электронный сборник нормативных документов по строительству

Обновления

27.10.2025 22:29

электронный сборник нормативных документов по строительству

РБ 126-17 РЕКОМЕНДУЕМЫЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА ПАРАМЕТРОВ, НЕОБХОДИМЫХ ДЛЯ РАЗРАБОТКИ НОРМАТИВОВ ДОПУСТИМЫХ СБРОСОВ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ В ВОДНЫЕ ОБЪЕКТЫ

Возврат к списку СКАЧАТЬ ДОКУМЕНТ

Администратор

14.01.2018

ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ

И АТОМНОМУ НАДЗОРУ

ПРИКАЗ

от 25 июля 2017 г. N 281

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

В целях реализации полномочий, установленных подпунктом 5.3.18 Положения о Федеральной службе по экологическому, технологическому и атомному надзору, утвержденного постановлением Правительства Российской Федерации от 30 июля 2004 г. N 401, приказываю:

Утвердить прилагаемое к настоящему приказу руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендуемые методы расчета параметров, необходимых для разработки нормативов допустимых сбросов радиоактивных веществ в водные объекты".

Врио руководителя

А.В.ФЕРАПОНТОВ

Утверждено

приказом Федеральной службы

по экологическому, технологическому

и атомному надзору

от "__" _________ 20__ г. N ___

РУКОВОДСТВО ПО БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ "РЕКОМЕНДУЕМЫЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА ПАРАМЕТРОВ, НЕОБХОДИМЫХ ДЛЯ РАЗРАБОТКИ НОРМАТИВОВ ДОПУСТИМЫХ СБРОСОВ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ В ВОДНЫЕ ОБЪЕКТЫ"

(РБ-126-17)

I. Общие положения

1. Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендуемые методы расчета параметров, необходимых для разработки нормативов допустимых сбросов радиоактивных веществ в водные объекты" (РБ-126-17) (далее - Руководство по безопасности) разработано в соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии" в целях содействия соблюдению требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" (НП-001-15), утвержденных приказом Ростехнадзора от 17 декабря 2015 г. (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 2 февраля 2016 г., регистрационный N 40939); федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла (ОПБ ЯТЦ)" (НП-016-05), утвержденных постановлением Ростехнадзора от 2 декабря 2005 г. N 11 (зарегистрировано Министерством юстиции Российской Федерации 1 февраля 2006 г., регистрационный N 7433); федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок" (НП-033-11), утвержденных приказом Ростехнадзора от 30 июня 2011 г. N 348 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 29 августа 2011 г., регистрационный N 21700) и федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Безопасность при обращении с радиоактивными отходами. Общие положения" (НП-058-14), утвержденных приказом Ростехнадзора от 5 августа 2014 г. N 347 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 14 ноября 2014 г., регистрационный N 34701).

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

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

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

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

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

6. Для определения максимальных удельных активностей радионуклидов в воде водных объектов (далее - МУА), расчет которых требуется в соответствии с разделом VI Методики разработки нормативов допустимых сбросов радиоактивных веществ в водные объекты для водопользователей (далее - Методика), рекомендуется руководствоваться пунктами 7 - 27 настоящего Руководства по безопасности. Пример расчета МУА приведен в приложении N 1 к настоящему Руководству по безопасности.

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

, (1)

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

3, 15 · 10⁷ - количество секунд в году;

F_{r, внеш} - дозовый коэффициент внешнего облучения, (Зв·м³)·(Бк·с)^-1, рекомендуемые значения которого приведены в таблице N 1 приложения N 2 к настоящему Руководству по безопасности;

τ_{купание} - время купания в долях года (безразмерная величина) (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется использовать значение из таблицы N 2 приложения N 2 к настоящему Руководству по безопасности).

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

, (2)

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

3, 15 · 10⁷ - количество секунд в году;

τ_{рыболовство} - время рыбной ловли в долях года (безразмерная величина) (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется использовать значение из таблицы N 2 приложения N 2 к настоящему Руководству по безопасности).

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

, (3)

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

3, 15 · 10⁷ - количество секунд в году;

f_r - дозовый коэффициент, равный мощности эквивалентной дозы от поверхностного загрязнения почвы r-ым радионуклидом с единичной поверхностной активностью, (Зв·м²)·(Бк·с)^-1, рекомендуемые значения которого приведены в таблице N 1 приложения N 2 к настоящему Руководству по безопасности;

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

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

τ_{пребывание на пляже} - время пребывания на пляже в долях года (безразмерная величина) (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется использовать значение из таблицы N 2 приложения N 2 к настоящему Руководству по безопасности);

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

, (4)

где λ_r - постоянная распада радионуклида, год^-1;

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

- коэффициент межфазного распределения радионуклида r между водой и донными отложениями, м³/кг (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется использовать данные из таблиц N 3 и N 4 приложения N 2 к настоящему Руководству по безопасности).

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

, (5)

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

3, 15 · 10⁷ - количество секунд в году;

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

τ_{пребывание в пойме} - время пребывания в пойме реки в долях года (безразмерная величина) (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется использовать значение из таблицы N 2 приложения N 2 к настоящему Руководству по безопасности).

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

, (6)

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

3, 15 · 10⁷ - количество секунд в году;

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

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

λ_r - постоянная распада радионуклида, год^-1;

τ_{пребывание на орош.тер-ях} - время пребывания на орошаемых территориях в долях года (безразмерная величина) (в случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется использовать значение из таблицы N 2 приложения N 2 к настоящему Руководству по безопасности).

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

, (7)

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

- коэффициент дозового преобразования при пероральном пути поступления радионуклида r для возрастной группы, являющейся критической по данному пути, в соответствии с приложением N 2 к СанПиН 2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности", утвержденным постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 7 июля 2009 г. N 47 (зарегистрированы Министерством юстиции Российской Федерации 14 августа 2009 г., регистрационный N 14534) (далее - НРБ-99/2009), Зв/Бк;

K_{P, r} - коэффициент накопления радионуклида r в рыбе, м³/кг (в случае отсутствия местных натурных исследований рекомендуется принимать для пресноводной рыбы - значения из таблицы N 5 приложения N 2 к настоящему Руководству по безопасности, а для морской рыбы значения из таблицы N 6 приложения N 2 к настоящему Руководству по безопасности);

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

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

, (8)

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

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

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

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

, (9)

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

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

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

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

, (10)

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

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

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

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

, (11)

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

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

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

, (12)

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

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

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

, (13)

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

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

19. При расчетах максимальной величины сброса, при которой не превышается установленная для организации квота на облучение от сбросов, в соответствии с формулой (26) Методики рекомендуется учитывать путь облучения, связанный с поступлением в организм человека трития ингаляционным путем, пероральным путем и через кожные покровы. Для этого рекомендуется предусмотреть в формуле (26) Методики наличие МУА_3н, рассчитываемой по формуле:

, (14)

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

g_3н - дозовый коэффициент для ³H, который рекомендуется принять равным 2, 6 · 10^-8 (Зв·л)/(Бк·год).

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

, (15)

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

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

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

λ_r - постоянная распада радионуклида r, сут^-1;

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

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

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

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

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

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

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

, (16)

, (17)

где λ_r - постоянная распада, сут^-1;

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

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

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

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

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

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

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

, (18)

, (19)

где λ_r - постоянная распада, сут^-1;

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

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

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

K_{forage, r} - коэффициент перехода радионуклида r из загрязненной воды в корм, потребляемый скотом, м³/кг сухого веса.

23. Величину K_{forage, r} рекомендуется рассчитывать по формуле:

, (20)

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

- коэффициент перехода при выпасе скота, рассчитываемый аналогично коэффициенту K_{vegs, r}, со следующими параметрами: t_h = 0, t_e = 30 сут, с использованием параметра α₁, равного 3 м²/кг (сухого веса), вместо α₂, и с использованием Fvl_r вместо Fv_r;

- коэффициент перехода при стойловом содержании скота, рассчитываемый аналогично коэффициенту K_{vegs, r}, со следующими рекомендуемыми параметрами: t_h = 90 сут, t_e = 30 сут, с использованием параметра α₁, равного 3 м²/кг (сухого веса), вместо α₂, и с использованием Fvl_r вместо Fv_r.

24. Рекомендуемые значения величин Fv_r, Fvl_r, , , используемых для расчетов МУА по формулам (9) - (12), приведены в таблице N 7 приложения N 2 к настоящему Руководству по безопасности.

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

, (21)

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

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

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

E_g=6 - суточные энергетические затраты для возрастной группы "взрослые", ккал/сут;

I_{f, g=6} - годовое потребление продукта f лицом из возрастной группы "взрослые", кг/год.

В случае отсутствия данных местных натурных исследований рекомендуется годовое потребление продуктов лицом из возрастной группы "взрослые" принимать в соответствии с Рекомендациями по рациональным нормам потребления пищевых продуктов, отвечающих современным требованиям здорового питания, утвержденными приказом Министерства здравоохранения Российской Федерации от 19 августа 2016 г. N 614. Значения суточных энергетических затрат для различных возрастных групп рекомендуется принимать согласно таблице N 8 приложения N 2 к настоящему Руководству по безопасности.

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

, (22)

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

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

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

28. При расчетах максимальной величины сброса, при которой не превышается установленная для организации квота на облучение от сбросов в соответствии с формулой (26) Методики, а также при расчетах по формуле (28) Методики рекомендуется в случае отсутствия данных местных натурных исследований в формулах (26) и (28) значения коэффициентов K_нд принимать в соответствии с таблицами N 3 и N 4 приложения N 2 к настоящему Руководству по безопасности.

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

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

1) для каждого входящего в состав сбросов из данного источника сбросов радионуклида из перечня радионуклидов, в отношении которых применяются меры государственного регулирования в области охраны окружающей среды в соответствии с распоряжением Правительства Российской Федерации от 8 июля 2015 г. N 1316-р "Об утверждении перечня загрязняющих веществ, в отношении которых применяются меры государственного регулирования", провести расчет отношения (выраженного в процентах) годовой эффективной дозы облучения населения, обусловленной этим радионуклидом, к годовой эффективной дозе, обусловленной всеми радионуклидами, сбрасываемыми через этот источник сбросов (далее - Отношение);

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

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

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

Q_r = 0, 5 · НПО_r · V^год, (23)

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

V^год - годовой объем сброса, м³/год.

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

, (24)

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

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

V^год - годовой объем сброса, м³/год.

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

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

, (25)

где - коэффициент дозового преобразования при пероральном пути поступления радионуклида r для возрастной группы, являющейся критической по данному пути, в соответствии с приложением N 2 к НРБ-99/2009, Зв/Бк;

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

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

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

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

33. Рекомендации по установлению контрольных уровней сбросов радиоактивных веществ в водные объекты представлены в приложении N 3 к настоящему Руководству по безопасности.

Приложение N 1

к руководству по безопасности

при использовании атомной энергии

"Рекомендуемые методы расчета

параметров, необходимых для разработки

нормативов допустимых сбросов

радиоактивных веществ в водные объекты",

утвержденному приказом Федеральной службы

по экологическому, технологическому

и атомному надзору

от "__" _________ 20__ г. N ___

ПРИМЕР РАСЧЕТА МАКСИМАЛЬНЫХ УДЕЛЬНЫХ АКТИВНОСТЕЙ

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

2. Рассмотрим следующий набор исходных данных:

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

2) для данного водного объекта характерны следующие виды водопользования:

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

водопой мясного и молочного скота;

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

3. В таблице N 1 приведены значения параметров, необходимых для расчета МУА ¹³⁷Cs в воде озера для обозначенных выше путей облучения в соответствии с таблицами приложения N 2 к настоящему Руководству по безопасности.

Таблица 1

Значения параметров, необходимых для расчета МУА

Параметр	Значение
δ, мкЗв	50
λ_r, сут^-1	6, 33 · 10^-5
F_{r, внеш},	5, 83 · 10^-17
f_r,	5, 79 · 10^-16
, Зв/Бк	1, 3 · 10^-8
g	6
, м³/кг	2, 90 · 10¹
K_P, м³/кг	1, 50 · 10¹
, сут/л	1, 00 · 10^-1
, сут/кг	3, 0 · 10^-1
τ_{купание}	0, 011
τ_{рыболовство}	0, 022
τ_{пребывание на пляже}	0, 022
V_WD	0, 184

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

Бк/м³.

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

, Бк/м³.

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

, Бк/м³.

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

В таблице N 2 приведены годовое потребление продуктов питания в условиях рассматриваемого примера.

Таблица N 2

Годовое потребления продуктов питания

Продукт	Потребление продуктов, кг/год
Молоко	300
Мясо	90
Рыба	20

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

, Бк/м³.

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

, Бк/м³.

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

, м³/кг,

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

, Бк/м³.

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

, Бк/м³.

Приложение N 2

к руководству по безопасности

при использовании атомной энергии

"Рекомендуемые методы расчета

параметров, необходимых для разработки

нормативов допустимых сбросов

радиоактивных веществ в водные объекты",

утвержденному приказом Федеральной службы

по экологическому, технологическому

и атомному надзору

от "__" _________ 20__ г. N ___

РЕКОМЕНДУЕМЫЕ ЗНАЧЕНИЯ ПАРАМЕТРОВ, ИСПОЛЬЗУЕМЫХ ПРИ РАСЧЕТЕ МАКСИМАЛЬНЫХ УДЕЛЬНЫХ АКТИВНОСТЕЙ

Таблица N 1

Рекомендуемые значения параметров F_{r, внеш} и f_r <*>

--------------------------------

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

Радионуклид	F_{r, внеш},	f_r,
²²⁵Ac	1, 41 · 10^-18	1, 47 · 10^-17
²²⁷Ac	1, 14 · 10^-20	1, 41 · 10^-19
²²⁸Ac	9, 70 · 10^-17	9, 39 · 10^-16
^110mAg	2, 75 · 10^-16	2, 58 · 10^-15
²⁴¹Am	1, 54 · 10^-18	2, 33 · 10^-17
²⁴³Am	4, 19 · 10^-18	4, 79 · 10^-17
²¹⁷At	2, 97 · 10^-20	2, 93 · 10^-19
²¹⁸At	2, 23 · 10^-19	3, 64 · 10^-18
¹⁹⁸Au	3, 91 · 10^-17	4, 07 · 10^-16
¹⁴⁰Ba	1, 74 · 10^-17	1, 90 · 10^-16
²¹⁰Bi	2, 98 · 10^-19	3, 51 · 10^-17
²¹¹Bi	4, 45 · 10^-18	4, 40 · 10^-17
²¹²Bi	1, 90 · 10^-17	2, 25 · 10^-16
²¹³Bi	1, 31 · 10^-17	1, 68 · 10^-16
²¹⁴Bi	1, 57 · 10^-16	1, 44 · 10^-15
⁴⁵Ca	1, 66 · 10^-20	3, 77 · 10^-20
⁴⁷Ca	1, 09 · 10^-16	1, 00 · 10^-15
¹⁴¹Ce	6, 80 · 10^-18	6, 93 · 10^-17
¹⁴⁴Ce	1, 68 · 10^-18	1, 84 · 10^-17
³⁶Cl	1, 95 · 10^-19	1, 12 · 10^-17
²⁴²Cm	9, 37 · 10^-21	7, 02 · 10^-19
²⁴³Cm	1, 17 · 10^-17	1, 18 · 10^-16
²⁴⁴Cm	7, 97 · 10^-21	6, 44 · 10^-19
⁵⁷Co	1, 10 · 10^-17	1, 08 · 10^-16
⁵⁸Co	9, 63 · 10^-17	9, 25 · 10^-16
⁶⁰Co	2, 57 · 10^-16	2, 30 · 10^-15
⁵¹Cr	3, 02 · 10^-18	2, 97 · 10^-17
¹³⁴Cs	1, 53 · 10^-16	1, 48 · 10^-15
¹³⁷Cs (+^137mBa)	5, 83 · 10^-17	5, 79 · 10^-16
¹⁶⁹Er	3, 24 · 10^-20	6, 75 · 10^-20
¹⁵²Eu	1, 14 · 10^-16	1, 08 · 10^-15
¹⁵⁴Eu	1, 25 · 10^-16	1, 17 · 10^-15
¹⁵⁵Eu	4, 81 · 10^-18	5, 35 · 10^-17
⁵⁹Fe	1, 22 · 10^-16	1, 10 · 10^-15
²²¹Fr	2, 90 · 10^-18	2, 84 · 10^-17
²²³Fr	4, 67 · 10^-18	7, 76 · 10^-17
⁶⁷Ga	1, 43 · 10^-17	1, 41 · 10^-16
¹⁹⁷Hg	5, 11 · 10^-18	5, 79 · 10^-17
¹²³I	1, 43 · 10^-17	1, 53 · 10^-16
¹²⁹I	6, 57 · 10^-19	1, 95 · 10^-17
¹³¹I	3, 67 · 10^-17	3, 64 · 10^-16
¹³²I	2, 27 · 10^-16	2, 20 · 10^-15
¹³³I	5, 96 · 10^-17	6, 17 · 10^-16
¹³⁵I	1, 63 · 10^-16	1, 47 · 10^-15
¹¹¹In	3, 69 · 10^-17	3, 68 · 10^-16
¹⁹²Ir	7, 86 · 10^-17	7, 77 · 10^-16
⁴²K	3, 08 · 10^-17	3, 98 · 10^-16
¹⁴⁰La	2, 40 · 10^-16	2, 16 · 10^-15
⁵⁴Mn	8, 30 · 10^-17	7, 91 · 10^-16
⁹⁹Mo	1, 49 · 10^-17	1, 78 · 10^-16
²²Na	2, 20 · 10^-16	2, 05 · 10^-15
²⁴Na	4, 50 · 10^-16	3, 59 · 10^-15
⁹⁵Nb	7, 57 · 10^-17	7, 28 · 10^-16
²³⁷Np	1, 99 · 10^-18	2, 52 · 10^-17
²³⁹Np	1, 53 · 10^-17	1, 54 · 10^-16
³²P	6, 45 · 10^-19	8, 52 · 10^-17
²³¹Pa	3, 43 · 10^-18	3, 78 · 10^-17
²³³Pa	1, 87 · 10^-17	1, 86 · 10^-16
²³⁴Pa	1, 89 · 10^-16	1, 80 · 10^-15
^234mPa	1, 98 · 10^-18	1, 08 · 10^-16
²⁰⁹Pb	1, 12 · 10^-19	3, 19 · 10^-18
²¹⁰Pb	1, 04 · 10^-19	2, 13 · 10^-18
²¹¹Pb	5, 31 · 10^-18	9, 50 · 10^-17
²¹²Pb	1, 37 · 10^-17	1, 35 · 10^-16
²¹⁴Pb	2, 38 · 10^-17	2, 40 · 10^-16
¹⁴⁷Pm	9, 65 · 10^-21	2, 80 · 10^-20
²¹⁰Po	8, 43 · 10^-22	8, 09 · 10^-21
²¹⁴Po	8, 26 · 10^-21	7, 93 · 10^-20
²¹⁶Po	1, 68 · 10^-21	1, 61 · 10^-20
²¹⁸Po	9, 10 · 10^-22	8, 66 · 10^-21
¹⁴⁴Pr	4, 76 · 10^-18	1, 63 · 10^-16
^144mPr	5, 06 · 10^-19	1, 05 · 10^-17
²³⁸Pu	8, 17 · 10^-21	6, 26 · 10^-19
²³⁹Pu	7, 83 · 10^-21	2, 84 · 10^-19
²⁴⁰Pu	7, 97 · 10^-21	6, 01 · 10^-19
²⁴¹Pu	1, 41 · 10^-22	1, 72 · 10^-21
²²³Ra	1, 20 · 10^-17	1, 21 · 10^-16
²²⁴Ra	9, 38 · 10^-19	9, 15 · 10^-18
²²⁵Ra	5, 26 · 10^-19	1, 07 · 10^-17
²²⁶Ra	6, 24 · 10^-19	6, 11 · 10^-18
²¹⁸Rn	7, 38 · 10^-20	7, 25 · 10^-19
²¹⁹Rn	5, 36 · 10^-18	5, 28 · 10^-17
²²⁰Rn	3, 74 · 10^-20	3, 69 · 10^-19
²²²Rn	3, 86 · 10^-20	3, 82 · 10^-19
¹⁰³Ru	4, 53 · 10^-17	4, 49 · 10^-16
¹⁰⁶Ru (+¹⁰⁶Rh)	2, 19 · 10^-17	3, 45 · 10^-16
³⁵S	3, 42 · 10^-21	1, 33 · 10^-20
¹²²Sb	4, 34 · 10^-17	4, 85 · 10^-16
¹²⁴Sb	1, 87 · 10^-16	1, 70 · 10^-15
¹²⁵Sb	4, 06 · 10^-17	4, 09 · 10^-16
⁷⁵Se	3, 68 · 10^-17	3, 61 · 10^-16
⁸⁹Sr	5, 25 · 10^-19	6, 86 · 10^-17
⁹⁰Sr (+⁹⁰Y)	9, 87 · 10^-19	1, 64 · 10^-18
⁹⁹Tc	3, 13 · 10^-20	6, 47 · 10^-20
^99mTc	1, 16 · 10^-17	1, 14 · 10^-16
^123mTe	1, 28 · 10^-17	1, 32 · 10^-16
²²⁷Th	9, 71 · 10^-18	9, 81 · 10^-17
²²⁸Th	1, 80 · 10^-19	2, 13 · 10^-18
²²⁹Th	7, 49 · 10^-18	7, 89 · 10^-17
²³⁰Th	3, 34 · 10^-20	6, 37 · 10^-19
²³¹Th	1, 01 · 10^-18	1, 55 · 10^-17
²³²Th	1, 64 · 10^-20	4, 55 · 10^-19
²³⁴Th	6, 57 · 10^-19	7, 49 · 10^-18
²⁰¹Tl	7, 32 · 10^-18	7, 96 · 10^-17
²⁰⁸Tl	3, 65 · 10^-16	2, 97 · 10^-15
²⁰⁹Tl	2, 09 · 10^-16	1, 92 · 10^-15
²³²U	2, 66 · 10^-20	8, 07 · 10^-19
²³³U	3, 15 · 10^-20	5, 99 · 10^-19
²³⁴U	1, 39 · 10^-20	5, 86 · 10^-19
²³⁵U	1, 43 · 10^-17	1, 40 · 10^-16
²³⁶U	8, 89 · 10^-21	5, 03 · 10^-19
²³⁷U	1, 17 · 10^-17	1, 23 · 10^-16
²³⁸U	5, 85 · 10^-21	4, 23 · 10^-19
⁹⁰Y	9, 87 · 10^-19	1, 10 · 10^-16
⁶⁵Zn	5, 90 · 10^-17	5, 41 · 10^-16
⁹⁵Zr	7, 29 · 10^-17	7, 04 · 10^-16

Таблица N 2

Время, затрачиваемое на виды водопользования (в долях года)

Вид водопользования	τ
Купание	0, 011
Рыболовство	0, 022
Пребывание на пляже	0, 022
Пребывание на заливных землях	0, 046
Пребывание на орошаемых территориях	0, 046

Таблица N 3

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

--------------------------------

<*> Справочник по параметрам для прогноза миграции радионуклидов в наземных и пресноводных экосистемах. Технический отчет N 472 - Вена: МАГАТЭ, 2010 (Handbook of Parameter Values for the Prediction of Radionuclide Transfer in Terrestrial and Freshwater Environments/Technical Reports. - Series N 472. - Vienna: IAEA, 2010).

Элемент
Mn	7, 9 · 10¹
Fe	5, 0 · 10⁰
Co	4, 4 · 10¹
Zn	5, 0 · 10^-1
Sr	1, 2 · 10⁰
Zr	1, 0 · 10⁰
Tc	5, 0 · 10^-3
Ru	3, 2 · 10¹
Sb	5, 0 · 10⁰
I	4, 4 · 10⁰
Cs	2, 9 · 10¹
Ba	2, 0 · 10⁰
Ce	2, 2 · 10²
Pm	5, 0 · 10⁰
Eu	5, 0 · 10^-1
Ra	7, 4 · 10⁰
Th	1, 9 · 10²
U	5, 0 · 10^-2
Np	1, 0 · 10^-2
Pu	2, 4 · 10²
Am	1, 2 · 10²
Cm	5, 0 · 10⁰

Таблица N 4

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

--------------------------------

<*> Коэффициенты распределения радионуклидов между водой и донными отложениями и коэффициенты накопления радионуклидов в биоте для морских экосистем. Технический отчет N 422 - Вена: МАГАТЭ, 2004 (Sediment Distribution Coefficients and Concentration Factors for Biota in the Marine Environment/Technical Reports. - Series N 422. - Vienna: IAEA, 2004).

Элемент	, м³/кг
Na	1, 0 · 10^-4
S	5, 0 · 10^-4
Cl	3, 0 · 10^-5
Ca	5, 0 · 10^-1
Cr	5, 0 · 10¹
Mn	2, 0 · 10³
Fe	3, 0 · 10⁵
Co	3, 0 · 10²
Ni	2, 0 · 10¹
Zn	7, 0 · 10¹
Se	3, 0 · 10⁰
Sr	8, 0 · 10^-3
Y	9, 0 · 10²
Zr	2, 0 · 10³
Nb	8, 0 · 10²
Tc	1, 0 · 10^-1
Ru	4, 0 · 10¹
Ag	1, 0 · 10¹
In	5, 0 · 10¹
Sb	2, 0 · 10⁰
Te	1, 0 · 10⁰
I	7, 0 · 10^-2
Cs	4, 0 · 10⁰
Ba	2, 0 · 10⁰
Ce	3, 0 · 10³
Pm	2, 0 · 10³
Pr	5, 0 · 10³
Eu	2, 0 · 10³
Ir	1, 0 · 10²
Hg	4, 0 · 10⁰
Tl	2, 0 · 10¹
Pb	1, 0 · 10²
Po	2, 0 · 10⁴
Ra	2, 0 · 10⁰
Ac	2, 0 · 10³
Th	3, 0 · 10³
Pa	5, 0 · 10³
U	1, 0 · 10⁰
Np	1, 0 · 10⁰
Pu	1, 0 · 10²
Am	2, 0 · 10³
Cm	2, 0 · 10³

Таблица N 5

Коэффициенты накопления радионуклидов в пресноводной рыбе, м³/кг <*>

--------------------------------

Элемент	K_P, м³/кг
Ag	1, 1 · 10^-1
Am	2, 4 · 10^-1
Au	2, 4 · 10^-1
Ba	1, 2 · 10^-3
C	4, 0 · 10²
Ca	1, 2 · 10^-2
Ce	2, 5 · 10^-2
Cl	4, 7 · 10^-2
Co	7, 6 · 10^-2
Cr	4, 0 · 10^-3
Cs	2, 5 · 10⁰
Cu	2, 3 · 10^-1
Eu	1, 3 · 10^-1
Fe	1, 7 · 10^-1
Hg	6, 1 · 10⁰
I	3, 0 · 10^-2
K	3, 2 · 10⁰
La	3, 7 · 10^-2
Mg	3, 7 · 10^-2
Mn	2, 4 · 10^-1
Mo	1, 9 · 10^-3
Na	7, 6 · 10^-2
Ni	2, 1 · 10^-2
P	1, 4 · 10²
Pb	2, 5 · 10^-2
Po	3, 6 · 10^-2
Pu	2, 1 · 10¹
Ra	4, 0 · 10^-3
Rb	4, 9 · 10⁰
Ru	5, 5 · 10^-2
Sb	3, 7 · 10^-2
Se	6, 0 · 10⁰
Sr	2, 9 · 10^-3
Te	1, 5 · 10^-1
Th	6, 0 · 10^-3
Tl	9, 0 · 10^-1
U	9, 6 · 10^-4
V	9, 7 · 10^-2
Y	4, 0 · 10^-2
Zn	3, 4 · 10⁰
Zr	2, 2 · 10^-2

Таблица N 6

Коэффициенты накопления радионуклидов в морской рыбе, м³/кг <*>

--------------------------------

Элемент	K_P
C	2, 0 · 10¹
Na	1, 0 · 10^-3
S	1, 0 · 10^-3
Cl	6, 0 · 10^-5
Ca	2, 0 · 10^-3
Sc	1, 0 · 10⁰
Cr	2, 0 · 10^-1
Mn	1, 0 · 10⁰
Fe	3, 0 · 10¹
Co	7, 0 · 10^-1
Ni	1, 0 · 10⁰
Zn	1, 0 · 10⁰
Se	1, 0 · 10¹
Sr	3, 0 · 10^-3
Y	2, 0 · 10^-2
Zr	2, 0 · 10^-2
Nb	3, 0 · 10^-2
Tc	8, 0 · 10^-2
Ru	2, 0 · 10^-3
Ag	1, 0 · 10¹
In	5, 0 · 10^-1
Sb	6, 0 · 10^-1
Te	1, 0 · 10⁰
I	9, 0 · 10^-3
Cs	1, 0 · 10^-1
Ba	1, 0 · 10^-2
Ce	5, 0 · 10^-2
Pm	3, 0 · 10^-1
Eu	3, 0 · 10^-1
Ir	2, 0 · 10^-2
Hg	3, 0 · 10¹
Tl	5, 0 · 10⁰
Pb	2, 0 · 10^-1
Po	2, 0 · 10⁰
Ra	1, 0 · 10^-1
Ac	5, 0 · 10^-2
Th	6, 0 · 10^-1
U	1, 0 · 10^-3
Np	1, 0 · 10^-3
Pu	1, 0 · 10^-1
Am	1, 0 · 10^-1
Cm	1, 0 · 10^-1

Таблица N 7

Рекомендуемые значения параметров Fv_r, Fvl_r, , <*>

--------------------------------

<*> Консервативные модели для использования при оценках воздействия радиоактивных выбросов и сбросов на окружающую среду. Отчет по безопасности N 19 - Вена: МАГАТЭ, 2000 (Generic Models for use in Assessing the Impact of Discharges of Radioactive Substances to the Environment/Safety Reports. - Series N 19. - Vienna: IAEA, 2000).

Элемент	Fv_r	, сут/л	, сут/кг	Fvl_r
Ag	1, 0 · 10^-2	1, 0 · 10^-4	6, 0 · 10^-3	1, 0 · 10^-1
Am	2, 0 · 10^-3	2, 0 · 10^-5	1, 0 · 10^-4	1, 0 · 10^-1
As	8, 0 · 10^-2	1, 0 · 10^-4	2, 0 · 10^-2	2, 0 · 10^-1
Au	1, 0 · 10^-1	1, 0 · 10^-5	5, 0 · 10^-3	4, 0 · 10^-1
Ba	5, 0 · 10^-2	5, 0 · 10^-3	2, 0 · 10^-3	1, 0 · 10^-1
Ce	5, 0 · 10^-2	3, 0 · 10^-4	2, 0 · 10^-4	1, 0 · 10^-1
Cm	1, 0 · 10^-3	2, 0 · 10^-6	2, 0 · 10^-5	1, 0 · 10^-1
Co	8, 0 · 10^-2	1, 0 · 10^-2	7, 0 · 10^-2	2, 0 · 10⁰
Cr	1, 0 · 10^-3	2, 0 · 10^-4	9, 0 · 10^-2	1, 0 · 10^-1
Cs	3, 0 · 10^-1	1, 0 · 10^-1	3, 0 · 10^-1	2, 0 · 10¹
Cu	5, 0 · 10^-1	2, 0 · 10^-3	1, 0 · 10^-2	2, 0 · 10⁰
Eu	2, 0 · 10^-3	6, 0 · 10^-5	2, 0 · 10^-3	1, 0 · 10^-1
Fe	1, 0 · 10^-3	3, 0 · 10^-4	5, 0 · 10^-2	1, 0 · 10^-1
Ga	3, 0 · 10^-3	1, 0 · 10^-5	3, 0 · 10^-4	1, 0 · 10^-1
Hg	3, 0 · 10^-1	5, 0 · 10^-4	1, 0 · 10^-2	3, 0 · 10⁰
I	2, 0 · 10^-2	5, 0 · 10^-1	4, 0 · 10^-3	1, 0 · 10^-1
In	3, 0 · 10^-3	2, 0 · 10^-4	4, 0 · 10^-3	1, 0 · 10^-1
Mn	3, 0 · 10^-1	3, 0 · 10^-4	7, 0 · 10^-4	1, 0 · 10¹
Mo	2, 0 · 10^-1	5, 0 · 10^-3	1, 0 · 10^-2	1, 0 · 10⁰
Na	5, 0 · 10^-2	2, 5 · 10^-1	8, 0 · 10^-1	6, 0 · 10^-1
Nb	1, 0 · 10^-2	4, 0 · 10^-6	3, 0 · 10^-6	2, 0 · 10^-1
Ni	3, 0 · 10^-1	2, 0 · 10^-1	5, 0 · 10^-2	1, 0 · 10⁰
Np	4, 0 · 10^-2	5, 0 · 10^-5	1, 0 · 10^-2	5, 0 · 10^-1
P	1, 0 · 10⁰	2, 0 · 10^-2	5, 0 · 10^-2	1, 0 · 10¹
Pb	2, 0 · 10^-2	3, 0 · 10^-4	7, 0 · 10^-4	1, 0 · 10^-1
Pm	2, 0 · 10^-3	6, 0 · 10^-5	2, 0 · 10^-3	1, 0 · 10^-1
Po	2, 0 · 10^-3	3, 0 · 10^-3	5, 0 · 10^-3	1, 0 · 10^-1
Pu	1, 0 · 10^-3	3, 0 · 10^-6	2, 0 · 10^-4	1, 0 · 10^-1
Ra	4, 0 · 10^-2	1, 0 · 10^-3	5, 0 · 10^-3	4, 0 · 10^-1
Rh	2, 0 · 10^-1	5, 0 · 10^-4	2, 0 · 10^-3	2, 0 · 10⁰
Ru	5, 0 · 10^-2	3, 0 · 10^-5	5, 0 · 10^-2	2, 0 · 10^-1
S	6, 0 · 10^-1	2, 0 · 10^-2	2, 0 · 10^-1	6, 0 · 10⁰
Sb	1, 0 · 10^-3	2, 5 · 10^-4	5, 0 · 10^-3	1, 0 · 10^-1
Se	1, 0 · 10^-1	1, 0 · 10^-3	1, 0 · 10^-1	1, 0 · 10⁰
Sr	3, 0 · 10^-1	3, 0 · 10^-3	1, 0 · 10^-2	1, 0 · 10¹
Tc	5, 0 · 10⁰	1, 0 · 10^-3	1, 0 · 10^-3	8, 0 · 10¹
Te	1, 0 · 10⁰	5, 0 · 10^-3	7, 0 · 10^-2	1, 0 · 10¹
Th	1, 0 · 10^-3	5, 0 · 10^-6	1, 0 · 10^-4	1, 0 · 10^-1
Tl	2, 0 · 10⁰	3, 0 · 10^-3	2, 0 · 10^-2	2, 0 · 10⁰
U	1, 0 · 10^-2	6, 0 · 10^-4	3, 0 · 10^-3	2, 0 · 10^-1
Y	3, 0 · 10^-3	6, 0 · 10^-5	1, 0 · 10^-2	1, 0 · 10^-1
Zn	2, 0 · 10⁰	1, 0 · 10^-2	2, 0 · 10^-1	2, 0 · 10⁰
Zr	1, 0 · 10^-3	6, 0 · 10^-6	1, 0 · 10^-5	1, 0 · 10^-1

Таблица N 8

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

Возрастная группа (g)	2	3	4	5	6
Энергетические затраты, ккал/сут	1400	2000	2600	3100	2900

Приложение N 3

к руководству по безопасности

при использовании атомной энергии

"Рекомендуемые методы расчета

параметров, необходимых для разработки

нормативов допустимых сбросов

радиоактивных веществ в водные объекты",

утвержденному приказом Федеральной службы

по экологическому, технологическому

и атомному надзору

от "__" _________ 20__ г. N ___

РЕКОМЕНДАЦИИ ПО УСТАНОВЛЕНИЮ КОНТРОЛЬНЫХ УРОВНЕЙ СБРОСОВ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ В ВОДНЫЕ ОБЪЕКТЫ

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

, (1)

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

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

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

, (2)

, (3)

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

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

, (4)