РБ-134-17

     

РУКОВОДСТВО ПО БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

"РЕКОМЕНДУЕМЫЕ МЕТОДЫ ОЦЕНКИ И ПРОГНОЗИРОВАНИЯ РАДИАЦИОННЫХ ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИЙ НА ОБЪЕКТАХ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА"

УТВЕРЖДЕНО приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 16 ноября 2017 г. N 479

ВВЕДЕНО В ДЕЙСТВИЕ с 16 ноября 2017 г.

Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендуемые методы оценки и прогнозирования радиационных последствий аварий на объектах ядерного топливного цикла" (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 (ОПБ ОЯТЦ)" (НП-016-05), утвержденных постановлением Ростехнадзора от 2 декабря 2005 г. N 11.

Настоящее Руководство по безопасности содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по методам оценки и прогнозирования радиационных последствий, обусловленных аварийными выбросами объектов ядерного топливного цикла (далее - ОЯТЦ).

Руководство по безопасности распространяется на следующие 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.

Настоящее Руководство по безопасности предназначено для применения конструкторскими, проектными, научно-исследовательскими и эксплуатирующими организациями при обосновании безопасности ОЯТЦ, а также Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору при оценке обоснования безопасности ОЯТЦ.

Выпускается впервые

_____________

D* В разработке принимали участие: А.В.Курындин, Д.В.Сорокин , А.С.Шаповалов (ФБУ "НТЦ ЯРБ").

* Текст документа соответствует оригиналу. - Примечание изготовителя базы данных.

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 х от источника аварийного выброса по следующим формулам:

на начальном периоде аварии:

,      (1)

за первый год после аварии:

,   (2)

где:

- максимальная суммарная (по радионуклидам) эффективная доза облучения человека, находящегося на расстоянии х от точечного источника или от центра площадного источника аварийного выброса, за счет внешнего облучения и внутреннего облучения от ингаляции на начальном периоде аварии, Зв;

- максимальная суммарная (по радионуклидам) эффективная доза облучения человека, находящегося на расстоянии х 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 от указанного источника за первый год после аварии, Зв;

- обусловленная радионуклидом суммарная эффективная доза облучения человека, находящегося на расстоянии х 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 суммарная эффективная доза облучения человека, находящегося на расстоянии х 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 от указанного источника за первый год после аварии, Зв;

- радионуклид;

j - индекс градации категории устойчивости атмосферы (А, 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 .

Рекомендуемый порядок расчета величины 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 , Зв;

- эффективная доза от внутреннего облучения, обусловленная вдыханием радионуклида , Зв;

- эффективная доза от внешнего облучения от поверхности почвы, обусловленная радионуклидом , 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 , содержащимся в потребляемых местных пищевых продуктах, на расстоянии , рассчитываемая в соответствии с порядком, приведенным в пункте 16 настоящего Руководства по безопасности, Зв;

- эффективная доза от внутреннего облучения, обусловленная вдыханием радионуклида 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:

- временной интеграл концентрации радионуклида в приземном слое атмосферы на расстоянии х от источника аварийного выброса, Бк·с/м; порядок расчета величины приведен в приложении N 1 настоящего Руководства по безопасности;