II. Рекомендации по методам и средствам контроля выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух

7. Контроль за выбросами из нормируемых источников рекомендуется осуществлять в отношении тех радионуклидов, для которых в соответствии с Методикой должны устанавливаться нормативы предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух (далее - нормируемые радионуклиды).

8. Для целей контроля за выбросами нормируемых радионуклидов контрольные уровни рекомендуется устанавливать для каждого нормируемого источника.

9. Установление контрольных уровней рекомендуется осуществлять в соответствии с рекомендациями по установлению контрольных уровней выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух, приведенными в приложении N 2 к настоящему Руководству по безопасности.

10. Регистрацию величин контролируемых параметров выбросов, в том числе расход воздуха (газа), качественный и количественный радионуклидный состав, суммарную активность радионуклидов в выбросе, усредненную за сутки, за месяц и за год, рекомендуется выполнять для каждого нормируемого источника.

11. Для нормируемых источников выброса, осуществляющих выброс радиоактивных веществ, который поступает в атмосферный воздух через специально сооруженные газоходы, воздуховоды и трубы, предназначенные для вентиляции помещений или удаления технологических сдувок, оснащенные побудителями расхода выбрасываемой смеси (далее - организованный источник выброса с побудителями), значения удельной активности нормируемых радионуклидов и значения расхода (объема) воздуха (газа) в источнике за сутки рекомендуется измерять и использовать для определения суточных, месячных и годовых выбросов. Указанные измерения рекомендуется выполнять посредством непрерывного и (или) периодического (лабораторного) контроля, основанного на постоянном пробоотборе выбрасываемой источником газовоздушной среды (с использованием аналитических фильтров, сорбентов, емкостей и др.), с последующим измерением активности проб непосредственно в точке размещения средств измерения и (или) в лабораторных условиях и определением объемной активности нормируемых радионуклидов (или их групп) в выбросе с учетом расхода (объема) воздуха (газа) в источнике за отчетный период и с учетом расхода (объема) воздуха (газа), прошедшего через аналитический фильтр и (или) сорбент за время измерения и (или) пробоотбора. Для ИРГ такой контроль рекомендуется выполнять посредством их отбора в пробоотборные емкости с последующим лабораторным измерением или посредством измерений с помощью спектрометрической установки в непрерывном режиме.

12. Для контроля выбросов рекомендуется использовать методики и средства радиационного контроля, обеспечивающие измерение нормируемых радионуклидов в выбросах на уровне не более 10% от контрольного уровня годового выброса по каждому нормируемому радионуклиду.

В приложении N 3 к настоящему Руководству по безопасности приведен пример подхода к обеспечению приемлемой чувствительности методик и средств выполнения измерений выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух при нормальной эксплуатации.

13. Количество основных (не являющихся резервными) пробоотборных трактов для измерения выбросов рекомендуется подбирать с учетом количества отдельных методов, необходимых для контроля каждой физико-химической формы, характерной для множества нормируемых радионуклидов {r}, выбрасываемых из нормируемого источника i. Например, для одновременного контроля аэрозолей, йода и ИРГ рекомендуется использовать отдельные пробоотборные линии. При этом при осуществлении контроля нормируемых радионуклидов йода рекомендуется использовать один пробоотборный тракт для всех физико-химических форм йода (молекулярная, аэрозольная, органическая).

При невозможности выполнения указанных рекомендаций для контроля нормируемых радионуклидов r, выбрасываемых из нормируемого источника i, может быть использовано минимальное (вплоть до одного) количество пробоотборных трактов. При этом количество основных (не являющихся резервными) устройств для регистрации, входящих в пробоотборный тракт, рекомендуется выбирать с учетом количества методов, необходимых для контроля всех физико-химических форм нормируемых радионуклидов r, выбрасываемых из нормируемого источника i. Конструкцию пробоотборного устройства рекомендуется подбирать таким образом, чтобы она обеспечивала возможность отбора нескольких проб одновременно из одного канала выброса с учетом их физико-химических форм.

14. Используемые для лабораторных измерений, предусмотренных пунктом 11 настоящего Руководства по безопасности, средства непрерывного пробоотбора нормируемых радионуклидов из организованных источников выбросов (в которые отводятся технологические сдувки, обусловленные эксплуатацией ядерного топлива в активной зоне и (или) обращением с отработавшим ядерным топливом и (или) в которые отводится воздух из зоны контролируемого доступа, где осуществляется указанная деятельность) с побудителями объектов использования атомной энергии (за исключением АЭС) рекомендуется оснащать, как минимум, одним резервным (включающим собственный фильтр или собственную пробоотборную емкость ИРГ) пробоотборным трактом (от пробоотборного штуцера до места, в котором экспонируется аналитический фильтр или в котором расположена пробоотборная емкость для ИРГ). Питание основных и резервных пробоотборных трактов рекомендуется осуществлять от двух независимых взаимно резервирующих источников питания.

15. Дополнительно к мерам контроля выбросов нормируемых радионуклидов, предусмотренным в пункте 11 настоящего Руководства по безопасности для контроля выбросов радиоактивных веществ из организованных источников выбросов с побудителями (в которые отводятся технологические сдувки, обусловленные эксплуатацией ядерного топлива в активной зоне, и (или) обращением с отработавшим ядерным топливом, и (или) в которые отводится воздух из зоны контролируемого доступа, где осуществляется указанная деятельность), при нормальной эксплуатации объектов использования атомной энергии рекомендуется использовать стационарные автоматизированные средства непрерывного измерения в выбросах следующих показателей:

суммарной активности бета-излучающих аэрозолей (если входящие в состав таких выбросов радионуклиды являются нормируемыми радионуклидами);

суммарной активности альфа-излучающих аэрозолей (если входящие в состав таких выбросов радионуклиды являются нормируемыми радионуклидами);

активности ¹³¹I (каждая физико-химическая форма по отдельности в зависимости от того, является ли ¹³¹I в конкретной форме нормируемым радионуклидом);

суммарной активности изотопов ИРГ (если входящие в состав таких выбросов радионуклиды являются нормируемыми радионуклидами).

16. Стационарные автоматизированные средства непрерывного измерения суммарной активности бета-излучающих аэрозолей, суммарной активности альфа-излучающих аэрозолей, активности ¹³¹I, суммарной активности ИРГ в выбросах АЭС из организованных источников выбросов с побудителями, связанных с вентиляционными системами, в которые отводятся технологические сдувки, обусловленные эксплуатацией ядерного топлива в активной зоне, и (или) обращением с отработавшим ядерным топливом, и (или) в которые отводится воздух из зоны контролируемого доступа, где осуществляется указанная деятельность с ядерным топливом, рекомендуется оснащать двумя независимыми измерительными каналами. Электропитание таких средств измерения рекомендуется выполнять с использованием, как минимум, двух систем надежного электроснабжения системы аварийного электроснабжения АЭС согласно требованиям, предъявляемым к потребителям системы аварийного электроснабжения первой группы в соответствии с федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии "Требования к системам аварийного электроснабжения атомных станций" (НП-087-11), утвержденными приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 30 ноября 2011 г. N 671 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 3 февраля 2012 г., регистрационный N 23123).

17. Для контроля выбросов из организованных источников выбросов с побудителями (в которые отводятся технологические сдувки, обусловленные эксплуатацией ядерного топлива в активной зоне, и (или) обращением с отработавшим ядерным топливом, и (или) в которые отводится воздух из зоны контролируемого доступа, где осуществляется указанная деятельность) при нормальной эксплуатации объектов использования атомной энергии, относящихся к I и II категории по потенциальной радиационной опасности в соответствии с пунктом 3.1 санитарных правил и нормативов СП 2.6.1.2612-10 "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)", утвержденных постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 26.04.2010 N 40 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 11 августа 2010 г., регистрационный N 18115) (далее - ОСПОРБ-99/2010), и при нарушениях их нормальной эксплуатации, не перешедших в аварию, рекомендуется использовать средства измерения, прошедшие следующие испытания:

на стойкость к механическим внешним воздействующим факторам машин, приборов и других технических изделий (на воздействие ударов);

на устойчивость к радиочастотному электромагнитному полю;

на устойчивость к микросекундным импульсным помехам большой энергии;

на устойчивость к колебательным затухающим помехам;

на устойчивость к провалам, кратковременным прерываниям и изменениям напряжения электропитания;

прочие испытания, предусмотренные техническими условиями на средство измерения.

18. Для объектов использования атомной энергии, относящихся к I категории по потенциальной радиационной опасности в соответствии с ОСПОРБ-99/2010, рекомендуется предусматривать дополнительные методики и средства измерения выбросов из организованных источников выбросов с побудителями (в которые отводятся технологические сдувки, обусловленные эксплуатацией ядерного топлива в активной зоне, и (или) обращением с отработавшим ядерным топливом, и (или) в которые отводится воздух из зоны контролируемого доступа, где осуществляется указанная деятельность) при авариях, отличные от методик и средств измерения нормируемых радионуклидов, предназначенных для использования в условиях нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации, не перешедших в аварию.

При невозможности учета указанной рекомендации для АЭС рекомендуется использование одних и тех же методик и средств измерения выбросов в условиях нормальной эксплуатации и в случае аварии, если они удовлетворяют рекомендациям пункта 20 настоящего Руководства по безопасности.

При невозможности учета указанной рекомендации для объектов использования атомной энергии, отличных от АЭС, рекомендуется использование одних и тех же методик и средств измерения выбросов в условиях нормальной эксплуатации и в случае аварии, если они удовлетворяют рекомендациям пункта 17 настоящего Руководства по безопасности.

19. Указанные в пункте 18 настоящего Руководства по безопасности средства измерения выбросов из организованных источников выбросов с побудителями при авариях, предусмотренные для использования на объектах использования атомной энергии I категории по потенциальной радиационной опасности по ОСПОРБ-99/2010 (отличных от блоков АЭС), рекомендуется оснащать измерительными каналами, предназначенными для контроля мощности поглощенной дозы фотонного излучения в потоке выбрасываемого воздуха. Для этих же целей для блоков АЭС рекомендуется использовать средства измерений на основе спектрометрических блоков детектирования, непосредственно размещенных в потоке выбрасываемого воздуха.

20. Для контроля выбросов при авариях на блоках АЭС рекомендуется использовать средства контроля суммарной активности бета-излучающих аэрозолей, активности ¹³¹I, суммарной активности изотопов ИРГ, прошедшие испытания на:

устойчивость к колебательным затухающим помехам;

устойчивость оболочки электрооборудования к наружным механическим ударам (испытание с определением степени защиты);

устойчивость к магнитному полю промышленной частоты;

устойчивость к циклическому воздействию влажного тепла;

воздействие сухого тепла;

устойчивость к постоянному воздействию влажного тепла;

устойчивость к радиочастотному электромагнитному полю;

устойчивость к микросекундным импульсным помехам большой энергии;

устойчивость к кондуктивным помехам, наведенным радиочастотными электромагнитными полями;

невосприимчивость к затухающим колебаниям волны (испытание на электромагнитную совместимость);

электромагнитные помехи от технических средств, применяемых в промышленных зонах (испытание на электромагнитную совместимость);

прочие испытания, предусмотренные техническими условиями на средство измерения.

21. Отбор проб в организованных источниках выбросов с побудителями рекомендуется осуществлять таким образом, чтобы он удовлетворял следующим условиям:

изокинетичность отбираемой пробы аэрозолей и потока в нормируемом источнике с отслеживанием изменений расхода в источнике (рекомендация применяется, если дисперсность частиц в потоке более или равна 5 мкм);

линия пробоотбора при необходимости обеспечивается сопроводительным подогревом;

поддержание расхода в пробоотборных трактах, соответствующих каждой из физико-химических форм, которые имеют нормируемые радионуклиды, и в общей линии пробоотбора при изменении расхода в организованном источнике выбросов с побудителями.

При разработке системы отбора проб рекомендуется принимать меры для минимизации потерь аэрозолей и физико-химических форм йода в процессе транспортировки от пробоотборного зонда до точки отбора проб, в том числе обеспечивать:

минимально возможную длину пробоотборной линии;

минимальное количество поворотов и изгибов пробоотборной линии;

плавные изгибы пробоотборных трубопроводов;

применение трубок из нержавеющей стали с электрохимической полировкой внутренней поверхности;

прокладку пробоотборной линии внутри венттрубы;

электрообогрев и теплоизоляцию участков трубопровода пробоотборной линии, проложенных во внешней среде;

возможность регулировки и установления оптимальной скорости воздушного потока в пробоотборной линии;

возможность продувки пробоотборных линий сжатым воздухом для их очистки.

Для обеспечения достоверности контроля выбросов нормируемых радионуклидов необходимо учитывать потери радиоаэрозолей и йода в процессе транспортирования по пробоотборным линиям от пробоотборного зонда до места отбора проб.

Указанные потери рекомендуется определять на основании прецизионных экспериментальных исследований, включающих анализ изменения характеристик аэродисперсной системы и соотношений между объемными активностями нормируемых радионуклидов на входе и выходе штатных пробоотборных линий, в том числе с использованием подхода радионуклидных векторов (см. пункт 24.1 настоящего Руководства по безопасности).

22. Для оценки суточных, месячных и годовых выбросов нормируемых радионуклидов из источников выброса, осуществляющих выброс радиоактивных веществ, который поступает в атмосферный воздух через специально сооруженные газоходы, воздуховоды и трубы, предназначенные для вентиляции помещений или удаления технологических сдувок и не оснащенные побудителями расхода выбрасываемой смеси (то есть когда выброс осуществляется только за счет естественной тяги) (далее - организованный источник выброса без побудителей), рекомендуется использовать результаты измерений удельных (объемных) активностей в газообразных средах, с которыми радиоактивные вещества удаляются в атмосферный воздух, и расхода (объема) воздуха (газа) в источнике за сутки. Указанные измерения рекомендуется выполнять посредством непрерывного и (или) периодического пробоотбора выбрасываемой источником газовоздушной среды (с использованием аналитических фильтров, сорбентов, емкостей и др.), с последующим измерением активности проб непосредственно в точке размещения средств измерения и (или) в лабораторных условиях.

В случае невозможности выполнения контроля указанным способом рекомендуется применять расчетный метод определения выбросов с использованием максимальных значений объемной активности радионуклидов в выбрасываемой среде и максимального значения расхода данной среды.

Рекомендации пунктов 11, 12 - 21 настоящего Руководства по безопасности не распространяются на организованные источники выброса без побудителей при условии, что в них не отводятся технологические сдувки, обусловленные эксплуатацией ядерного топлива в активной зоне, и (или) обращением с отработавшим ядерным топливом, и (или) при условии, что в них не отводится воздух из зоны контролируемого доступа, где осуществляется указанная деятельность.

23. Оценку выбросов нормируемых радионуклидов из источников выброса не являющихся организованными источниками выброса с побудителями или организованными источниками выброса без побудителей (далее - неорганизованные источники выбросов), рекомендуется выполнять при помощи эмпирических методов материального баланса, в которых результаты измерений активностей, удельных (объемных) активностей в средах, из которых радиоактивные вещества выделяются в атмосферный воздух, используются в качестве исходных данных для выполнения такой оценки. Пример применения методов материального баланса для оценки выбросов из неорганизованных источников выбросов представлен в приложении N 4 к настоящему Руководству по безопасности.

24. В случае невозможности осуществлять ежесуточный контроль выбросов отдельных нормируемых радионуклидов из нормируемых источников для оценки их суточных выбросов рекомендуется использовать более чувствительные средства контроля или подход, основанный на использовании радионуклидного вектора (векторов).

24.1. Метод радионуклидного вектора (векторов) заключается в выявлении устойчивой корреляционной связи или консервативных соотношений между содержащимися в выбросе из нормируемого источника объемными активностями радионуклидов и выборе среди указанных радионуклидов реперных радионуклидов (или групп радионуклидов), по содержанию которых в выбросах возможно оценить активность выбросов из нормируемого источника необнаруживаемых нормируемых радионуклидов. Для реализации указанного подхода рекомендуется проведение специальных исследований на основе выполнения прецизионных измерений содержания радионуклидов в выбросах при различных режимах эксплуатации.

24.2. В качестве реперных радионуклидов рекомендуется рассматривать гамма-излучающие радионуклиды с гамма-линиями, имеющими показатели интенсивности линии и энергию, достаточные для регистрации данных радионуклидов (с использованием имеющихся методик и средств рутинного измерения). Кроме того, в качестве реперной величины рекомендуется рассматривать суммарную активность альфа-излучающих долгоживущих радионуклидов в выбрасываемом воздухе (газе) при условии устойчивой корреляции между ней и нормируемыми радионуклидами.

В случае невозможности использования указанной активности гамма-излучающих радионуклидов либо суммарной активности альфа-излучающих долгоживущих радионуклидов в выбрасываемом воздухе (газе) в качестве реперной величины рекомендуется для этой же цели принимать иной радионуклид, обладающий достаточной корреляционной связью с нормируемым радионуклидом.

24.3. Оценку суточного выброса нормируемого радионуклида r рекомендуется выполнять с использованием формул:

, (1)

, (2)

где k_r - отношение содержания в выбрасываемой среде нормируемого радионуклида r и реперного радионуклида R, определенное по результатам прецизионных измерений содержания нормируемых радионуклидов и реперных радионуклидов в выбрасываемой радиоактивной среде;

u_R - относительная стандартная неопределенность контроля суточного выброса реперного радионуклида r, определенная с использованием методик и средств штатного контроля;

U_k - максимальная относительная стандартная неопределенность определения параметра k_r, обусловленная неопределенностями методик и средств измерений.

25. Рекомендации по учету неопределенностей и нижних порогов измерения при проверке соблюдения нормативов выбросов радиоактивных веществ приведены в приложении N 5 к настоящему Руководству по безопасности.