ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ
И АТОМНОМУ НАДЗОРУ
ПРИКАЗ
от 16 ноября 2017 г. N 479
ОБ УТВЕРЖДЕНИИ РУКОВОДСТВА ПО БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ "РЕКОМЕНДУЕМЫЕ МЕТОДЫ ОЦЕНКИ И ПРОГНОЗИРОВАНИЯ РАДИАЦИОННЫХ ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИЙ НА ОБЪЕКТАХ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА"
В целях реализации полномочий, установленных подпунктом 5.3.18 пункта 5 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 оценки и прогнозирования радиационных последствий аварий на объектах ядерного топливного цикла".
Врио руководителя
А.Л.РЫБАС
Утверждено
приказом Федеральной службы
по экологическому, технологическому
и атомному надзору
от "__" _________ 20__ г. N ___
РУКОВОДСТВО ПО БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ "РЕКОМЕНДУЕМЫЕ МЕТОДЫ ОЦЕНКИ И ПРОГНОЗИРОВАНИЯ РАДИАЦИОННЫХ ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИЙ НА ОБЪЕКТАХ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА"
(РБ-134-17)
I. Общие положения
1. Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендуемые методы оценки и прогнозирования радиационных последствий аварий на объектах ядерного топливного цикла" (РБ-134-17) (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 объектов ядерного топливного цикла" (НП-016-05), утвержденных постановлением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 2 декабря 2005 г. N 11 (зарегистрировано Министерством юстиции Российской Федерации 1 февраля 2006 г., регистрационный N 7433) (далее - НП-016-05).
2. Настоящее Руководство по безопасности предназначено для применения конструкторскими, проектными, научно-исследовательскими и эксплуатирующими организациями при обосновании безопасности объектов ядерного топливного цикла (далее - ОЯТЦ), а также Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору при оценке обоснования безопасности ОЯТЦ.
3. Руководство по безопасности содержит рекомендуемые Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору методы оценки и прогнозирования радиационных последствий за пределами площадок предприятий ядерного топливного цикла, обусловленных выбросами при авариях на следующих ОЯТЦ:
сооружения, комплексы, установки с ядерными материалами (за исключением промышленных реакторов, исследовательских ядерных установок, критических или подкритических стендов, объектов добычи урановых руд), предназначенные для производства, транспортирования, переработки ядерного топлива и ядерных материалов;
сооружения, комплексы и установки, в которых содержатся радиоактивные вещества и (или) радиоактивные отходы, расположенные на территории ядерной установки и не предусмотренные в проекте ядерной установки;
стационарные объекты и сооружения, предназначенные для хранения ядерных материалов, радиоактивных веществ, радиоактивных отходов, включая объекты и сооружения, расположенные на территории ядерной установки и не предусмотренные в проекте ядерной установки.
Методы оценки и прогнозирования радиационных последствий, обусловленных выбросами при авариях, содержащиеся в настоящем Руководстве по безопасности, могут использоваться для иных объектов использования атомной энергии.
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. Общие принципы оценки последствий аварии на ОЯТЦ, сопровождающихся выбросом радионуклидов
5. С учетом того, что защитные меры подразделяются на меры, выполняемые на начальном периоде радиационной аварии (за первые 10 суток после аварии), и меры, выполняемые за первый год после радиационной аварии и последующие годы, рекомендуется выполнять расчет эффективных доз облучения за пределами площадки ОЯТЦ на начальном периоде аварии (за первые 10 суток после аварии), за первый год после аварии и последующие годы.
6. Как для начального периода аварии, так и для периода за первый год после аварии, эффективные дозы рекомендуется рассчитывать в виде зависимости от расстояния x от источника аварийного выброса по следующим формулам:
на начальном периоде аварии:
, (1)
за первый год после аварии:
, (2)
где:
Emax10(x) - максимальная суммарная (по радионуклидам) эффективная доза облучения человека, находящегося на расстоянии x от точечного источника или от центра площадного источника аварийного выброса, за счет внешнего облучения и внутреннего облучения от ингаляции на начальном периоде аварии, Зв;
Emax>10(x, xmax) - максимальная суммарная (по радионуклидам) эффективная доза облучения человека, находящегося на расстоянии x от точечного источника или от центра площадного источника аварийного выброса, за счет внешнего облучения и внутреннего облучения от ингаляции, а также за счет облучения, обусловленного потреблением местных загрязненных пищевых продуктов, производящихся на расстоянии xmax от указанного источника за первый год после аварии, Зв;
- обусловленная радионуклидом r суммарная эффективная доза облучения человека, находящегося на расстоянии x от точечного источника или от центра площадного источника аварийного выброса, за счет внешнего облучения и внутреннего облучения от ингаляции на начальном периоде аварии, Зв;
- обусловленная радионуклидом r суммарная эффективная доза облучения человека, находящегося на расстоянии x от точечного источника или от центра площадного источника аварийного выброса, за счет внешнего облучения и внутреннего облучения от ингаляции, а также за счет облучения, обусловленного потреблением местных загрязненных пищевых продуктов, производящихся на расстоянии xmax от указанного источника за первый год после аварии, Зв;
r - радионуклид;
j - индекс градации категории устойчивости атмосферы (A, B, C, D, E или F); в настоящем Руководстве по безопасности используется параметризация Пасквилла-Гиффорда;
x - расстояние от источника аварийного выброса, м;
- символ, обозначающий суммирование по всем радионуклидам r.
Рекомендуемый порядок расчета величины xmax приведен в пункте 18 настоящего Руководства по безопасности.
7. Для оценки на начальном периоде радиационной аварии рекомендуется учитывать следующие пути облучения: внешнее облучение от радиоактивного облака, внешнее облучение от поверхности почвы и внутреннее облучение от ингаляции. Для этого рекомендуется выполнять расчет доз, обусловленных воздействием отдельных радионуклидов (включая инертные радиоактивные газы, содержащие радионуклиды аргона (Ar), ксенона (Xe) и криптона (Kr), (далее - ИРГ) по формуле:
, (3)
где:
- эффективная доза внешнего облучения от радиоактивного облака, обусловленная радионуклидом r, Зв;
- эффективная доза от внутреннего облучения, обусловленная вдыханием радионуклида r, Зв;
- эффективная доза от внешнего облучения от поверхности почвы, обусловленная радионуклидом r, Зв.
8. Для оценки радиационных последствий аварии за первый год после радиационной аварии и последующие годы рекомендуется учитывать пути облучения, указанные в пункте 7 настоящего Руководства по безопасности, а также дополнительные пути облучения - внутреннее облучение от радионуклидов, содержащихся в местных пищевых продуктах (пероральный путь), и от радионуклидов, содержащихся в воздухе при вторичном ветровом подъеме. Для этого рекомендуется выполнять расчет по формуле:
, (4)
где:
- эффективная доза от внутреннего облучения, обусловленная радионуклидом r, содержащимся в потребляемых местных пищевых продуктах, на расстоянии xmax, рассчитываемая в соответствии с порядком, приведенным в пункте 16 настоящего Руководства по безопасности, Зв;
- эффективная доза от внутреннего облучения, обусловленная вдыханием радионуклида r содержащегося в воздухе, за счет вторичного ветрового подъема, Зв.
9. Эффективные дозы 
, 
, 
, 
, и рекомендуется рассчитывать в соответствии с пунктами 12 - 20 настоящего Руководства по безопасности. Для этого рекомендуется предварительно выполнить расчеты следующих параметров:
концентраций радионуклидов в компонентах окружающей среды (в соответствии с приложением N 1 настоящего Руководства по безопасности);
факторов разбавления и осаждения (в соответствии с приложением N 2 настоящего Руководства по безопасности);
высот подъема аварийного выброса (в соответствии с приложением N 3 настоящего Руководства по безопасности).
10. Оценки высот подъема аварийного выброса и факторов разбавления и осаждения рекомендуется выполнять для следующих источников формирования аварийного радиоактивного выброса:
пожар на открытой территории ОЯТЦ (площадной источник) (далее - сценарий 1);
ветровой унос радиоактивных веществ с загрязненных площадей, размещенных на открытой территории ОЯТЦ, за счет экстремальных ветровых нагрузок (площадной источник) (далее - сценарий 2);
выброс через вытяжные вентиляционные системы в атмосферный воздух радиоактивных веществ в составе технологических сдувок или в составе воздуха, забранного из помещений ОЯТЦ, а также выброс радиоактивных веществ через неплотности зданий, в том числе при возникновении самоподдерживающейся цепной реакции (далее - СЦР) (точечный источник) (далее - сценарий 3);
возможные на открытой территории ОЯТЦ взрывы различного происхождения (площадной источник) (далее - сценарий 4);
выброс на открытой территории ОЯТЦ при возникновении СЦР (точечный источник) (далее - сценарий 5).
11. В качестве открытых территорий, указанных в пункте 11 настоящего Руководства по безопасности, рекомендуется рассматривать:
территории вне зданий и (или) помещений, на которых оборудование, содержащее радиоактивные вещества, размещалось на момент возникновения исходного события аварии;
территории, на которых в результате аварии подвергаются разрушению (значительному повреждению) здания с оборудованием, содержащим радиоактивные вещества.
III. Рекомендации по оценке последствий
12. Рассчитывать эффективную дозу внешнего облучения за счет радиоактивных веществ, взвешенных в приземном слое атмосферного воздуха, , рекомендуется в приближении полубесконечного облака по следующей формуле:
, (5)
где:
Cj, r(x) - временной интеграл концентрации радионуклида r в приземном слое атмосферы на расстоянии x от источника аварийного выброса, Бк·с/м3; порядок расчета величины Cj, r(x) приведен в приложении N 1 настоящего Руководства по безопасности;
- коэффициент дозового преобразования при внешнем облучении населения от радиоактивного облака для радионуклида r, (Зв·м3)/(Бк·с); значения для расчета приведены в таблице N 1 приложения N 2 руководства по безопасности "Рекомендуемые методы расчета параметров, необходимых для разработки и установления нормативов предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух" (РБ-106-15), утвержденного приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 11 ноября 2015 г. N 458 (далее - РБ-106-15).
13. Рассчитывать эффективную дозу внешнего облучения населения за счет радиоактивных веществ, находящихся на поверхности земли, , рекомендуется по формуле:
, (6)
, (7)
где:
Clj, r(x) - значение суммарного выпадения радионуклида r на поверхность земли за счет сухого и влажного осаждения, Бк/м2; порядок расчета величины Clj, r(x) приведен в приложении N 1 настоящего Руководства по безопасности;
- коэффициент дозового преобразования при внешнем облучении от поверхности земли для радионуклида r, (Зв·м2)/(Бк·с); значения для расчета приведены в таблице N 1 приложения N 2 РБ-106-15;
Kr - коэффициент, учитывающий время нахождения (проживания) на загрязненной в результате выброса радиоактивных веществ территории, с;
λl - постоянная спада мощности дозы со временем от загрязненного слоя почвы за счет всех процессов, кроме радиоактивного распада, приводящих к выведению активности из этого слоя, с-1 (рекомендуется принять равной 1, 27 · 10-9 с-1);
λr - постоянная радиоактивного распада радионуклида r, с-1;
tl - время нахождения населения на загрязненной территории, с (на начальном периоде аварии рекомендуется принять равным 8, 64 · 105 с, а за первый год после аварии - 3, 15 · 107 с).
14. Расчет эффективной дозы внутреннего облучения от ингаляции, , рекомендуется проводить по формуле:
, (8)
где:
Cj, r(x) - временной интеграл концентрации радионуклида r, взвешенного в приземном слое атмосферного воздуха, на расстоянии x от источника, Бк·с/м3; порядок расчета величины Cj, r(x) приведен в приложении N 1 настоящего Руководства по безопасности;
- интенсивность дыхания для лиц возрастной группы, которая является критической по поступлению радионуклида r за счет ингаляции в соответствии с таблицей 8.1 СанПиН 2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности. Санитарные правила и нормативы", утвержденных постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 7 июля 2009 г. N 47 (зарегистрировано Министерством юстиции Российской Федерации 14 августа 2009 г., регистрационный N 14534) (далее - НРБ-99/2009), м3/с;
- коэффициент дозового преобразования при поступлении радионуклида r с воздухом, Зв/Бк; значения для расчета приведены в таблице приложения N 2 к НРБ-99/2009.
15. Расчет эффективной дозы внутреннего облучения за счет потребления пищевых продуктов, , рекомендуется проводить по формуле:
, (9)
где:
- суммарная (по пищевым продуктам n) удельная активность радионуклида r, поступающего в организм человека с пищей, Бк/кг; порядок расчета величины приведен в приложении N 1 настоящего Руководства по безопасности;
- годовое потребление пищевых продуктов n молочного, л, растительного или животного происхождения, кг, лицами возрастной группы, которая является критической в соответствии с таблицей приложения N 2 к НРБ-99/2009 по поступлению радионуклида r с загрязненными пищевыми продуктами;
- коэффициент дозового преобразования при поступлении радионуклида r с пищей, принимаемый в соответствии с таблицей приложения N 2 к НРБ-99/2009, Зв/Бк.
16. Рекомендуется учитывать в расчетах годовые потребления пищевых продуктов лицами из различных возрастных групп по формуле:
, (10)
где:
Er - суточные энергетические затраты для возрастной группы, которая является критической по радионуклиду r в соответствии с таблицей приложения N 2 к НРБ-99/2009, рекомендуется принимать согласно таблице N 1 приложения N 4 к настоящему Руководству по безопасности, ккал/сут;
E6 - суточные энергетические затраты для возрастной группы "взрослые" по НРБ-99/2009 рекомендуется принимать согласно таблице N 1 приложения N 4 к настоящему Руководству по безопасности, ккал/сут;
- годовое потребление продукта n лицом из возрастной группы "взрослые" по НРБ-99/2009, кг/год.
В случае отсутствия данных, характерных для района размещения ОЯТЦ, рекомендуется годовые потребления 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.
17. Для целей расчета Emax>10(x, xmax) по формуле (2) настоящего Руководства по безопасности в качестве xmax рекомендуется принимать расстояние от точечного источника или от центра площадного источника аварийного выброса, на котором достигается максимальная эффективная доза внутреннего облучения за счет потребления пищевых продуктов 
. Расчет рекомендуется проводить по следующей формуле:
, (11)
где 
, 
, 
, 
, 
и 
- эффективные дозы от внутреннего облучения, обусловленные радионуклидом r, содержащимся в потребляемых местных пищевых продуктах, при категориях устойчивости атмосферы A, B, C, D, E и F соответственно, рассчитываемые по формуле (9) настоящего Руководства по безопасности.
18. Получаемое значение xmax из формулы (11) рекомендуется использовать для расчета значения Emax>10(x, xmax) с учетом следующих допущений:
если полученное из формулы (11) значение xmax достигается внутри санитарно-защитной зоны (далее СЗЗ) и на использование земель СЗЗ для сельскохозяйственных целей нет разрешения органов государственного санитарно-эпидемиологического надзора и положительного санитарно-эпидемиологического заключения на производимую продукцию в соответствии с пунктом 5.4 СП 2.6.1.2216-07 "2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Санитарно-защитные зоны и зоны наблюдения радиационных объектов. Условия эксплуатации и обоснование границ", утвержденных постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 29 мая 2007 г. N 30 (зарегистрировано Министерством юстиции Российской Федерации 27 июня 2007 г., регистрационный N 9727) (далее - СП СЗЗ и ЗН-07), и (или) если пищевые продукты и корма для скота в СЗЗ не производятся и (или) выпас скота на территории СЗЗ не осуществляется, то значение xmax рекомендуется принимать равным расстоянию от точечного источника или от центра площадного источника аварийного выброса до границы СЗЗ;
если полученное из формулы (11) значение xmax достигается за пределами СЗЗ либо если полученное значение xmax находится внутри СЗЗ и на использование земель СЗЗ для сельскохозяйственных целей есть разрешение органов государственного санитарно-эпидемиологического надзора и положительное санитарно-эпидемиологическое заключение на производимую продукцию в соответствии с пунктом 5.4 СП СЗЗ и ЗН-07, то для расчета значения Emax>10(x, xmax) рекомендуется использовать значение xmax, полученное из формулы (11);
если у ОЯТЦ отсутствует СЗЗ, выходящая за пределы промплощадки, и полученное из формулы (11) значение xmax достигается внутри промплощадки, то значение xmax рекомендуется принимать равным расстоянию от точечного источника или от центра площадного источника аварийного выброса до границы промплощадки.
19. При оценке эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленного потреблением пищевых продуктов, 
, рекомендуется учитывать только те продукты питания, которые характерны для местности, на которой располагается ОЯТЦ.
20. Расчет эффективной дозы внутреннего облучения от ингаляции за счет вторичного ветрового подъема, 
, рекомендуется проводить по формуле:
, (12)
, (13)
где:
R(t) - коэффициент дефляции, м-1;
T1/2 - период полураспада радионуклида r, год;
A1, A2, C - константы, принимающие значения 1, 93 · 10-6, 1, 71 · 10-8 и 1, 00 · 10-9, м-1;
B1, B2 - константы, принимающие значения -14, 235 и -0, 9125, год-1;
T0 и T - начало и конец временного интервала, соответствующего конкретному году за период, начинающийся с окончания первого года после аварии, год.
Приложение N 1
к руководству по безопасности
при использовании атомной энергии
"Рекомендуемые методы оценки
и прогнозирования радиационных
последствий аварий на объектах
ядерного топливного цикла",
утвержденному приказом
Федеральной службы по экологическому,
технологическому и атомному надзору
от "__" _________ 20__ г. N ___
РЕКОМЕНДАЦИИ ПО РАСЧЕТУ КОНЦЕНТРАЦИЙ РАДИОНУКЛИДОВ В КОМПОНЕНТАХ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ
— Все документы — Нормативные документы по надзору в области строительства — Нормативные документы по атомному надзору — РБ 134-17 РЕКОМЕНДУЕМЫЕ МЕТОДЫ ОЦЕНКИ И ПРОГНОЗИРОВАНИЯ РАДИАЦИОННЫХ ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИЙ НА ОБЪЕКТАХ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА
В Госдуме заявили о новой мере поддержки для переживших стихийное бедствие
Правительство разработало новый законопроект о ликвидации незаконных свалок
Юрист Локтионова: на даче нельзя выращивать мак снотворный и ипомею трехцветную
Минстрой России: Москва стала самым комфортным для проживания городом России
Городом с самыми дешевыми квартирами в новостройках оказался Воронеж