегетации, сут (табл. П9.5). |
|---|
При незначительных различиях концентрации на начало и конец периода потребления в ходе вегетации достаточно использовать в оценке средние значения таких концентраций.
Для очень приближенных и экспрессных оценок концентрации радионуклидов в растительной продукции под влиянием непрерывных и постоянных по значению радиоактивных выпадений используют простое соотношение результирующего содержания радионуклидов в период экспонирования растительного покрова выпадений на единицу площади почвы; это соотношение обычно принимают равным 0,25. Таким образом, концентрация r-го радионуклида в i-ой товарной растительной продукции может быть оценена как
q_{ip}^{r\text{в}}(t) = R_{ip}^{r\text{в}} \cdot \frac{0,25}{\rho_{ip}} \cdot \overline{q_{a}^{r}} \cdot \overline{V_{g}^{r}} \cdot t , (П9.12)
где \rho_{ip} — запас надземной биомассы, кг/м2.
П9.2.2. Корневое усвоение
Концентрацию r-го радионуклида в i-ой растительной продукции при корневом усвоении этого радионуклида из кумулятивного запаса в почве на время t можно оценивать по соотношению
, (П9.13)| где q_{ip}^{r\text{к}}(t) | - | концентрация r-го радионуклида в товарной части i-ой растительной продукции в результате корневого усвоения ко времени t, Бк/кг; |
|---|---|---|
| \sigma^{r}(t) | - | кумулятивный запас r-го радионуклида в почве ко времени t, Бк/м2; исчисляется по уравнению (П9.4); |
| K_{Hip}^{r\text{к}} | - | коэффициент накопления r-го радионуклида в i-ой растительной продукции или отношение концентрации радионуклида в продукции и почве, безразмерный (табл. П9.6); |
| \rho_{\text{п}} | - | масса слоя почвы единичной площади, из которого происходит корневое усвоение, кг/м2. |
Предпочтительные значения коэффициентов накопления радионуклидов при корневом усвоении K_{Hip}^{r\text{к}} (усвоение химических элементов [1, 7] (Бк/кг продукции)/(Бк/кг почвы) в расчете на сухой вес вещества
Использование этого уравнения в отдельных случаях, особенно в применении к долгоживущим радионуклидам, например 90Sr, не дает однако точных результатов вследствие нескольких основных причин:
-
используемые коэффициенты накопления, осредненные, как правило, и для разных типов почв, и для различных культур, и полученные в большинстве случаев на основе закономерностей корневого усвоения стабильных аналогов (макро- и микроэлементов), не учитывают степени равновесия в формах биогеохимического состояния радионуклидов с природными стабильными элементами, влияния агрохимических свойств почвы и ее физико-механического состава на интенсивность корневого усвоения;
-
вызывает определенные затруднения необходимость использования значений концентрации радионуклида в почве, определяемой в виде частного от деления значений плотности радиоактивного загрязнения территории или запаса радионуклида в почвенном покрове (Бк/м2) на массу слоя почвы площадью 1 м2; при этом могут возникать неопределенности в выборе толщины слоя, в котором, как считают, размещены корневая система растений и радионуклиды. Если этого затруднения нет в оценках концентраций в пахотных почвах, толщина слоя которых, как правило, составляет 20 см, то для естественных (пастбищных и сенокосных) угодий выбор толщины такого слоя часто бывает субъективным — от 5 до 20 см;
-
использование значений кумулятивного запаса радионуклидов в почве \sigma^{r}(t) , оцениваемых по уравнению (П9.3), в реальных условиях длительной сельскохозяйственной практики на территории одного и того же участка требует корректив, вызываемых убылью запаса радионуклида в почве под влиянием удаления значительной доли урожая, содержащего этот радионуклид, а также, в отдельных случаях миграцией радионуклида ниже слоя корнеобитания и снижением биологической доступности радионуклидов для корневого усвоения в результате их геохимической трансформации, протекающей в почве с течением времени.
Необходимость корректив, вызываемых этими факторами, должна быть предварительно оценена путем испытаний модели по уравнению (П9.13) для реальных локальных условий.
Если рассматривается ситуация, слагающаяся в месте расположения вводимого в эксплуатацию нового предприятия при отсутствии сколько-нибудь значащего предшествующего радиоактивного загрязнения территории рассматриваемым радионуклидом, то результирующие вследствие постоянных и длительных выбросов в атмосферу концентрации радионуклида в производимой растительной (и животной) продукции будут в значительной мере обусловлены преимущественно внекорневым поступлением в силу его большей интенсивности по сравнению с корневым. В таких случаях оценка корневого поступления по уравнению (П9.13) не исказит общей оценки.
Если имеют место другие ситуации, особенно при выбросах долгоживущих 90Sr и 137Cs, и если до начала нормирования уже имеется загрязнение территории этими радионуклидами, что может обусловить соизмеримые вклады корневого и внекорневого поступления, то следует применять более корректное уравнение оценки концентрации r-го радионуклида в i-ой растительной продукции при корневом усвоении радионуклида из почвы:
, (П9.14)| где K_{\text{П}ip}^{r\text{к}} | - | «почвенный» коэффициент пропорциональности, связывающий концентрацию r-го радионуклида в конкретных i-ых видах растительной продукции с плотностью радиоактивного загрязнения \sigma^{r}(t) угодий r-ым нуклидом в зависимости от агрохимических и физико-механических свойств почвы, (Бк/кг)/(Бк/м2), или м2/кг; |
|---|---|---|
| \sigma^{r}(t) | - | плотность загрязнения угодий r-ым радионуклидом ко времени t по уравнению (П9.4), Бк/м2; |
 |
- | корректива к \sigma^{r}(t) , учитывающая снижение доступного для корневого усвоения запаса r-го радионуклида в почве; |
| \lambda_{\delta}^{r} | - | константа совокупной скорости снижения биологической доступности r-го радионуклида для корневого усвоения вследствие миграции в более глубокие слои и физико-химической трансформации, с-1; |
| \lambda_{y}^{r} | - | константа скорости убыли запаса r-го радионуклида в почве под влиянием удаления с урожаем, с-1. |
Существующие для отдельных долгоживущих радионуклидов данные о значениях K_{\text{П}ip}^{r\text{к}} приведены в табл. П9.7. Информация о \lambda_{\delta}^{r} и \lambda_{y}^{r} более скудна; имеющиеся данные позволяют утверждать, что снижение уровней концентрации стронция-90 в сельскохозяйственной продукции в условиях длительного существования остаточного радиоактивного загрязнения территории характеризуется эффективным периодом полууменьшения (включая радиоактивный распад) в среднем около 8 лет; для 137Cs этот период составляет около 15 лет. На этой основе \lambda_{\delta}^{r} + \lambda_{y}^{r} для 90Sr оценивается как 2·10-2 с-1, 137Cs — 7·10-10 с-1.
Предпочтительные значения «почвенных» коэффициентов пропорциональности K_{\text{П}ip}^{r\text{к}} для корневого усвоения 90Sr, 137Cs, урана и плутония [8], м2/кг в расчете на сухое вещество
П9.2.3. Поступление радионуклидов при орошении
Систематическое орошение сельскохозяйственных угодий из поверхностных источников водоснабжения, загрязняемых радионуклидами вследствие непрерывных выбросов в атмосферу (см. п. П9.1.2), может иметь своим результатом дополнительный вклад в оцененное в пп. П9.2.1 и П9.2.2 поступление радионуклидов в урожай сельскохозяйственных культур и пастбищно-луговой растительности. Систематическое орошение приводит к повышению плотности радиоактивного загрязнения угодий и уровней корневого усвоения по сравнению с соседствующими богарными участками, а также к дополнительному внекорневому поступлению радионуклидов непосредственно в ходе орошения, если оно осуществляется преимущественно методом дождевания.
Оценку концентрации r-го радионуклида в i-го растительной продукции ко времени t периода многолетнего систематического орошения как результат корневого усвоения осуществляют по уравнениям (П9.13) или (П9.14), вводя дополнительное накопление кумулятивного остатка радионуклида в почве \sigma_{\text{ор}}^{r}(t) за счет орошения.
, (П9.15)
, (П9.16)| где M | - | норма однократного полива при периодическом орошении, м3/м2; |
|---|---|---|
| n | - | число поливов при периодическом орошении в течение вегетационного сезона (года), год-1; |
| m | - | интенсивность непрерывного орошения, м3(м2·сут); |
| \tau | - | длительность периода непрерывного орошения, сут/год; |
| Kст | - | коэффициент поверхностного водного стока, безразмерный; |
| q_{\text{в}}^{r}(t) | - | концентрация r-го радионуклида в воде ко времени t /см. уравнение (П9.7)/; |
| \mu | - | эмпирическая константа фильтрационной модели задерживания частиц аэрозоля растительным покровом [1, 5], принимается равной 2,8 м2/кг в расчете на сухое вещество биомассы; |
| t | - | длительность периода орошения, год. |
Численные значения указанных параметров, кроме Kст, зависящие от региональных физико-географических условий и принятой практики орошения, выбираются в применении к конкретным местным условиям. Учет поверхностного водного стока, в данном случае принимаемого за сток радионуклидов, так как они еще не зафиксированы в поверхностном слое почвы, осуществляют при возможности достижения «критического» обводнения орошаемых угодий, значение которого следует определить экспериментально на основе измерения предельного содержания воды в почве за счет атмосферных осадков, при котором начинается поверхностный сток. Численные значения Kст приведены в табл. П9.8.
Коэффициенты водного стока Kст с сельскохозяйственных площадей [2]
| Характер рельефа | Легкие и средние по физико-механическому составу почвы | Тяжелые (суглинистые и глинистые) почвы |
|---|---|---|
| Уклоны не более 1% Уклоны 3 — 5% |
0,2 — 0,3 max 0,4 |
0,4 — 0,7 0,6 — 0,7 |
Оценку концентрации r-го радионуклида в i-ой растительной продукции ко времени t на протяжении вегетационного сезона как результат внекорневого поступления непосредственно в процессе орошения (только для условий, возникающих в ходе орошения методом дождевания; при орошении методом полива по бороздам действует преимущественно корневое усвоение) осуществляют по нижеследующим уравнениям.
q_{ip}^{r\text{во}}(t) = \sum_{i = 1}^{n} [M \cdot q_{\text{в}}^{r}(t) \cdot \overline{K_{\text{з}ip}} \cdot R_{ip}^{r\text{в}} \cdot \frac{1}{\overline{\rho_{ip}}} \cdot e^{- \lambda_{\text{эк}}(t_{i + 1} - t_{i})}] , (П9.17)
, (П9.18)| где q_{ip}^{r\text{во}}(t) | - | концентрация r-го радионуклида в i-ой растительной продукции в результате внекорневого поступления и воды в процессе орошения ко времени t периода нормирования, Бк/кг; |
|---|---|---|
| R_{ip}^{r\text{в}} | - | отношение концентрации r-го радионуклида в товарной части и надземной вегетативной массе (табл. П9.4); |
| \overline{K_{\text{з}ip}} | - | средний коэффициент задерживания радионуклидов надземной вегетативной массой из поливной воды, является отношением содержания радионуклида в вегетативной массе и поливной воде, приходящихся на 1 м2 площади почвы, безразмерный; принимается равным 0,25; |
| \overline{\rho_{ip}} | - | средний запас надземной биомассы i-ой растительной продукции на единице площади, кг/м2 (табл. П9.5); |
| \lambda_{\text{эк}} | - | константа скорости потерь радионуклида из растительного покрова после прекращения орошения под действием факторов окружающей среды; \lambda_{\text{эк}} = 5,8 \cdot 10^{- 7}\text{с}^{- 1} |
| ti + 1 — ti | - | в уравнении (П9.17) означает средний интервал времени между двумя очередными поливами, сут; |
| t1 и t2 | - | в обозначении пределов интегрирования в уравнении (П9.18) означают начало и конец периода непрерывного орошения в сутках, исчисляемого с начала вегетационного сезона; |
| m, M, n, q_{\text{в}}^{r}(t) | - | обозначения к уравнениям (П9.15) и (П9.16). |
Вычисленные по уравнениям (П9.17) и (П9.18) значения q_{ip}^{r\text{во}}(t) следует прибавить к соответствующим значениям q_{ip}^{r\text{в}} по уравнению (П9.9), при необходимости откорректировав последние с целью учета доли времени, приходящегося на орошение и, следовательно, отсутствие в это время внекорневого поступления от радиоактивных выпадений из атмосферы.
П9.3. ЖИВОТНАЯ ПРОДУКЦИЯ
При учете необходимости рассмотрения наихудших или критических условий, определяющих максимальные дозы внутреннего облучения от поступления радионуклидов в организм с пищевым рационом, из всей совокупности животных продуктов сельскохозяйственного происхождения целесообразно рассматривать только молоко и мясо, получаемое от крупного рогатого скота, так как именно эти продукты составляют в России основную долю мясомолочной части пищевого рациона и так как именно крупный рогатый скот может находиться в наиболее неблагоприятных (с точки зрения уровней радиоактивного загрязнения кормового рациона) условиях, характеризующихся в ряде случаев преимущественно длительным выпасом скота, также заготовленными на естественных угодьях. Это приводит к наиболее загрязненному кормовому рациону на протяжении всего года среди всех других возможных рационов.
Концентрация r-го радионуклида в животной продукции на момент времени t периода нормирования q_{j\text{ж}}^{r}(t) складывается преимущественно из поступления r-го радионуклида в организм животных с кормовым рационом, а также, в отдельных случаях, если имеют место эти источники поступления, из поступления с питьевой водой и заглатываемой почвой. Концентрация q_{j\text{ж}}^{r}(t) в применении к молоку и мышечной ткани (мясу) крупного рогатого скота определяется как
, (П9.19)| где q_{j\text{ж}}^{r}(t) | - | концентрация r-го радионуклида в товарной части j-ом животном продукте ко времени t периода нормирования, Бк/г; |
|---|---|---|
| K_{j\text{ж}}^{r} | - | коэффициент перехода продукта из суточного поступления r-го радионуклида через органы пищеварения, сут/кг (табл. П9.9); |
| miж | - | суточное потребление животным i-го растительного корма, кг/сут (табл. П9.10); |
| mп | - | суточное потребление животным почвы при выпасе, кг/сут (табл. П9.10); |
| mв | - | суточное потребление животным воды, м3/сут (табл. П9.10); |
| q_{ip}^{r}(t) | - | концентрация r-го радионуклида в i-ом растительном корме ко времени t, Бк/кг /возможное суммирование оценок по уравнениям (П9.9), (П9.13) или (П9.14) - (П9.18)/; |
| \sigma^{r}(t) | - | плотность радиоактивного загрязнения угодий r-ым радионуклидом ко времени t, Бк/м2 /возможное суммирование оценок по уравнениям (П9.4), (П9.14), (П9.15) или (П9.16)/; |
| q_{\text{в}}^{r}(t) | - | концентрация r-го радионуклида в воде поверхностных водоемов ко времени t, Бк/м3, см. формулу (П9.7); |
| gip | - | доля почвы в массе i-го растительного корма, безразмерная (табл. П9.10); |
| \rho_{\text{п}} | - | масса пятисантиметрового слоя почвы площадью 1 м2 на пастбище, кг/м2; \rho_{\text{п}} = 75\text{кг}/\text{м}^{3} . |
Предпочтительные значения коэффициентов K_{j\text{ж}}^{r} перехода радионуклидов в продукцию, получаемую от крупного рогатого скота, из суточного кормового рациона [1, 7] <*>
<*> Для биогенных форм радионуклидов, типичных при корневом усвоении их корневыми растениями. При внекорневом загрязнении растений и попадании почвы в кормовой рацион радионуклиды могут присутствовать в формах, характеризующихся меньшей всасываемостью в желудочно-кишечном тракте животных.
Характеристики кормового рациона крупного рогатого скота [1]
П9.4. РАСЧЕТ КОНЦЕНТРАЦИИ ТРИТИЯ И УГЛЕРОДА-14 В СЕЛЬСКОХОЗЯЙСТВЕННОЙ ПРОДУКЦИИ
Выбросы трития и 14C в атмосферу обусловливают их преимущественное содержание в ней в газообразной форме: трития — в виде водяного пара тритиевой воды НТО; 14C — в виде углекислого газа CO2. Не подчиняясь закономерностям осаждения аэрозоля на почвенно-растительный покров, эти радионуклиды включаются в биологические циклы и пищевые цепи человека на основе круговорота водорода и воды (тритий) или углерода (14C). При длительных циклах таких круговоротов может наступить установившееся равновесие скорости перемещения этих нуклидов и их природных стабильных аналогов (водорода, 12C) в большинстве звеньев биогеохимических и пищевых цепей. Это позволяет оценивать концентрацию трития и 14C в сельскохозяйственной продукции на основе закономерностей перемещения водорода и 12C в сельскохозяйственных цепях и установившихся в них изотопных отношений тритий/водород и 14C/12C.
П9.4.1. Тритий
Оценку содержания трития в основных видах сельскохозяйственной продукции в зависимости от среднегодовой концентрации его в атмосферном воздухе (в форме НТО) проводят для условий установившегося равновесия между концентрацией трития в атмосферном воздухе и свободной почвенной влаге [2]:
, (П9.20)Равновесная концентрация в растительных продуктах пропорциональна таковой в почвенной влаге [2]:
q_{ip}^{\infty} = \mu_{Hi} \cdot q_{\text{пв}}^{\infty} , (П9.21)
, (П9.22)Средняя массовая доля воды f_{H_{2}O} и водорода fH в различной продукции [2]
| Продукция | f_{H_{2}O} | fH |
|---|---|---|
| Свежие плодовые овощи, картофель, корнеплоды, зеленые овощи | 0,8 | 0,089 |
| Свежие корма | 0,8 | 0,89 |
| Зерно, сухие корма | 0,14 | 0,16 |
| Мясо (мышечная ткань) | 0,6 | 0,67 |
| Молоко | 0,88 | 0,098 |
Перенос трития в молоко и мясо от сельскохозяйственных животных может быть оценен на основе корреляции с переносом в эту продукцию стабильного водорода в составе кормовых рационов [2]:
q_{j\text{ж}} = \frac{0,11 \cdot f_{H_{2}O,j\text{ж}} \cdot [q_{\text{в}} \cdot m_{\text{в}} + \sum_{i} (q_{ip} \cdot m_{ip})]}{f_{H\text{в}} \cdot m_{\text{в}} + \sum_{i} (f_{Hip} \cdot m_{ip})} , (П9.23)
| где qjж | - | концентрация трития в i-ом животном продукте, Бк/кг; |
|---|---|---|
| f_{H_{2}O,j\text{ж}} | - | массовая доля содержания воды в i-ом животном продукте, безразмерная (табл. П9.11); |
| qв | - | концентрация трития в питьевой воде животных, Бк/кг; при отсутствии данных принимается равной концентрации в почвенной влаге /см. уравнение (П9.20)/; |
| mв | - | суточное потребление питьевой воды животных, кг/сут, (табл. П9.10); |
| qip | - | концентрация трития в i-ом растительном корме, Бк/кг; |
| mip | - | суточное потребление животным i-го растительного корма, кг/сут; |
| fHв | - | массовая доля содержания водорода в питьевой воде, 0,11, безразмерная; |
| fHip | - | массовая доля содержания водорода в i-ом растительном корме (табл. П9.11), безразмерная. |
Взаимосвязь концентрации трития в животной продукции и атмосферном воздухе выражается при подстановке уравнения (П9.21) в уравнение (П9.23):
, (П9.24)П9.4.2. Углерод-14
В расчетах прогнозируемых концентраций 14C в основных пищевых продуктах в зависимости от среднегодовой концентрации его в атмосферном воздухе принимают, что главным начальным процессом поступления 14C в пищевые цепи человека является инкорпорирование его из углекислого газа атмосферы в растения в процессе фотосинтеза. Дополнительно в установившихся условиях длительного поступления 14C в атмосферу имеют место корневое усвоение его растениями из органического вещества почвы (гумуса), а также в отдельных случаях внекорневое поступление при осаждении на надземную вегетативную массу почвенных и иных частиц, содержащих 14C.
Тем не менее оценено, что фотосинтетический путь инкорпорирования 14C растениями из атмосферы является практически единственным, так как его доля в результирующей концентрации 14C в растении составляет 98% по сравнению с 2%, поставляемыми при корневом усвоении 14C из почвы [2].
На этой основе концентрацию 14C в i-ой растительной продукции оценивают как [2]
, (П9.25)В оценках концентрации 14C в животной продукции допускают, что весь 14C в организм животных поступает с кормовым рационом, а переход 14C в молоко и мясо осуществляется аналогично переходу стабильного углерода
q_{j\text{ж}} = \frac{f_{cj} \cdot \sum_{i} (q_{ip} \cdot m_{ip})}{\sum_{i} (f_{ci} \cdot m_{ip})} , (П9.26)
Средняя массовая доля воды fc в различной продукции [2]
| Продукция | fc |
|---|---|
| Свежие плодовые овощи, картофель, корнеплоды, зеленые овощи | 0,09 |
| Свежие корма | 0,09 |
| Зерно, сухие корма | 0,4 |
| Мясо (мышечная ткань) | 0,24 |
| Молоко | 0,07 |
После подстановки уравнения (П9.25) в уравнение (П9.26) получим:
q_{j\text{ж}} = \frac{f_{cj}}{\sum_{i} (f_{ci} \cdot m_{ip})} \cdot \sum_{i} \frac{m_{ip} \cdot \overline{q_{a}} \cdot f_{m}}{q_{a}^{c}} . (П9.27)
П9.5. РАСЧЕТ КОНЦЕНТРАЦИИ РАДИОНУКЛИДОВ В ПРЕСНОВОДНЫХ ПРОДУКТАХ (РЫБЕ)
При необходимости если рыба местных водоемов является неотъемлемым компонентом пищевого рациона критической группы населения, оценку концентраций радионуклидов в теле (тушке) рыбы проводят при использовании оценки концентрации радионуклидов в водоеме /уравнение (П9.7)/ и соотношения, определяющего переход радионуклидов в тело рыбы в равновесных условиях:
q_{j\text{рб}}^{r}(t) = q_{\text{в}}^{r}(t) \cdot K_{j\text{рб}}^{r} , (П9.28)
Значения K_{j\text{рб}}^{r} в значительной мере зависят от гидрохимических характеристик и химических форм растворенных радионуклидов, видовых особенностей и возраста рыбы, соотношения концентраций нерастворимых (взвесей) и растворимых форм радионуклидов в воде. Осредненные значения K_{j\text{рб}}^{r} , представленные в табл. П9.13, относятся к растворимым формам радионуклидов.
Предпочтительные равновесные значения коэффициентов перехода радионуклидов в рыбную продукцию пресноводных водоемов из воды K_{j\text{рб}}^{r} кг/м3 [2]
Для оценок концентраций 90Sr и 137Cs в съедобной части (мякоти) тушки рыбы, при большой обратной зависимости концентраций от содержания в воде, соответственно, стабильных кальция и калия, рекомендованы [4] следующие отношения:
K_{j\text{рб}}^{r} = e^{(A - B \cdot lnq_{\text{в}}^{\text{Са}})} , (П9.29)
, (П9.30)| где q_{\text{в}}^{K} и q_{\text{в}}^{\text{Са}} | - | соответственно, равновесная концентрация стабильных калия и кальция в воде, пропромилле; |
|---|---|---|
| A, B, C | - | эмпирические константы (табл. П9.14). |
Коэффициенты K_{j\text{рб}}^{r},\text{л}/\text{кг} , определяющие накопление 90Sr и 137Cs в мягких тканях пресноводных рыб /уравнения (П9.29) и (П9.30)/ [4]
| Условия | 90Sr | 137Cs | |
| A | B | C | |
| Неопределенные | 5,18 | 1,21 | |
| Вода с наличием взвесей: при концентрации < 50 ppm | |||
| хищные рыбы нехищные рыбы | 1,5·10+4 5·10+3 | ||
| при концентрации > 50 ppm | |||
| хищные рыбы нехищные рыбы | 3·10+3 10+3 | ||
П9.6. РАСЧЕТ ПОСТУПЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ В ОРГАНИЗМ ЧЕЛОВЕКА С ПИЩЕВЫМИ ПРОДУКТАМИ
Оценка годового поступления радионуклидов в организм человека с пищевым рационом, включающим продукты местного происхождения, требует знания трех основных факторов:
-
путей формирования и структуры пищевого рациона статистических потенциальных или реальных критических групп населения, а также долей вклада (по массе) продуктов местного производства в каждую категорию пищевых продуктов;
-
степени снижения уровней радиоактивного загрязнения продукции в ходе ее подготовки к потреблению в пищу по сравнению с исходными уровнями;
-
изменения концентрации в продукции, особенно для коротко- и среднеживущих нуклидов, на протяжении календарного года вследствие различий в условиях производства и хранения продукции и радиоактивного распада.
Необходимым предварительным этапом оценки годового поступления радионуклидов с пищевым рационом должны стать исследования:
- действующей в регионе системы продовольственного обеспечения населения и формирования продовольственного рынка потенциальных или реальных населенных пунктов, где могут проживать критические группы населения;
- формирования структуры пищевых рационов критических групп населения и оценки доли местных продуктов в каждой основной категории пищевых продуктов;
- особенностей пищевых рационов критических групп населения с учетом пищевых привычек, образа жизни и влияния национальных и возрастных особенностей.
Консервативные оценки годового поступления A_{IG}^{r} могут быть проведены при использовании среднестатистических данных, не учитывающих региональные особенности рационов и пропорции вкладов местных продуктов (табл. П9.15 и П9.16).
Среднестатистические показатели годового потребления mi отдельных категорий пищевых продуктов населением в 1987 г., кг/год [9]
Годовое потребление отдельных пищевых продуктов mi детьми разного возраста (доля от годового потребления взрослыми) [10]
| Продукты | Дети возраста 1 — 5 лет |
Дети возраста около 10 лет |
|---|---|---|
| Молоко | 1,1 | 1,2 |
| Молочные продукты | 0,4 | 0,75 |
| Овощи, картофель | 0,38 | 0,75 |
| Мясо | 0,2 | 0,75 |
| Хлеб и хлебопродукты | 0,33 | 1 |
| Вода и напитки | 0,43 | 0,58 |
Снижение уровней содержания радионуклидов в продуктах, подготовленных к непосредственному потреблению, по сравнению с уровнями в исходной, преимущественно сельскохозяйственной продукции, обусловливается предварительной подготовкой, включающей удаление наружных частей, мойку, чистку и др. операции. Рекомендуемые средние значения доли активности Bi, остающейся в пищевом продукте после подготовки, к потреблению исходного сельскохозяйственного продукта приведены в табл. П9.17.
Предпочтительные значения доли активности Bi, остающейся в пищевом продукте после первичной подготовки к потреблению исходного сельскохозяйственного продукта [1]
| Продукт | Bi |
|---|---|
| Картофель | 0,8 |
| Корнеплоды | 0,5 |
| Капуста и зеленые овощи | 0,7 |
| Огурцы и помидоры | 0,7 |
| Хлеб (в расчете на зерно) | 0,3 |
| Молоко, цельномолочные продукты | 1 |
| Мясо (мышечная ткань) | 0,9 |
Примечание: в число учтенных операций подготовки продуктов не входят термическая обработка, консервирование маринованием, засолкой и квашением.
Как правило, учет годового поступления радионуклидов в организм и связанную с поступлением годовую дозу внутреннего облучения оценивают для календарного года, исчисляемого с его начала (первого января). В связи с этим на протяжении календарного года существуют три отдельных периода: первый и третий — потребление запасенных продуктов (включая потребление молока, производимого на запасенных кормах); второй — потребление продуктов непосредственно в ходе вегетации. Соответственно, в эти периоды могут наблюдаться существенные различия в структуре рационов и вследствие этого уровнях содержания радионуклидов в суточном рационе. В частности, наличие в суточном рационе короткоживущих нуклидов, поступающих с растительной пищей и молоком, например 131I, характерно для периода выпаса скота и потребления в пищу овощей в течение вегетационного сезона.
Кроме этого, при большой продолжительности периодов потребления запасенной продукции под действием радиоактивного распада существенно снижаются уровни содержания в продукции коротко- и среднеживущих радионуклидов. Как показано в уравнении (П9.11), учет влияния радиоактивного распада следует осуществлять введением поправочного коэффициента G_{i}^{p} как отношения интеграла концентрации за период хранения к концентрации на начало этого периода.
С учетом этих положений результирующее уравнение для расчета годового поступления r-го радионуклида с пищевым рационом из i-ых продуктов может быть представлено в общем виде /см. уравнения (П9.2) и (П9.11)/:
, (П9.31)| где A_{IG}^{r} | - | годовое поступление r-го радионуклида с пищевым рационом, Бк/год; |
|---|---|---|
| I, II, III | - | соответственно, обозначения первого периода потребления запасенной продукции, периода потребления продукции в течение вегетационного сезона и второго периода потребления запасенной продукции; |
| 0 | - | (в обозначении предела интегрирования) начало календарного года; |
| t1, t2 | - | соответственно начало и конец периода потребления i-го продукта в течение вегетационного сезона; |
| t3 | - | конец календарного года; |
| t | - | исчисляется в сутках; |
| miI, miII, miIII | - | потребление i-го продукта за соответствующие I, II и III периоды, кг/период; |
| Bi | - | поправочный коэффициент, учитывающий убыль содержания радионуклидов в i-ой продукции при подготовке ее к потреблению в пищу (табл. П9.17); |
| q_{i}^{r}(0) | - | концентрация r-го радионуклида в i-ой продукции на начало рассматриваемого календарного года, Бк/кг; q_{i}^{r}(0) является продукцией, произведенной в предыдущем году: |
q_{i}^{r}(0) = q_{i}^{r}(t_{2}) \cdot e^{- \lambda^{r}(t_{2} - 0)} , (П9.33)
П9.7. РАСЧЕТ ДОЗ ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ОТ ПОСТУПЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ С ПИЩЕВЫМ РАЦИОНОМ
Расчет доз внутреннего облучения от поступления радионуклидов с пищевым рационом проводится по отношению к календарному году, как это требуют отечественные нормы радиационной безопасности [11], с целью сопоставления оценки дозы с установленным пределом годовой дозы или его квотой.
При длительном хроническом поступлении радионуклидов в организм следует оценивать максимальную годовую дозу внутреннего облучения, проявляющуюся в какие-либо сроки на протяжении всего периода в 50 (70) лет; сроки достижения такой годовой дозы (мощности дозы) соответствуют либо начальному сроку установления равновесного накопления радионуклида в организме, что характерно для короткоживущих и физиологически быстро выводящихся из организма радионуклидов, либо концу рассматриваемого периода в 50 (70) лет для долгоживущих и медленно выводящихся радионуклидов, когда накопление этих нуклидов в организме (и мощность дозы) максимальны.
Оценку максимальной годовой дозы осуществляют после расчета годового поступления A_{IG}^{r} по уравнению (П9.1), в которое введен коэффициент KR(t) для пересчета фактора дозового преобразования R_{IG}^{rj} как ожидаемой дозы (эквивалентной на отдельный орган или эффективной) на единицу активности при однократном поступлении [12, 13] в годовую максимальную дозу при хроническом поступлении.
Результаты оценки максимальной годовой дозы по каждому отдельному представительному радионуклиду r должны быть суммированы либо в виде эквивалентных доз на соответствующие органы с целью выявления наиболее облучаемых (критических) и сопоставления суммарной годовой эквивалентной дозы на критический орган с установленной для него квотой предельной годовой эквивалентной дозы, либо в виде эффективной годовой дозы, сопоставляемой с квотой предела годовой дозы на все тело. Кратность дефицита или превышения расчетной дозы по отношению к квоте, если расчетные дозы выражены в расчете на единицу среднегодовых концентраций, позволяет соответствующим образом установить допустимое значение среднегодовой концентрации смеси радионуклидов в атмосферном воздухе, если предварительно известно соотношение активностей радионуклидов, составляющих смесь, для конкретного участка территории.
ЦИТИРОВАННЫЕ ИСТОЧНИКИ
| 1. | Романов Г.Н. Ликвидация последствий радиационных аварий, М.: ИздАт, 1993 г. |
|---|---|
| 2. | Lanual for Implementing Residual Radioactive Material Guidelines Using RESRAD, Version 5.0. Argonne National Laboratory. Argonne, Illinois, 1993. |
| 3. | Романов Г.Н., Спирин Д.А., Алексахин Р.М. Поведение радиоактивных веществ в окружающей среде. Природа, 1990 г., № 5. |
| 4. | Generic Models and Parameters for Assessing the Environmental Transfer of Radionuclides from Routine Releases. Exposures of Critical Groups. IAEA Safety Series ? 57. Vienna, IAEA, 1982. |
| 5. | Whicker F.W., Kirchner T.B. A dynamic foodchain model to predict radionu clide ingestion after fallout deposition. Health physics, 1987, 52, ? 6, p. 717 — 737. |
| 6. | Derived Intervention Levels for Application in Controlling Radiation Doses to the Public in the Event of a Nuclear Accident or Radiological Emergency. Principles, Procedures arid Data. IAEA Safety Series ? 81. Vienna, IAEA, 1986. |
| 7. | A Compilation of Radionuclide Transfer Factors for the Plant, Mealt, Milk and Aquatic Food Pathways and the Suggested Devalue Values for the RESRAD Code. Argonne National Laboratory, Argonne, Illinois. 1993. |
| 8. | Допустимые выбросы радиоактивных и химических веществ в атмосферу. Под редакцией Е.Н. Теверовского и И.А. Терновского. М.: Энергоатомиздат, 1985 г. |
| 9. | СССР в цифрах в 1987 г. Краткий статистический сборник. М.: Финансы и статистика, 1988 г. |
| 10. | Гусев Н.Г., Беляев В.А. Радиоактивные выбросы в биосфере. Справочник. Изд. 2, пер. и доп., М.: Энергоатомиздат, 1991. |
| 11. | Нормы радиационной безопасности (НРБ-96). Гигиенические нормативы ГН 2.6.1.054-96. Издание официальное. Госсанэпиднадзор России. Москва, 1996. |
| 12. | Пределы поступления радионуклидов для работающих с ионизирующим излучением. Пределы поступления радионуклидов для работающих с радиоактивными веществами в открытом виде. Публикация 30 МКРЗ. В 4 ч. М.: Энергоатомиздат, 1982 — 85 г. |
| 13. | Age-dependent Doses to Members of the Public from Intakes of Radionuclides. Part 1 ICRP Publication 56. Oxford, Pergamon Press, 1989. |
Приложение П10 к «Руководству по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ДВ-98)»
РЕКОМЕНДАЦИИ ПО ИСПОЛЬЗОВАНИЮ МЕТЕОРОЛОГИЧЕСКОЙ ИНФОРМАЦИИ ДЛЯ РАСЧЕТА ВЕЛИЧИН И ПАРАМЕТРОВ РАССЕЯНИЯ ВЫБРОСОВ В АТМОСФЕРЕ ПО БАЗОВОЙ МОДЕЛИ ПРИЛОЖЕНИЯ П4
Указания для практических расчетов
Введение
В настоящем Приложении рассматриваются вопросы обеспечения расчетов рассеяния выбросов в атмосфере метеорологической информацией. В качестве исходных используются данные стандартных метеорологических наблюдений у поверхности земли, проводимые на метеорологических постах предприятий или (в случае их отсутствия) на ближайших базовых метеорологических станциях. Базовой сетью метеорологических наблюдений в России является сеть гидрометеорологических станций и постов Росгидромета. Работа базовой сети Росгидромета [1, 2] строится в соответствии со стандартом Всемирной метеорологической организации. Существуют также метеорологические станции и метеорологические посты других ведомств, регламент наблюдения которых соответствует требованиям, предъявляемым к базовой сети Росгидромета. Измерения метеорологических величин проводятся по всей сети метеорологических станций одновременно в 8 сроков в течение суток (в 000, 300, 600, 900, 1200, 1500, 1800 и 2100 по московскому времени без перехода на сезонное время). В Росгидромете имеется около 2000 наземных метеорологических станций со средним расстоянием между ними ~ 150 км, причем на европейской территории России сеть более плотная, чем в Сибири и на Дальнем Востоке.
П10.1. ВЕЛИЧИНЫ И ПАРАМЕТРЫ РАССЕЯНИЯ ПРИМЕСИ В АТМОСФЕРЕ, ЗАВИСЯЩИЕ ОТ МЕТЕОРОЛОГИЧЕСКОЙ ИНФОРМАЦИИ
Расчеты среднегодовых концентраций и выпадений радиоактивных примесей от выбросов в атмосферу при работе предприятия, осуществляющего выбросы в номинале, проводятся по базовой гауссовой модели рассеяния примеси в атмосфере, представленной в Приложении П4. Основу расчета составляет среднегодовой фактор разбавления примеси в приземном слое атмосферы на расстоянии x от источника выброса при любых ветрах и направлении n-го румба. Согласно Приложению П4 он рассчитывается по формуле
\overline{G_{r,n}}(x) = \overline{G_{r,n}^{v}}(x) + \overline{G_{r,n}^{st}}(x) , (П10.1)
, (П10.2)\overline{G_{r,n}^{st}}(x) = \sum \omega_{n,j,k = 1} \sum \tilde{\omega}_{j,i}^{st} \cdot \overline{G_{r,i,j}^{st}}(x) , (П10.3)
x — расстояние от источника по ветру, м; индексы означают: n — номер сектора (азимут направления ветра), j — номер категории устойчивости атмосферы, k — номер «кармана» в градации по скоростям ветра, l — номер «кармана» в разбиении по скоростям сухого осаждения аэрозолей, зависящий от их аэродинамических размеров и физико-химических свойств (в простейшем случае берется единственное среднее значение); i — код градации (номер «кармана» разбиения) по продолжительности штилей; \overline{G_{r,n}^{v}}(x) и \overline{G_{r,n}^{st}}(x) — среднегодовые факторы разбавления при скорости ветра >= 0,5 м/с и при штилевых условиях (ветре u < 0,5 м/с) на расстоянии x от источника в n-ом румбе, соответственно, с/м3; \overline{G_{r,i,j}^{st}}(x) — усредненный за время штиля длительностью T_{i}^{u} фактор разбавления при j-ой категории устойчивости, с/м3; N — число используемых секторов направления ветра (румбов); Rn — поправка на рельеф для n-го румба; uk,j — скорость ветра из k-ой градации скоростей для j-ой категории устойчивости атмосферы, м/с; \sigma_{z,j}(x) — дисперсия струи в вертикальном направлении для j-й категории устойчивости на расстоянии x, м; \text{Ф}_{r}^{k,j,l}(x) — зависящая от расстояния x безразмерная функция истощения струи за счет радиоактивного распада r-го нуклида, сухого оседания и вымывания его осадками; Hg — геометрическая высота выброса (высота трубы), м; \Delta H_{j,k,l}(x) — зависящая от расстояния x траектория подъема струи над устьем трубы для j-й категории устойчивости, k-й скорости ветра и l-го диапазона размеров аэрозолей, м; \omega_{n,j,k} — повторяемость метеоусловий, заключающаяся в совместной реализации направления ветра в n-ом румбе, j-ой категории устойчивости и k-ой градации скорости ветра; \omega_{n,j,k} = 1 — то же самое для штилевых условий; \tilde{\omega}_{j,i}^{st} — повторяемость при штилевых ситуациях (k = 1) продолжительностью T_{i}^{u} j-ой категории устойчивости.
Значения всех входящих в формулу (П10.1) - (П10.3) величин и параметров раскрыты в Приложении П4. Из них от метеорологических данных зависят или ими определяются: \sigma_{y,j}(x) и \sigma_{z,j}(x) — дисперсии струи по горизонтали и вертикали, определяемые категорией устойчивости атмосферы; \Delta H_{j,k,l}(x) — подъем струи над устьем источника, для вычисления которой необходимы среднемесячная температура воздуха \overline{T_{a}} и скорость ветра; \text{Ф}_{r}^{k,j,l}(x) — функция истощения струи, в расчет которой входит Qs — сумма годовых осадков разного типа s (дождь, снег и т.д.); \overline{G_{r,i,j}^{st}}(x) — штилевой фактор разбавления, вычисляемый с использованием значений ul,i скорости ветра при штилевых условиях (в «кармане» k = 1) для различных категорий устойчивости атмосферы, T_{i}^{u} — длительности штилей, а также ряда перечисленных выше величин; \omega_{n,j,k}>1 , \omega_{n,j,k} = 1 и \tilde{\omega}_{j,i}^{st} — три вида совместных повторяемостей метеоусловий при обычных и штилевых условиях, определяемые скоростью, направлением ветра и категорией устойчивости атмосферы. Кроме того, для экспресс-расчетов в Приложении П4 используются: \overline{u} — среднегодовая скорость ветра и \xi_{n} — вытянутость розы ветров по румбам n.
Предметом данного Приложения является параметр \omega_{n,j,k} . Строго говоря, он представляет собой вероятность события, заключающегося в совместной реализации направления ветра в n-м румбе № румбовой розы ветров, j-й категории устойчивости атмосферы и k-й скорости ветра. Точное знание вероятности таких событий недоступно из-за девиации климатических условий, поэтому под параметром \omega_{n,j,k} обычно подразумевают вычисленную за ряд лет наблюдения повторяемость (частоту) данных событий. При этом должно выполняться следующее условие нормировки
\sum_{N} \sum_{J} \sum_{K} \omega_{n,j,k} = 1 , (П10.4)
в котором суммирование проводится по всем направлениям ветра N, всем категориям устойчивости атмосферы J и всем диапазонам разбиения скоростей ветра K, включая штилевые условия (то есть когда скорость ветра < 0,5 м/с).
При проведении расчетов указанных величин рекомендуются следующие способы получения метеорологической информации:
Для определения величин \overline{u} , \overline{T_{a}} , \xi_{n} , Qs используется стандартная климатическая информация для района расположения предприятия, осуществляющего радиоактивные выбросы. Эта информация может быть взята или из климатических справочников [3], или в территориальном Управлении Росгидромета, или в фондовых материалах предприятия (при проектном обследовании площадки предприятия эти величины должны быть определены).
Для расчета uk,j, \sigma_{y,j}(x) и \sigma_{z,j}(x) необходимо установить класс устойчивости атмосферы для каждого срока измерений, способ определения которого дан в разделе П10.2, и использовать параметризационные формулы из Приложения П4.
Совместные повторяемости наборов метеоусловий \omega_{n,j,k}>1 , \omega_{n,j,k} = 1 и \tilde{\omega}_{j,i}^{st} в климатических справочниках отсутствуют и должны быть получены путем соответствующей обработки ряда наблюдений длительностью в несколько лет с ближайшей к предприятию метеорологической станции. Желательно, чтобы эта обработка данных наблюдений была проведена специалистом, который и определит в зависимости от географических и климатических условий базовую метеостанцию и необходимую продолжительность ряда наблюдений. Для проведения расчетов трех указанных повторяемостей нужны данные стандартных 8-срочных наземных наблюдений метеорологической станции: скорость и направление ветра на высоте флюгера (м/с), количество общей и нижней облачности в баллах, указание на наличие сплошного тумана (видимость < 1 км). В случае отсутствия стандартных климатических данных о количестве годовых осадков вразбивку по их типам Qs (мм/год) следует расширить указанный выше набор данных с метеостанций информацией о количестве осадков раздельно по их типам (дождь, снег, морось). Даты образования и разрушения устойчивого снежного покрова следует взять из климатических справочников.
Ниже в подразделах раскрываются способы расчета перечисленных величин по данным наземных метеорологических станций.
П10.2. СПОСОБ КЛАССИФИКАЦИИ УСЛОВИЙ РАССЕЯНИЯ ПРИМЕСИ В АТМОСФЕРЕ (ОПРЕДЕЛЕНИЕ КАТЕГОРИЙ УСТОЙЧИВОСТИ) ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ИЗМЕРЕНИЙ НА МЕТЕОРОЛОГИЧЕСКОЙ СТАНЦИИ
Условия рассеяния примеси определяются интенсивностью турбулентности атмосферы (последняя зависит от характера температурной стратификации). На практике она определяется через категории устойчивости. Основные идеи и первые способы типизации интенсивности турбулентности для расчетов рассеяния примеси предложены Пасквиллом и позднее усовершенствованы Тернером и Улигом. В настоящее время имеется несколько вариантов этого способа. Наиболее полный обзор применяемых в настоящее время систем, определяющих категории устойчивости атмосферы, содержится в Руководстве по безопасности МАГАТЭ [4]. Эти классификации выделяют 6 — 7 категорий (классов) устойчивости атмосферы:
Категории F и G часто не разделяются и категория G просто включается в категорию F. Эти две категории характерны для ночных условий при инверсии температуры в нижнем слое атмосферы.
Любые параметры устойчивости, применяемые в метеорологии, являются комбинацией термического и динамического факторов. Термический фактор для выбора категории устойчивости определяется по высоте солнца с поправкой на облачность и состояние подстилающей поверхности, а динамический фактор — по скорости ветра на высоте флюгера. Определение категорий устойчивости по метеорологическим данным, измеренным на наземной метеостанции, рекомендуется проводить по способу Пасквилла-Тернера с поправкой ИЭМ (Т-ИЭМ) [5]. Исходными данными являются:
Определение категорий устойчивости проводится по следующему алгоритму.
Для каждого срока измерений в месте расположения метеостанции определяется высота солнца и время его захода, алгоритм расчета которых дан ниже. По высоте или времени после захода солнца с помощью табл. П10.1 определяется класс инсоляции n\prime_{I} . В классе инсоляции с помощью табл. П10.2 и П10.3 вводится поправка на облачность, видимость (наличие тумана) и снегового покрова, в результате чего получается исправленный индекс инсоляции n\prime_{I} . Поправку на снеговой покров следует выполнять исходя из среднеклиматических сроков установления снегового покрова и его исчезновения для данного места. Далее по скорости на флюгере uf и исправленному индексу инсоляции n\prime_{I} с помощью табл. П10.4 определяем класс устойчивости j.
Определение индекса инсоляции (nI)
| День | Ночь | ||
| Высота солнца, угл. ° | nI | После захода, час | nI |
| 0 — 15 | 1 | 6 — 2 | -1 |
| 15 — 30 | 2 | 2 — 7 | -2 |
| 30 — 45 | 3 | > 7 | -3 |
| 45 — 60 | 4 | ||
| > 60 | 5 | ||
Исправленный на облачность, сплошной туман и снеговой покров индекс инсоляции n\prime_{I}
| Шифр поправки | Индекс инсоляции, n\prime_{I} | Примечание | |||||||
| -3 | -2 | -1 | 1 | 2 | 3 | 4 | 5 | ||
| I | -3 | -2 | -1 | 1 | 2 | 3 | 4 | 5 | Нет поправки на облачность |
| II | -2 | -1 | -1 | 1 | 1 | 2 | 3 | 4 | - |
| III | -1 | -1 | -1 | 1 | 1 | 2 | 3 | 4 | - |
| IV | -1 | -1 | -1 | 1 | 1 | 1 | 2 | 3 | - |
| V | 0 | 0 | 0 | 0 | 1 | 1 | 1 | 2 | Низкая облачность 9 — 10 баллов |
| VI <*> | 0 | 0 | 0 | 0 | 0 | 0 | 0 | 0 | Сплошной туман |
| VII <**> | -3 | -3 | -2 | -1 | 1 | 2 | 3 | - | Поправки на снеговой покров |
| <*> Делается при сплошном тумане. <**> Делается после поправки на облачность; 0 заменяется на -1. | |||||||||
Определение класса устойчивости
| Скорость ветра на флюгере, м/с | Исправленный по таблице П10.2 и П10.3 индекс инсоляции, n\prime_{I} | ||||||||
| -3 | -2 | -1 | 0 | 1 | 2 | 3 | 4 | 5 | |
| 0 — 1 | G | G | F | D | C | B | A | A | A |
| 2 | G | F | E | D | C | B | B | A | A |
| 3 | F | F | E | D | C | C | B | B | A |
| 4 | F | E | D | D | D | C | B | B | A |
| 5 | E | E | D | D | D | C | C | B | B |
| 6 | E | D | D | D | D | C | C | C | B |
| 7 | E | D | D | D | D | D | C | C | B |
| >= 8 | D | D | D | D | D | D | D | D | C |
Высоту подъема солнца h0 вычисляют, решая уравнение
sinh_{0} = sin\delta \cdot sin\psi + cos\delta \cdot cos\psi \cdot cos\alpha_{h} , (П10.5)
где \delta — солнечное склонение; \alpha_{h} — часовой угол.
Солнечное склонение определяется как
sin\delta = sin23^{\circ}17' \cdot sinS_{L} , (П10.6)
где sin23°17' = 0,39795 — синус широты северного тропика; SL, рад — долгота солнца, рад.
Долгота солнца определяется формулой
SL = 4,90877 + 0,0170542·d, (П10.7)
где d — порядковый день года, считая сначала (с 1 января), определяемый исходными данными dd, mm, jj.
Часовой угол в радианах вычисляют по формуле
\alpha_{h} = \pi(\frac{t_{\text{им}}}{12} - 1) , (П10.8)
где tим — истинное местное (солнечное) время в часах (полдень в истинное местное время совпадает с верхней кульминацией солнца в месте наблюдения).
Истинное местное (солнечное) время определяется по московскому времени без сезонного сдвига tмв (т.н. «зимнему» времени, так как именно по нему проводятся наблюдения на метеорологической сети Росгидромета) по формуле
t_{\text{им}} = t_{\text{мв}} + \frac{\lambda}{15} - 3 , (П10.9)
При расчете tим не учтена изменчивость солнечной эфемериды, что приводит к ошибкам порядка 10 — 15 минут. Точность вычисления высоты подъема солнца h0 по приведенным формулам составляет 0,05 рад.
Время захода солнца по истинному местному времени tим.з, вычисляется при высоте центра солнца приблизительно -50' (учтены размер солнца и рефракция) с помощью формул (П10.4 - П10.7) и записывается в виде
t_{\text{им}.\text{з}} = 12 \cdot [1 + arccos(- \frac{1,45 \cdot 10^{- 2} + sin\delta \cdot sin\psi}{cos\delta \cdot cos\psi})] . (П10.10)
Время восхода можно определить или путем замены в формуле (П10.9) в квадратной скобке знака плюс перед вторым слагаемым на минус, или вычитанием из 24 ч истинного солнечного времени захода tим.з.
П10.3. ВЫБОР ГРАДАЦИЙ МЕТЕОРОЛОГИЧЕСКИХ ВЕЛИЧИН ДЛЯ РАСЧЕТА КЛИМАТИЧЕСКИХ ПОКАЗАТЕЛЕЙ
Для климатической обработки исходных данных наблюдений с метеорологических станций необходимо выбрать градации скорости и направления ветра, а также градации непрерывной продолжительности штилей. В табл. П10.5 даны рекомендации для такого выбора. Предложенные градации удобны, но не являются обязательными.
Рекомендуемые градации метеорологических данных о состоянии атмосферы у поверхности земли
Информация о скорости ветра поступает с точностью до +/- 0,5 м/с. Штиль по данным на флюгере означает ветер ниже порога трогания датчика, так что на самом деле это может быть «штиль или слабый ветер менее 1 м/с». Ниже везде будем говорить «штиль». Непрерывная продолжительность штилей, регистрируемая на метеорологических станциях, кратна интервалу между сроками наблюдений (3 часа). Вводить более детальные градации продолжительности штилей, чем кратные трем часам, нет смысла, поскольку они не обеспечены измерениями. Предлагаемые градации этой величины обусловлены климатическими особенностями России и возможностями сети Росгидромета. На территории России можно выделить [6] четыре зоны с различной средней продолжительностью периодов штилей. В первую входят Восточная Сибирь и районы Дальнего Востока (исключая побережья восточных морей), где Tu может превышать 5 суток, а в январе в некоторых районах доходить до 20 суток. Такие районы и обусловливают необходимость предложенной градации. Вклад длительных штилей в этом регионе значим, и все градации будут использованы. Во вторую зону входит район западных и восточных склонов Уральских гор, где непрерывная продолжительность штилей 1 — 5 дней. Здесь в основном будут заполняться первые 6 градаций. Лесные районы Западной Сибири и восточная часть Европейской территории России относятся к третьей зоне, где продолжительность штилей не превышает одних суток. В четвертой зоне, которая охватывает побережья окраинных морей, степную и лесостепную зону европейской части страны, штили непрерывно в течение суток почти не наблюдаются. В 3-ей и 4-ой зонах длительные штили маловероятны, и будут заполняться только первые 4 градации. Значения uk и \varphi_{n} для каждой градации рекомендуется брать равными среднеарифметическому в градации, а для первой градации скорости k = 1 (штили) в случае отсутствия иных возможностей определения значений скорости слабого ветра в зависимости от класса устойчивости полагать последнюю равной значениям, приведенным в табл. П10.6.
Скорости ветра на высоте флюгера, при которых условия рассеяния можно считать штилевыми, м/с
| Категории устойчивости | ||||||
| A | B | C | D | E | F | G |
| 0,5 | 0,5 | 0,5 | 0,45 | 0,35 | 0,25 | 0,2 |
По приведенным в табл. П10.5 значениям нет единого мнения. Для значений длительности штилей T_{i}^{u} в градациях i лучше использовать наибольшую непрерывную продолжительность штиля, зарегистрированную в ней, поскольку при ослаблении ветра до штиля происходит накопление примеси и использование наибольшей длительности штиля из зарегистрированной в данной градации обеспечивает консервативную оценку, что с точки зрения безопасности более приемлемо.
П10.4. ВЫЧИСЛЕНИЕ КЛИМАТИЧЕСКИХ ПОКАЗАТЕЛЕЙ \omega_{n,j,k}>1 , \omega_{n,j,k} = 1 И \tilde{\omega}_{j,i}^{st}
Величины \omega_{n,j,k} представляют собой повторяемость метеоусловий, заключающихся в совместной реализации направлений ветра в n-ом румбе, при j-ой категории устойчивости атмосферы и k-ой скорости ветра. При этом должно выполняться условие нормировки (П10.4), в котором суммирование проводится по всем направлениям ветра N (8 или 16), всем категориям устойчивости J(7) и всем диапазонам разбиения скорости ветра K(8), включая штилевые условия. По рядам метеорологических наблюдений длительностью в несколько лет определяется для каждого срока наблюдений категория j устойчивости атмосферы, проводится распределение данных по категориям устойчивости j и градациям скорости k и направления n ветра. Далее определяется M — общее число метеонаблюдений; mn,j,k — число наблюдений j-ой категории устойчивости при скорости ветра из k-ого кода градации с направлением ветра из n-го румба, исключая штили, то есть исключая градацию по скорости ветра k = 1.
Штилевые ситуации обрабатываются путем определения непрерывной продолжительности штиля T_{i}^{u} и категории устойчивости атмосферы во время всего штиля. Если штиль наблюдался в течение нескольких сроков подряд, то категория устойчивости штиля определяется как средняя по этим срокам наблюдений. Затем определяется m_{j,i}^{st} — число штилей продолжительностью T_{i}^{u} для j-ой категории устойчивости. На метеорологических станциях направление ветра при штиле не определяется. Однако штили можно рассматривать как очень слабые ветры, полагая, что полное безветрие наблюдается редко. Тогда правомерно повторяемость всех штилей распределить по направлениям ветра пропорционально повторяемости направлений слабого ветра \eta_{n,k = 2} (скорость слабого ветра 1 м/с соответствует градации скорости k = 2).
\eta_{n,k = 2} = \sum^{j} m_{n,j,k = 2} \sum_{n,j} m_{n,j,k = 2} . (П10.11)
При этом повторяемости \omega_{n,j,k} при k > 1 (исключая штили) определяются как:
, (П10.12)а при штилевых условиях (при k = 1)
\omega_{n,j,k = 1} = \eta_{n,k = 2} \cdot \frac{\sum_{j} m_{j,i}^{st}}{\tilde{M}} , (П10.13)
\tilde{M} = \sum_{n,j,k = 1} m_{n,j,k} + \sum_{j,i} m_{j,i}^{st} , (П10.14)
Следует иметь в виду, что \tilde{M} может быть меньше общего числа сроков наблюдения штилей M, если продолжительность хотя бы одного штиля больше, чем один срок наблюдения.
Для расчета рассеяния примеси при штилях необходима информация о повторяемости \tilde{\omega}_{j,i}^{st} штилевых ситуаций (k = 1) с различной их продолжительностью (идентификатор градации по продолжительности штилей i) при j-ой категории устойчивости атмосферы. Эта величина определяется следующим отношением
, (П10.15)и при любой категории устойчивости j выполняется условие нормировки
\sum_{i} \tilde{\omega}_{j,i}^{st} = 1 . (П10.16)
Статистическая обработка наблюдений скорости ветра и условий устойчивости атмосферы проводится на базе наземных метеонаблюдений. При штиле на уровне флюгера эти условия не всегда сохраняются в слое выше приземного (> 50 м). По данным [7], на территории России повторяемость штилей в слое 0 — 200 м тесно связана с повторяемостью штилей на флюгере и составляет в среднем 20% от приземных. Исходя из этого штилевой фактор разбавления \overline{G_{r,n}^{st}}(x) , вычисляемый по формуле (П10.3), корректируется в зависимости от высоты выброса Hg следующим образом:
- при Hg <= 50 м корректировка не проводится, то есть штилевые условия сохраняются до высоты выброса, и скорость ветра на высоте выброса берется равной скорости на высоте флюгера;
- при Hg > 50 м при расчете \overline{G_{r,n}^{st}}(x) в 20% случаев штилевые условия сохраняются до высоты Hg, а в 80% случаев скорость ветра на высоте выброса повышается и определяется по формуле (П4.30), то есть при Hg > 50 м показатели \omega_{n,j,k}>1 , \omega_{n,j,k} = 1 и \tilde{\omega}_{j,i}^{st} корректируются следующим образом:
- значения \omega_{n,j,k}>1 умножаются на множитель
K_{\omega} = \frac{1}{\sum_{n} \sum_{j} \sum_{k>1} \omega_{n,j,k} + 0,8 \cdot \sum_{n} \sum_{j} \omega_{n,j,k = 1}} ; (П10.17)
При удаленном расположении метеостанции от радиационно опасного объекта необходимо вводить поправку на местную розу ветров \xi_{n} по формуле
\dot{\omega}_{n,j,k} = \omega_{n,j,k}^{b} \cdot \xi_{n} , (П10.18)
где 
- повторяемость j-ой категории устойчивости для n-го направления ветра в k-ой градации разбиения по скоростям, полученная по данным удаленной (базовой) метеостанции, с последующей перенормировкой n,j,k по формуле
. (П10.19)Конечно, при этом неизбежно искажается повторяемость \omega_{n,j,k} по градациям скорости и категории устойчивости, но это уже ошибки второго порядка малости по сравнению с искажением направления переноса. Если на предприятии ведутся регулярные метеонаблюдения за ветром, то получение \xi_{n} не представляет труда. Использование же \xi_{n} из фондовых материалов обследования строительной площадки предприятия, обычно осуществляемого в течение одного года наблюдений, в принципе, не рекомендуется. Естественным выходом избежать искажения является организация необходимых измерений в районе расположения предприятий — загрязнителей атмосферы.
П10.5. СПИСОК МЕТЕОПАРАМЕТРОВ, НЕОБХОДИМЫХ ДЛЯ РАСЧЕТА РАССЕЯНИЯ ВЫБРОСОВ В АТМОСФЕРЕ
1. Для расчета термического подъема струи выбросов в атмосфере необходимы данные о среднемесячных температурах приземного слоя воздуха.
2. Для расчета отложений на почву за счет вымывания выброшенной примеси из атмосферы осадками необходимы сведения о годовых суммах осадков вразбивку по их типам (раздельно в виде дождя, снега и пр.).
3. Для расчета повторяемостей категорий устойчивости атмосферы, розы ветров, продолжительностей штилевых условий, совместных повторяемостей условий устойчивости и ветровых режимов необходим длительный ряд 8-срочных наблюдений следующих метеоэлементов:
- направления ветра (в градусах или по 16 румбам);
- скорости ветра;
- общей и нижней облачности в баллах;
- наличия сплошного тумана (видимости < 1 км);
- дат образования и разрушения сплошного снежного покрова.
Все эти элементы измеряются на базовых метеостанциях наблюдательной сети Гидрометеослужбы РФ. Желательно организовать их измерение и непосредственно в районе расположения предприятий — загрязнителей атмосферы. Даты образования и разрушения полного снежного покрова для места наблюдения могут браться среднеклиматическими.
Все вопросы обеспечения метеоданными, подбора представительных метеостанций и организации собственных наблюдений решаются в территориальных Управлениях гидрометеослужбы России (УГМС), список которых приводится ниже. Согласно приказу № 14 Федеральной службы России по гидрометеорологии и мониторингу окружающей среды от 29 января 1996 г. все УГМС России уполномочены на лицензирование деятельности в области гидрометеорологии. При этом все виды пользования гидрометеорологическими данными, в том числе в целях расчета рассеяния примеси в атмосфере, не являются объектом лицензирования. Организация же измерения метеоэлементов собственными силами и средствами, с целью их использования для расчета рассеяния выбросов в атмосфере подлежит обязательному лицензированию гидрометеослужбой России.
ПЕРЕЧЕНЬ территориальных органов Росгидромета (Управлений гидрометеослужбы)
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ
Приложение П11 к «Руководству по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ДВ-98)»
РЕКОМЕНДУЕМАЯ ФОРМА ПРЕДСТАВЛЕНИЯ ТАБЛИЧНОГО МАТЕРИАЛА В ПРИЛОЖЕНИЕ «ОБОСНОВАНИЕ НОРМАТИВОВ ВЫБРОСОВ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ В АТМОСФЕРУ»
В настоящем Приложении приведены примерные формы таблиц, рекомендуемые для представления в пояснительной записке «Обоснование нормативов выбросов радиоактивных веществ в атмосферу». Формы таблиц разработаны на основе требований настоящего документа и действующих ведомственных инструкций, ГОСТов и ОСТов по содержанию и формам представления отчетности в области охраны окружающей природной среды и здоровья населения.
Использование рекомендуемых табличных форм предполагает творческий подход. В зависимости от конкретных обстоятельств, вероятно, не все таблицы и их отдельные графы найдут отражение в практической деятельности по обоснованию допустимых выбросов предприятий. Однако они содержат все необходимые исходные данные и важнейшие результаты в удобной для обозрения и анализа форме. На их основе формируются приведенные в Приложении П2 таблицы, обязательные для представления в Разрешении на допустимые пределы выброса радиоактивных веществ в атмосферу.
Параметры выбросов загрязняющих атмосферу радиоактивных веществ, необходимых для расчета допустимых выбросов
План мероприятий по снижению выбросов радионуклидов в атмосферу
Сводная таблица предложений по установлению нормативов допустимых выбросов
Организация контроля за соблюдением нормативов выбросов на предприятии
Мероприятия по сокращению выбросов радионуклидов в неблагоприятные периоды года (при штиле или слабом ветре, в период вегетации растений)
Приложение П12 к "Руководству по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ДВ-98)"
АННОТАЦИЯ
В настоящем Приложении в качестве примера приводится документация, представляемая в специально уполномоченные Государственные органы Российской Федерации в области охраны окружающей природной среды для получения разрешения на выбросы в атмосферу радиоактивных веществ. Она включает:
1. Пояснительную записку (отчет) "Обоснование нормативов выброса радиоактивных веществ в атмосферу".
2. Разрешение на допустимые пределы (нормативы) выброса радиоактивных веществ в атмосферу.
Пример реальный. Работы проведены на старейшем предприятии Минатома России, имеющем собственную "историю", связанное с ней загрязнение местности, и перспективу в виде проекта открытия нового производства. С целью иллюстрации возможных подходов к обоснованию допустимых выбросов пояснительная записка сделана в полном объеме. В частности, в гл. 5 представлены выполненные "вручную" расчеты радиационной обстановки и предельно допустимых выбросов (ПДВ), демонстрирующие упрощенные способы расчета по оценочным формулам. Для многих предприятий с низкими выбросами такой подход может оказаться достаточным. Детальные расчеты радиационной обстановки на местности, ПДВ и норм выброса проведены на персональном компьютере с использованием пакета прикладных программ "COFAR", разработанного Научно-техническим центром "Радиоэкология человека" АО ВАСАН специально под настоящее Руководство ДВ-98. Карты уменьшены в произвольном масштабе.
В соответствии с постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации "О введении в действие НРБ-96" N 3 от 14.01.97 г. все расчеты доз и факторов безопасности для АО "МАЗ" как для действующего предприятия проводились по старым "Нормам радиационной безопасности НРБ-76/87". Переход на новые нормы НРБ-96 после 2000 г. не вызовет осложнений, но расчеты придется повторить. Для этого при расчете факторов безопасности, дифференциальных ПДВГ и допустимых норм выброса ДНВ вместо старых пределов доз ПДБ и пределов годового поступления ПГП для отдельных лиц из населения (категории Б облучаемых лиц) по НРБ-76/87 в соответствующие формулы подставить новые пределы ПД и ПГП для населения, взятые из новых "Норм радиационной безопасности НРБ-96". Сама методология расчетов при этом не изменится. В этом смысле приведенный пример расчета не противоречит положениям и показателен для новых "Норм радиационной безопасности НРБ-96".
Акционерное общество открытого типа "Машиностроительный завод" (АО "МСЗ") Научно-технический центр "Радиоэкология человека" АО "ВАСАН"
УТВЕРЖДАЮ Технический директор АО "МСЗ" _______________________ (ФИО) "_" ____________ 199 г.
ОБОСНОВАНИЕ НОРМАТИВОВ ВЫБРОСА РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ В АТМОСФЕРУ АООТ "МАШИНОСТРОИТЕЛЬНЫЙ ЗАВОД"
(пояснительная записка к "Разрешению на допустимые пределы (нормативы) выброса радиоактивных веществ в атмосферу")
Начальник НТЦ "Радиоэкология человека" ______________________ (ФИО) "_" ____________ 199 г.
РЕФЕРАТ
Отчет является пояснительной запиской к разрешению на выбросы радиоактивных веществ акционерного общества открытого типа "Машиностроительный завод" (АО "МСЗ"). В нем рассчитаны распределения ожидаемых доз на местности, получаемых по различным путям облучения. Проведены также расчеты распределения по территории факторов безопасности. Все вычисления проводились по методологии, изложенной в "Руководстве по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу ДВ-98" [1]. Были проведены как оценочные расчеты упрощенными методами, рассчитанными на технологию "ручного счета", так и уточненные вычисления на ПЭВМ по созданному для "Руководства ДВ-98" пакету прикладных программ "COFAR". Последний основан на гауссовой модели диффузии примеси в атмосфере и учитывает все местные особенности, включая штили и слабые ветры, влияние зданий, тепловой и динамический подъем струи выбросов по траектории (а не упрощенный ее учет с помощью "эффективной высоты выброса", что искажает поле концентраций и выпадений вблизи источника выбросов), распад материнских нуклидов и накопление дочерних во время миграции во внешней среде. При расчете доз облучения и факторов безопасности учитывались все пути воздействия, включая и пищевые цепочки с местными особенностями фенологии и рационом питания местных жителей.
При обосновании нормативов выбросов учтено как действующее производство, так и его планируемое расширение. Показано, что и после расширения производства воздействие АО "МСЗ" на окружающую среду в критической точке местности не превысит 1% квоты от установленного предела доз для категории Б облучаемых лиц (населения).
1. ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ О ПРЕДПРИЯТИИ
Акционерное общество открытого типа "Машиностроительный завод" (АО "МСЗ"), расположенное в г. Электросталь, входит в концерн "ТВЭЛ" Министерства по атомной энергии Российской Федерации. Оно изготовляет и поставляет тепловыделяющие сборки (ТВС) на АЭС с реакторами типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000, РБМК-1500, БН-350, БН-600, АСТ, ЭГП-6, АМ, СМ-2 и для реакторных установок судов Министерства морского флота. Для изготовления ТВС используется урансодержащее топливо с различной степенью обогащения по 235U.
Основной производственный цикл предприятия включает:
1. <a id="p111099"></a>Химико-металлургический передел.
2. <a id="p111100"></a>Порошковый передел.
3. <a id="p111101"></a>Производство тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ).
4. <a id="p111102"></a>Сборочное производство тепловыделяющих сборок (ТВС).
5. <a id="p111103"></a>Стендовый комплекс физических испытаний и комплектации выпускаемой
продукции.
6. <a id="p111104"></a>Склады готовой продукции.
7. <a id="p111105"></a>Хранилище твердых и жидких отходов (хвостохранилище).
8. <a id="p111106"></a>Производство по изготовлению комплектующих и необходимого
инструмента и вспомогательные производства.
АО «МСЗ» получает от смежников сырье в виде порошка и таблеток двуокиси урана (UO2), а также гексафторид урана.
В подразделениях химико-металлургического и порошкового передела из гексафторида урана получают оксиды урана. Производят подготовку оксидов, смешение, прессование и спекание таблеток или изготовление крупки.
В ТВЭЛьном производстве таблетками или крупкой двуокиси урана снаряжаются ТВЭЛы. Готовые элементы передаются в сборочный цех, где из ТВЭЛов и комплектующих деталей, изготавливаемых в АО «МСЗ» и поступающих со стороны, собираются готовые тепловыделяющие сборки (ТВС).
Некоторые ТВС согласно ТУ перед отправкой на склады, поступают на физические стенды, где определяются их характеристики.
Со всех подразделений жидкие и твердые низкоактивные отходы направляются на хвостохранилище.
При нормальной эксплуатации подразделений АО «МСЗ» опасность радиоактивных выбросов в атмосферу для персонала, населения и окружающей природной отсутствует. Годовые дозовые нагрузки на население от них не превосходят 1% от пределов дозы, установленных для населения.
Работа по обеспечению безопасности на всех стадиях производства основана на строгом выполнении всех требований регламентирующих документов.
На основании регламентирующих документов в объединении разработаны, утверждены и действуют различные положения, перечни, инструкции, методики предприятия, утвержденные директором или главным инженером объединения, конкретизирующие общие требования и учитывающие специфику производственных процессов, используемых в объединении.
Все внутренние документы, разработанные в АО «МСЗ», периодически (как правило, один раз в пять лет) обновляются, согласовываются со службами и утверждаются администрацией.
При расширении производства предполагается включить в технологический процесс топливо, которое может содержать микропримеси 239Pu и 232U. При этом по техническим условиям при изготовлении ТВЭЛов с использованием этого топлива содержание 232U не должно превышать 2·10-7%, а 239Pu по активности — 2 Бк/кг.
ОПИСАНИЕ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ПРОЦЕССА
1. Производство диоксида урана (UO2)
Схема производства представлена на рис. 1. Исходным материалом для получения таблеток UO2 из обогащенного урана служит гексафторид урана (UF6), доставляемый с обогатительных заводов в спецконтейнерах (баллонах). Гексафторид урана, получаемый в баллонах объемом 1 м3, массой 3 тонны в виде порошка, в кондукторах переводится в газообразное состояние. Газообразный UF6 поступает на аппарат «Сатурн», где происходит газоплазменное восстановление. Аппарат работает под вакуумом. В реактор подается водород, воздух, зажигается факел, подается газообразный UF6 и пар. Образуются фторсодержащие окислы урана и фтористый водород. Фтористый водород поступает на систему конденсации, далее на сорбцию. Конденсация вторичного водорода до плавиковой кислоты происходит в системах конденсации, где в качестве хладоагента используется CaCl2, охлажденный в холодильных машинах, фторсодержащие окислы урана поступают на дальнейшее восстановление в печи ВГТП-8.
<pre class="legal-pre"> ┌──────────────┐ ┌────────────────────┐
│Газоплазменное│ │ Восстановление │
│восстановление│ │ в печах ВГТП до │
│UF в аппарате│ │ UO │
│ 6 │ фторсодержа- │ 2 │
│типа "Сатурн" │ щие окислы ├────────────────────┤ UO
├──────────────┤ урана │ Очистка: │ 2 ┌────────────┐
│ Очистка: │ │ металлокерамические│ │таблеточное │
│металлокерами-├───────────────>│ фильтры + ├─────────────>│производство│
│ческие фильтры│ фтористый │+ фильтры Петрянова │ └────────────┘
└──────┬───────┘ водород └──────────┬─────────┘
│ │ │
│ \/ │
│ ┌────────────┐ │
│ │Система кон-│ │
\/ │ денсации │ \/
Выброс аэрозолей └──────┬─────┘ Выброс аэрозолей
направляется в │ направляется в
вентсистему │ вентсистемы</pre>
В-4 \/ В-1, В-3
| Плавиковая кислота |
\/
Рис. 1. Получение двуокиси урана из гексафторида урана
Печь ВГТП-8 включает узел загрузки, печь, узел выгрузки, систему конденсации.
Фторсодержащие окислы урана в печах ВГТП-8 в среде водорода восстанавливаются до UO2.
Образующаяся плавиковая кислота для очистки поступает на сорбцию, которая осуществляется в колоннах с неподвижным слоем. Далее процесс десорбции осуществляется соляной кислотой. Регенерат после десорбции поступает на дальнейшую переработку. Двуокись урана поступает в производство.
Существует участок переработки брака. Удаление примесей железа производится в боксах магнитной сепарации.
2. Изготовление таблеток
Схема получения представлена на рис. 2. Технологическая цепочка по изготовлению таблеток состоит из следующих технологических операций:
- приготовление пресс-порошка из порошка двуокиси урана;
- прессование;
- спекание;
- шлифование;
- контроль и комплектация.
<pre class="legal-pre"> ┌─────────────┐ ┌─────────────┐ ┌─────────────┐ ┌─────────────┐ ┌─────────────┐
│Приготовление│ │ Прессование │ │ Спекание │ │ Шлифование │ │ Контроль и │
UO │пресс-порошка│ UO │ │ UO │ │ UO │ таблеток │ UO │комплектация │
2 ├─────────────┤ 2 ├─────────────┤ 2 ├─────────────┤ 2 ├─────────────┤ 2 ├─────────────┤</pre>
────>│Сухая очистка├────>│Сухая очистка├────>│Сухая очистка├────>│Сухая очистка├────>│Сухая очистка│
<pre class="legal-pre"> │ (фильтры │ │ (фильтры │ │ (фильтры │ │ (фильтры │ │ (фильтры │
│ Петрянова) │ │ Петрянова) │ │ Петрянова) │ │ Петрянова) │ │ Петрянова) │
└──────┬──────┘ └──────┬──────┘ └──────┬──────┘ └──────┬──────┘ └──────┬──────┘
│ │ │ │ │
│ │ │ │ │
\/ \/ \/ \/ \/</pre>
───────────────────────────────────────┼────────────────────────────────────────
│
\/
────────
Вентсистема В-10 (источник 0083)
Рис. 2. Изготовление таблеток UO2
Приготовление пресс-порошка осуществляется на агрегатах, состоящих из бункера разгрузки исходного порошка двуокиси урана из контейнеров смесителя, установок предварительного уплотнения, грануляторов и установок окатки.
Прессование осуществляется на роторных прессах.
Спекание — в печах непрерывного действия в среде водорода.
Шлифование — на бесцентровых шлифовальных станках алмазными кругами.
Контроль производится на специальных контрольно-измерительных установках и в боксах контроля.
Все оборудование размещено в изолированных боксах, находится под разряжением. Очистка осуществляется аэрозольными фильтрами.
3. Изготовление тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ)
ТВЭЛы изготавливаются на модульных и автоматизированных линиях, которые включают следующие технологические операции: - подрезку и обезжиривание оболочек; - сварку первого шва; - снаряжение оболочки таблетками из двуокиси урана и установку фиксатора; - вакуумирование, опрессовку, сварку второго шва; - химическую обработку; - щелочную отмывку; - анодирование; - контроль качества топливного столба, геометрических размеров и внешнего вида ТВЭЛов; - комплектацию и упаковку.
Передача ТВЭЛов с операции на операцию проводится специальным транспортом: реечной передачей, продольной передачей ролика.
Все операции с двуокисью урана боксированы, очистка производится на фильтрах В-0,4.
При очистке вентиляционных выбросов, содержащих радиоактивные аэрозоли, используют металлокерамические фильтры. Размер аэрозолей пыли урана (АМАД) составляет 0,01 — 0,06 мкм.
4. Переработка оборотов
Схема технологического процесса представлена на рис. 3. Участок переработки получает радиоактивные обороты в виде порошка или таблеток. Обороты загружаются на растворение 60% HNO3 в аппарат типа «Пачук». Раствор урана в азотной кислоте поступает на экстракцию. Извлеченный уран поступает на аммиачное осаждение, откуда в виде раствора (амсоль) поступает на барабанысушилки.
| Растворение отходов в аппаратах типа «Пачук» в 60% HNO | Р-р урана в азотной кислоте | Позиционная экстракция | Уран | Аммиачные осаждения в петлевых растворах | Амсоль | Растворение отходов в аппаратах типа «Пачук» в 60% HNO | Амсоль | Растворение отходов в аппаратах типа «Пачук» в 60% HNO | UO 2 | ||||||
| 3 | 3 | 3 | |||||||||||||
| Мокрая очистка в 3-полочных пенных скрубберах | Без очистки, общеобменная вентиляция | Без очистки, общеобменная вентиляция | Мокрая очистка в 3-полочных пенных скрубберах | Мокрая очистка в 3-полочных пенных скрубберах | |||||||||||
| \/ | \/ | ||||||||||||||
| Вентсистема В-18 \/ | \/ (источник 0031) | \/ | |||||||||||||
| Вентсистема В-18 \/ (источник 0031) | |||||||||||||||
\/
Вентсистема В-33 (источник 0029)
Пастообразная амсоль поступает в сушильную печь для просушивания. Далее амсоль восстанавливается в печах ВГТП в среде водорода до двуокиси урана.
В боксе сепарации происходит удаление примесей. Двуокись урана поступает в производство.
При очистке используется влажная очистка в 2-х скрубберах (содовом и кислом — HNO3). На пылящих операциях очистка производится на фильтрах Петрянова.
Нерастворимые отходы с удельной активностью урана более 2·10-7 Ки/кг направляются в НПО «Радон».
Обобщенные сводные данные по формированию выбросов отдельных источников АО «МСЗ» представлены в табл. 1.
Формирование источников выбросов радиоактивных веществ в атмосферу на АО «МСЗ»
2. ХАРАКТЕРИСТИКА ПРЕДПРИЯТИЯ КАК ИСТОЧНИКА ВЫБРОСОВ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ В АТМОСФЕРУ
АО «Машиностроительный завод» имеет 33 источника выбросов радиоактивных веществ в атмосферу. Имеется также хвостохранилище (хранилище твердых и жидких слабоактивных отходов), с карт которого возможна дефляция (вторичный ветровой подъем) радиоактивной пыли. Эксхаляция радона незначительна из-за низкого содержания в отходах 226Ra. Однако по мере его медленного накопления (с периодом 1600 лет) при распаде 238U значимость этого фактора будет медленно возрастать. Вместе с ним будет возрастать также уровень гамма-излучения на картах хвостохранилища.
Хвостохранилище не является активным источником выбросов. Управлять его выбросами затруднительно. Обычный ветер поднимает крупнодисперсную пыль на небольшую высоту, и она быстро оседает обратно на поверхность земли. Перенос ее с ветром незначителен. Об этом свидетельствует отсутствие «расплывания» пятна загрязнения на местности. Такое загрязнение имеет все признаки техногенного фона и должно быть учтено при выделении дозовой квоты на деятельность АО «МСЗ». Это можно сделать путем включения в нее по отдельности квоты на активно регулируемые выбросы действующих производств и квоты на фон от существующего и прогнозируемого загрязнения хвостохранилища. Следует также рассмотреть вопрос о его реабилитации. Даже простая засыпка поверхности карт глинистым грунтом способна радикально уменьшить уровень гамма-излучения и свести к нулю вероятность ветрового подъема радиоактивной пыли и эксхаляцию радона.
Все вентиляционные системы цехов и переделов АО «МСЗ», где производится работа с радиоактивными веществами, оборудованы современными высокоэффективными фильтрами. Поэтому в весовом отношении выбрасывается незначительное количество радиоактивных аэрозолей, АМАД которых по оценкам равен, а на отдельных переделах меньше 1 мкм. Такие аэрозоли после выброса активно вступают во взаимодействие с естественной атмосферной пылью, быстро преципитируют на ней и в отношении оседания приобретают все ее свойства, то есть скорость сухого оседания аэрозольной компоненты выбросов на подстилающую поверхность можно принять равной Vg = 0,8 см/с.
Все производства работают только с химически чистым ураном разной степени обогащения. При расширении производства планируется переработка сырья, содержащего микропримесь 239Pu. При этом не предполагается строительства новых цехов. Работы с таким сырьем приведут к некоторому увеличению и изменению нуклидного состава выбросов источников 0025, 0035 и 0083. Величина и состав выбросов зависят от текущей загрузки цехов и производств, которая в настоящее время сокращена. При оценке степени радиационной опасности радиоактивных выбросов в атмосферу при расчете фактической нормы выброса в качестве репрезентативных нами брались фактические выбросы, показанные в инвентаризационной ведомости АО «МСЗ».
В табл. 2 для всех источников приведены суммарные годовые выбросы \alpha - \text{активных} радионуклидов. Два источника 0001-1 и 0001-2 производят выброс через общую венттрубу.
Репрезентативные выбросы изотопов U источниками АО «Машиностроительный завод»
В табл. 3 приводятся характеристики этих источников, необходимые для расчета рассеяния выбросов в атмосфере.
Характеристики источников выбросов радиоактивных веществ в атмосферу АО «МСЗ»
Изначально в момент производства исходного продукта на обогатительных фабриках и заводе по разделению изотопов урана полностью отсекаются все дочерние продукты их распада. Но за время транспортировки и хранения на складах до момента запуска в производство в исходных продуктах происходит повторное накопление дочерних нуклидов, которое в условиях практически полного отсутствия 226Ra незначительно. Тем не менее нами произведен расчет накопления дочерних нуклидов исходя из времени хранения продукта 0,5 года. Радионуклидный состав фактических выбросов всех источников АО «МСЗ», рассчитанный с учетом накопления дочерних нуклидов, приведен в табл. 4.
Репрезентативный нуклидный состав выбросов всеми источниками АО «МСЗ» (по инвентаризационной ведомости)
3. ХАРАКТЕРИСТИКА МЕСТНЫХ УСЛОВИЙ ФОРМИРОВАНИЯ ДОЗОВЫХ НАГРУЗОК НА НАСЕЛЕНИЕ
Особенностью АО "Машиностроительный завод" является небольшая санитарно-защитная зона шириной 500 м, что дает право местным органам самоуправления распоряжаться землями в непосредственной близости от промплощадки АО "МСЗ". Поэтому в данном случае расчет радиационной обстановки вне промплощадки следует производить с учетом совокупного воздействия всех путей облучения. В том числе с учетом характерных для данной местности выращиваемых и производимых продуктов питания. Ассортимент выращиваемых культур наиболее обширен на садовых и подсобных участках, и поскольку никаких юридических препятствий для использования прилегающих к промплощадке АО "МСЗ" территорий нет, при расчетах нами использовался набор всех выращиваемых в Московской области продуктов. Такой подход не накладывает никаких дополнительных ограничений и при учете накопления в почве исключает в будущем всевозможные запреты на землепользование вне территории АО "МСЗ".
В табл. 5 и 6 приведены все необходимые параметры для расчета миграции радионуклидов по пищевым цепям, характерные для Московской области. Расчеты проводились по методике, изложенной в Приложении П6 к Руководству ДВ-98 [2]. Рацион питания для Московской области взят по данным Госкомстата России [3]. Аббревиатуры величин, приведенных в таблицах, означают: \overline{K_{d}} - средний за время вегетации травы коэффициент первоначального задержания, м2/кг; Pу - урожайность данной культуры, кг/м2; Wр - содержание сухого вещества в продуктивных частях растений; Tpi - время между весенней пахотой и началом периода цветения растений, сут; Tfi - длительность периода цветения растений данного вида, сут; Tv - период вегетации плодовых частей (время с начала цветения до начала сбора урожая), сут; Tha - продолжительность сбора урожая, сут; Ts - промежуток времени между сбором урожая и поступлением в хранилища продуктов или на переработку, сут; Tp - период времени, за который потребляются данные продукты, сут; tpah - дата весенней пахоты; tsev - дата сева данной культуры.
Параметры для расчетов коэффициентов перехода радионуклидов по пищевым цепочкам (по Московской области)
| Обозначение | Параметр | Значение | |
| P | Средняя плотность травяного покрова пастбищ (сырая масса) | 0,242 кг/м2 | |
| \lambda_{a} | Постоянная "полевых" потерь на траве пастбищ при выпасе скота | 0,05 сут | |
| Ka | Доля от постоянной "полевых" потерь \lambda_{a} , связанная с поеданием травы животными (доля, равная 1 - Ka, связана с вытаптыванием травы животными, смыванием дождем и т.п.) | 0,5 | |
| Pу | Урожай вегетативной массы однолетних <*> растений (включая траву) | 72 ц/га | |
| Pw | Среднее содержание сухого вещества в вегетативной массе растений и траве | 25% | |
| Tpa | Продолжительность сезона выпаса коров Принятая дата начала выпаса коров | 197 сут/год 26 апреля | |
| Pс | Средняя удойность коров | 3820 л/год | |
| \Delta T | Промежуток времени между двумя доениями коров | 8 часов | |
| Pm | Масса "мясных" быков к моменту забоя | 225 кг | |
| Ia | Кормовой рацион коров | 40 кг/сут | |
| Pa | Потребление воды коровой | 60 л/сут | |
| Tl | Продолжительность жизни скота: мясные быки молочные коровы | 1,5 года 10 лет | |
| Tah | Время выдержки от момента забоя скота до начала потребления мяса | 14 сут | |
| Hb | Глубина вспахивания почвы | 0,25 м | |
| Pb | Плотность почвы | 1800 кг/м3 | |
| \lambda_{r} | Постоянная метаболического выведения нуклидов из корневого слоя почвы | 0,02 год-1 | |
| Потребление мяса взрослым человеком | 200 г/сут | ||
| Потребление молока взрослым (с учетом молока на производство молокопродуктов) | 1,15 л/сут | ||
| Tw | Потребление молока ребенком до 1 года | 0,7 л/сут | |
| Продолжительность зимней паузы роста растений | 191 день | ||
| Принятая дата начала зимней паузы роста | 10 ноября | ||
| Распределение кормовых угодий: | |||
| мясной скот - | пастбища | 37% | |
| сенокосы | 36% | ||
| молочный скот - | пастбища | 14% | |
| сенокосы | 13% | ||
<*> Значение остальных параметров для вегетативной массы растений совпадает с данными для травы, приведенными ниже в табл. 6.
Параметры модели миграции по пищевым цепям, зависящие от вида растения, характерные для Московской области
На самой промплощадке возможно облучение только по прямым путям: внешнее облучение от радионуклидов, содержащихся в атмосферном воздухе (от облака выбросов), внешнее облучение от выпавших на территорию промплощадки радионуклидов, внутреннее облучение от вдыхания. Продолжительность пребывания людей на промплощадке определяется их рабочими функциями и ограничена 40-часовой рабочей неделей (2000 час/год).
На промплощадке проводится оперативный дозиметрический контроль уровней фотонного излучения на местности. В случае обнаружения локальных загрязнений поверхности принимаются адекватные меры, направленные на снижение уровней облучения. На промплощадке фотонное излучение от накапливающихся на поверхности земли отложений не является критическим фактором установления нормативов выбросов. Загрязненность территории предприятия относится к техногенно измененному фону, и нормироваться и регулироваться должны не выпадения, а величина загрязненности поверхности земли. Поэтому при расчете величин ПДВ и установлении величин ДВ для критических точек, расположенных на промплощадке, учитываются только два пути облучения: внешнее облучение от радиоактивной струи выброса и поступление в организм человека путем вдыхания. Учитывается также время пребывания и защищенность зданиями.
Поскольку выброс осуществляется из многочисленных низких источников, вклад прямых путей воздействия, рассчитанный даже с учетом пребывания на территории АО "МСЗ" в течение только рабочего времени, будет максимален на промплощадке. Поэтому при расчете доз на население в качестве критической группы берутся сотрудники предприятия, не работающие непосредственно с радиоактивными веществами (группа Б лиц из персонала по НРБ-96) и потребляющие продукты, произведенные в критической точке за пределами промплощадки.
Все вопросы рассеяния выбросов в атмосфере и загрязнения местности выпадениями будут обсуждаться в следующей главе. Здесь будет рассмотрена общая постановка задачи, конкретизирующая положения и требования документа [1].
Расчет ожидаемых доз облучения населения проводился по методикам, изложенным в Приложениях П5 [4] и П6 [2].
Распределение факторов безопасности на местности для каждого источника выбросов рассчитывалось по формуле
\eta = \sum_{r} [\frac{H_{\gamma,V}^{r}}{\text{ПД}} + \frac{H_{\gamma,S}^{r}}{\text{ПД}} + \frac{\text{С}_{V}^{r}}{\text{ДК}_{IH}^{r}} + \sum_{m} \frac{C_{S}^{r}}{\text{ДО}_{m}^{r}}] , (1)
где \eta - фактор безопасности; H_{\gamma,V}^{r} - доза внешнего облучения на местности, обусловленная излучением облака выброса радионуклида r, Зв/год; H_{\gamma,S}^{r} - доза внешнего облучения на местности, обусловленная излучением отложений радионуклида r на поверхность земли, Зв/год; \text{С}_{V}^{r} - среднегодовая концентрация радионуклида r в атмосферном воздухе, Бк/м3; \text{ДК}_{IH}^{r} - его допустимая концентрация в атмосфере при вдыхании, Бк/м3; C_{S}^{r} - годовые выпадения радионуклида r из облака выбросов, Бк/(м2·год); \text{ДО}_{m}^{r} - его допустимое годовое отложение по m-й пищевой цепочке, Бк/(м2·год).
Значения \text{ДК}_{IH}^{r} для населения по ингаляционному пути брались из норм радиационной безопасности. Для нуклидов, не представленных в нормах, они рассчитывались по формуле
, (2)где 3,15·107 - число секунд в году; ПД - установленный предел дозы для населения, Зв/год; R_{IH}^{r} - дозовый фактор конверсии при поступлении радионуклидов r при вдыхании для ожидаемой дозы, Зв/Бк, приведенные в [5]; U_{IH}^{r} - интенсивность легочного обмена для отдельного лица, приведенная в [6], м3/с.
Допустимые отложения \text{ДО}_{m}^{r} рассчитывались по формуле
, (3)где \text{ПГП}_{IG}^{r} - предел годового поступления для населения для перорального пути, взятый из Норм радиационной безопасности, Бк/год;
K_{S}^{r,m} = K_{S1}^{r,m} + K_{S2}^{r,m} , (4)
где K_{S1}^{r,m} - коэффициент перехода "выпадение из атмосферы - поступление в организм человека" радионуклида r с продуктами питания m по воздушному пути, м2; K_{S2}^{r,m} - коэффициент перехода "выпадение из атмосферы - поступление в организм человека" радионуклида r с продуктами питания m по корневому пути, м2.
При отсутствии в Нормах радиационной безопасности ПГП для рассматриваемых радионуклидов его рассчитывают по формуле
, (5)где ПД - установленный предел годовой дозы для населения, Зв/год; R_{IG}^{r} - дозовые факторы конверсии при поступлении радионуклидов r при заглатывании для ожидаемой дозы, Зв/Бк, приведенные в [4].
Коэффициенты K_{S1}^{r,m} и K_{S2}^{r,m} представляют собой долю от годового выпадения на единицу площади сельскохозяйственных угодий активности радионуклида r, поступающей за год с пищевыми продуктами m в организм человека, соответственно, по воздушному и корневому путям при условии равновесного накопления радионуклидов во внешней среде. Методы их расчета изложены в Приложении П6 к Руководству ДВ-98 [2].
Результаты расчета \text{ДО}_{m}^{r} для характерных нуклидов выбросов АО "МСЗ" применительно к Московской области приведены в табл. 7.
Допустимые отложения \text{ДО}_{m}^{r},\text{Ки}/(\text{км}^{2} \cdot \text{год}) , для различных путей облучения (по Московской области)
| Вид продукта | 238U | 235U | 234U | 232U | 239Pu | 230Th | 234Th | 231Th | 226Ra | 210Pb | 210Po | 231Pa |
| молоко | 0,82 | 2,8 | 3,1 | 0,65 | 4,3·10+4 | 140 | 2,8·10+7 | 4,3·10+10 | 3,8·10-2 | 0,17 | 2,0 | 1,4·10+3 |
| мясо | 28 | 95 | 110 | 22 | 2·10+4 | 160 | 1,4·10+7 | 1,4·10+14 | 0,19 | 4,3 | 0,37 | 1,6·10+3 |
| пшеница яровая | 0,19 | 0,65 | 0,73 | 0,15 | 0,83 | 7,3·10-3 | 1,5·10+3 | 2·10+31 | 1,8·10-2 | 2·10-2 | 0,45 | 0,11 |
| рожь | 0,12 | 0,4 | 0,45 | 0,09 | 0,5 | 4,5·10-3 | 1,2·10+3 | 2·10+31 | 1,1·10-2 | 1,4·10-2 | 0,31 | 6,4·10-2 |
| помидоры | 4,4 | 15 | 17 | 3,6 | 19 | 0,17 | 450 | 1,1·10+7 | 0,41 | 0,5 | 3,5 | 2,5 |
| огурцы | 2,6 | 8,7 | 9,8 | 2,0 | 11 | 9,8·10-2 | 180 | 2,9·10+5 | 0,23 | 0,32 | 1,9 | 1,4 |
| яблоки | 3,3 | 11 | 12 | 2,6 | 1,46 | 0,12 | 2,2·10+3 | 1,7·10+8 | 0,31 | 0,28 | 4,0 | 1,8 |
| морковь | 40 | 140 | 150 | 33 | 200 | 1,5 | 2,7·10+4 | 4,7·10+8 | 4,0 | 1,9 | 49 | 22 |
| свекла | 63 | 220 | 240 | 52 | 330 | 2,4 | 4,3·10+4 | 7,9·10+8 | 6,3 | 3,1 | 77 | 35 |
| капуста ранняя | 31 | 110 | 120 | 25 | 140 | 1,2 | 3,6·10+3 | 8,6·10+7 | 3,0 | 2,1 | 22 | 17 |
| капуста поздняя | 4,4 | 15 | 17 | 3,6 | 20 | 0,17 | 3,1·10+3 | 2·10+8 | 0,41 | 0,39 | 5,8 | 2,4 |
| картофель | 2,5 | 8,7 | 9,7 | 2,2 | 1,35 | 9,7·10-2 | 1,8·10+3 | 6,6·10+7 | 0,26 | 0,11 | 2,9 | 1,4 |
| листовые овощи | 1,3 | 4,5 | 5,1 | 1,1 | 5,7 | 5,1·10-2 | 67 | 8,9·10+4 | 0,12 | 0,17 | 0,94 | 0,74 |
| общий для всех путей | 0,057 | 0,19 | 2,2 | 0,046 | 0,26 | 2,4·10-3 | 39 | 6,8·10+4 | 4,8·10-3 | 6,4·10-3 | 8,8·10-2 | 3,4·10-2 |
| Примечания: | 1) | Все данные таблицы рассчитаны по ПГП для ограниченного лица из населения (категории Б облучаемых лиц) по НРБ-76/87. Их применение "законно" для действующих предприятий до 2000 г. [[9]](#p117793). ПГП новых НРБ-96 для некоторых радионуклидов существенно отличаются от ПГП старых НРБ-76/87. | ||||||||||
4. АНАЛИЗ СУЩЕСТВУЮЩЕГО НА ТЕКУЩИЙ МОМЕНТ ФОНОВОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ МЕСТНОСТИ
АО "МСЗ" за всю историю своего существования из радиоактивных веществ имело дело только с переработкой урансодержащей руды и с ураном различной степени обогащения, поэтому в выбросах, жидких и твердых отходах, а следовательно, и в окружающей среде, могут находиться только изотопы урана и продуктов их распада в разной степени равновесия. Из них наибольшую опасность представляет RaA (226Ra), период полураспада которого составляет 1600 лет.
Все радионуклиды урановых цепочек отличаются низким коэффициентом корневого усвоения, поэтому радиоактивное загрязнение растений по корневому пути не будет значимым. Уровень дефляции (вторичного пылеобразования ветром) с закрытого растительностью грунта невелик. В этой ситуации единственным значимым фактором опасности может быть внешнее гамма-излучение от загрязненного грунта. Определенную опасность может представлять попадание в желудочно-кишечный тракт человека радиоактивности с немытых рук, загрязненных во время производства работ или иной деятельности на загрязненной территории. Опасность от эксхаляции радона с загрязненных RaA "пятен" местности по сравнению с другими факторами невелика. Исходя из этого можно констатировать, что для урановых производств, и АО "МСЗ" в частности, достаточной характеристикой безопасности окружающей среды является уровень гамма-излучения на местности.
На карте 1 приведены годовые полевые дозы гамма-излучения, рассчитанные по сети контрольных измерений на местности. Годовая полевая доза облучения предполагает непрерывное пребывание реципиента в данной точке местности в течение всего года без средств защиты. "Пятна" повышенного излучения на территории АО "МСЗ" обусловлены старыми захоронениями конструкций в настоящее время недействующего производства по переработке руды и извлечению радия. Как правило, повышенные уровни излучения обусловлены разного рода земляными работами, во время которых обнажаются засыпанные грунтом излучающие конструкции типа балок и т.п. Максимальный зарегистрированный уровень излучения в этих "пятнах" достигает величины 1,6 мР/час (14 Р в год).
Карта 1. Сложившийся фон гамма-излучения на местности в районе расположения АО "МСЗ", мбэр/год
За оградой предприятия имеется лишь одно "пятно" загрязнения, обусловленное деятельностью АО "МСЗ". Это расположенное на юге хвостохранилище, куда поступали и накапливались жидкие слабоактивные отходы и пульпа, содержащие уран и его дочерние нуклиды с нарушенным равновесием. В настоящее время и в будущем в отвалах хвостохранилища будет происходить дальнейшее накопление дочерних нуклидов за счет распада изотопов урана, и в первую очередь наиболее опасного 226Ra со скоростью 0,04% в год. Наибольший зарегистрированный уровень излучения на территории хвостохранилища достигает 2 мР/час (17,5 Р в год) и обусловлен в основном излучением 226Ra. В настоящее время хвостохранилище огорожено, снабжено предупреждающими об опасности табличками. Пребывание на территории хвостохранилища жителей исключается.
Два других "пятна" повышенного загрязнения местности расположены в черте г. Электросталь, западнее железнодорожного полотна. Они обусловлены на севере - золоотвалами ТЭЦ с максимальным уровнем излучения 0,6 мР/час (5,2 Р в год); на юге - излучением загрязненного сырья на свалке металлолома с зарегистрированным максимумом излучения 0,7 мР/час (6,1 Р в год).
5. ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ В ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЕ ПО РЕПРЕЗЕНТАТИВНЫМ ВЫБРОСАМ. ОБОСНОВАНИЕ ЗАПРОСА НА КВОТУ ОТ ПД И ВЕЛИЧИН ДВ ДЛЯ ИСТОЧНИКОВ АО "МСЗ"
Так как радиоактивные выбросы АО "МСЗ" в атмосферу малы, а многолетние наблюдения не подтверждают их влияния на окружающую среду, оценки радиационной обстановки от репрезентативных (фактических) выбросов будут проведены по упрощенной схеме. Данные расчеты позволят оценить уровень опасности от существующих выбросов отдельных источников и обоснованно выбрать для них величины допустимых выбросов (ДВ). Детальные расчеты радиационной обстановки от заявленных величин ДВ мы проведем по точной модели в последующих главах, когда будем рассчитывать величины предельно допустимых выбросов (ПДВ) и допустимые нормы выбросов (ДНВ).
Для предварительных оценочных расчетов можно воспользоваться любой упрощенной методикой расчета рассеяния примеси в атмосфере. Для среднегодового фактора разбавления \overline{G},\text{с}/\text{м}^{3} , здесь будет использована формула метода "огибающей" [7]
\overline{G^{max}} = \frac{2}{(2\pi)^{3/2}} \frac{\xi}{\sqrt{e} H\overline{u}x} , (6)
где e = 2,73 - основание натурального логарифма; \overline{u} - среднегодовая скорость ветра, м/с; x - расстояние от источника, м; H - высота выброса, м; \xi - вытянутость розы ветров.
Формула (6) получена на основе гауссовой модели. Она дает максимально возможные оценки на расстоянии x. Имея в виду, что эта формула не учитывает влияние зданий и штилевых условий, приводящее к увеличению приземных концентраций, в качестве высоты выброса H мы использовали геометрические высоты источников. Динамический и тепловой подъем струи выбросов при оценочных расчетах не учитывался, что частично скомпенсировало исключение из рассмотрения влияния зданий и штилей. При оценочных расчетах примем x = 500 м. Это среднее расстояние от источников до границы промплощадки, которое изменяется в пределах 300 - 650 м. Поскольку расчеты проводятся на границе промплощадки, при оценках фактора безопасности учтены все пути облучения, включая пищевые цепочки.
По найденной величине максимума фактора разбавления \overline{G^{max}} консервативные оценки среднегодовых концентраций радионуклидов в атмосферном воздухе рассчитывались по формуле
, (7)где 3,15·107 - число секунд в году; Qr - годовой выброс рассматриваемого радионуклида r, Ки/год.
Зная среднегодовые концентрации радионуклида r в приземном слое воздуха \overline{\text{С}_{V}^{r}},\text{Ки}/\text{м}^{3} , годовые отложения \text{С}_{S}^{r},\text{Ки}/(\text{м}^{2} \cdot \text{год}) , рассчитывались по формуле
\text{С}_{S}^{r} = \overline{\text{С}_{V}^{r}}V_{g}3,15 \cdot 10^{7} , (8)
где Vg = 0,01 - эффективная скорость сухого и "мокрого" (во время выпадения осадков) осаждения радионуклидов на почву, м/с.
Фактор безопасности рассчитывался по формуле
\eta = \sum_{r} [\frac{\overline{\text{С}_{V}^{r}}}{\text{ДК} \sum^{r}} + \frac{C_{S}^{r}}{\text{ДО} \sum^{r}}] , (9)
где \text{ДК} \sum^{r} - допустимая концентрация рассматриваемого радионуклида r в воздухе для суммы прямых путей облучения (вдыхания и внешнего излучения облака выброса); \text{ДО} \sum^{r} - его допустимое отложение для суммы пищевых цепочек и внешнего излучения от следа отложений.
Суммарную \text{ДК} \sum^{r} находят, решая уравнение
\frac{1}{\text{ДК} \sum^{r}} = \frac{1}{\text{ДК}_{IH}^{r}} + \frac{1}{\text{ДК}_{\gamma,V}^{r}} , (10)
где \text{ДК}_{IH}^{r} - допустимая концентрация радионуклидов в воздухе для ингаляционного пути поступления; \text{ДК}_{\gamma,v}^{r} - их допустимая концентрация для внешнего облучения от облака выбросов.
Суммарную \text{ДО} \sum^{r} находят, решая уравнение
\frac{1}{\text{ДО} \sum^{r}} = \frac{1}{\text{ДО}_{\gamma,S}^{r}} + \frac{1}{\text{ДО}_{IG}^{r}} , (11)
где \text{ДО}_{\gamma,V}^{r} - допустимые отложения радионуклидов на почву для внешнего облучения от следа выпадений; \text{ДО}_{IG}^{r} - их допустимые отложения для пищевых цепочек. Они рассчитаны в гл. 3 (см. табл. 7).
Расчеты проведены для основных дозообразующих нуклидов - 238U, 235U и 234U. С целью оценки влияния накапливающихся в исходном сырье продуктов распада, в расчет включен также один из наиболее радиотоксичных дочерних нуклидов - 230Th. Будет показана незначимость их влияния. Результаты расчетов ДК и ДО представлены в табл. 8. При расчетах фактора разбавления все источники объединения формировались в группы, признаком которых являлась одинаковая геометрическая высота источника. Оценочные расчеты факторов безопасности для таких групп источников сведены в табл. 9, где представлены вклады в фактор безопасности отдельных нуклидов. Наиболее значимым с точки зрения величины вклада в фактор безопасности является 234U. Сумма факторов безопасности от всех источников равна 8,6·10-3.
Допустимые концентрации ДКr и допустимые отложения ДОr основных дозообразующих радионуклидов выброса АО "МСЗ"
Примечание: ДОr по пищевым цепочкам взяты из табл. 7 данного отчета.
Результаты оценочного расчета факторов безопасности от репрезентативных радиоактивных выбросов АО "МСЗ" по упрощенной схеме
, (12)где \xi - вытянутость розы ветров, а H - высота выброса дали величину суммарного для всех источников фактора безопасности, равную \eta \sum = 0,01 . Это означает, что на границе промплощадки доза от фактических выбросов, рассчитанная с учетом всех путей воздействия, не превышает величину 1% квоты от предела дозы для отдельных лиц из населения.
Руководствуясь существующим объемом производства, величиной фактических выбросов, а также перспективой расширения производства ТВЭЛов, с учетом всех технологических особенностей производства, для заявки на разрешение специалистами АО "Машиностроительный завод" объединения были выбраны нормативы допустимых выбросов основных нуклидов, представленные в табл. 10.
Заявляемые допустимые выбросы в атмосферу основных радионуклидов АО "МСЗ"
6. ОБОСНОВАНИЕ ВЫБОРА МЕТОДИКИ РАСЧЕТА РАССЕЯНИЯ ВЫБРОСОВ В АТМОСФЕРЕ. РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТОВ
Рассеяние примеси в районе расположения АО "Машиностроительный завод" происходит в сравнительно простых орографических условиях. Нет больших водных поверхностей, рельеф ровный, мощных градирен, способных внести возмущение в картину рассеяния, нет. Подстилающая поверхность вокруг и на территории промплощадки представляет собой здания, городские застройки и лесистые ландшафты, перемежающиеся кустарниками. Для этих условий представительная оценка "высоты шероховатости" поверхности равна z0 = 40 см.
При расчетах использована гауссова модель диффузии примеси в атмосфере, в настоящее время в наибольшей степени обеспеченная экспериментально и, следовательно, дающая более надежные результаты. Используемая модификация модели в полном объеме изложена в Приложении П4 к Руководству ДВ-98 [8].
Она позволяет учесть: - реальную повторяемость категорий устойчивости атмосферы, рассчитанную по румбам и по градациям скоростей ветра, включая штили и слабые ветры; - тепловой и динамический подъем струи выбросов по траектории, а не "эффективную высоту выброса", как ранее; - влияние зданий на рассеяние выбросов и начального разбавления примеси в трубе; - влияние сухого оседания примеси и вымывания ее из атмосферы осадками; - вторичный ветровой подъем выпавшей на поверхность земли примеси; - эффект истощения струи во время движения по ветру и радиоактивных превращений радионуклидов по изобарным цепочкам; - влияние штилевых условий и условий со слабым ветром.
Рекомендуемый в Приложении П4 к Руководству ДВ-98 метод расчета рассеяния примеси в атмосфере позволяет учесть вклад как полного штиля, так и искажения штилевого облака выбросов, обусловленные слабыми ветрами. К сожалению, без численного интегрирования здесь не обойтись.
В настоящий момент использованная модель имеет полное программное обеспечение для расчетов на ПЭВМ.
Метеорологическое обеспечение расчетов
Под ним подразумевается установление дифференциального распределения повторяемостей \omega_{n,j,k} по категориям устойчивости j, направлениям n и скоростям ветра k. Расчеты повторяемостей \omega_{n,j,k} проводились по годичному циклу наблюдений на ближайшей к г. Электросталь метеостанции "Подмосковная", расположенной примерно в 100 км на запад. Полученные результаты следует считать оценочными, так как годовая статистика недостаточна.
Осложнило расчеты то обстоятельство, что Московский центр гидрометеорологии предоставил не 8-срочные данные ветровых наблюдений, как было заказано, а 4-срочные. Идеальной была бы организация 3-годичного цикла наблюдений непосредственно на площадке АО "МСЗ". Так, для 3-годовой статистики и 8-срочном стандартном суточном цикле измерений метеоэлементов мы имеем набор из 9000 данных. Для 16-румбовой азимутальной розы ветров, 7 категорий устойчивости и 6-группового распределения по скоростям мы имеем всего ~ 670 позиций ("карманов" n, j, k). Следовательно, при равномерном их заполнении на каждую позицию (n, j, k) придется в среднем по 14 данных. Для представительных расчетов этого было бы достаточно. Однако согласно представленным метеоданным мы имеем 1-годовую статистику при 4-срочных в течение суток наблюдениях, то есть набор всего из 1460 данных. Средняя "заполненность" карманов при этом составляет 2,1 данных на карман. Этого явно недостаточно. Обнадеживает тот факт, что полученная нами годовая роза ветров практически совпала с многолетней розой, измеренной ранее на промплощадке.
Классификация по категориям устойчивости проводилась по схеме Смита [7], что отвечает используемому аналитическому представлению вертикальной дисперсии струи выбросов \sigma_{z,j} по Хоскеру-Смиту [8]. В ее основу были положены измерения по стандартным срокам наблюдения скорости и направления ветра на высоте стандартной метеомачты, облачность в ночное время, и величина суммарной солнечной радиации днем. Заметим, что это сейчас наилучший, основанный на прямых инструментальных измерениях способ классификации погодных условий.
При расчетах повторяемостей \omega_{n,j,k} большое значение имеет способ разбиения диапазона скоростей ветра на k "карманов". С одной стороны, при ограниченном наборе данных для статистической достоверности результатов число "карманов" не должно быть велико. С другой же стороны, их число не должно быть слишком мало, чтобы не сказалась неравномерность распределения внутри каждого "кармана".
Сложным оказался вопрос о выборе нижней границы скорости ветра uk, за которой метеоусловия считаются штилевыми. Дело в том, что понятие "штилевые условия" в синоптической метеорологии и микрометеорологии (атмосферной диффузии) не совпадают. В первой штилевыми считаются условия, когда скорость ветра ниже чувствительности прибора. Зачастую, когда u < 1 м/с. Во втором случае штилем считается состояние, когда турбулентная диффузия примеси опережает перенос ветром. В этом случае выбросы принимают форму облака, накапливающегося вблизи трубы, а не форму сносимой по ветру струи. Анализ погодных условий показал, что в Московской области общая повторяемость штилевых условий высока. Она составляет 22%. При таких больших повторяемостях при расчете рассеяния примеси в атмосфере штилевыми условиями пренебрегать нельзя.
Весь диапазон изменения скорости ветра был разбит на поддиапазоны ("карманы") так, чтобы скорость ветра внутри каждого "кармана" не менялась больше чем в два раза. Результаты расчетов \omega_{n,j,k} представлены в табл. 11.
Повторяемости (%) категорий устойчивости в зависимости от направления ветра и его градаций по скоростям
На рис. 4 - 11 изображены розы ветров в градациях по скоростям ветра, рассчитанные по полученным значениям \omega_{n,j,k} по формуле
r_{n} = \sum {}_{n}\omega_{n,j,k} \sum_{j} \sum_{k} \omega_{n,j,k} . (13)
Рис. 4. Розы ветров при ветре 0,50 - 1 м/с
Рис. 5. Розы ветров при ветре 1 - 2 м/с
Рис. 6. Розы ветров при ветре 2 - 4 м/с
Рис. 7. Розы ветров при ветре 4 - 8 м/с
Рис. 8. Розы ветров при ветре 8 - 15 м/с
Рис. 9. Розы ветров при всех градациях скорости ветра
Рис. 10. Розы ветров при слабом ветре (штиле)
Рис. 11. Розы ветров по градациям скоростей
В табл. 12 представлены интегральные повторяемости категорий устойчивости \omega_{n,j,k} для всех направлений ветра, рассчитанные по формуле
\omega_{j,k} = \sum_{n} \omega_{n,j,k} . (14)
Распределение повторяемости погодных условий, выраженных в процентах, по категориям устойчивости j и скорости ветра k (по данным м/с "Подмосковная")
Заметим, что в гауссовой модели рассеяния Хоскера-Смита не выделена в самостоятельную единицу категория G (сильно устойчивые условия). Поэтому в практических расчетах все случаи реализации категории G идентифицировались, как категория F (устойчивые условия).
Среднегодовые факторы разбавления
Задача расчета рассеяния непрерывных выбросов сводится к расчету среднегодового фактора разбавления \overline{G}(x,y,z = 0),\text{с}/\text{м}^{3} для приземных концентраций, и для выпадений - интеграла по вертикальной координате z от фактора разбавления \overline{G^{z}}(x,y)\text{с}/\text{м}^{2} , равного
\overline{G^{z}}(x,y) = \int_{0}^{\infty} \overline{G}(x,y,z)dz . (15)
Из всего многообразия методов расчета факторов разбавления гауссова модель рассеяния выбрана не только потому, что она наиболее широко используется в мире и рекомендована практически всеми международными организациями. Наряду с гауссовой существуют значительно более развитые теории и модели рассеяния примеси в атмосфере, которые также рекомендуются различными международными и отечественными организациями. Они дополняют друг друга в тех или иных аспектах. Большинство из них отличаются большой сложностью и требуют труднодоступных параметров, не измеряемых сетью метеостанций и постов гидрометеослужбы и, как правило, охватывающих весь пограничный слой атмосферы. Главным образом именно эта необеспеченность входными параметрами не позволяет широко использовать совершенные, теоретически более привлекательные, чем гауссова, модели рассеяния.
Наконец, не на последнем месте стоит вопрос об адекватности применяемых моделей. Здесь следует сказать, что сложность процессов атмосферной диффузии такова, что любые, самые совершенные и современные модели пока все еще являются грубой идеализацией реальных атмосферных процессов. Поэтому все они обязательно должны быть обеспечены статистикой наблюдений и по существу являются полуэмпирическими моделями. Среди значительного числа теорий и математических моделей различной степени сложности не так уж и много хорошо обеспеченных экспериментальным материалом. Это делает их похожими на сложные математические игрушки.
В отличие от них гауссова модель с точки зрения представительности получаемых результатов при разумной простоте и доступности входных параметров - вне конкуренции. Надо иметь в виду, что даваемые ей формулы в конечном счете используются как полуэмпирические соотношения, а все наборы кривых \sigma_{y}(x) и \sigma_{z}(x) , а также формулы, аппроксимирующие их аналитическими выражениями, являются обобщением прямых наблюдений за рассеянием разного рода примесей в атмосфере. Они рассчитаны по результатам контроля за реально действующими источниками выбросов. Использованная для этого статистика данных огромна. Существуют специальные банки данных, где накапливается экспериментальный базис для уточнения значений \sigma_{y}(x) и \sigma_{z}(x) . Фактически сейчас гауссова модель является аналитической формой обобщения и представления накопленных экспериментальных данных. Именно поэтому она рекомендуется в качестве основы для практических расчетов концентрации примеси в приземном слое воздуха большинством международных организаций, что в конечном счете и определило выбор ее в качестве основы прогноза ситуации и нормирования допустимых выбросов на АО "МСЗ".
Расчет коэффициентов \overline{G},\text{с}/\text{м}^{3} , и \overline{G^{z}},\text{с}/\text{м}^{2} , проводился по следующим соотношениям [8]
\overline{G} = \frac{2N}{(2\pi)^{3/2}x} \sum_{n} \eta_{r,n} \sum_{j} \sum_{k} \frac{\omega_{n,j,k}\text{Ф}_{j,k}}{\sigma_{z,j}u_{k}} exp[- \frac{(H_{g} + \Delta H_{j,k})^{2}}{2\sigma_{z,j}^{2}}] , (16)
\overline{G^{z}} = \frac{N}{2\pi x} \sum_{n} \sum_{j} \sum_{k} \frac{\omega_{n,j,k}}{u_{k}} \text{Ф}_{j,k} , (17)
где x - расстояние от источника по ветру, м; индексы означают: n - номер сектора (азимут направления ветра), j - номер категории устойчивости атмосферы, k - номер "кармана" в разбиении по скоростям ветра; N - числа используемых секторов направления ветра (румбов); \eta_{r,n} - поправка на рельеф для n-го направления ветра; \omega_{n,j,k} - частота события, заключающегося в реализации n-го направления ветра, j-й категории устойчивости атмосферы и k-й скорости ветра (при этом \sum_{n} \sum_{j} \sum_{k} \omega_{n,j,k} = 1 ); uk - характерная скорость ветра на высоте стандартной метеомачты для k-го кармана распределения, м/с; \sigma_{z,j} - дисперсия струи в вертикальном направлении для j-й категории устойчивости, м; Фj,k - зависящая от расстояния x безразмерная функция истощения струи за счет радиоактивного распада, сухого оседания и вымывания примеси осадками; Hg - геометрическая высота выброса (высота трубы), м; \Delta H_{j,k} - зависящая от x траектория подъема струи для j-й категории устойчивости и k-й скорости ветра, м.
Результаты расчетов среднегодовых факторов разбавления для выброса из двух характерных источников - 0025, с трубой 80 м, и 0084 с шахтным выбросом на крышу здания представлены соответственно на картах 2 и 3. В последнем случае использован метод объемного источника, учитывающий влияние здания.
Карта 2. Распределение среднегодового фактора разбавления \overline{G},\text{с}/\text{м}^{3} , на местности для высокого источника 0025 (Hg = 80 м)
Карта 3. Распределение среднегодового фактора разбавления \overline{G},\text{с}/\text{м}^{3} , на местности для низкого источника 0083 с шахтным выбросом на крышу здания
Расчеты показали, что наибольшие значения факторов разбавления наблюдаются, в соответствии с вытянутостью розы ветров, в направлении на север. Они равны: для выбросов из источника 0025 - \overline{G} = 3,3 \cdot 10^{- 7}\text{с}/\text{м}^{3} ; для шахтных выбросов источника 0025 с крыши здания в зоне максимума приземной концентрации - \overline{G} = 4,7 \cdot 10^{- 6}\text{с}/\text{м}^{3} .
Среднегодовые концентрации в воздухе
Расчет среднегодовых концентраций \overline{A_{V}},\text{Бк}/\text{м}^{3} , проводился по следующей формуле
, (18)где Qr - годовой выброс радионуклида r, Бк/год; 3,15·10-7 - число секунд в году; \overline{G},\text{с}/\text{м}^{3} - среднегодовой фактор разбавления, определяемый как отношение концентрации выбрасываемой примеси к средней интенсивности выброса. Метод его расчета приведен в Приложении П4 к Руководству ДВ-98 [8]. Результаты расчета удельной \alpha - \text{активности} в приземном воздухе для трех важнейших нуклидов - 238U, 235U, 234U и 236U в сумме представлены на карте 4. Максимальная концентрация суммы равна 1,9·10-17 Ки/л. Максимум находится на промплощадке. На карте 5 представлено распределение среднегодовой концентрации 239Pu с максимумом, равным 1,5·10-18 Ки/л.
Карта 4. Распределение среднегодовой приземной концентрации суммы изотопов урана (238U, 235U, 234U и 236U), Ки/м3, на местности для всех источников АО "МСЗ"
Карта 5. Распределение среднегодовой приземной концентрации 239Pu, Ки/м3, на местности от планируемых выбросов реконструируемых источников АО "МСЗ"
Выпадения на поверхность земли
Расчет выпадений AS, Бк/(м2·год), проводился по формуле
A_{S} = Q^{r}\overline{G_{S}} , (19)
где \overline{G_{S}},\text{м}^{- 2} - т.н. среднегодовой фактор отложения, равный
\overline{G_{S}} = \overline{\Lambda}\overline{G^{z}} + V_{g}\overline{G} ; (20)
Qr - годовой выброс радионуклида r, Бк/год; \overline{G^{z}},\text{с}/\text{м}^{2} - интеграл по вертикали среднегодового фактора разбавления \overline{G} ; Vg - скорость сухого оседания аэрозолей, м/с; \overline{\Lambda} - среднегодовое значение постоянной вымывания, с-1.
Для нахождения среднегодовой интенсивности выпадения осадков \overline{I} , необходимое для расчета среднегодовой постоянной вымывания, общее годовое количество осадков данного типа делилось на число часов в году. Значения \overline{\Lambda} для разных типов осадков вычислялись с учетом их относительной вымывающей способности. Хорошей оценкой среднегодового значения коэффициента вымывания для Московской области является \overline{\Lambda} = 5,7 \cdot 10^{- 7}c^{- 1} .
На карте 6 приведены результаты расчета годовых выпадений 239Pu, Наибольшие значения выпадений будут наблюдаться на промплощадке. Они равны 3,4·10-4 Ки/(км2·год).
Карта 6. Распределение годовых выпадений 239Pu, Ки/(м2·год), на местности от планируемых выбросов реконструируемых источников АО "МСЗ"
7. РЕЗУЛЬТАТЫ УТОЧНЕННЫХ РАСЧЕТОВ ОЖИДАЕМЫХ ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ И ФАКТОРОВ БЕЗОПАСНОСТИ НА МЕСТНОСТИ
Расчет ожидаемых годовых дозовых нагрузок на население от радиоактивных выбросов объединения проводился по общей формуле
\overline{H} = \overline{H_{a,\gamma}} + Q^{r}[\overline{G}B_{a,IH}^{r} + \overline{G_{S}}(B_{S,\gamma}^{r} + B_{S,IG}^{r})] , (21)
где \overline{H_{a,\gamma}} - доза от фотонного излучения струи радиоактивных выбросов, Зв/Бк; Qr - годовой выброс радионуклида r, Бк/год; \overline{G} - среднегодовой фактор разбавления для приземной концентрации, с/м3; \overline{G_{S}} - среднегодовой фактор выпадения на подстилающую поверхность, м-2, B_{a,HJ}^{r} - дозовый фактор конверсии при вдыхании r-го радионуклида, Зв·м3/(с·Бк); B_{S,\gamma}^{r} и B_{S,IG}^{r} - дозовые факторы конверсии радионуклида r соответственно для внешнего облучения от следа выпадений и пищевых цепочек, Зв·м2/Бк [4]. Формулы для расчета всех входящих в (21) величин приведены в Приложениях к Руководству ДВ-98 [2, 4, 8].
Соотношение (21) обеспечивает расчет ожидаемых доз по всем основным путям воздействия, включая внешнее фотонное излучение облака и отложений, вдыхание и пищевые цепочки. Дозы, связанные с выпадениями на землю и, следовательно, зависящие от накопления в почве, вычислялись на 50-й год после пуска производства. При этом учитывался не только радиоактивный распад, но и процессы их "биологического" выведения за счет диффузии в глубь почвы и выведения с растениями. Учет "экологического" выведения приводит к тому, что на 50-й год накопление даже весьма долгоживущих радионуклидов, с точки зрения воздействия на человека, близко к равновесному уровню.
Результаты расчетов представлены на карте 7. На ней изображено распределение в районе г. Электросталь эффективных ожидаемых доз облучения взрослого человека от годовых допустимых выбросов всех источников объединения, приведенных в табл. 10 и рассчитанных с учетом всех путей облучения. При расчетах доз на территории объединения учитывались только прямые пути облучения (внешнее облучение и ингаляционный путь) с временем пребывания, соответствующим 40-часовой рабочей неделе (2000 час/год). Для внешнего облучения также учитывался коэффициент защищенности зданиями, принятый равным: для излучения облака - 0,6; для излучения от загрязненной земли - 0,3.
Карта 7. Распределение ожидаемых годовых эффективных доз облучения на местности от выбросов радионуклидов всеми источниками АО "МСЗ" на уровне ДВr
На более крупномасштабной карте 8 изображено рассчитанное с учетом всех путей облучения распределение на местности фактора безопасности от выбросов комбината, принятых в качестве допустимых (см. табл. 10). При расчете факторов разбавления приняты те же допущения о режиме пребывания на промплощадке, что и при расчетах доз. Критическая точка, где реализуется максимальное значение фактора безопасности, несмотря на ограниченное время пребывания персонала, расположена на промплощадке. Она помечена красным крестом в кружке с надписью "max". Расположение максимума фактора безопасности на территории АО объясняется влиянием штилевых условий, повторяемость которых по предоставленным данным м/с "Подмосковная" весьма велика (21% в год). Максимальные значения фактора безопасности равны \eta^{max} = 0,011 , что обеспечивает запас по нормативам НРБ-76/87 для населения в 91 раз, и соответствует квоте 1,1% от ПД. Разница, получаемая в оценке запаса по эффективным дозам и фактору безопасности, объясняется разными методическими подходами к расчету доз: оценки эффективных доз основаны на 61-й публикации МКРЗ, а нормативы НРБ-76/87, используемые для расчета факторов безопасности, основаны на моделях публикации N 2 МКРЗ 1958 г.
Карта 8. Распределение ожидаемых годовых эффективных доз облучения на промплощадке и вблизи от нее при выбросах радионуклидов всеми источниками АО "МСЗ" на уровне ДВr
На рис. 12 изображена изомерная картинка распределения фактора безопасности на местности. Она полностью соответствует карте 8. "Провал" поля фактора безопасности над территорией АО "МСЗ" обусловлен ограничениями ее использования и времени пребывания на ней. Следует заметить, что учет штилевых условий приводит к заметному увеличению значений фактора безопасности вблизи источников, принимающему форму острых пиков, по абсолютной величине превосходящих максимальные значения фактора безопасности на границе промплощадки.
Рис. 12. Изомерия поля фактора безопасности на местности вблизи АО "МСЗ"
Локальный максимум фактора безопасности, рассчитанный с учетом всех пищевых цепочек, расположен на юго-восточной границе промплощадки. На карте 8 он помечен красным крестом в кружке. И поскольку юридических ограничений использования земли за пределами АО "МСЗ" нет, то эту точку местности и следует считать критической. Для этой точки были проведены расчеты по структуре формируемого в ней облучения, дифференциальных вкладов отдельных путей облучения, различных радионуклидов и источников выбросов. Результаты расчетов для принятых величин ДВ представлены в табл. 13 - 15.
В табл. 13 приведены дифференциальные и суммарные вклады в фактор безопасности в этой точке отдельных нуклидов по различным путям облучения. В сумме все нуклиды выброса всех источников объединения формируют значение фактора безопасности в этой точке, равное 7,2·10-3. При этом ингаляционный путь облучения дает вклад, равный 73%. Вклад пищевых цепочек в сумме равен 23% (это при условии, что в данной точке выращивается весь набор продуктов и фуража). Вклад внешнего гамма-излучения незначителен. Так, рассчитанный с учетом 50-летнего накопления на почве нуклидов выброса, вклад внешнего излучения от следа выпадений составляет 0,03%. Из нуклидов наиболее значим вклад 239Pu (~ 66%). Остальные нуклиды обеспечивают соответственно: 234U - 22%, 238U - 11%, 235U - 1,2%, 133I - 2,1%, 106Ru - 1,8%, 14C - 1,7%, 239Pu - 1,2%. Вклад каждого из остальных нуклидов не превышает 0,3%.
Вклады в фактор безопасности отдельных радионуклидов и путей облучения в точке 1, на 50-й год эксплуатации всех источников предприятия АООТ "Машиностроительный завод", рассчитанные с учетом накопления радионуклидов выброса в окружающей среде
-
внутренне облучение учитывалось: для ингаляционного пути - использованы допустимые концентрации ДК для категории Б, для поступления с пищей - пределы годового поступления ПГП(Б), взятые из НРБ-76/87. Для нуклидов, отсутствующих в списке табл. 9.1 НРБ, ДК(Б) и ПГП(Б), рассчитывались по факторам конверсии "поступление - доза", взятым из Публикации 30 МКРЗ, исходя из направленных пределов эквивалентных доз ПД(Б) для трех групп критических органов 0,5, 1,5 и 3,0 бар/год. Рассчитанные таким образом ДК и ПГП, в отличие от взятых из НРБ, отмечены спереди знаком *. При расчетах учитывалась дефляция (вторичное пылеобразование) осевшей примеси;
-
дозы от гамма-излучения выпадений на почву рассчитаны с учетом накопления дочерних нуклидов;
-
отсутствие строки с путем облучения или органом означает, что дозы по этой позиции для всех нуклидов равны нулю;
-
учтено загрязнение продуктивных частей растений как непосредственно выпадением, так и по корневому пути;
-
учтены вклады в дозу как периода выпаса животных, так и их стойлового содержания, когда потребляется местное сено, заготовленное летом;
-
заданные для расчета суммарного фактора безопасности пути облучения, характерные для данной местности, помечены знаком +;
В табл. 14 представлены вклады в фактор безопасности в рассматриваемой точке выбросов отдельных источников выброса по различным путям облучения и в сумме. Практически весь вклад делают 5 источников. Это: ист. 0083 - 63%, ист. 0035 - 12%, ист. 0084 - 12%, ист. 0025 - 6,7% и ист. 0031 - 2,6%. Вклады каждого из остальных источников меньше 1%, и в сумме - 3,7%.
Обобщенная таблица вкладов в фактор безопасности основных путей облучения в точке 1, на 50-ый год эксплуатации предприятия АООТ "Машиностроительный завод", рассчитанных для каждого источника выбросов и их суммарного действия с учетом накопления радионуклидов выброса в окружающей среде
-
внутреннее облучение учитывалось: для ингаляционного пути - использованы допустимые концентрации ДК для категории Б, для поступления с пищей - пределы годового поступления ПГП(Б), взятые из НРБ-76/87. Для нуклидов, отсутствующих в списке табл. 9.1 НРБ, ДК(Б) и ПГП(Б), рассчитывались по факторам конверсии "поступление - доза", взятым из Публикации 30 МКРЗ, исходя из направленных пределов эквивалентных доз ПД(Б) для трех групп критических органов 0,5, 1,5 и 3,0 бар/год. При расчетах учитывалась дефляция (вторичное пылеобразование) осевшей примеси;
-
дозы от гамма-излучения выпадений на почву рассчитаны с учетом накопления дочерних нуклидов;
-
учтено загрязнение продуктивных частей растений как непосредственно выпадением, так и по корневому пути;
-
учтены вклады в дозу как периода выпаса животных, так и их стойлового содержания, когда потребляется местное сено, заготовленное летом;
-
при расчете суммарного фактора безопасности по пищевым цепочкам учтены следующие, производимые в данной местности, продукты: молоко, мясо, пшеница яровая, рожь, помидоры, огурцы, яблоки, морковь, свекла, капуста ранняя, капуста поздняя, картофель, лист. овощи;
В табл. 15 в качестве примера приведены дифференциальные вклады в фактор безопасности в рассматриваемой точке различных нуклидов и различных путей облучения от выбросов источника 0083.
Вклады в фактор безопасности различных нуклидов и путей облучения в точке 1, на 50-й год эксплуатации источника 0083, рассчитанные с учетом накопления радионуклидов выброса в окружающей среде
-
внутреннее облучение учитывалось: для ингаляционного пути - использованы допустимые концентрации ДК для категории Б, для поступления с пищей - пределы годового поступления ПГП(Б), взятые из НРБ-76/87. Для нуклидов, отсутствующих в списке табл. 9.1 НРБ, ДК(Б) и ПГП(Б), рассчитывались по факторам конверсии "поступление - доза", взятым из Публикации 30 МКРЗ, исходя из направленных пределов эквивалентных доз ПД(Б) для трех групп критических органов 0,5, 1,5 и 3,0 бар/год. Рассчитанные таким образом ДК и ПГП, в отличие от взятых из НРБ, отмечены спереди знаком *. При расчетах учитывалась дефляция (вторичное пылеобразование) осевшей примеси;
-
дозы от гамма-излучения выпадений на почву рассчитаны с учетом накопления дочерних нуклидов;
-
отсутствие строки с путем облучения или органом означает, что дозы по этой позиции для всех нуклидов равны нулю;
-
учтено загрязнение продуктивных частей растений как непосредственно выпадением, так и по корневому пути;
-
учтены вклады в дозу как периода выпаса животных, так и их стойлового содержания, когда потребляется местное сено, заготовленное летом;
-
заданные для расчета суммарного фактора безопасности пути облучения, характерные для данной местности, помечены знаком +;
8. ОБОСНОВАНИЕ ЗАПРОСА НА ВЕЛИЧИНУ ПРЕДОСТАВЛЯЕМОЙ КВОТЫ ОТ ПД, ДК И ДО, РАСЧЕТ ДЛЯ ВСЕХ ИСТОЧНИКОВ ВЫБРОСА ВЕЛИЧИН ПДВ И ДОПУСТИМЫХ НОРМ ВЫБРОСА
Использование понятия фактор безопасности делает расчет предельно допустимых выбросов простым и наглядным. По определению фактор безопасности равен единице в случае достижения основных и производных пределов доз. Тогда выбросы, которые обеспечивают единичное значение фактора безопасности в точке его максимума, и есть предельно допустимые. Из этого следует простой алгоритм расчета ПДВ. Для рассматриваемого источника задается произвольное значение выброса данного нуклида Qr. В качестве Qr, в частности, можно использовать выбранную величину ДВ или величину фактического выброса. Исходя из заданной величины Qr для данного источника с учетом всех особенностей рассчитывается поле фактора безопасности на местности. Затем ищется абсолютный максимум \eta_{r}^{max} фактора безопасности от выбросов данного нуклида. По найденному максимуму фактора безопасности величина ПДВr для нуклида r рассчитывается по формуле
. (22)При этом следует иметь в виду, что для разных нуклидов положение максимума фактора безопасности может быть разным. В случае выброса аэрозоля, критическим путем для которого является вдыхание, положение максимума фактора безопасности совпадет с максимумом приземной концентрации. В случае же выброса, например, гамма-излучающего инертного газа максимум фактора безопасности будет вблизи от источника, под приподнятой струей выброса, где приземная концентрация может быть ничтожно мала.
Следует заметить, что найденные таким образом величины ПДВr не зависят от величин выбросов других нуклидов ни рассматриваемым, ни другими источниками. Их нет нужды пересматривать и в будущем, в случае если технология выброса (температура, высота, объем выбрасываемой газовоздушной смеси) не меняется. Их можно использовать в последующем при продлении срока действия разрешения на выбросы или при ее пересмотре с целью изменения величин допустимых выбросов.
Используя описанный алгоритм, мы провели расчеты ПДВr и допустимых норм выбросов ДНВr, равных
где ДВr - принятая допустимая норма выброса радионуклида r.
Результаты расчетов приведены в сводной табл. 1, представленной в разрешении на радиоактивные выбросы. Расчеты показали, что максимального значения фактор безопасности в основном из-за влияния штилей, продолжительность которых составляет 21% в год, достигает на территории промплощадки, вблизи от источника 0083. Там он равен 1,1% от ПД. На границе промплощадки максимум фактора безопасности не превышает значения 0,73% от ПД. Причем больший вклад в него дает ингаляционный путь облучения (73%).
Приведенные расчеты дают основание полагать, что предлагаемые нормативы выбросов дадут вклад в облучение местных жителей, не превышающий 1% от ПД, то есть в 5 раз меньше квоты для атомных станций.
9. ОБОСНОВАНИЕ ОБЪЕМА, ПЕРИОДИЧНОСТИ И ФОРМЫ ТЕКУЩЕГО КОНТРОЛЯ ЗА РАДИОАКТИВНЫМИ ВЫБРОСАМИ, ВЕЛИЧИН КУВ
Вопросы обоснования объема, периодичности и формы текущего контроля за выбросами определяются технической политикой АО "МСЗ" и структурой существующих служб, парком приборов контроля. При установлении величин контрольных уровней выбросов (КУВ) следует исходить из назначенных величин ДВ, но предметом контроля могут быть и производные величины, такие, как удельная активность выбросов, активность фильтров и др. Установление КУВ - это отдельный вопрос, тесно связанный с технологией производств. Он является внутренним делом объединения.
Технологический цикл АО "МСЗ" отличается стабильностью, что предполагает также и стабильность выбросов. Крупные радиационные аварии типа катастроф полностью исключены ввиду отсутствия накопления радиоактивных веществ, как это, например, имеет место в атомных реакторах. На складах хранится лишь необходимый запас низкоактивного сырья и готовой продукции. В производстве одновременно находится ограниченное количество радиоактивных веществ, не способное в случае аварии оказать неблагоприятное радиационное воздействие на окружающую среду.
Анализ, проведенный в предыдущих главах, показал, что значимый вклад в фактор безопасности, а следовательно, и в дозы облучения, дают только следующие долгоживущие радионуклиды: 238U, 235U, 234U и 239Pu. Выбросы этих нуклидов и подлежат контролю. Вклад в дозу облучения выбросов накопившихся дочерних продуктов распада, включая 232U, ничтожен.
При стабильном производстве, характерном для АО "МСЗ", достаточным является месячный контроль за концентрацией указанных радионуклидов в выбросах. Основными объектами контроля при этом являются выбросы источников 0083, 0035, 0084, 0025 и 0031, которые дают 99% вклад в фактор безопасности в критической точке местности на границе промплощадки. Остальные источники в сумме дают вклад, не превышающий 1% от 1%-й квоты от ПД (значение фактора безопасности меньше 10-4). Для них возможен выборочный контроль концентраций радионуклидов в выбросах.
Зная расход газовоздушной смеси V, м3/с, выбрасываемой из источника, контрольный уровень концентрации радионуклида r в выбросах \text{КУ}_{\text{с}}^{r},\text{Ки}/\text{м}^{3} можно рассчитать по формуле
, (24)где ДВr, Ки/год - установленный допустимый выброс r-го радионуклида для рассматриваемого источника выбросов, 3,15·10-7 - число секунд в году.
Отчетное количество выброшенного за год радионуклида r Q_{\text{факт}}^{r} можно рассчитать, используя результаты текущего контроля концентрации радионуклидов в выбросах рассматриваемого источника по формуле
Q_{\text{факт}}^{r} = C_{V}^{r} \cdot V \cdot 3,15 \cdot 10^{- 7} , (25)
где C_{V}^{r},\text{Ки}/\text{м}^{3} , - среднегодовая концентрация радионуклида r в выбросах рассматриваемого источника; V, м3/с, - расход выбрасываемой газовоздушной смеси источника; 3,15·10-7 - число секунд в году.
В табл. 16 приведены соответствующие заявленным ДВ значения КУС, рассчитанные для основных радионуклидов и для всех источников радиоактивных выбросов АО "Машиностроительный завод".
Сводная таблица контрольных характеристик источников выброса АО "МСЗ"
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Выполнены все необходимые расчеты радиационной обстановки на территории промплощадки АООТ "Машиностроительный завод" и в его окрестностях - в г. Электросталь. При этом выбросы естественных радиоактивных нуклидов с городской ТЭЦ и котельных представлены не были, а потому и не рассматривались.
Представлены карты изоплет, нанесенные на ситуационный план, включая: - распределение среднегодовой удельной активности (концентрации) в приземном слое воздуха доминантных для данного производства 239 радионуклидов - изотопов U и Pu (последний по проектным оценкам); 239 - распределение на местности годовых выпадений Pu; - распределение ожидаемых годовых доз на территории вокруг АО "МСЗ",
рассчитанное с учетом всех путей облучения; - распределение фактора безопасности на территории и за пределами
промплощадки, рассчитанное из условия непревышения пределов доз и
производных нормативов (ДК и ПГП) для отдельных лиц из населения с
учетом всех путей облучения, режима использования и времени
пребывания на промплощадке.
Максимального значения фактор безопасности для запрашиваемых величин ДВ достигает на промплощадке и равен 0,011. Локальный максимум фактора безопасности на юго-восточной границе промплощадки, рассчитанный с учетом всех путей облучения, включая и пищевые цепочки, равен 0,0073, что не превосходит 1% квоту от ПД. Таким образом показано, что при запрошенных ДВ имеется 90-кратный запас по нормативам НРБ-76/87 для населения.
Главным результатом работы является подготовленный для утверждения и согласования проект разрешения на радиоактивные выбросы АО «Машиностроительный завод».
Ввиду малости радиоактивных выбросов в атмосферу и практически полной их безопасности для окружающей среды, мероприятий по снижению радиоактивных выбросов в атмосферу при реализации неблагоприятных метеорологических условий не требуется.
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ И НОРМАТИВНЫХ АКТОВ
| 1. | Руководство по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу ДВ-98. Утверждено в Минатоме 26.07.94 г. заместителем министра Егоровым В.В, и в Комитете по охране окружающей среды, согласовано в Минздраве России. |
|---|---|
| 2. | Приложение П6 к Руководству по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу ДВ-98 «Расчет коэффициентов перехода по пищевым цепям при непрерывных выбросах и выпадении радионуклидов (базовая модель)». М., Минатом России, 1997. |
| 3. | Письмо Госкомстата России. Исх. № 9-5/16-1 от 14.03.93 г. |
| 4. | Приложение П5 к Руководству по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу ДВ-98 «Расчет доз облучения от среднегодовых концентраций радиоактивных веществ к атмосфере и выпадений их на почву. Указания для практических расчетов». М., Минатом России, 1994. |
| 5. | ICRP Publication 61. 1990. Recommendation of the International Commission on Radio-logical Protection. Annals of ICRP, 21 (1 — 3), Vienna, 1990. |
| 6. | Нормы радиационной безопасности (НРБ-96). Гигиенические нормативы ГН 2.6.1.054-96. Издание официальное. Госсанэпиднадзор России. Москва, 1996. |
| 7. | «Руководство по расчету индивидуальных и коллективных доз облучения населения от выбросов радионуклидов, поступающих в атмосферу при эксплуатации АС». Правила и нормы в атомной энергетике. ПНАЭ, Г, направление 2. М., Министерство здравоохранения СССР, 1989. |
| 8. | Приложение П4 к Руководству по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу ДВ-98 «Гауссова модель рассеяния радиоактивных веществ в атмосфере (базовая модель)». М., Минатом России, 1997. |
| 9. | Постановление Главного государственного санитарного врача Российской Федерации «О введении в действие НРБ-96» № 3 от 14.01.97 г. (Циркулярное письмо исх. № 32-024/47 от 24.04.97 г.). |
СОГЛАСОВАНО (орган санэпиднадзора) ______________________ / ФИО / (подпись)
РАЗРЕШЕНИЕ
на допустимые пределы (нормативы) выброса радиоактивных веществ в атмосферу
Выдано Акционерному обществу «Машиностроительный завод» _______________________________________________________________________ (кому: наименование предприятия, организации)
Орган, выдавший разрешение ____________________________________________ (наименование органа власти, уполномоченного _______________________________________________________________________ выдавать разрешения)
Срок действия: с __________ до __________
Номер регистрации __________ Дата выдачи __________
Должностное лицо органа власти, уполномоченное на выдачу разрешений ____________________________ / ФИО / (подпись)
СВОДНАЯ ТАБЛИЦА нормативов выбросов радиоактивных веществ в атмосферу АО «Машиностроительный завод»
(наименование предприятия)
СВОДНАЯ ТАБЛИЦА характеристик источников выбросов радиоактивных веществ в атмосферу АО «Машиностроительный завод»
(наименование предприятия)
Примечания: 1) в колонке (9) обычно приводятся значения среднегеометрического отклонения распределения аэродинамических диаметров аэрозоля \beta_{g} (имеет смысл, если АМАД > 5 мкм);
- расстояние и азимут в колонке (10) отсчитываются от условной опорной точки на ситуационной карте-схеме (в данном случае от центральной проходной).
СИТУАЦИОННАЯ КАРТА-СХЕМА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ НА ПРОМПЛОЩАДКЕ И В ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЕ
(распределение фактора безопасности на местности)
(наименование предприятия)
