Про затвердження Вимог щодо визначення розмірів і меж зони спостереження атомної електричної станції

Тип: Наказ

№ 153/766

Дата: 07 листопада 2011 р.

Статус: Чинний

ДЕРЖАВНА ІНСПЕКЦІЯ ЯДЕРНОГО РЕГУЛЮВАННЯ УКРАЇНИ

МІНІСТЕРСТВО ОХОРОНИ ЗДОРОВ'Я УКРАЇНИ

НАКАЗ

07.11.2011

м. Київ

N 153/766

Зареєстровано в Міністерстві юстиції України

24 листопада 2011 р. за N 1343/20081

Про затвердження Вимог щодо визначення розмірів і меж зони спостереження атомної електричної станції

Відповідно до абзацу третього підпункту 3 пункту 2 рішення Ради національної безпеки і оборони України від 08.04.2011 "Про підвищення безпеки експлуатації атомних електростанцій України", уведеного в дію Указом Президента України від 12.05.2011 N 585,

НАКАЗУЄМО:

1. Затвердити Вимоги щодо визначення розмірів і меж зони спостереження атомної електричної станції, що додаються.

2. Департаменту оцінки безпеки ядерних установок Державної інспекції ядерного регулювання України (Шевченко І. А.) та Управлінню джерел іонізуючого випромінювання Державної інспекції ядерного регулювання України (Рязанцев В. Ф.) забезпечити подання цього наказу в п'ятиденний строк на державну реєстрацію до Міністерства юстиції України.

3. Цей наказ набирає чинності з дня його офіційного опублікування.

4. Державній інспекції ядерного регулювання України та Міністерству охорони здоров'я України забезпечити приведення своїх нормативно-правових актів у відповідність з цим наказом.

5. Контроль за виконанням наказу покласти на заступника Голови Державної інспекції ядерного регулювання України О. А. Макаровську та Першого заступника Міністра охорони здоров'я України Р. О. Моісеєнко.

Голова Державної інспекції

ядерного регулювання України

О. Миколайчук

Міністр охорони здоров'я України

О. Аніщенко

ПОГОДЖЕНО:

Міністр регіонального розвитку,

будівництва та житлово-комунального

господарства України

А. М. Близнюк

Міністр палива та енергетики України

Ю. А. Бойко

Міністерство фінансів України

Ф. О. Ярошенко

Міністр надзвичайних ситуацій України

В. Балога

ЗАТВЕРДЖЕНО

Наказ Державної інспекції ядерного регулювання України, Міністерства охорони здоров'я України

07.11.2011 N 153/766

Зареєстровано

в Міністерстві юстиції України

24 листопада 2011 р. за N 1343/20081

Вимоги щодо визначення розмірів і меж зони спостереження атомної електричної станції

I. Загальні положення

1.1. Ці Вимоги встановлюють механізм обґрунтування меж зони спостереження (далі - ЗС) атомної електричної станції та проведення розрахунків її розміру.

1.2. Ці Вимоги базуються на вимогах законодавства України з урахуванням рекомендацій Міжнародного агентства з атомної енергії, а також вітчизняного й зарубіжного досвіду безпечної експлуатації атомних електричних станцій.

1.3. Ці Вимоги застосовуються при проведенні розрахунків і встановленні розмірів ЗС атомних електричних станцій, що проектуються або будуються, а також при проектуванні й будівництві додаткових блоків діючих атомних електричних станцій (далі - АЕС).

1.4. Розміри ЗС діючих АЕС уточнюються з метою приведення у відповідність до цих Вимог у рамках періодичної переоцінки безпеки.

1.5. У цих Вимогах терміни та визначення вживаються у таких значеннях:

газо-аерозольний викид (далі - викид) - надходження в атмосферу радіоактивних речовин з технологічних контурів та систем вентиляції АЕС;

доза - узагальнена назва ефективної або еквівалентної дози;

референтний вік - один із шести фіксованих віків, що використовуються в системі нормування опромінення.

Інші терміни вживаються у значеннях, наведених у Законах України "Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку", "Про дозвільну діяльність у сфері використання ядерної енергії", Загальних положеннях безпеки атомних станцій, затверджених наказом Держатомрегулювання від 19.11.2007 N 162, зареєстрованих в Міністерстві юстиції України 25.11.2007 N 56/14747 (далі - Загальні положення безпеки атомних станцій), Нормах радіаційної безпеки України, затверджених наказом Міністерства охорони здоров'я України від 14.07.97 N 208, введених у дію постановою Головного державного санітарного лікаря України від 01.12.97 N 62 (НРБУ-97).

II. Критерії визначення розмірів зони спостереження

2.1. Розміри ЗС визначаються так, щоб при запроектних

аваріях (імовірність яких не нижче 10-7 рік-1 - відповідно до підпункту 4.1.1 пункту 4.1 розділу IV Загальних положень безпеки атомних станцій) дози опромінення населення на межі ЗС та за її межами не перевищували критерії введення невідкладних контрзаходів (нижніх меж виправданості) - евакуації і йодної профілактики*, а саме:

ефективна доза - 50 мЗв;

доза у щитоподібній залозі:

у дітей - 50 мЗв;

у дорослих - 200 мЗв;

доза у шкірі - 500 мЗв.

____________

* Значення меж виправданості для доз у щитоподібній залозі та у шкірі в таблиці Д.7.1 НРБУ-97 наведені у термінах поглинених доз (мГр). Числові значення поглинених доз у мГр, що сформовані лише бета- і гамма-випромінюванням, дорівнюють числовим значенням еквівалентних доз у мЗв.

Неперевищення доз опромінення доводиться щодо всіх можливих місць аварійних викидів на АЕС.

2.2. Неперевищення доз опромінення, зазначених у пункті 2.1 цього розділу, повинно бути продемонстровано:

щодо всіх референтних віків, визначених в НРБУ-97;

щодо всіх відстаней, що дорівнюють або перевищують відстані від місць можливих викидів до меж зони спостереження.

2.3. При розрахунках неперевищення доз опромінення, зазначених у пункті 2.1 цього розділу, враховуються типи місцевості у ЗС, а також імовірні метеорологічні умови під час атмосферного перенесення аварійного викиду.

III. Механізм здійснення розрахунків меж зони спостереження

3.1. Для кожної запроектної аварії на АЕС (визначеної згідно з пунктом 2.1 розділу II цих Вимог) виконується розрахунок функцій максимальних ефективних і еквівалентних доз для кожного із референтних віків t за формулами

;

(1)

(2)

де Et і HT,t визначаються відповідно до додатка 1 до цих Вимог.

3.2. За отриманими функціями максимальних ефективних і еквівалентних доз для кожної запроектної аварії визначаються значення величин RA, для яких виконуються такі умови:

;

(3)

(4)

де AEt і AHT,t - дозові критерії, зазначені у пункті 2.1 розділу II цих Вимог (відповідно в термінах ефективної і еквівалентних доз). Нерівності повинні виконуватись для усіх застосовних еквівалентних доз і референтних віків.

3.3. За розрахунками, виконаними згідно з пунктами 3.1, 3.2 цього розділу, утворюється набір кіл (OA, RA), кожне з яких відповідає запроектній аварії і характеризується координатами центра викиду OA і радіусом RA. Зона спостереження АЕС встановлюється таким чином, щоб усі кола (OA, RA) містились усередині ЗС.

Начальник Управління

джерел іонізуючого випромінювання

Держатомрегулювання

В. Рязанцев

В. о. завідуючого Сектором

радіаційної безпеки та медичних

проблем наслідків аварії на ЧАЕС

МОЗ України

М. Перекопайко

Додаток 1

до Вимог щодо визначення розмірів і меж зони спостереження атомної електричної станції

Розрахункові процедури

1. Розрахунок доз опромінення

1.1. Ефективна доза для референтного віку t (Et, мЗв) розраховується за формулою

(1)

де x - відстань від джерела викиду;

, , - ефективні дози для референтного віку t, сформовані i-м радіонуклідом за рахунок таких шляхів:

- інгаляційне надходження і зовнішнє опромінення від хмари викиду;

- зовнішнє опромінення від випадіння на поверхню ґрунту;

- пероральне надходження;

підсумовування виконується за всіма радіонуклідами у складі аварійного викиду.

1.2. Еквівалентна доза в органі або тканині T для референтного віку t (Et, мЗв) розраховується за формулою

(2)

У формулі використовуються ті самі позначення для шляхів формування доз, які вказані у поясненні до формули (1).

Примітка. Подальші формули наведені лише для розрахунку ефективних доз. Для розрахунків еквівалентних доз в органі або тканині T слід використовувати формули для розрахунків ефективних доз із заміною значень ефективних доз на одиницю надходження (на одиницю концентрації) на значення відповідних еквівалентних доз в органі або тканині T на одиницю надходження (на одиницю концентрації).

1.3. Ефективна доза для референтного віку t, сформована i-м радіонуклідом за рахунок інгаляційного надходження і зовнішнього опромінення від хмари викиду ( , мЗв),

розраховується таким чином:

(3)

де IAV,i - інтегральна об'ємна питома активність i-го радіонукліда в повітрі, Бк·м-3·год (розраховується згідно з пунктом 2);

- коефіцієнт потужності ефективної дози для референтного віку t за рахунок інгаляційного надходження і зовнішнього опромінення від хмари викиду на одиницю об'ємної питомої активності i-го радіонукліда в повітрі, мЗв·Бк-1·м3·год-1.

Значення наведені в додатку 2 до Вимог щодо визначення розмірів і меж зони спостереження атомної електричної станції:

для розрахунків ефективних доз - таблиці 2, 3 ( );

для розрахунків еквівалентних доз у шкірі - таблиця 4 ( );

для розрахунків еквівалентних доз у щитоподібній залозі - таблиця 5 ( ).

1.4. Ефективна доза зовнішнього опромінення для референтного віку t від випадінь i-го радіонукліда на поверхню ґрунту ( , мЗв) розраховується за формулою

(4)

де ksrf - коефіцієнт зниження дози опромінення, який враховує рельєф місцевості; 0,7;

AS,i - поверхнева питома активність i-го радіонукліда на ґрунті, Бк·м-2 (розраховується згідно з пунктом 2);

- коефіцієнт потужності ефективної дози зовнішнього опромінення для референтного віку t на одиницю поверхневої питомої активності i-го радіонукліда на ґрунті, мЗв·Бк-1·м2·год-1;

Fri - функція виснаження i-го радіонукліда в результаті радіоактивного розпаду (розраховується згідно з підпунктами 2.4.9, 2.4.10);

t - тривалість інтервалу інтегрування, 14 д.

Значення наведені в таблиці 6 додатка 2 до Вимог щодо визначення розмірів і меж зони спостереження атомної електричної станції:

для розрахунків ефективних доз - значення ;

для розрахунків еквівалентних доз у шкірі - значення .

1.5. Ефективна доза внутрішнього опромінення для референтного віку t, сформована пероральним надходженням i-го радіонукліда ( , мЗв), розраховується таким чином:

(5)

де - ефективна доза внутрішнього опромінення на одиницю перорального надходження i-го радіонукліда для референтного віку, t, мЗв·Бк-1;

- пероральне надходження i-го радіонукліда для референтного віку, t, Бк (розраховується згідно з пунктом 3).

для розрахунків ефективних доз - таблиця 7 (eing);

для розрахунків еквівалентних доз у щитоподібній залозі - таблиця 8 ( ).

2. Розрахунок атмосферного переносу і випадінь на поверхню ґрунту

2.1. Для розрахунків значень інтегральних об'ємних питомих активностей і поверхневих питомих активностей використовуються модель А (підпункт 2.4) і модель Б (підпункт 2.5).

При виборі моделей для виконання розрахунків атмосферного переносу і випадінь на поверхню ґрунту слід керуватись нижченаведеними властивостями моделей А і Б.

2.1.1. Модель А простіша, вона рекомендується при виконанні розрахунків для відстаней, що не перевищують 20 км від джерела викиду. Ця модель загалом може бути застосовною і для більших відстаней, проте отримані таким чином результати можуть бути надлишково консервативними (як правило, ступінь консерватизму зростає із збільшенням відстані від джерела викиду). Тому для збільшення реалістичності кінцевих результатів (зменшення консервативності) доцільно використовувати модель Б.

2.1.2. Модель Б складніша, ніж модель А. Її рекомендується використовувати для розрахунків, якщо відстані від джерела викиду перевищують 40 км. Модель Б може бути також застосована і для менших відстаней (від 20 км від джерела викиду). Доцільність використання моделі Б є наслідком компромісу між складністю її застосування і очікуванням отримання результатів, позбавлених надлишкового консерватизму.

2.2. Вхідні параметри, які характеризують певну аварію на АЕС, однакові для обох моделей і є такими:

а) радіонуклідний склад викиду із зазначенням для кожного радіонукліда таких характеристик:

активність;

фізична і хімічна форма (аерозоль, газ, хімічна форма радіоактивного йоду);

б) ефективна висота викиду.

2.3. Вхідні параметри, які характеризують метеорологічні і специфічні для даної місцевості умови, є різними для різних моделей. Ці параметри

використовуються як змінні для отримання оцінок максимально можливих дозових наслідків для кожної з аварій на АЕС. Зазначені параметри вказані:

для моделі А - у підпунктах 2.4.1 і 2.4.2;

для моделі Б - у підпунктах 2.5.1 і 2.5.2.

2.4. Модель А.

2.4.1. Вхідними параметрами, які характеризують метеорологічні і специфічні для даної місцевості умови, є:

категорія стійкості атмосфери за Пасквілом - Гіфордом;

швидкість вітру;

параметр шорсткості поверхні.

2.4.2. Для отримання оцінок максимально можливих дозових наслідків для кожної з аварій на АЕС виконуються розрахунки доз, що зазначені у розділі III, для:

усіх категорій стійкості атмосфери за Пасквілом - Гіфордом від A до F;

швидкостей вітру, які дорівнюють або більше 1 м/с;

усіх значень параметра шорсткості поверхні, наведених у таблиці 2.

2.4.3. Значення інтегральної об'ємної питомої активності i-го радіонукліда (IAV,i, Бк·м-3·год) у повітрі розраховується таким чином:

IAV,i (x) = QiGi (x) / 3600

(6)

де Qi - активність викиду i-го радіонукліда, Бк;

Gi(x) - фактор розбавлення для короткотермінового викиду для i-го радіонукліда на відстані x від джерела викиду, с·м-3 (розраховується за формулою (7)).

2.4.4. Фактор розбавлення для короткотермінового викиду на відстані x від джерела викиду розраховується за формулою

(7)

де F - функція виснаження хмари викиду, що розраховується відповідно до формули (12);

s y, s z - стандартні відхилення розподілу домішки у хмарі викиду у горизонтальному і вертикальному напрямках, що визначаються за формулами (8), (9), м;

u - швидкість вітру, м·с-1;

h - ефективна висота викиду з урахуванням підйому струменя, м.

2.4.5. Значення стандартного відхилення розподілу домішки у хмарі викиду у горизонтальному напрямку (s y, м) розраховується за формулою

(8)

де значення параметра с3 визначається залежно від категорії стійкості атмосфери за Пасквілом - Гіфордом (таблиця 1).

Таблиця 1. Значення параметрів a1, b1, a2, b2, с3, залежно від категорії стійкості атмосфери

Категорія стійкості

с3

, м

0,112

1,06

5,38·10-4

0,815

0,22

1600

0,130

0,950

6,52·10-4

0,750

0,16

920

0,112

0,920

9,05·10-4

0,718

0,11

640

0,098

0,889

1,35·10-3

0,688

0,08

400

0,0609

0,895

1,96·10-3

0,684

0,06

220

0,0638

0,783

1,36·10-3

0,672

0,04

100

2.4.6. Значення стандартного відхилення розподілу домішки у хмарі викиду у вертикальному напрямку (s z, м) розраховується за формулою

(9)

де - граничне значення s z для відповідної категорії стійкості атмосфери, м (визначається за таблицею 1);

z0 - параметр шорсткості підстильної поверхні, м (визначається для відповідного типу мікрорельєфу поверхні за таблицею 2).

2.4.7. Функції g(x) і f(z0, x) задаються формулами

;

(10)

при z0

> 0,1 м;

(11)

при z0 Ј 0,1 м.

Значення параметрів a1, b1, a2, b2 визначаються залежно від категорії стійкості атмосфери за таблицею 1. Значення параметрів c1, d1, c2, d2 залежать від параметра шорсткості поверхні і визначаються за таблицею 2.

Таблиця 2. Значення параметрів c1, d1, c2, d2 функції f(z0, x) залежно від параметра шорсткості z0 (типу мікрорельєфу) поверхні

Тип мікрорельєфу поверхні

z0, м

Скошена та низька трава до 15 см

0,01

1,56

0,048

6,25·10-4

0,45

Висока трава до 60 см

0,04

2,02

0,0269

7,76·10-4

0,37

Неоднорідна поверхня з ділянками трави, чагарниками тощо, що чергуються

0,1

2,73

Парк, ліс висотою до 10 м

0,4

5,16

-0,098

5,38·10-2

0,225

Міські будівлі

7,37

-0,0957

2,33·10-4

0,6

2.4.8. Функція виснаження хмари викиду F(x) розраховується таким чином:

(12)

де Fr - функція виснаження хмари викиду в результаті радіоактивного розпаду, що розраховується згідно з підпунктами 2.4.9, 2.4.10;

Fd - функція виснаження хмари викиду внаслідок осадження на поверхню ґрунту, що розраховується за формулою (16).

2.4.9. Значення функції виснаження i-го радіонукліда в результаті радіоактивного розпаду на момент часу t Fri (t) розраховується за формулою

Fri (t) = exp (-lr,it)

(13)

де lr,i

- стала радіоактивного розпаду i-го радіонукліда, с-1 (додаток 2 до Вимог щодо визначення розмірів і меж зони спостереження атомної електричної станції).

2.4.10. Процес радіоактивного розпаду і утворення дочірніх радіонуклідів i-го радіонукліда описується системою диференціальних рівнянь

(14)

з такими початковими умовами: Fri,0 (0) = 1, Fri,j (0) = 0 (для j = 1N),

де N - кількість радіоактивних продуктів розпаду вихідного радіонукліда;

- вектор функцій виснаження радіонуклідів у ланцюгу радіоактивного розпаду i-го радіонукліда у момент часу t (індекс 0 відповідає вихідному радіонукліду, індекси з 1 по N відповідають дочірнім радіонуклідам);

Mi - матриця зв'язків радіонуклідів у ланцюгу радіоактивного розпаду i-го радіонукліда.

Примітки: 1. Розрахунок утворення дочірніх радіонуклідів необхідно виконувати лише для Xe-135 m. Для усіх інших радіонуклідів, наведених у додатку 2 до Вимог щодо визначення розмірів і меж зони спостереження атомної електричної станції, внесок дочірніх радіонуклідів у формування доз опромінення врахований у значеннях доз на одиницю надходження (одиницю концентрації) із зазначеного додатка.

2. Для першого дочірнього радіонукліда в лінійному (що не має розгалужень) ланцюгу розпаду розв'язок системи (14) для функції виснаження Fri,1 (t) має вигляд:

Fri,1 (t) =

f1lr,0

_________

lr,1 - lr,0

[exp(-lr,0t) - exp (-lr,1t)]

(15)

де f1 - вихід першого дочірнього радіонукліда при радіоактивному розпаді початкового радіонукліда;

lr,0 - стала радіоактивного розпаду початкового радіонукліда;

lr,1 - стала радіоактивного розпаду першого дочірнього радіонукліда.

2.4.11. Розрахунок об'ємних питомих активностей дочірніх радіонуклідів, що виникають у процесі розпаду радіонуклідів у викиді, проводиться аналогічно схемі, що застосовується для вихідних радіонуклідів. Для розрахунків за дочірніми радіонуклідами як значення Qi у формулі (6) використовується значення Qi для відповідних вихідних радіонуклідів, а функція виснаження хмари викиду в результаті радіоактивного розпаду Fri (t) описує утворення дочірніх радіонуклідів.

2.4.12. Функція виснаження хмари викиду внаслідок осадження на поверхню ґрунту розраховується за формулою

(16)

де vdi - швидкість сухого осадження, м·с-1 (визначається за таблицею 3).

2.4.13. Поверхнева питома активність i-го радіонукліда на ґрунті AS,i (Бк·м-2) розраховується за формулою

(17)

де IAV,i(x) - інтегральна об'ємна питома активність i-го радіонукліда у повітрі, Бк·м-3·год;

vdi - швидкість сухого осадження, м·с-1 (таблиця 3);

Li - параметр вологого вимивання, год-1 (таблиця 3).

Таблиця 3. Значення швидкості сухого осадження vdi і параметра вологого вимивання Li

Речовина (сполука)

vdi м·с-1

Li, год-1

Аерозолі

8·10-3

Молекулярний йод

2·10-2

Органічні сполуки йоду

1·10-4

0,1

Інертні радіоактивні гази

2.5. Модель Б.

2.5.1. Вхідними параметрами, які характеризують метеорологічні і сайт-специфічні умови, є:

вертикальний профіль температури (температура повітря залежно від висоти);

вертикальний профіль швидкості вітру (швидкість вітру залежно від висоти);

параметр шорсткості поверхні.

2.5.2. Для отримання оцінок максимально можливих дозових наслідків для кожної з аварій на АЕС виконуються розрахунки доз, що зазначені у розділі III Вимог щодо визначення розмірів і меж зони спостереження атомної електричної станції, для:

усіх вертикальних профілів температури і швидкості вітру, вказаних у таблицях 4 - 6;

усіх значень параметра шорсткості поверхні, наведених у таблиці 2.

Таблиця 4. Вертикальні профілі температури і швидкості вітру для нейтральної стратифікації граничного шару атмосфери

z, м

Т(z), ° C

U(z), м·с-1

профіль 1

профіль 2

профіль 3

2,2

1,1

0,55

11,9

2,6

1,3

0,65

1,5

0,75

3,5

1,75

0,875

100

11,4

6,2

3,1

1,55

200

6,6

3,3

1,65

500

7,5

3,75

1,88

1000

1500

2,5

7,8

3,9

1,95

Таблиця 5. Вертикальні профілі температури і швидкості вітру для нестійкої стратифікації граничного шару атмосфери

z, м

Т(z), ° C

U(z), м·с-1

Т(z), °

U(z), м·с-1

профіль 4

профіль 5

профіль 6

профіль 7

профіль 8

3,4

1,7

0,85

5,3

3,53

4,0

17,3

6,2

4,13

4,5

2,25

1,12

6,9

4,6

5,1

2,55

1,28

5,33

100

18,9

6,0

1,5

16,2

10,8

7,2

200

6,5

3,25

1,63

12,1

8,07

500

6,8

3,4

1,7

13,2

8,8

1000

7,2

3,6

1,8

15,5

10,3

1500

7,4

3,7

1,85

4,1

17,2

11,5

Таблиця 6. Вертикальні профілі температури і швидкості вітру для стійкої стратифікації граничного шару атмосфери

z, м

Т(z), ° C

U(z), м·с-1

профіль 9

профіль 10

профіль 11

1,3

0,65

0,325

11,9

1,7

0,85

0,425

2,2

1,1

0,55

2,9

1,45

0,725

100

13,8

8,5

4,25

2,13

200

9,1

4,55

2,28

500

8,4

4,2

2,1

1000

7,2

3,6

1,8

1500

6,8