РУКОВОДСТВО ПО УСТАНОВЛЕНИЮ ДОПУСТИМЫХ ВЫБРОСОВ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ В АТМОСФЕРУ

Том 1

(Обязательная часть)

ДВ-98     

РАЗРАБОТАН НТЦ "Радиоэкология человека" Акционерного общества ВАСАН,

ВНИИ химической технологии Министерства Российской Федерации по атомной энергии,

Федеральным Управлением медико-биологических и экстремальных проблем при Министерстве здравоохранения Российской Федерации,

Государственным комитетом Российской Федерации по охране окружающей среды,

ГНЦ "Институт биофизики" Министерства здравоохранения Российской Федерации,

НПО "Тайфун" Росгидромета,

ПО "Маяк" Министерства Российской Федерации по атомной энергии,

НПО "Энергия" Министерства Российской Федерации по атомной энергии.

ВНЕСЕН Управлением экологии и снятия с эксплуатации ядерных объектов Министерства Российской Федерации по атомной энергии,

Управлением государственного контроля и обеспечения экологической безопасности Государственного комитета Российской Федерации по охране окружающей среды.

СОГЛАСОВАН Заместителем главного государственного санитарного врача по спецвопросам О.И.Шамовым, исх. N 32-013/116 от 26.06.97 г.

ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ с 01 июля 1999 г. вместо "Отраслевых методических указаний по расчету предельнодопустимых выбросов радиоактивных и химических веществ в атмосферу промышленными предприятиями (ПДВ-83)". М., 1985. Утв. 18.10.83 по согласованию с Госкомгидрометом СССР и 3 ГУ при Минздраве СССР.

УТВЕРЖДАЮ:

Председатель Государственного комитета Российской Федерации по охране окружающей среды В.И.Данилов-Данильян, 21 января 1999 г.

Министр Российской Федерации по атомной энергии Е.О.Адамов, 22.06.1999 г.

ВВЕДЕНИЕ

Настоящее "Руководство по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ДВ-98)" разработано в соответствии с Законами РСФСР от 19.12.91 N 2060-1 "Об охране окружающей природной среды"*, федеральными законами от 21.11.95 N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии", от 23.11.95 N 174-ФЗ "Об экологической экспертизе", от 30.03.99 N 53-ФЗ "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" и от 09.01.96 N 3-ФЗ "О радиационной безопасности населения", с учетом требований "Норм радиационной безопасности НРБ-96"**.

_______________

* На территории Российской Федерации документ не действует. Действуют Федеральные законы от 30 декабря 2001 года N 196-ФЗ, от 10 января 2002 года N 7-ФЗ, здесь и далее по тексту;

** Действуют СанПиН 2.6.1.2523-09 (НРБ-99/2009), здесь и далее по тексту. - Примечание изготовителя базы данных.

Документ устанавливает основные требования к порядку организации и проведения работ по расчету вспомогательных и производных нормативов - допустимых концентраций радионуклидов в атмосферном воздухе (), допустимых отложений их на почву (), предельно-допустимых выбросов (), допустимых норм выброса () и установления основных нормативов - допустимых выбросов радионуклидов () в атмосферу.

Руководство состоит из основной части, Приложений П1, П2 и П3 (том I), имеющих обязательную силу, и Приложений П4-П15* (том II), имеющих силу рекомендаций.

_______________

* Вероятно ошибка оригинала. Следует читать: П4-П12 (см. том 2). - Примечание изготовителя базы данных.

Глава 1. СИМВОЛЫ, ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

     
Символы и их размерности*

________________

* В данном документе частично сохранены старые обозначения некоторых величин, а также введены некоторые новые, действующие только в данном документе. Например, чтобы избежать коллизии совпадений символики вместо допустимой объемной активности (), введенной в "Нормах радиационной безопасности НРБ-96", для этой величины сохранено старое название - допустимая концентрация радионуклидов в воздухе () из-за необходимости введения нового, действующего в рамках настоящего Руководства норматива - допустимого отложения радионуклидов на почву ().

- удельная активность среды, Бк/кг;

- среднегодовая концентрация -го радионуклида в воздухе (объемная активность источника), Бк/м;

- интенсивность выпадения -го радионуклида на почву, Бк/(с·м);

- предельно-допустимая доза для персонала (группы Б), Зв/год;

- предел дозы для населения, Зв/год;

- доля от предела дозы , выделяемая Регулирующим органом для деятельности данного -го сооружения, устройства или установки и рассматриваемых, как отдельные источники радиоактивных выбросов в атмосферу, Зв/год. Процедура распределения по разным видам деятельности называется квотированием;

- квота от , выделяемая для -го источника выбросов, равная отношению (безразмерна или в процентах);

- допустимая концентрация в воздухе -го радионуклида для -го пути облучения, Бк/м;

- допустимое годовое отложение на почву -го радионуклида для -го пути облучения, Бк/(год·м);

- фактор безопасности, суммарный по всем путям облучения и для всей смеси радионуклидов, безразмерен (или в %);

- дифференциальный фактор безопасности (вклад в суммарный фактор безопасности) для загрязняющего атмосферу -го радионуклида и -го пути облучения, безразмерен (или в %);

- коэффициент защищенности от облучения по всем путям воздействия в данной местности (величина, обратная фактору безопасности ), безразмерен;

- допустимый выброс радиоактивных веществ в атмосферу, Бк/год;

- норма выброса радиоактивных веществ в атмосферу, безразмерный или выраженный в процентах параметр безопасности;

- допустимая норма выброса радиоактивных веществ в атмосферу, безразмерна или выражена в процентах;

- предельно-допустимый выброс радиоактивных веществ в атмосферу, Бк/год;

- дифференциальный предельно-допустимый выброс радионуклида в атмосферу изолированным источником (так, как будто других источников выброса и других радионуклидов нет), Бк/год;

- предельно-допустимый выброс радионуклида , выбрасываемого в атмосферу в составе смеси других нуклидов, вычисленный с учетом совместного воздействия всех радионуклидов смеси (называемый общим или группового действия), Бк/год;

- контрольный уровень выброса радиоактивных веществ в атмосферу, Бк/сут, Бк/мес;

- эквивалентная доза, Зв;

- эффективная доза, Зв.

Основные понятия, термины и определения

В данном документе используются следующие термины и определения:

Внешнее облучение - облучение тела от находящихся вне его источников ионизирующего излучения.

Внутреннее облучение - облучение тела от находящихся внутри него источников ионизирующего излучения.

Группа А лиц из персонала (профессиональные работники) - лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с техногенными источниками ионизирующих излучений.

Группа Б лиц из персонала - лица, которые по условиям работы находятся в сфере воздействия техногенных источников ионизирующих излучений, но не работают с ними непосредственно. для лиц группы Б составляет 1/4 от лиц группы А.

Группа критическая - для данного источника излучения и данного пути однородная по полу, возрасту, социальным и профессиональным признакам группа лиц из населения (не менее 10 человек), называется критической, если для ее членов типично получение наивысших эффективных или эквивалентных (в зависимости от ситуации) доз по данному пути облучения и от данного источника излучения.*

_________________

* При обосновании нормативов выбросов требование о численности критической группы "не меньше 10 человек" излишне. Расчеты факторов безопасности и (или) доз облучения в этом случае проводятся в предположении, что в любой точке местности может проживать население и выращиваться, производится и потребляться полный набор характерных для данного региона продуктов питания. Делается это для того, чтобы снять все ограничения по землепользованию в будущем. Ограничения вводятся лишь на территориях санитарно-защитных зон и промплощадок. В этой ситуации всегда можно считать, что в данной точке местности может проживать 10 или больше человек с любыми, наперед заданными "признаками". И критическим будет не число лиц в группе, а именно "признаки". Например, возраст, рацион питания, время пребывания на открытой местности и т.п. Главным из них является возраст. В настоящем Руководстве под критической группой подразумевается лицо из возрастной группы, в которой реализуется максимум ожидаемой дозы в данной точке местности при прочих равных условиях.

Допустимая концентрация () радионуклидов в атмосферном воздухе - верхняя граница объемной активности приземного слоя атмосферного воздуха, постоянный уровень которой, поддерживаемый неограниченно долго, не приведет к облучению любого лица из населения за любой год его жизни сверх установленного предела годовой дозы (). Запись вида означает объемную активность -го радионуклида в атмосферном воздухе, которая при постоянной концентрации соответствует годовому пределу доз , связанному только с путем облучения (как если бы другие пути отсутствовали). Список путей облучения, для которых представителен термин допустимая концентрация, ограничивается ингаляционным путем воздействия и внешним облучением от радиоактивного облака.

В случае выброса в атмосферу гамма-излучающих радионуклидов, последнее утверждение справедливо лишь на достаточном удалении от источника выброса, где облако принимает значительные размеры по сравнению со средней длиной свободного пробега гамма-квантов в воздухе (то есть условия облучения приближены к геометрии полубесконечного излучающего пространства). Обычно это приближение используется при удалении за точку максимума приземной концентрации.

При практической проверке условия непревышения , приземные концентрации радиоактивных веществ в атмосферном воздухе должны рассчитываться с учетом вторичного пылеобразования осевшей примеси.

Допустимое отложение () на почву - верхняя граница годового выпадения радиоактивных веществ из атмосферы, постоянный уровень которого, поддерживаемый неограниченно долго, не приводит к облучению любого лица из населения за любой год его жизни дозой, превышающей установленный для данной категории лиц предел годовой дозы . Допустимое отложение означает интенсивность выпадения радионуклида на почву, при которой достигается годовой предел дозы , связанный с путем облучения и вычисленный для равновесного уровня облучения, при стабилизировавшихся процессах накопления в окружающей среде.

К путям облучения, для которых представителен термин относятся: внешнее облучение от отложений на почву; внутреннее облучение по пищевым цепочкам (исключение составляет радиоуглерод, который депонируется в растения в процессе фотосинтеза непосредственно в газообразной форме в виде СО. Поэтому для пищевой цепочки представителен термин С в воздухе).

Допустимый выброс () радионуклидов - установленный для каждого источника в качестве основной нормы и утверждаемый в установленном порядке разрешенный выброс активности радионуклидов в атмосферу. определяется на основе опыта эксплуатации, исчисляется за календарный год и не должен превышать величину предельно-допустимого выброса ().

Допустимая норма выброса () - производный по отношению к нормативный параметр безопасности, рассчитываемый для каждого источника выбросов, и выражаемый суммой

,                                            (1)


где - установленный допустимый, а - дифференциальный предельно-допустимый выбросы -го радионуклида. Последний из них рассчитывается из условия достижения полного предела доз для каждого отдельно взятого радионуклида с учетом всех путей облучения, характерных для данной местности. Суммирование проводится по всем нуклидам смеси, выбрасываемым рассматриваемым источником. По существу для каждого конкретного источника выбросов - это предельное значение фактора безопасности , которое не может быть превышено в любой точке местности.

Если соотношение (1) просуммировать по всем источникам выброса данного предприятия, то можно говорить о допустимой норме выброса предприятия в целом. Однако, поскольку максимумы реализации факторов безопасности различных источников территориально могут не совпадать, то всего предприятия формально может превышать единицу.

Заявитель - юридическое или физическое лицо - владелец сооружений, устройств или установок, являющихся источниками радиоактивных выбросов в атмосферу и загрязнения окружающей среды.

Зона наблюдения - территория за пределами санитарно-защитной зоны предприятия или его промплощадки (в случае отсутствия санитарно-защитной зоны), в пределах которой возможно влияние радиоактивных выбросов и сбросов, и в которой проводится обязательный радиационный контроль.

Источник выброса - сооружение, устройство или установка, из которой загрязняющее вещество поступает в атмосферу.*

__________________

* Хвостохранилища, отвалы шлака и руд, терриконы выработанной породы, зеркала загрязненных водоемов и т.п. рассматриваются не как подлежащие нормированию источники выбросов, а как техногенное фоновое загрязнение окружающей природной среды. Контроль и мероприятия по ограничению их воздействия осуществляются силами и средствами создавших их предприятий.

Квота от предела дозы (дозовая квота) - доля от установленного в Нормах радиационной безопасности предела дозы, выделяемая для определенного вида деятельности.

Квотирование предела дозы - установление предела дозы облучения по каждому отдельному виду деятельности и (или) источнику излучения. Квотирование предела дозы () может осуществляться как непосредственно, так и на уровне производных от предела доз величин: допустимых концентраций () радионуклидов в воздухе и допустимых отложений () их на почву. В последнем случае могут учитываться не только медицинские, но и экологические показатели.*

________________

* Нельзя говорить о "квотировании пределов выбросов", так как дозы, и - это локальные величины, характерные для отдельной точки местности, а и - интегральные характеристики, отражающие безопасность всей территории в целом. Для последних величин вводится понятие норма выброса.

Контрольный уровень выброса () - административный предел, устанавливаемый для оперативного контроля за темпом выброса с целью планирования и управления деятельностью предприятия так, чтобы оно не оказалось перед фактом преждевременного исчерпания предела .

В отличие от , являющейся интегральной за год характеристикой, для различных нуклидов должны быть предусмотрены суточного и месячного контроля. Возможны и других сроков контроля. Они определяются технологией отбора и измерения проб. При установлении норматива необходимо учитывать кратковременные повышенные выбросы, а также предусматривать резерв для возможных сверхнормативных работ при инцидентах низкого уровня опасности, если вероятность их значима. Нормативы устанавливаются предприятием по согласованию с Регулирующими органами.

Коэффициент защищенности - величина, обратная суммарному фактору безопасности /см. ниже формулы (4) и (5)/.

.                                                                       (2)

По существу - это коэффициент запаса по дозе облучения человека для данных условий загрязнения атмосферы радиоактивными веществами в данной точке местности.

Кратковременный повышенный выброс - непродолжительный выброс, который производится во время предусмотренных работ по обслуживанию установок или устройств (при планово-предупредительных работах, ремонте, газовой продувке контуров, дезактивации оборудования).

Мощность кратковременного повышенного выброса может превышать установленный контрольный уровень выброса () суточного в 10, а месячного контроля в 3 раза при условии, что не будет превышен годовой предел . Кратковременные повышенные выбросы по возможности не должны производиться при тяжелых метеорологических условиях и в опасные периоды года (например в период вегетации растений).

Критическая точка местности - точка, в которой реализуются наибольшие значения фактора безопасности, вычисленного с учетом времени пребывания человека, возможности выпаса животных и выращивания сельскохозяйственных культур.

Понятие "критическая точка местности" устанавливается для отдельного источника, для группы источников, для предприятия в целом. Критические точки разных источников выброса (по которым вычисляются дифференциальные ) могут не совпадать.

Если критическая точка расположена в пределах промплощадки, то расчет фактора безопасности должен проводиться только для прямых путей облучения: фотонного излучения облака выбросов и поступления в организм человека путем вдыхания с учетом существующего "фонового" облучения от радионуклидов, накопленных на территории промплощадки за предыдущие годы деятельности. При этом следует учитывать время нахождения работников на территории промплощадки в течение года, равное 2000 часам в год, а также дезактивационные работы по очистке территории промплощадки.

При расчетах фактора безопасности за пределами промплощадки, с целью эффективной защиты окружающей природной среды, недопущения возможности введения запретов на землепользование и исключения в будущем мероприятий по реабилитации земель, условно следует принять, что в каждой точке местности, включая критическую, одновременно реализуются все пути облучения и характерные для данной местности пищевые цепочки.

Если критическая точка расположена в санитарно-защитной зоне предприятия, то также следует учитывать, что в ней запрещено проживание населения, но при наличии радиационного контроля может быть разрешен выпас животных, выращивание сельскохозяйственных культур, размещение дач, огородных участков и подсобных хозяйств. В этом случае расчет факторов безопасности следует производить для времени пребывания населения в критической точке в течение всего вегетативного периода года (для центра России равного 180 дней в году), но учитывать, что потребление выращенных местных продуктов продолжается весь год.

За пределами санитарно-защитной зоны следует учитывать все возможные пути облучения при 100% времени пребывания человека.

Мощность выброса - количество радиоактивного вещества (активности), поступающее в атмосферу в единицу времени (Бк/с, Бк/сут, Бк/мес, Бк/год).

При нормировании выбросов радиоактивных веществ рассматривают среднегодовой выброс.

Непрерывный выброс - длительный выброс в атмосферу радиоактивных веществ, осуществляемый в течение всего периода эксплуатации установки или устройства при работе ее на мощности или в ином режиме, предусмотренном регламентом работы. Мощность непрерывного выброса, как всякого другого технологического параметра, может испытывать стохастические флуктуации. Но в любом случае непрерывный выброс в сумме с кратковременными повышенными выбросами не должен превышать годовую норму . По возможности должны приниматься меры по снижению мощности непрерывного выброса при тяжелых метеорологических условиях и в опасные периоды года (например в период вегетации растений).

Норма выброса () - нормативный параметр, характеризующий безопасность выброса смеси радионуклидов отдельным источником. Он определяется суммой

,                                                               (3)


где - величина фактического годового выброса, а - дифференциальный предельно-допустимый выброс -го радионуклида. Последний рассчитывается для каждого отдельно взятого радионуклида из условия достижения полного предела доз в критической точке местности. Суммирование проводится по всем нуклидам смеси, выбрасываемым рассматриваемым источником. Фактически норма выброса - это значение фактора безопасности, который реализуется на местности в точке его максимума.

Нормальная эксплуатация - номинальный режим работы (сооружений), установок или устройств - источников радиоактивных выбросов в атмосферу, включающий их непосредственную работу и все вспомогательные технологические операции, предусмотренные регламентом. При нормальной эксплуатации может осуществляться непрерывный выброс и кратковременные повышенные выбросы.

Объект защиты - объект окружающей среды, (с целью защиты которого) по отношению к которому определяются пределы воздействия радиоактивных выбросов в атмосферу. Основной объект защиты - население. Объектами защиты в зависимости от конкретных условий также могут быть растения, животные, культурный слой почвы и т.п.

Ожидаемая лоза облучения (commitment dose) - интеграл по времени от мощности дозы

.                                                                (4)

Термин "ожидаемая доза облучения" в равной степени применим к эффективным и эквивалентным дозам. В зависимости от промежутка времени , за который исчисляют интеграл (4), различают полную и неполную ожидаемые дозы. При речь идет о полной ожидаемой дозе. Когда время интегрирования ограничивает величину интеграла (4) - говорят о неполной ожидаемой дозе.*

__________________

* Требование определения максимально возможных доз облучения, приходящихся на последний год жизни человека, выполняется, если при расчете ожидаемой дозы от годового выброса учитывают полную ожидаемую дозу внешнего излучения и полный интеграл поступления внутрь организма человека (несобственный интеграл по времени, вычисленный за время достижения равновесия), умноженный на 70-летнюю неполную ожидаемую дозу внутреннего облучения, приходящуюся на единичное поступление радионуклидов через органы дыхания и пищеварения.

Предельно-допустимый выброс () радионуклидов согласно ГОСТ 17.2.1.04-77 - норматив, устанавливаемый из условия, чтобы содержание загрязняющих веществ в приземном слое воздуха от источника или их совокупности не превышали нормативов качества воздуха для населения, животных и растительного мира. Согласно ОСТ 95.10156-85, - это норматив мощности выброса, определяемый из условия соблюдения санитарных норм по пределу дозы с учетом всех путей внешнего и внутреннего облучения.

Предел дозы - величина эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться за год. Пределы дозы устанавливаются на уровнях, которые должны быть признаны в качестве предельно допустимых в условиях нормальной (не аварийной) работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов. Вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом минимальном уровне. В рамках настоящего Руководства предел дозы для персонала обозначается как , а предел дозы для населения - .

Предел годового поступления радионуклида () - поступление данного радионуклида в течение года в организм условного человека, которое приводит к облучению в ожидаемой дозе, равной соответствующему пределу годовой эффективной (или эквивалентной) дозы. Применительно к населению - это такое поступление радионуклида в организм человека в течение одного года, которое за 70 последующих лет создаст максимальную дозу облучения, равную пределу дозы . При ежегодном поступлении внутрь на уровне средняя эффективная и эквивалентная (на выделенные в НРБ-96 органы) дозы за любой год для критической группы населения будут равны или меньше в зависимости от времени достижения равновесного содержания радионуклида в организме.

Приземная концентрация - объемная активность данного радионуклида, содержащегося в приземном слое воздуха.

Промышленная площадка - территория, на которой размещаются одно или несколько отдельных производств или предприятий, не предназначенная для проживания населения. На промышленной площадке может находиться только персонал (группы лиц А или Б).

Путь воздействия - совокупность механизмов переноса и миграции радионуклидов, вызывающих загрязнение объектов окружающей среды, метаболизм в организмах животных и процессы, ответственные за формирование доз облучения. По отношению к облучению человека вместо "пути воздействия" применяется также термин путь облучения (рис.1).

Рис.1. Схема миграции радионуклидов во внешней среде и основных путей облучения человека

Различают следующие пути облучения: внешнее облучение фотонами и заряженными частицами, испускаемыми радиоактивным облаком; внешнее облучение от следа радиоактивных выпадений на поверхность земли; внутреннее облучение от поступления радионуклидов в организм человека через органы дыхания (ингаляционный путь облучения); внутреннее облучение от поступления радионуклидов при потреблении загрязненных в данной местности продуктов питания (пероральный путь облучения по пищевым цепочкам).

Региональное нормирование выбросов - комплекс мер, направленных на ограничение совокупных выбросов всех предприятий в пределах отдельных регионов.

Регулирующий орган - орган государственной власти или местного самоуправления, осуществляющий надзор и (или) контроль за деятельностью предприятий, связанной с осуществлением выбросов в атмосферу, в целях охраны окружающей природной среды, здоровья и санитарно-эпидемиологического благополучия населения.

Резерв безопасности - производная от фактора безопасности величина, исчисляемая в процентах и равная

%,                                                                  (5)


где - суммарный для всех путей облучения и всей смеси выбрасываемых радионуклидов фактор безопасности, определяемый формулами (6)-(8).

Соотношение безопасности - выполняемое для любой точки местности неравенство

,                                          (6)


где - величина выделенной дозовой квоты; - реальная среднегодовая объемная активность (концентрация) -го радионуклида в воздухе, Бк/м; - реальное годовое отложение радионуклида на почву, Бк/(год·м); и - соответственно: допустимая концентрация -го радионуклида в воздухе для -го пути облучения, Бк/м, и допустимое отложение этого нуклида на почву для -го пути облучения, Бк/(год·м); - реальная годовая доза внешнего облучения от облака -го радионуклида в случаях, когда не приемлема геометрия полубесконечного излучающего пространства (например, для приподнятого облака выброса в форме струи), Зв; - предел годовой дозы. При этом, если для фотонного излучения окажется справедливым приближение полубесконечного излучающего пространства, то член в формуле (6) может быть преобразован в форму и войти в следующую за ним сумму по .

Техногенный фон излучения - добавленный к естественному фону излучения, обусловленный деятельностью людей.

Техногенное фоновое облучение - облучение, формируемое за счет действия всех техногенных источников выброса и иной деятельности людей (включая жидкие радиоактивные сбросы предприятий), кроме работы тех конкретных источников, выбросы которых подлежат нормированию по запросу Заявителя.

Техногенная фоновая концентрация - приземная концентрация радиоактивного вещества, создаваемая в приземном слое воздуха рассматриваемого района всеми техногенными источниками выброса (в том числе и неорганизованными), за исключением того, выбросы которого подлежат нормированию.

Удельная активность - отношение активности радионуклида в данной массе среды к величине этой массы .

Фактор безопасности - мера приближения соотношения безопасности к своему верхнему пределу, равному единице, характеризующая благополучие населения и окружающей среды с точки зрения радиационного воздействия выбросов. Фактор безопасности является аддитивной величиной и для отдельных путей облучения определяется отношениями

;  ;  .                                              (7)

С помощью понятия "фактор безопасности" соотношение безопасности может быть записано в следующей форме:

,                                                              (8)


где - дифференциальный фактор безопасности для -го радионуклида смеси и -го пути облучения; - суммарный фактор безопасности для всех путей облучения, характерных для данной местности и радионуклидного состава облака выброса. Суммирование проводится по всем радионуклидам и путям облучения.

Поскольку в реальных случаях величины , и изменяются на местности от точки к точке, то суммарный фактор безопасности также является функцией координат на местности. При этом для разных точек характерные наборы путей воздействия могут быть различными.

По существу фактор безопасности является фактически реализуемой в данной точке местности квотой от предела доз облучения.

Фактором безопасности является также отношение

,                                                                        (9)


где - величина фактического годового выброса рассматриваемого радионуклида. Так определенный фактор безопасности локализован в точке, где реализуются максимальные дозы облучения (для некоторых упрощенных методов расчета положение последнего на местности может быть неизвестно), и потому является мерой безопасности территории в целом. Определяемый формулой (9) фактор безопасности, ввиду его важности называется нормой выброса.

Термин "фактор безопасности" используется как для нормирования эквивалентных доз облучения отдельного органа, так и для нормирования облучения по эффективной дозе (то есть, на основе концепции приемлемого ущерба). В первом случае соотношение безопасности в форме (6) и (8) обеспечивает условие непревышения дозовых пределов для всех органов и тканей человека в условиях сложного сочетанного внутреннего и внешнего облучения. В случае нормирования эффективной дозы дифференциальный фактор безопасности определяет ту часть нормативно установленного уровня приемлемого ущерба, которая связана с -м путем облучения и -м радионуклидом, а показывает, насколько исчерпан этот уровень ущерба при суммарном воздействии по всем путям облучения всеми радионуклидами смеси. Возможно и смешанное определение фактора безопасности с учетом непревышения эффективной дозы и эквивалентной дозы на отдельные органы /см. формулы (21) и (27)/.

При совокупном воздействии радиоактивных и вредных химических веществ при синергизме их действия, термин "фактор безопасности" может быть применен также и к химическим веществам. При этом, кроме радиоактивных, в соотношение безопасности должны входить также и вредные химические вещества, обладающие суммационным действием.

Фактор разбавления - отношение концентрации загрязняющего вещества в приземном слое воздуха к мощности его выброса в атмосферу, с/м. Иногда применяется обратная фактору разбавления величина, имеющая размерность м/с, называемая коэффициентом разбавления.

Фактор отложения - отношение усредненной интенсивности выпадения загрязняющего вещества на поверхность почвы к средней мощности выброса его в атмосферу, м.

Иная терминология, встречающаяся по тексту Руководства ДВ-98, например, санитарно-защитная зона, зона наблюдения и др. определены документами более высокого уровня: Законами Российской Федерации "Об охране окружающей природной среды", "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения", "Об использовании атомной энергии", "О радиационной безопасности населения", а также нормативным документом "Нормы радиационной безопасности НРБ-96".

Глава 2. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ     

 
2.1. Цель регулирования выбросов

2.1.1. Основными целями нормирования выбросов в атмосферу являются:

  • планирование производственных программ развития отдельных предприятий и территориальных комплексов для предотвращения загрязнения окружающей природной среды радиоактивными веществами выше установленного безопасного предела;

  • регулирование деятельности предприятий путем утверждения нормативов радиоактивных выбросов на уровне, исключающем необоснованное загрязнение окружающей природной среды;

  • ограничение использования экологически опасных и устаревших технологий, процессов и производств;

  • предоставление возможности построения оптимальных систем контроля за выбросами и состоянием окружающей природной среды.

2.1.2. Норматив и его производная величина являются основными критериями безопасной организации производства. Их соблюдение при планировании производственных программ и эксплуатации конкретных предприятий обеспечивает непревышение действующих нормативов облучения населения и загрязнения окружающей природной среды радиоактивными веществами выше безопасного предела. С другой стороны, введение нормативов допустимых выбросов предоставляет возможность Регулирующим органам оптимизировать выбросы как отдельных предприятий, так и целых производственных комплексов, расположенных на территории их юрисдикции путем выделения квот от всего предела доз (). При этом, рассматривается как общий ресурс, на использование которого претендуют все производящие радиоактивные выбросы предприятия в данной местности, и который распределяется в соответствии с Законом Российской федерации "Об охране окружающей природной среды" путем выделения предприятиям дозовых квот.

2.1.3. Множественные, распределенные по площади источники радиоактивных выбросов способны формировать техногенное фоновое загрязнение атмосферы и местности целых регионов. При этом имеют значение не только выбросы каждого из таких источников, но и их общее число, то есть суммарный выброс всех источников, приходящихся на единицу площади данного региона. Концепция нормирования, вводимая настоящим документом, в принципе позволяет учитывать рост техногенного фона, вызванный возрастанием общей техногенной нагрузки на регион, путем установления специальной квоты от для техногенного фона, и тем самым ограничивать совокупный выброс всех предприятий региона в целом. Вопросы выделения такой "фоновой" квоты выходят за рамки настоящего документа. Они затрагивают интересы разных отраслей и ведомств. Квота на техногенный фон должна назначаться Регулирующими органами, уполномоченными на выдачу разрешения на использование природных ресурсов с учетом интересов всех пользователей, то есть предприятий, осуществляющих радиоактивные выбросы в атмосферу, включая и выбросы естественных радионуклидов, характерные, например, для угольного топливно-энергетического комплекса.

2.2. Область применения

2.2.1. Положения настоящего документа рассчитаны на применение юридическими лицами независимо от организационно-правовых форм и форм собственности, на которых они основаны, осуществляющих эксплуатацию сооружений, устройств и установок, в результате чего происходит выброс в атмосферу радиоактивных веществ с удельной активностью радионуклидов, превышающей их удельную активность в природных средах, то есть в условиях, когда выбросы могут формировать уровни облучения, превышающие естественный фон радиации в данной местности.

2.2.2. Настоящий документ применяется только для стационарных и эксплуатируемых в стационарных условиях источников выбросов. Документ не рассматривает вопросы установления нормативов для источников выбросов в момент их транспортирования.

2.3. Объекты защиты

Объектами защиты при нормировании выбросов радиоактивных веществ в атмосферу могут являться:

  • персонал (лица группы Б), находящийся на территории промышленных площадок;

  • население, проживающее в районе размещения источника радиоактивных выбросов (с учетом всех путей воздействия, включая пищевые цепочки);

  • сельскохозяйственная продукция местного производства, отправляемая в районы с другими стандартами и требованиями к содержанию радиоактивных веществ;

  • животный и растительный мир;

  • прилегающая территория (с точки зрения накопления радиоактивных веществ в почве, грунтовых водах и т.п.);

  • территория региона в целом.

2.4. Права и обязанности заявителя

2.4.1. Заявитель - юридическое или физическое лицо, осуществляющее эксплуатацию сооружения, установки или устройства, являющегося источником выброса радиоактивных веществ в атмосферу и загрязнения окружающей природной среды.

2.4.2. Заявитель обязан:

  • своевременно подавать в Регулирующий орган документы на установление или пересмотр нормативов выбросов в атмосферу (, , , );

  • собирать необходимые исходные данные, производить расчеты, обоснование и документирование проекта нормативов , , и для каждого источника выбросов и производства в целом;

  • осуществлять контроль за соблюдением установленных величин и для каждого источника выбросов;

  • организовывать и осуществлять мониторинг окружающей среды на территории, прилегающей к предприятию в соответствии с разработанным регламентом.

Для выполнения работ по обоснованию и документированию проекта нормативов выбросов Заявитель имеет право привлекать внештатных специалистов, обладающих необходимыми знаниями, имеющих лицензию на осуществление указанного вида деятельности.

2.4.3. Заявитель несет ответственность за полноту, качество и своевременность оформления заявки на установление нормативов , , и . Подрядная организация, выполнившая работу по обоснованию и документированию проекта нормативов выбросов, несет ответственность перед Заявителем в соответствии с условиями договора подряда.

Глава 3. ТРЕБОВАНИЯ ОРГАНОВ, ОСУЩЕСТВЛЯЮЩИХ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОНТРОЛЬ И НАДЗОР

3.1. Требования органов Государственного санитарно-эпидемиологического надзора

3.1.1. Деятельность органов Государственного санитарно-эпидемиологического надзора направлена на ограничение и снижение облучения населения и персонала, исключение необоснованного облучения, сохранение высокого уровня качества жизни населения. Требования должны основываться на действующих правовых и нормативных документах.

3.1.2. Исходя из этого величина устанавливается для каждого источника выбросов радиоактивных веществ так, чтобы суммарные выбросы всей совокупности источников данного района при достижении экологического равновесия при накопления радионуклидов в природных средах не приводили к превышению соответствующих дозовых пределов ( для персонала группы Б на промплощадке, и для населения на остальной территории района) или выделенной для предприятия квоты от них с учетом перспективы развития предприятия, региона в целом и техногенного фона загрязнения атмосферы и местности.

3.1.3. При установлении радиоактивных веществ необходимо учитывать следующие факторы, формирующие дозу облучения населения:

  • внешнее облучение, вызванное излучением проходящего облака выброшенных радиоактивных веществ;

  • внешнее облучение, создаваемое осевшими на поверхность почвы радиоактивными веществами;

  • внутреннее облучение, связанное с вдыханием радиоактивных веществ, перенесенных ветром от источника выброса (при этом должны учитываться процессы вторичного ветрового подъема осевших на почву радиоактивных веществ);

  • внутреннее облучение, обусловленное употреблением в пищу местных продуктов питания и питьевой воды, загрязненных выбрасываемыми радиоактивными веществами.

3.1.4. Величины определяются из условия непревышения предела дозы или выделенной от него квоты в любой точке местности. В пределах санитарно-защитной зоны (при условии надлежащего контроля) допускается сельскохозяйственное использование земли, а также личные подсобные и дачные участки. Дозы облучения необходимо оценивать с учетом всех, характерных для данного района, пищевых цепочек. Такой подход обеспечивает минимальные ограничения для землепользования при нормальной эксплуатации предприятий, а в последующие сроки исключает проблему рекультивации или изъятия из оборота земли.

3.1.5. Представление и в виде суммы активностей радионуклидов смеси или по группам возможно, если относительный радионуклидный состав выбросов (или состав групп радионуклидов) не меняется. Состав выделенных групп радионуклидов определяется условиями технологии повседневного контроля за выбросами. В отдельных случаях представительным может быть даже один реперный радионуклид, за которым только и должен производиться контроль. Требуется обоснование такой формы представления, а сами величины и реперных нуклидов устанавливают при условии непревышения предела дозы с учетом воздействия всех выбрасываемых радионуклидов.

3.1.6. Для нестабильного состава выбросов нормативы и следует устанавливать и представлять для всех радионуклидов по отдельности. Заменять их суммой недопустимо. При этом возможно превышение для отдельных радионуклидов смеси при условии, что не будет превышена установленная для данного источника допустимая норма выброса ().

3.1.7. Нормативы выбросов должны пересматриваться в следующих случаях:

  • изменения производственной программы предприятия и связанным с этим изменением мощности и состава выбросов радиоактивных веществ;

  • изменения дозовых пределов или квот;

  • введения новых производств - источников выброса радиоактивных веществ;

  • вне зависимости от перечисленных выше условий, действие нормативов выбросов должно подтверждаться Регулирующими органами по представлению Заявителей не реже одного раза в течение 3 (трех) лет.

3.2. Требования Государственного комитета Российской Федерации по охране окружающей среды

3.2.1. Деятельность Государственного комитета Российской Федерации по охране окружающей среды направлена на ограничение и снижение воздействия радионуклидов выброса на окружающую природную среду и ее компоненты - атмосферу, гидросферу, литосферу, биосферу и на рациональное использование сырья и недр. Исходя из этого, разрешаемый норматив ограничивается уровнем выбросов радионуклидов, который не приведет к обострению экологической ситуации.

3.2.2. Государственный комитет Российской Федерации по охране окружающей среды и его территориальные органы в пределах своей компетенции утверждает дозовые квоты как для техногенного фонового облучения, так и для деятельности конкретных предприятий, выдает лицензии на отдельные виды деятельности в области охраны окружающей среды, в том числе разрешения на выбросы и сбросы загрязняющих веществ в окружающую среду.

3.2.3. При выделении дозовых квот для предприятий органы Государственного комитета Российской Федерации по охране окружающей среды исходят из следующих требований:

  • не превышения в результате техногенной деятельности дозы облучения биоты выше естественных колебаний природного радиационного фона в данной местности;

  • сохранения экологического баланса радионуклидов;

  • не ухудшения качества жизни населения.

3.2.4. Количественно принцип непревышения дозы облучения биоты выше естественных колебаний природного фона может быть выражен следующими соотношениями:

для действующих предприятий

,                                                           (10)

для строящихся (проектируемых) предприятий

,                                                           (11)


где - средняя по ареалу обитания дополнительная доза облучения за год в результате поступления радиоактивных веществ в окружающую природную среду; - дисперсия вариаций естественного радиационного фона в данной местности; - величина среднегодовой дозы облучения за счет естественного природного фона.

3.2.5. При выделении дозовой квоты для предприятия и оформлении разрешения на выбросы территория его санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения должны быть обследованы на предмет количественных характеристик состояния экосистем, а также уровней антропогенного воздействия на экосистемы физических и химических факторов техногенного происхождения. В соответствии со статьей 13 Закона Российской Федерации "О радиационной безопасности населения" результаты оценки уровня безопасности объекта должны ежегодно заноситься в "санитарно-гигиенический паспорт объекта" и "санитарно-гигиенический паспорт территории".

3.2.6. В районах (зонах), где наблюдаются нарушения структуры или функций биотических сообществ, а также где происходит экстремальное антропогенное воздействие химических, физических и биологических факторов на экосистемы, дополнительная доза облучения биоты в результате удаления во внешнюю среду радиоактивных веществ не должна превышать величины, равной .

3.2.7. Под экологическим балансом понимается неизменность уровня радиационное воздействие в масштабе регионов. В частности, это может выразиться в сохранении на одном уровне общего количества радиоактивных веществ, накапливающихся в природных средах отдельно взятого региона. Принцип сохранения экологического баланса радионуклидов применяется по отношению к ряду долгоживущих радионуклидов (I, С, тритий и др.). Необходимо также учитывать все механизмы действия радиации на окружающую природную среду, не связанные непосредственно с дозами облучения биоты. Например, возможность изменения электропроводности воздушной среды под действием излучения радиоактивных газов (Kr) с трудно прогнозируемыми геофизическими эффектами.

3.2.8. При выделении дозовых квот, органами Государственного комитета Российской Федерации по охране окружающей среды учитываются:

  • фоновое содержание радионуклидов в приземном слое атмосферы и выпадениях на поверхность земли;

  • фоновое радиоактивное загрязнение деятельного слоя почвы;

  • радиоактивное загрязнение поверхностных, грунтовых и подземных вод, взвеси и донных отложений;

  • радиоактивное загрязнение сельхозпродукции, травянистых растений, лесов, почвы, домашних и диких животных, птиц, водных растений, планктона, рыб и т.п.;

  • физико-химическая форма радиоактивных веществ, элементарный химический состав организмов, химический состав и физические параметры среды обитания животных;

  • особенности миграции радионуклидов по трофическим цепочкам в среде обитания животных, параметры переноса и накопления радионуклидов;

  • существующая антропогенная нагрузка на экосистемы с учетом радиоактивного, химического, теплового загрязнений и других факторов экологического стресса;

  • возможные эффекты воздействия на биоту при сочетанием действии радиации и других вредных факторов.

3.3. Требования органов местного самоуправления

3.3.1. Органы местного самоуправления осуществляют следующие полномочия в области нормирования радиоактивных выбросов:

  • расширение списка объектов защиты;

  • установление территориальных нормативов и ;

  • уменьшение величины выделяемой для данного предприятия квоты от для создания собственного резерва, достаточного для технического развития района и строительства новых предприятий - потенциальных источников радиоактивных выбросов в атмосферу.

Глава 4. КРИТЕРИИ БЕЗОПАСНОСТИ

4.1. Общие положения

4.1.1. Величины устанавливаются для каждого источника организованного выброса радиоактивных веществ. При этом сумма указанных величин, установленных для всех действующих в каждой точке местности источников не должна превышать пределы воздействия на объекты защиты, перечисленные в разделе 2.4.

4.1.2. Для каждого объекта защиты может быть установлено несколько критериев безопасности, основанных на различных принципах. При этом в качестве величины должны выбираться минимальное из полученных для каждого из этих критериев значений, то есть должны удовлетворять одновременно всем критериям безопасности.

4.1.3. Принципы установления критериев безопасности радиоактивных выбросов:

  1. 1) непревышение установленных пределов доз облучения населения;

  2. 2) запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением (принцип исключения всякого необоснованного облучения);

  3. 3) поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц (принцип оптимизации ALARA).*

    ________________

    * Все три принципа являются основой системы нормирования облучения в Российской Федерации. Последний принцип рекомендован Международной Комиссей по радиологической защите и Международным агентством по атомной энергии. Механизм его применения в настоящее время еще не разработан, но он может быть использован в ситуациях, когда окружающая среда загрязнена выше установленных пределов, а прекращение производства по каким-либо причинам не представляется возможным.

4.1.4. Каждому объекту защиты должно соответствовать свое соотношение безопасности вида (6), (8) со специфичными для данного объекта защиты радионуклидов в воздухе и (допустимых отложений) их на почву. Устанавливаются федеральные и местные (рассчитываемые с учетом реально имеющихся путей облучения, выделенной квоты от и других местных особенностей) значения в воздухе и на почву для объектов защиты. Органы местного самоуправления не могут вводить по сравнению с федеральными более мягкие нормативы и .

4.1.5. Альтернативой применения соотношения безопасности является прямой расчет неблагоприятных последствий, и в том числе - доз облучения. При этом, должны учитываться все неблагоприятные последствия, то есть, в соответствии с принципами нормирования облучения человека Норм радиационной безопасности НРБ-96, должны быть проведены расчеты эффективных доз и эквивалентных доз в хрусталике глаза, коже, кистях и стопах человека для всех возрастных групп с учетом всех радионуклидов и всех возможных путей облучения. Альтернативный вариант обоснования более полноценен. Он обеспечивает использование всех резервов. Но это значительно более сложный подход, чем применение соотношения безопасности (6).

4.1.6. При установлении величин и радионуклидов используется принцип привата санитарно-гигиенических требований перед экологическими, согласно которому справедливо утверждение: если в данной местности не превышаются нормативы облучения человека, установленные с учетом всех путей воздействия, то есть обеспечена радиационная защита населения, то тем самым обеспечивается и радиационная безопасность всех природных экосистем. В настоящее время нет данных, позволяющих утверждать, что при непрерывных выбросах радиоактивных веществ в атмосферу критическими будут какие-либо объекты окружающей среды, а не человек. Но нет гарантий и того, что такая ситуация не может возникнуть, или не будет создана дополнительными требованиями местных органов самоуправления или Регулирующих органов.

4.2. Критерий, основанный на условии непревышения предела доз () на население (санитарно-гигиенический)

4.2.1. Нормы радиационной безопасности НРБ-96 предписывают ограничивать суммарное облучение организма человека от всех техногенных источников. Облучение при медицинских процедурах и от природных источников (естественного фона) регулируется отдельно.

4.2.2. Техногенный фон излучения возникает дополнительно к естественному фону в результате деятельности человека. Он может быть обусловлен радионуклидами как искусственного происхождения, так и накоплением естественных радиоактивных веществ (ЕРН), удельная активность которых в выбрасываемом веществе в результате технологического процесса становится выше природной, характерной для данной местности (как, например, в случае зольных выбросов тепловых установок, работающих на каменном угле).

4.2.3. Результат воздействия на окружающую природную среду хвостохранилищ, отвалов шлаков и руд, терриконов выработанной породы, загрязненных водоемов и т.п. относится к техногенному фону облучения. При плановом образовании таких источников радиации, проектные оценки доз облучения от них должны быть включены в запрашиваемую предприятием дозовую квоту.

4.2.4. Подлежащая ограничению доза облучения населения состоит из двух слагаемых: облучения, вызванного действием рассматриваемого источника, для которого устанавливаются величины , и техногенного фонового облучения, обусловленного действием в регионе всех других источников. В число последних могут входить: источники выбросов ближайшего окружения и многочисленные, далеко отстоящие от рассматриваемого предприятия источники выброса, вклад каждого из которых в радиационную обстановку в данной точке местности мал, но суммарное их воздействие значимо. Следует учитывать и техногенный фон, сформировавшийся в течение предыдущей истории, а также, в случае необходимости, предусмотреть резерв на расширение существующих предприятий и строительство новых.

4.2.5. Дозы облучения и факторы безопасности, используемые для обоснования нормативов выбросов и , вычисляют на момент равновесного накопления радионуклидов выброса в окружающей среде. При вычислении такого равновесного уровня облучения должен учитываться не только радиоактивный распад, но и другие процессы выведения радионуклидов из объектов окружающей среды. Наилучшим способом учета этого обстоятельства является проведение практических расчетов на основе концепции ожидаемой дозы облучения.

4.2.6. Использование концепции ожидаемой дозы означает, что при выделении дозовой квоты, расчетах и установлении для источников с не изменяющимся со временем нуклидным составом выбросов не требуется отдельно рассматривать вклад в техногенное фоновое облучение, обусловленное выбросами рассматриваемых источников в предшествующие годы. Он автоматически учитывается при вычислении ожидаемой дозы. Наличие начального загрязнения окружающей среды, обусловленное работой рассматриваемого источника выбросов, не влияет на равновесный уровень облучения. Оно лишь изменяет время наступления равновесия. Если на момент проведения расчетов начальное загрязнение окружающей среды меньше равновесного, соответствующего темпу выбросов в рассматриваемый момент времени, то уровень загрязнения среды возрастает вплоть до момента наступления равновесия. Если же начальный уровень загрязнения среды превышает равновесный - то со временем он уменьшается.

4.2.7. Критерий непревышения предела доз () выражается неравенством

,                                                                 (12)


где - предел годовой дозы для населения; - годовая доза в данной точке местности от рассматриваемого -го источника по всем путям облучения, вычисленная для критической группы населения к моменту установления равновесия процессов формирования облучения в окружающей среде; - годовая доза от техногенного фонового облучения, обусловленного действием всех источников выброса, кроме стоящих под знаком суммы по .

4.2.8. При установлении величины вопрос о совместном влиянии и нормировании различных источников выброса позволяет решить процедура квотирования предела дозы. Согласно ей, для источников выброса выделяются квоты (доли) от предела дозы , удовлетворяющие соотношениям

,                                                                    (13)

     
.                                                                        (14)

Неравенство (13) означает, что значение фактора безопасности для предприятия в любой точке местности не могут превысить величину выделенной дозовой квоты .

Для учета техногенного фонового облучения, обусловленного всеми факторами влияния и источниками выбросов, кроме стоящих под знаком сумм, вводится квота , равная

.                                                               (15)

По существу - это выраженная в долях от годовая доза от техногенного фонового облучения, существующая на текущий момент и прогнозируемая в будущем. Регулирование и ограничение величины фоновой квоты является предметом деятельности органов Государственного комитета Российской Федерации по охране окружающей среды и местных органов власти, которые в случае значимости этого фактора в данном районе должны устанавливать его значение и учитывать при выдаче дозовой квоты Заявителю.

4.2.9. Из соотношения (13) следует соотношение для предельной дозы облучения местного населения (), которая может реализоваться за счет -го источника выбросов, и исходя из которой определяют возможную верхнюю границу при установлении величины для данного источника выброса . С учетом всех перечисленных факторов вычисляют по формуле

,                                                              (16)

     
где - выделяемая для Заявителя дозовая квота от .

4.3. Квотирование предела дозы

4.3.1. Процедура квотирования для источника, по отношению к которому устанавливается норматив , основывается на формуле

,                                                                 (17)


где - квоты, выделяемые Регулирующим органом на другие виды деятельности, кроме рассматриваемого источника выбросов. Суммирование проводится по всем видам деятельности, вносящим вклад в облучение населения, проживающего в районе расположения рассматриваемого источника выбросов. По масштабам деятельности и влияния все сторонние источники выброса подразделяются на глобальные, региональные и локальные.

4.3.2. К глобальным относятся источники, для которых квота резервируется повсеместно. В настоящее время единственной отраслью, для которой выделяется глобальная квота, является атомная энергетика (АЭС, АТЭЦ, ACT). Вопросы размера глобальной квоты, выделяемой для атомных станций, а также нормирования выбросов атомных станций регулируются "Санитарными правилами проектирования и эксплуатации АС". Глобальными могут быть также дозовые квоты для повсеместного использования сельскохозяйственных удобрений, содержащих естественные радиоактивные вещества, некоторых строительных материалов и т.п.

4.3.3. К региональным относят все источники (в том числе и множество удаленных), ответственные за формирование техногенного фона в целом регионе (примером могут служить выбросы естественных радионуклидов при сжигании каменного угля в ТЭЦ, котельных, на транспорте и т.п.).

4.3.4. К локальным относятся выбросы ближайших предприятий, оказывающие влияние только на местные объекты защиты и конкурирующие при установлении величин .

4.3.5. В число квот , входящих в сумму (17), должна также входить доля от , резервируемая для дальнейшего развития существующих производств и возможного строительства новых предприятий в районе. Решение об этом принимается федеральными, республиканскими и местными органами власти и осуществляется через Регулирующие органы. Рис.2 схематически иллюстрирует картину распределения предела доз при нормировании выбросов.

Рис.2. Пример распределения дозовых квот для населения

4.3.6. При выделении дозовых квот следует обращать внимание на то, что в соответствии с пп.4.2.5 и 4.2.6 настоящего документа, дозовая квота, выделенная для предприятия-Заявителя, не должна превышаться ожидаемыми дозами облучения (то есть в условиях равновесного накопления выбрасываемых радиоактивных веществ в окружающей среде). К моменту проведения расчетов предприятие-Заявитель в результате своей предыдущей деятельности уже могло сделать вклад в существующий в районе его размещения техногенный фон облучения. В этом случае, чтобы не учитывать этот вклад дважды (один раз в составе выделяемой дозовой квоты, второй раз - в уже существующем на местности фоне радиации), измеренные на текущий момент значения фона следует уменьшить на долю, обусловленную деятельностью предприятия-Заявителя в предшествующие годы. Но только на долю, образующуюся за счет выбросов в атмосферу. Вклады прочих типов загрязнения, такие как хвостохранилища, отвалы шлака и руд, загрязненные сбросами водоемы и т.п. корректировке не подлежат.

4.3.7. Для учета динамики возрастания фонового загрязнения окружающей природной среды, или констатации факта его отсутствия, на промплощадке, в санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения вокруг предприятия-Заявителя его силами и средствами организуется надлежащий радиационный контроль и мониторинг.

4.4. Критерий "от достигнутого уровня"

4.4.1. Данный критерий является одной из возможных реализаций третьего принципа нормирования облучения Норм радиационной безопасности НРБ-96 (п.4.6). Он соответствует принятой в России практике и не требует оптимизации с учетом затрат и пользы от данного вида деятельности. Согласно ему следует стремиться к снижению дозы облучения до возможно более низкого уровня. То есть дозы облучения должны быть настолько низкими, насколько это позволяет техническое состояние оборудования и технология производства.

4.4.2. Реализация критерия требует инженерных и организационных решений. Предполагается изучение статистики выбросов действующих предприятий или аналогов проектируемых установок. По существу речь идет об установлении в разумных пределах, предполагающих высокую культуру производства и исключающих возможность необоснованно высоких выбросов при халатной эксплуатации установки, устройства или проведении иных работ.

4.4.3. В число организационных решений входит выработка стратегии улучшения технологических процессов, составление и утверждение Регулирующими органами планов мероприятий по снижению выбросов в атмосферу. Выполнение планов должно контролироваться Регулирующими органами и учитываться при очередном пересмотре .

4.5. Критерий, основанный на принципе оптимизации защиты

4.5.1. Этот принцип, под названием принципа ALARA, также является возможной реализацией третьего принципа нормирования облучения Норм радиационной безопасности НРБ-96.*

________________

* Принцип ALARA рекомендован для использования Международной комиссией по радиологической защите, Международным агентством по использованию атомной энергии в мирных целях. По существу он заключается в оптимизации затрат на защиту (в данном случае - на снижение радиоактивных выбросов) путем сопоставления затрат на защиту и социального ущерба от действия радиации. В практике нормирования облучения в России в полном объеме этот принцип еще не нашел воплощения. Его реализация затруднена отсутствием методических разработок.

4.5.2. Принцип оптимизации является практически единственным критерием регулирования выбросов на загрязненных сверх нормы территориях или на устаревших предприятиях со сверхнормативными выбросами, уменьшить которые в настоящее время до допустимых пределов в ближайшем будущем не возможно, а останавливать предприятие по каким-либо важным причинам нельзя.

Глава 5. СИСТЕМА НОРМАТИВОВ РАДИОАКТИВНЫХ ВЫБРОСОВ

Для всесторонней и эффективной защиты от неблагоприятного воздействия выбросов радиоактивных веществ в атмосферу в качестве нормативов устанавливается система следующих величин:

  • основной норматив : допустимые выбросы (), исчисляемые за календарный год, и производные от них величины - допустимые нормы выбросов ();

  • предельно-допустимые выбросы () - референтные значения , вычисляемые для каждого радионуклида и каждого источника из условия его изолированного действия, то есть с учетом реализации при выбросе источника на уровне всех 100% предела доз и/или его производных пределов. Основное назначение - расчет по установленным нормативам производных от них величин ;

  • контрольные уровни выбросов () - административные пределы , служащие для оперативного контроля за темпом накопления годовых выбросов.

5.1. Допустимый выброс ()

5.1.1. Допустимый выброс - это основной норматив выброса, устанавливаемый для каждого источника на основе опыта эксплуатации и с учетом производственной мощности предприятия, достигнутого или планируемого уровня безопасности технологии, перспектив развития собственно предприятия и расположенных на той же площадке смежных производств, передовых достижений в области очистки и локализации выбрасываемых радиоактивных веществ. Допустимый выброс - синоним понятия "разрешенный выброс". Обязательным при установлении норматива является требование не превышения предела доз для населения или выделенной квоты от него, или выполнения соотношения безопасности (6).

5.1.2. Допустимые выбросы исчисляются за календарный год. Они могут служить основой организации контроля, а также установления прогрессивной шкалы платежей за случаи превышения нормативов .

5.1.3. С целью нормирования и контроля выбросов с переменным радионуклидным составом, по установленным величинам и по формуле (1) для каждого источника рассчитывается допустимая норма выброса , которая в данном случае является основным нормативом. При этом допустимые выбросы установленные для отдельных нуклидов могут быть превышены при условии непревышения , установленной для смеси всех выбрасываемых радионуклидов.

5.1.4. Норматив допустимого выброса устанавливается на уровне, приемлемом для предприятия при его нормальной работе, но в то же время обеспечивающим минимальный ущерб для здоровья населения и окружающей среды. Жесткость требований к величине должна ставиться в соответствие с величиной : требования должны быть тем выше, чем больше получаются значения , рассчитанные по с учетом местных условий и путей облучения.

5.1.5. Величины можно устанавливать, исходя из критерия "от достигнутого уровня" - снижения дозы излучения до возможно низкого уровня (фактически по принципу: чем ниже - тем лучше). Но предпочтительнее устанавливать на основе оптимизации затрат по вилке двух шкал платежей: за нормативные и сверхнормативные выбросы. При этом, величины устанавливаемых рассматриваются, как природный ресурс, предоставляемый Государством, и, следовательно, в соответствии с Законом Российской Федерации "Об охране окружающей природной среды" платежи за него должны осуществляться, как за нормативный выброс. Оптимизация же возможна при использовании шкалы платежей для сверхнормативных выбросов, взимаемых в случае превышения реальными выбросами выделенного природного ресурса (то есть установленной величины ).

5.2. Предельно-допустимый выброс ()

5.2.1. Предельно-допустимый выброс является верхней границей величины выброса, еще возможного без нарушения санитарных и иных нормативов радиационного воздействия и загрязнения окружающей природной среды.* Выброс свыше норматива , рассчитанного с учетом реального радионуклидного состава выбрасываемых веществ, не допускается ни при каких условиях. Возникновение такой ситуации может служить основанием для прекращения деятельности предприятия. Предельно-допустимые выбросы исчисляются за календарный год.

________________

* Согласно определению ГОСТ 17.2.1.04-77, - это "научно-технический норматив, устанавливаемый из условия, чтобы содержание загрязняющих веществ в приземном слое воздуха от источника или их совокупности не превышали нормативов качества воздуха для населения, животных и растительного мира". Согласно ОСТ 95.10156-85, - это "научно-технический норматив мощности выброса, определяемый из условия соблюдения санитарных норм по пределу дозы с учетом всех путей внешнего и внутреннего облучения". Так определенный норматив не зависит от производственной мощности и других характеристик предприятия. В большей степени он характеризует площадку и условия размещения предприятия.

5.2.2. В большинстве встречающихся случаев норматив велик настолько, что практически недостижим. Поэтому он должен рассматриваться, как вспомогательная (референтная) характеристика, служащая верхней границей устанавливаемых нормативов .

5.2.3. Рассчитанный для отдельных радионуклидов, путей облучения и конкретных производств, норматив позволяет:

  • оценивать степень опасности реальных выбросов;

  • сравнивать значимость радионуклидов по степени опасности их выброса в конкретных условиях размещения предприятия;

  • выделять критические радионуклиды, пути облучения, источники выброса (если их несколько);

    в случае изменения радионуклидного состава выбросов, с целью контроля за непревышением выделенной дозовой квоты фактически реализуемая величина фактора безопасности оперативно и просто оценивается по реальной величине нормы выброса () радионуклидов путем сравнения с рассчитанной по установленным допустимой нормой выброса данного источника

    ,                                              (18)


    где - реальный годовой выброс -го радионуклида рассматриваемым источником выбросов. Суммирование проводится по всем радионуклидам смеси и по всем действующим путям облучения ; - дифференциальный предельно-допустимый выброс, рассчитанный отдельно для радионуклида и пути облучения , то есть так, как будто выбрасываются только радионуклиды , а дозы формируются только по пути облучения .

5.3. Контрольные уровни выброса ()

5.3.1. Контрольные уровни выбросов являются административными пределами, устанавливаемыми руководством предприятия, предназначены для осуществления повседневного контроля с целью получения информации о приемлемости темпа накопления годовой суммы выбросов и исключения ситуаций, связанных с преждевременным исчерпанием лимита установленных нормативов до конца календарного года.

5.3.2. В зависимости от удельной активности выбрасываемой газоаэрозольной смеси, мощности выброса и применяемых методов контроля могут быть ы суточного или месячного контроля. В отдельных случаях при заведомо малых выбросах и наличии надлежащих методов контроля могут применяться также ы квартального и более продолжительного контроля.

5.3.3. Система пределов по усмотрению администрации предприятия может быть установлена раздельно для номинального режима работы предприятия, для особых технологических условий (например для переходных режимов работы энергетических реакторов) и для отдельных видов работ, предусмотренных регламентом, таких, как планово-предупредительных работ, связанных с демонтажем загрязненного оборудования, дезактивационных работ.

5.3.4. В номинальном режиме работы производств, характеризующихся колебаниями мощности выброса, допускается кратковременное превышение установленных величин суточного контроля не более чем в 10 раз при условии сохранения среднеквартальных значений в установленных пределах; месячного контроля в отдельные месяцы могут быть превышены не более чем в 3 раза при условии непревышения годового значения . Все случаи превышения величины должны фиксироваться в сменных журналах и анализироваться администрацией, но сами по себе факты превышения в установленных пределах не могут служить основанием для вмешательства Регулирующих органов в деятельность администрации, и тем более - применения штрафных санкций. Основная роль Регулирующих органов - контроль за соблюдением установленных нормативов и (или) , исчисляемых за календарный год. Поводом для вмешательства может быть исчерпание лимита и (или) до конца календарного года, или создания предпосылок для такого превышения.

     Глава 6. КОНЦЕПЦИЯ НОРМИРОВАНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ВЫБРОСОВ

6.1. Концепция установления нормативов

6.1.1. Нормативы выбросов устанавливаются исходя из опыта эксплуатации и передовых достижений в области технологии производства, очистки выбросов и локализации выбрасываемых радиоактивных веществ на основании критериев "от достигнутого уровня" или (и) используя принцип оптимизации защиты, рекомендуемый Международной Комиссией по радиологической защите и Международным агентством по атомной энергии.

6.1.2. Настоящим документом в качестве основного норматива, реализующего такой подход, вводится допустимый выброс (), устанавливаемый на основе изучения статистики выбросов действующего или аналогичных предприятий на разумном уровне при обязательном условии непревышения выделенной для данного предприятия квоты от предела дозы облучения населения, а также производный от норматив - допустимую норму выброса (), рассчитываемую по формуле (1).

6.1.3. Задача установления значений допустимых выбросов дифференцированно для каждого источника выбросов и всех радионуклидов не имеет единственного решения. Рационален подход, основанный на методе последовательных приближений. Общая схема его сводится к поверочному расчету поля приземной концентрации и выпадений на местности от фактических или предполагаемых выбросов всех источников, а по ним - поля ожидаемых доз или фактора безопасности. Если при этом окажется, что дозы облучения и фактор безопасности нигде не превышают установленные пределы, то принятые в расчет выбросы можно заявлять в качестве норматива . Если нет - необходимо пересмотреть технические решения, технологию очистки и подавления выбросов с целью снижения их величины.

6.1.4. При установлении норматива возможны два варианта действий:

  • прямой расчет доз облучения;

  • проверка соотношения безопасности (6) или (8).

Проще и удобней метод, основанный на анализе соотношения безопасности. С методической точки зрения дальнейшие шаги в обоих случаях идентичны. Но непосредственный расчет доз сложнее и требует больших затрат хотя бы потому, что требуется рассчитывать эффективные и эквивалентные дозы на отдельные органы, указанные в табл.5.1 "Норм радиационной безопасности НРБ-96". При этом сильно возрастает объем документации, что в свою очередь усложняет экспертизу заявки, делает ее более дорогостоящей и может потребовать больше времени на ее реализацию.

6.1.5. Для варианта, основанного на анализе соотношения безопасности, удобно построить карту линий равного уровня для суммарного фактора безопасности (8) или коэффициента защищенности (2). Если при этом значения в точках максимумов не превысят единицы (а значения в тех же точках не будут меньше единицы), предлагаемые выбросы всех источников могут служить нормативами . В противном случае следует:

  • выделить области, где превышаются значения 1 (или, что тоже самое 1);

  • определить для этих областей процентный вклад в фактор безопасности от каждого источника выбросов;

  • выбрать источник или группу источников, снижение выбросов которых наиболее эффективно с точки зрения уменьшения величины н* и в отношении этих источников пересмотреть технические решения, обеспечивающие снижение выбросов;

    _______________

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

повторить операцию расчета, и в дальнейшем поступать так последовательно до удовлетворения соотношения безопасности (8).

Если для предприятия установлена дозовая квота , то изложенная процедура должна обеспечивать выполнение неравенства (а не единицы, как выше) на местности вокруг предприятия и на его территории.

6.1.6. Информация о процентном вкладе различных источников выбросов в локальные максимумы фактора безопасности на местности необходима. Она позволяет выделить потенциально наиболее "опасные" источники выбросов и прежде всего по отношению к ним разрабатывать стратегию снижения выбросов в будущем.

6.1.7. Наиболее сложен вопрос выбора источника, выбросы которого подлежат сокращению. Просто решается этот вопрос при наличии единственного превалирующего источника выбросов, когда нет альтернативных вариантов снижения фактора безопасности за счет других источников. При наличии нескольких доминантных источников необходимо коллегиальное рассмотрение, возможно при участии Регулирующих органов: операторы источников должны достигнуть соглашения о том, выбросы каких именно источников и на сколько подлежат сокращению. Делать это следует с учетом ценности каждого источника и необходимых для снижения выбросов затрат.

6.1.8. Карта линий равного уровня фактора безопасности или коэффициента защищенности наряду с установлением величин позволяет решить ряд других практических задач. Например, построить оптимальную систему мониторинга, путем размещения точек отбора проб в локальных максимумах . При этом, исходя из возможного естественного разброса характеристик, определяющих дозы (которые например для пищевых цепочек могут составить порядок величины), в качестве зоны наблюдения можно выделить территорию, ограниченную изолинией 10% (10). Если же повсеместно 10%, то можно поставить вопрос о целесообразности ведения мониторинга в данной местности. Предельный уровень 10% выбран исходя из возможного разброса реальных местных условий миграции радионуклидов во внешней среде и связанной с ним величины ошибки расчета. При этом, за границу зоны наблюдения могут быть приняты иные, отличающиеся от 10%, значения фактора безопасности, устанавливаемые по другим критериям. Однако, при решении вопроса о ведении мониторинга в окружающей среде необходимо учитывать и другие аспекты проблемы. Например, потенциальную опасность вероятных аварий, уровень естественного фона.

6.1.9. Реализация принципов и критериев безопасности при установлении норматива требует проведения анализа технологии и состояния систем подавления выбросов, сравнения их с современным техническим уровнем и по возможности - снижения нормативов до разумного предела. Величина и состав выбросов прежде всего определяются конструктивными особенностями установок, прорабатывается на стадии проектирования новых или реконструкции действующих предприятий, а окончательно определяется из анализа опыта эксплуатации. Такой анализ необходимо проводить при установлении или очередном пересмотре норматива . При этом требуется обоснование мероприятий, направленных на планомерное снижение выбросов в будущем.

6.2. Концепция расчета

6.2.1. Принцип непревышения лежал в основе, и фактически являлся единственным критерием безопасности "Отраслевых методических указаний ПДВ-83". В них понятие распространено на совокупное (групповое) действие всех источников выбросов предприятия и означает такую величину выбросов каждого из источников, при которой в их общей критической точке (то есть в точке местности, где реализуется максимум облучения от действия всех источников предприятия) годовая доза облучения достигает установленного предела. В настоящем документе критерий непревышения рассчитанных таким образом величин не упраздняется. В конечном счете, будут в точности равны группового действия (то есть вычисленных с учетом выбросов всех источников) при выделении данному предприятию 100% дозовой квоты и точному равенству 1 (единице) в критической точке местности соотношения безопасности (6), в котором сумма вычисляется не только по всем радионуклидам , но и по всем источникам предприятия с выбросами на уровне . Таким образом, нормирование выбросов по группового действия может использоваться наряду с предлагаемыми в настоящем Руководстве критериями, в конечном счете приводящим к более простой концепции нормирования выбросов и более гибкой и эффективной системе нормативов, в которой понятие является не основным, а вспомогательным нормативом, служащем для расчета допустимых норм выброса по формуле (1).

Имея ввиду принципиальную возможность нормирования выбросов по величине для крупных, изолированно расположенных предприятий, выбросы которых близки к величинам , ниже будут приведены общие формулы как для расчета дифференциальных , необходимых для расчета допустимых норм выброса , так и формулы расчета общих для предприятия группового действия, учитывающих совокупное воздействие всех источников выброса (старый подход к нормированию в "Отраслевых методических указаний ПДВ-83").

6.2.2. Согласно определению, норматив - это величина, определяемая условиями выброса и рассеяния примеси. Он подлежит расчету исходя из предела дозы и изменяется только при изменении условий выброса, набора выращиваемых сельскохозяйственных продуктов питания и введения ограничений использования территории в зоне действия выбросов или величин и их производных пределов. Понятие может применяться как для всего предприятия, на территории которого может располагаться множество источников выброса, так и для отдельных изолированных источников и отдельно взятых радионуклидов.

6.2.3. Использование понятия фактор безопасности делает расчет предельно-допустимых выбросов простым и наглядным. По определению, фактор безопасности равен единице в случае достижения пределов доз и (или) их производных пределов. Тогда выбросы, которые обеспечивают единичное значение фактора безопасности в точке его максимума (критической точке) и есть предельно-допустимые. Из этого следует простой алгоритм расчета дифференциальных . Для рассматриваемого источника задается произвольное значение выброса данного нуклида . В качестве , в частности, можно использовать выбранную величину фактического или проектного выброса. Исходя из заданной величины для данного источника с учетом всех особенностей рассчитывается поле фактора безопасности на местности. Затем ищется абсолютный максимум фактора безопасности от выбросов данного нуклида. По найденному максимуму фактора безопасности для нуклида рассчитывается по формуле

.                                                             (19)

При этом следует иметь ввиду, что для разных радионуклидов положение максимума фактора безопасности может быть различным. В случае выброса аэрозоля, критическим путем для которого является вдыхание, положение максимума фактора безопасности совпадает с максимумом приземной концентрации. В случае же выброса, например, гамма-излучающего инертного газа, максимум фактора безопасности будет вблизи от источника, под приподнятой струей выброса, где приземная концентрация может быть ничтожно мала.

Следует заметить, что найденные таким образом величины не зависят от величин выбросов других нуклидов ни рассматриваемым, ни другими источниками. Их нет нужды пересматривать в будущем, если условия выброса (температура, высота, объем выбрасываемой газовоздушной смеси) не меняется. Найденные величины , в частности, можно будет использовать при продлении срока действия разрешения на выбросы, или при его пересмотре с целью изменения величин допустимых выбросов.

6.2.4. Альтернативный описанному, прямой расчет величин основывается на знании математической зависимости, связывающей выброс радиоактивной примеси с дозой облучения населения . Для каждого отдельного радионуклида в обобщенном виде ее можно представить формулой

,                                                             (20)


где - годовая эффективная (или эквивалентная ) доза облучения, получаемая человеком, живущим и работающим в точке местности, Зв/год; - величина годового выброса данного радионуклида, Бк/год; - функционал, связывающий дозу с выбросом радионуклидов из данного источника. Последний зависит от: условий выброса (высоты источника, объема и скорости истечения газовоздушной смеси, степени ее перегрева по отношению к атмосферному воздуху, агрегатного и дисперсного состава выбрасываемых веществ, содержащих рассматриваемые радионуклиды), условий рассеяния выбросов в атмосфере, выпадения их на поверхность почвы, миграции в наземных экосистемах и по пищевым цепочкам, набора выращиваемых в данной местности растительных культур, их фенологических и агроклиматических особенностей, способов возделывания и переработки в продукты питания, образа жизни и рациона питания местных жителей. Функционал должен рассчитываться с учетом воздействия не только выбрасываемых материнских, но и образующихся дочерних радионуклидов. В отдельных случаях их вклад в дозу может быть значимым. Описания различных расчетных методов и моделей, затрагивающих те или другие аспекты расчета функционала и различных его составляющих, содержатся в Приложениях П4-П7 к настоящему документу.

Расчет для отдельного (изолированного) источника выбросов

6.2.5. В простейшем случае выброса одного радионуклида из единичного источника при учете одного из путей облучения ищется точка на местности, где реализуется максимум функционала , где и - координаты этой точки (т.н. "критической точки местности"). После нахождения такой "критической" точки на местности точное значение предельно-допустимого выброса (), Бк/год, в соответствии с (20) рассчитывается по формуле

,                                                       (21)

     
где - предел дозы для населения, Зв/год.

6.2.6. При расчетах по критерию непревышения также и эквивалентных доз на отдельные органы, приведенные в табл.5.1 Норм радиационной безопасности НРБ-96, вместо (21) следует использовать формулу

,                                          (22)


где индекс относится к эффективной дозе и эквивалентным дозам в хрусталике глаза, коже, кистях и стопах; - предел дозы для соответствующей группы органов; - максимальные значения функционала "выброс-доза" для рассматриваемого радионуклида и для -й группы органов; и - координаты критической точки местности, где реализуется максимум функционала и, следовательно, фактора безопасности; a - минимальное значение выражения в квадратных скобках, реализующееся в одной из четырех групп табл.5.1 Норм радиационной безопасности НРБ-96, соответственно: эффективной дозы и эквивалентных доз на хрусталик глаза, кожу, кисти и стопы.

6.2.7. При наличии нескольких путей облучения для эффективной дозы и справедливы формулы

,                                                              (23)

,                                                (24)


где - предел годовой дозы на население в терминах эффективной дозы; индекс относится к пути облучения. рассчитанный только для одного радионуклида отдельного (изолированного) источника называют дифференциальным в отличие от общего , рассчитываемого с учетом воздействия смеси выбрасываемых радионуклидов.

При учете также облучения отдельных органов в терминах эквивалентной дозы, вместо расчетов по формуле (24) необходимо применять подход, аналогичный реализованному в формуле (22), то есть последовательно рассчитывать по эффективной дозе, затем по эквивалентной дозе на оставшиеся три группы органов и выбирать наименьший из рассчитанных. Но практически для всех действующих источников выброса, оказывается достаточно расчета только по эффективной дозе.

6.2.8. При наличии в выбросах единичного источника набора различных радионуклидов, расчет общих значительно осложнен. В этом случае справедливо следующее соотношение для расчета общих предельно-допустимых выбросов для каждого радионуклида в отдельности по критерию непревышения эффективной дозы

,                                                (25)


где - критическая точка, в которой реализуется максимум суммы по всем путям облучения, стоящей в знаменателе формулы (24). Здесь, в отличие от дифференциального для одного отдельно рассматриваемого радионуклида , обозначение с индексом вверху означает общий для -го радионуклида смеси, рассчитываемый с учетом воздействия всех выбрасываемых данным источником радионуклидов.

Относительно искомых формула (25) является уравнением с многими неизвестными, общее число которых определяется числом нуклидов в выбросах, и без дополнительных предположений уже невозможно получить однозначные соотношения для расчета , аналогичное формуле (24). Если в процессе эксплуатации радионуклидный состав выброса существенно не меняется, эту проблему можно решить, задавая состав выброса близким к реальному.

6.2.9. Зная относительный вклад каждого радионуклида в общую активность выброса

,                                                                   (26)


где - реальная представительная величина выброса радионуклида , из уравнения (25) можно получить следующую формулу для расчета общих для всех радионуклидов смеси

.                                                (27)

6.2.10. При расчетах общих по критерию непревышения также и эквивалентных доз на криторганы, вместо (27) следует использовать формулу

,                                (28)


где индекс относится к эффективной дозе и эквивалентным дозам в хрусталике глаза, коже, кистях и стопах соответственно; - предел дозы для соответствующей группы органов согласно табл.5.1 НРБ-96; - максимальные значения функционала "выброс-доза" для радионуклида и для -й группы органов, a - максимальное значение отношения в квадратных скобках.

6.2.11. При использовании в качестве критерия внутреннего облучения пределов годовых поступлений из НРБ-96, при отсутствии значимого вклада в дозу за счет образующихся после выброса дочерних радионуклидов, используя термины "фактор разбавления" и "фактор отложения", и представляя функционал формулами, рекомендуемыми в Приложениях П4-П6, вместо (28) получим следующую формулу для расчета общего предельно-допустимого выброса -го радионуклида смеси

,                                                             (29)


где

                                   (30)


 - предел дозы для внешнего облучения населения, Зв/год; - предел годового поступления -го радионуклида для лиц населения при вдыхании, Бк/год; - предел годового поступления -го радионуклида для населения путем заглатывания, Бк/год (величины , и регламентируются Нормами радиационной безопасности НРБ-96); - предполагаемый (или регистрируемый) относительный состав выбросов радионуклидов в составе смеси (безразмерен). Остальные параметры в соответствии с обозначениями, принятыми в Приложении П6, означают: - долговременный (среднегодовой) метеорологический фактор разбавления радионуклида в рассматриваемой точке местности, с/м; - долговременный фактор отложения на поверхность земли за счет сухого оседания для радионуклида в рассматриваемой точке местности, м; - долговременный фактор отложения на поверхность земли за счет вымывания осадками для радионуклида в рассматриваемой точке местности, м; коэффициент 0,2 учитывает смывание "мокрых" отложений примеси с вегетативных частей растений в момент выпадения осадков; - дозовый фактор конверсии при облучении от облака для радионуклидов , Зв·м/(Бк·с); - дозовый фактор конверсии при облучении от поверхности почвы для радионуклидов , Зв·м/(Бк·с); - постоянная уменьшения уровня излучения от одномоментно загрязненной почвы за счет радиоактивного распада и экранирования верхним слоем при диффузии радионуклидов вглубь почвы, с; - интенсивность вдыхания стандартного человека (для населения), м/с; - коэффициент перехода "выпадение из атмосферы - поступление в организм человека" радионуклида с продуктами питания по воздушному пути, м; - коэффициент перехода "выпадение из атмосферы - поступление в организм человека" радионуклида с продуктами питания по корневому пути, м. Все необходимые для расчета параметры приведены в Приложениях П4-П7.

6.2.12. Обстоятельством, осложняющим расчеты для смеси радионуклидов, является необходимость знания относительного радионуклидного состава выбросов . Для отдельных производств эта характеристика подвержена существенным изменениям. Для них концепция расчета общих с учетом суммарного воздействия смеси выбрасываемых радионуклидов вообще может оказаться несостоятельной. В таких случаях проверка соответствия разрешенных выбросов санитарным нормативам облучения возможна только путем использования предлагаемых настоящим Руководством нормативов и .

Расчет для группы, расположенных вблизи друг от друга источников выброса

6.2.13. Наиболее сложно обстоит дело с расчетом общих для нескольких, разнесенных на местности источников выброса. Критерием "разнесенности" источников может служить несовпадение их "критических точек" (точек на местности, где реализуется максимум дозы). В этом случае для расчета доз используют формулу

,                                                   (31)


отличающуюся дополнительным суммированием по различным источникам выброса . В ней: - выброс -го нуклида -м источником. Функционал вычисляется для -го нуклида и -го источника выброса с учетом всех путей облучения.

6.2.14. Поле доз на местности, рассчитанное по формуле (31) может быть весьма причудливым, с несколькими локальными максимумами. Среди них имеется абсолютный максимум, который может быть принят в качестве "критической точки местности". Однако, при изменении пропорции и нуклидного состава выбросов различных источников, изменяется не только значение дозы в "критической точке", но и сама критическая точка может переместиться в другой локальный максимум, который при новых условиях становится новым абсолютным максимумом дозы. При этом могут образоваться и другие локальные максимумы доз облучения, а величины изменятся скачком. Это и есть основная, и в общем случае непреодолимая трудность строгого расчета общего ( группового действия) для разнесенных по территории источников выброса.

Для таких ситуаций исчезает смысл понятия "расчет ". Он может быть только "установлен" при тех или иных гипотезах о распределении суммарного выброса по различным источникам. Например, можно их распределить пропорционально существующим выбросам, или каким-либо иным образом. Единого рецепта решения не существует, да и в таких сложных случаях его вообще может не быть.

6.2.15. Положение заметно облегчается, если рассматривается изолированный "куст" близко расположенных источников с похожим нуклидным составом выбросов. Критерием такой ситуации является совпадение для всех источников положения максимумов функционалов . В этом случае справедливы формулы (27)-(31), а нормированию подлежит суммарный выброс такого предприятия в целом.

6.2.16. Если отвлечься от сложности, а в некоторых случаях и полной невозможности строгого расчета , то использование этого понятия в качестве основного норматива выбросов имеет еще одну трудность. Дело в том, что реальные выбросы большинства предприятий существенно меньше (часто на несколько порядков величины). Такая ситуация, например, характерна для выбросов атомных станций. В этих случаях использование критерия непревышения лишено практического смысла, так как они фактически не достижимы, а это при отсутствии других критериев позволяет таким предприятиям не заботиться о совершенствовании технологии безопасности, т.е. не реализуется на практике третий принцип безопасности "Норм радиационной безопасности НРБ-96" о разумном снижении облучения. Это служит дополнительным основанием необходимости введения вместо нормативов и ДНВ.

6.3. Концепция установления контрольных уровней выброса ()

6.3.1. Административные пределы служат для контроля темпа выбросов с целью управления ими так, чтобы преждевременно (до конца года) не исчерпать весь лимит . Технология контроля за выбросами определяется агрегатным состоянием выбрасываемой примеси, ее физико-химическими характеристиками, и прежде всего периодом полураспада радионуклидов. Обычно это делается методом пробоотбора в источниках газоаэрозольных выбросов (венттрубах, вентсистемах).

6.3.2. Продолжительность отбора проб при осуществлении контроля допустимых выбросов определяется главным образом периодом полураспада контролируемых радионуклидов и величиной их концентрации в вентсистемах. Для короткоживущих радионуклидов лишен смысла представительный пробоотбор за большие сроки. Выброс же долгоживущих радионуклидов как правило мал настолько, что краткосрочный пробоотбор недостаточен для накопления на фильтре необходимого для производства измерений количества активности этих нуклидов. В силу перечисленных причин обычно разрабатывают многозвенную структуру контроля, а выбрасываемые радионуклиды подразделяют на группы суточного и месячного контроля. В зависимости от конкретных условий возможны и другие сроки контроля. На производствах со стабильными относительно низкими выбросами возможен также эпизодический контроль.

6.3.3. Для долгоживущих радионуклидов общепринят месячный контроль выбросов. В принципе для них можно организовать и годовой инструментальный контроль выбросов (например, путем установления годового представительного отбора проб). Однако такая методика контроля является констатирующей и не предоставляет возможности следить за темпом накопления годового интеграла выбросов (который собственно и нормируется). Реализуя только годовой интегрирующий контроль можно оказаться в ситуации, когда в конце календарного года будет зарегистрировано превышение годового предела , и это для администрации может оказаться сюрпризом.

6.3.4. Для короткоживущих радионуклидов интегрирующий контроль по продолжительным промежуткам времени вообще не состоятелен. Для них обычно применяется оперативный повседневный отбор и измерение проб.

6.3.5. Вопросы объема и методологии контроля за выбросами должны быть обоснованы Заявителем и представлены для утверждения Регулирующим органом вместе с предлагаемыми нормативами в разделе "Организация контроля за выбросами".

6.3.6. Обычно контроль организуется путем суточного пробоотбора на фильтры, которые после экспонирования проходят многоступенчатую процедуру обработки, включая:

  • радиометрию и спектрометрию сразу после съемки фильтра;

  • повторную радиометрию и спектрометрию после некоторой выдержки, за время которой распадутся самые короткоживущие радионуклиды, дающие подавляющий вклад в уровни излучения пробы;

  • сохранение и накопление фильтров, прошедших два первых этапа измерения, до суммарного количества активности, достаточного для достоверного измерения долгоживущих радионуклидов (обычно в пределах месяца). На последнем этапе как правило используются более трудоемкие методы анализа активности, например радиохимические методы.

6.3.7. Для источников со стабильным нуклидным составом выбросов вводятся также наиболее просто измеряемые радиометрическими методами категории, такие, как смесь короткоживущих радионуклидов (КЖН) и долгоживущих радионуклидов (ДЖН). При этом, под ДЖН понимают то, что остается на фильтрах после суточной экспозиции по прошествии 1 суток выдержки снятого фильтра, а КЖН - то же самое, что и ДЖН (часто это те же самые фильтры), но измеренные через полчаса после снятия фильтра с экспозиции. Отбор и анализ полученных проб проводят в соответствии с действующими нормативными документами. При достаточных гарантиях стабильности нуклидного состава выбросов возможен также контроль по одному или нескольким, наиболее просто и надежно измеряемым радионуклидам смеси, называемым "реперными". Такой контроль можно осуществлять, например, используя понятие "сумма альфа-активных радионуклидов" на рудниках, фабриках обогащения урана, изготовления тепловыделяющих элементов для атомных установок, при работе с естественными радионуклидами.

Глава 7. ПРОЦЕДУРА УСТАНОВЛЕНИЯ ДОПУСТИМЫХ ВЫБРОСОВ

7.1. Общий порядок проведения работ

7.1.1. Разрешение на выброс выдается органами Государственного комитета Российской Федерации по охране окружающей среды. Порядок выдачи разрешения, утверждения и согласования проекта нормативов выбросов изложен в Приложении П1.

7.1.2. Разработка нормативов выбросов выполняется Заявителем либо привлеченными организациями. В случае привлечения по договоренности других организаций, Заявитель осуществляет контроль за разработкой нормативов , обеспечивает разработчиков всеми необходимыми данными.

7.1.3. На стадии утверждения и согласования нормативов выбросов крупных предприятий, которые могут оказывать существенное влияние на радиационную, санитарно-гигиеническую и экологическую ситуацию в районе их размещения, и в иных необходимых случаях Регулирующий орган, утверждающий нормативы выбросов, может направить заявленный проект нормативов на государственную экологическую экспертизу.

7.1.4. Возможно проведение предварительной экспертизы проекта нормативов выбросов в целом, или отдельных его фрагментов компетентными организациями имеющими лицензию Госкомэкологии России на данный вид деятельности, выполняемой по инициативе и за счет Заявителя на этапах разработки проекта. Цель предварительной экспертизы - облегчение и ускорение прохождения нормативов выбросов стадии согласования, утверждения и выдачи разрешения.

7.1.5. Для проведения работ по обоснованию проекта нормативов выброса Регулирующие органы по запросу Заявителя предоставляют необходимую информацию, в том числе топографические карты местности, карту городских застроек, размещения сельскохозяйственных угодий и данные по их продуктивности, метеорологическую информацию, медико-демографические данные, перечень предприятий и объектов, выбросы которых необходимо совместно учитывать при установлении , выделять или согласовывать запрашиваемую Заявителем дозовую квоту от на население и (или) от региональных нормативов загрязнения атмосферы и окружающей природной среды ( и ), полученных с учетом реальной радиационной, санитарно-гигиенической и экологической обстановки на местности.

7.1.6. На первом этапе Заявитель проводит радиационно-техническое обследование (инвентаризацию) существующих источников выбросов радиоактивных веществ предприятия и определяется существующее радиоактивное загрязнение атмосферы в контрольных точках.

Итогом работы является выпуск аналитического отчета "Радиационно-техническое обследование для оценки влияния существующих выбросов предприятия на окружающую среду", в состав которого входит:

  • описание используемых технологических процессов и связанных с ними выбросов радионуклидов в атмосферу;

  • результаты обследования (инвентаризация) существующих и вновь создаваемых источников выбросов радиоактивных веществ, как организованных, так и неорганизованных, включая: радионуклидный состав и условия выбросов (размеров и формы источников, параметров выбрасываемой газовоздушной смеси, размеров близлежащих зданий), дисперсность аэрозольной компоненты, физико-химической формы для установления классов транспортабельности и пр.;

  • результаты обследования динамики выбросов по годам или проектные оценки с предоставлением: среднегодового выброса, диапазона разброса (дисперсию) его значений, возможных максимальных значений;

  • точная карта промплощадки предприятия, его санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения с указанием всех источников выбросов и застройки;

  • характеристика существующего на текущий момент времени загрязнения местности на промплощадке, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения, с оценкой вклада в него за счет предыдущей деятельности предприятия-Заявителя, карта годовых доз фонового излучения на местности;

  • справка об ожидаемых в будущем годовых дозах, связанных с вводом в эксплуатацию новых источников выброса.

Отчет по радиационно-техническому обследованию источников выбросов подписывается исполнителями и утверждается руководством предприятия-Заявителя. Он является исходным материалом для выполнения работ по установлению нормативов и может служить базой для выполнения проектов по реконструкции предприятий.

7.1.7. На втором этапе выполняются работы по расчету радиационной обстановки на местности, фактора безопасности и (или) доз облучения, дифференциальные . Устанавливаются нормативы и на источники выбросов радиоактивных веществ предприятия. Разрабатывается план мероприятий по их снижению и достижению нормативов , если реальные выбросы велики. Второй этап заканчивается выпуском тома "Обоснование нормативов выбросов радиоактивных веществ в атмосферу", включающем , вспомогательные (референтные) нормативы дифференциальных , допустимые нормы выброса для каждого источника, и по возможности - для предприятия в целом. Рекомендуемое содержание, состав и форма представления табличного материала описаны в Приложении П14*.

_______________

* Вероятно, ошибка оригинала. Следует читать: П11. - Примечание изготовителя базы данных.

7.1.8. На третьем этапе по полученным результатам предыдущих этапов работы готовится документация, необходимая для получения разрешения на допустимые пределы (нормативы) выброса радиоактивных веществ в атмосферу, согласовывается в органах Госсаннадзора и представляется для окончательного решения в органы Государственного комитета Российской Федерации по охране окружающей среды.

7.2. Деятельность Заявителя по разработке нормативов выбросов по критерию "от достигнутого уровня"

Заявитель совершает следующие действия при установлении нормативов и референтных характеристик :

  1. 1) изучение статистики и нуклидного состава действующих выбросов каждого источника в отдельности, на основании анализа которых находится репрезентативный радионуклидный состав выбросов (например, путем назначения для каждого источника максимального из наблюдавшихся или возможных значений годовых выбросов каждого нуклида). При этом должны изучаться причины формирования этих максимумов и отбрасываться совершенно случайные, не характерные для данного предприятия выбросы, возникшие в результате просчетов и технических ошибок персонала, повторение которых недопустимо в будущем.

  2. 2) Для каждого источника выбросов рассчитываются величины дифференциально для каждого отдельно взятого радионуклида выбрасываемой смеси, то есть из условия, что фактор безопасности в критической точке местности, характерной для данного источника (для различных источников она может быть разной), от годового выброса радионуклида на уровне будет равен 1 (единице), или что тоже самое - ожидаемая доза облучения в этой точке будет равна пределу дозы . Расчет с учетом всех путей облучения производится или используя процедуру, описанную в п.6.2.3, или по формулам

    ,                                                           (32)

         
    где

         
                                       (33)


    , и - долговременный метеорологический фактор разбавления, с/м, и долговременные факторы отложения, м, за счет сухого оседания и вымывания из атмосферы осадками радионуклида для источника в его критической точке местности. Смысл остальных параметров дан в примечаниях к формулам (29) и (30) п.6.2.11.

    Для оценки величин дифференциальных можно использовать упрощенные методы расчета факторов разбавления и отложения, так как величину определяют дозы в точке максимума, и на этом этапе еще не требуется рассчитывать распределение доз на местности. Однако при расчетах следует учитывать все пути облучения, характерные для критической точки местности данного источника.

  3. 3) На основании полученного репрезентативного нуклидного состава выбросов для каждого источника и каждого радионуклида с учетом коэффициента запаса на различные неопределенности расчета доз и возможных колебаний реальных выбросов устанавливаются предлагаемые значения , где и относятся к источнику и радионуклиду .

  4. 4) По найденным значениям и предлагаемым значениям проводится предварительный упрощенный расчет допустимой нормы выброса для предприятия в целом. Его производят по формуле

    ,                                                   (34)


    где суммирование производится по всем источникам выбросов и всем радионуклидам . Такой расчет может завышать значения , но если при этом окажется, что полученное значение не велико и укладывается в величину выделенной дозовой квоты, то работы можно считать оконченными, а в качестве норматива заявлять найденные значения . Такой упрощенный путь обоснования приемлем для большинства предприятий, выбросы которых малы.

  5. 5) В случае, если упрощенный расчет дал неприемлемо большие оценки допустимой нормы выброса , то по предложенным на шаге 3) значениям с учетом всех источников и путей облучения рассчитываются карты распределения фактора безопасности на местности и находится его максимальное значение. На этом этапе для контроля желательно также рассчитывать карты распределения ожидаемых доз облучения.

  6. 6) Если найденные таким образом максимальные значения фактора безопасности не превышают 1 (единицы), то выбранные величины в принципе могут быть представлены к утверждению в качестве основного норматива выбросов. В этом случае рассчитанные значения фактора безопасности подлежат предварительному согласованию Регулирующими органами в качестве основы для выделения Заявителю квоты от и (или) нормативов загрязнения атмосферы и окружающей природной среды ( и ). При согласовании величина выделенной дозовой квоты рассматривается, как природный ресурс, на основании Закона Российской Федерации "Об охране окружающей природной среды" подлежащий распределению между пользователями.

  7. 7) После согласования Регулирующими органами запрашиваемой Заявителем величины дозовой квоты, на основании предложенных на шаге 3) значений для каждого источника выбросов рассчитывают допустимые нормы выбросов по формуле

    .                                                           (35)


    Все результаты расчетов оформляют документально в виде "Разрешения на выбросы радиоактивных веществ в атмосферу" и приложения к ней - пояснительной записки "Обоснование нормативов выбросов радиоактивных веществ в атмосферу", и представляют для утверждения и согласования.

  8. 8) Если рассчитанные величины фактора безопасности окажутся неприемлемо большими, то следует изучить полученную карту фактора безопасности и изыскать возможности уменьшения предложенных значений для основных дозообразующих радионуклидов и источников выброса. После этого расчеты по п.5) повторить, и действовать дальше до получения приемлемых значений фактора безопасности.

  9. 9) В случае, если источники расположены вблизи друг от друга, и представляют собой единый "куст", для них по формулам (26)-(30) может быть рассчитан суммарный предельно-допустимый выброс активности для всех источников и общий для всего "куста" источников предельно-допустимый выброс каждого радионуклида в отдельности .

7.3. Необходимая документация

Для решения вопроса о установлении нормативов выбросов Заявитель представляет в Регулирующие органы подлежащую утверждению "Разрешение на выбросы радиоактивных веществ в атмосферу" и приложение к ней - пояснительную записку "Обоснование нормативов выбросов радиоактивных веществ в атмосферу". Форма представления и содержание "Разрешения на выбросы..." приведены в Приложении П2.

Рекомендуется следующее содержание тома "Обоснование нормативов выбросов радиоактивных веществ в атмосферу":

Титульный лист

Список исполнителей

Аннотация.

Введение.

Гл.1. Общие сведения о предприятии.

Гл.2. Характеристика предприятия, как источника выбросов радиоактивных веществ в атмосферу, анализ существующих или проектных выбросов, обоснование репрезентативного состава и величин выбросов для всех источников.

Гл.3. Характеристика местных условий формирования дозовых нагрузок на население, обоснование нормативов в воздухе и на поверхность земли с учетом местных условий (если в этом есть необходимость).

Гл.4. Анализ существующего на текущий момент фонового загрязнения местности (с оценкой вклада, обусловленного предыдущей деятельностью предприятия-Заявителя).

Гл.5. Обоснования выбора методики расчета рассеяния выбросов в атмосфере с детальным описанием методологии учета местных особенностей, включая условий рассеяния выбросов в атмосфере, повторяемостей категорий погоды и штилей, основные результаты расчетов.

Гл.6. Результаты расчетов дифференциальных факторов безопасности на местности и (или) ожидаемых доз облучения населения от репрезентативных выбросов всех источников предприятия.

Гл.7. Обоснование запроса на величину предоставляемой квоты от , и , величин для всех источников выброса расчет для них величин допустимых норм выброса .

Гл.8. Обоснование объема, периодичности и формы текущего контроля за радиоактивными выбросами, величин .

Гл.9. Мероприятия по снижению выбросов в вегетативные периоды года или в другие неблагоприятные периоды, а также моментов осуществления плановых кратковременных повышенных выбросов, предусмотренных регламентом работы.

Список использованной литературы и нормативных актов.

Приложения.

Порядок оформления и представления нормативов на согласование и утверждение, необходимую документацию, а также перечень сведений, которые необходимо отразить в томе "Обоснование нормативов выбросов..." изложены в Приложениях П1 и П2. Рекомендуемая форма представления табличных материалов приведена в Приложении П14*.

_______________

* Вероятно, ошибка оригинала. Следует читать: П11. - Примечание изготовителя базы данных.

Глава 8. КОНТРОЛЬ И НАДЗОР ЗА СОБЛЮДЕНИЕМ НОРМАТИВОВ ВЫБРОСОВ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ

8.1. Контроль за соблюдением установленных нормативов выбросов радиоактивных веществ делится на государственный и производственный.

8.2. Государственный контроль за соблюдением установленных нормативов выбросов радиоактивных веществ осуществляется органами Государственного комитета Российской Федерации по охране окружающей среды и санитарно-эпидемиологического надзора в пределах своей компетенции.

8.3. Для источников с нестабильным составом выбросов допускается превышение установленных для отдельных радионуклидов при условии непревышения суммарными годовыми выбросами допустимой нормы выброса , то есть при условии выполнения неравенства

,                               (36)


где - фактические годовые, - допустимые, - дифференциальные предельно-допустимые выбросы -го радионуклида для -го источника. Последние рассчитываются для каждого отдельно взятого радионуклида из условия достижения полного предела доз . Суммирование проводится по всем радионуклидам смеси , выбрасываемым рассматриваемым источником .

8.4. Производственный контроль за соблюдением установленных нормативов выбросов радиоактивных веществ входит в единую систему радиационного контроля, осуществляемого внутренними службами предприятия.

8.5. Регламент радиационного контроля на предприятии, в санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения должен включать в себя следующее:

  • контрольные уровни выбросов () - административный производственный предел;

  • виды проводимого радиационного контроля;

  • объекты радиационного контроля;

  • контролируемые параметры и их допустимые уровни;

  • сеть точек радиационного контроля;

  • периодичность радиационного контроля;

  • контингент контролирующих лиц;

  • технические средства и методическое обеспечение радиационного контроля.

8.6. Ответственность за соблюдение нормативов выбросов радиоактивных веществ в атмосферу несет Заявитель.

Приложение П1
обязательное

     
ПОРЯДОК ВЫДАЧИ РАЗРЕШЕНИЯ, УТВЕРЖДЕНИЯ И СОГЛАСОВАНИЯ НОРМАТИВОВ ВЫБРОСОВ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ В АТМОСФЕРУ

Приложение к "Руководству по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ДВ-98)"

1. Разрешение на выброс радиоактивных веществ и утверждение нормативов выбросов действующих, вновь создаваемых и реконструируемых предприятий, учреждений, организаций выдаются по запросу Заявителя территориальными природоохранными органами Госкомэкологии России на срок: для действующих предприятий на три года, для вновь создаваемых и реконструируемых предприятий и производств на один год, а после первого года эксплуатации по представлении дополнительного обоснования и анализа выбросов за первый год - на три года, как для действующих предприятий.

2. Выдачу разрешений на выброс радиоактивных веществ в атмосферу для предприятий федерального значения, расположенных в закрытых административно-территориальных образований Минатома России, по согласованию с органами Госсанэпиднадзора России, осуществляется непосредственно Госкомэкологии России.

3. По истечении срока действия ранее выданного разрешения на нормативы выбросов при отсутствии изменений технологии производства и конструкций, способных изменить величину действующих выбросов или их состав, действие разрешения может продлеваться на тот же срок, на который оно была выдана ранее, по запросу Заявителя и при представлении им обоснования целесообразности сохранения действующих нормативов выброса.

4. В случае изменения технологии производства, режима работы, перехода на другое сырье или других условий и причин, влекущих изменение величины и (или) состава радиоактивных выбросов, и связанных с превышением установленной для данного источника допустимой нормы выброса (), действие разрешения на выбросы радиоактивных веществ приостанавливается. Заявитель обязан заблаговременно подготовить заявку на новые нормативы выбросов и подать ее в уполномоченные на то природоохранные органы Госкомэкологии России.

5. В случае изменения федеральной нормативной базы, межотраслевых и отраслевых нормативных документов (включая и настоящий документ), регламентирующих облучение персонала и населения, введение которых может повлиять на изменение величины предельно-допустимых выбросов (), а следовательно и установленных для источников допустимых норм выброса (), уполномоченные на то органы Госкомэкологии России вправе потребовать внеочередного пересмотра действующих нормативов выбросов и отозвать выданное предприятию, учреждению, организации разрешение на выбросы радиоактивных веществ в атмосферу. Инициатором пересмотра разрешенных выбросов могут быть также органы Госсанэпиднадзора, осуществляющие санитарно-эпидемиологический надзор за предприятием, организацией, учреждением.

6. При выдаче разрешения на выброс или продления срока его действия природоохранные органы учитывают: состояние окружающей природной среды в районе расположения предприятия-Заявителя на момент подачи заявки, изменения федеральной нормативной базы, планы местных органов самоуправления и федеральных органов в отношении стратегии развития производств в данном регионе и проводимые природоохранные мероприятия.

7. Территориальные природоохранные органы имеют право направлять представленные материалы на дополнительное рассмотрение в центральный аппарат Госкомэкологии России.

8. Представленные Заявителем материалы для получения разрешения на нормативы выбросов радиоактивных веществ рассматриваются природоохранными органами Госкомэкологии России в срок не более трех месяцев. При необходимости полномочные представители Госкомэкологии России проводят экологическое обследование предприятия и проверку достоверности и полноты представленных материалов.

9. Материалы, представляемые в компетентные природоохранные органы для получения разрешения на выброс, предварительно должны быть согласованы с санитарно-эпидемиологическим учреждением, осуществляющим государственный санитарно-эпидемиологический надзор за предприятием-, организацией- или учреждением-Заявителем.

10. Для решения вопроса о выдаче предприятию разрешения на выброс Заявитель представляет в территориальные природоохранные органы Госкомэкологии России следующие материалы:

  • подлежащее утверждению "Разрешение на допустимые пределы (нормативы) выброс радиоактивных веществ в атмосферу" с прилагаемыми к ней таблицами и схемами согласно Приложению П2 настоящего Руководства;

  • пояснительную записку "Обоснование нормативов выбросов радиоактивных веществ в атмосферу".

11. Пояснительная записка должна содержать следующую информацию:

(1) таблицы результатов инвентаризации выбросов радионуклидов в атмосферу с характеристиками источников выбросов и их обоснованием по данным измерений, показателей работы газоочистного оборудования, составу и объемов выбросов и т.п., а также другой табличный материал согласно Приложению П2 настоящего Руководства;

(2) ситуационный план местности, с указанием промышленной площадки рассматриваемого предприятия, источников выбросов как на площадке, так и вне ее, санитарно-защитных зон, удаленных населенных пунктов, границ близлежащих жилых массивов, участков перспективной жилой застройки, зон отдыха, санаториев и домов отдыха, метеостанций, пунктов наблюдения и контроля за загрязнением атмосферы и местности, сельскохозяйственных угодий, особо охраняемых природных территорий и заповедников, приусадебных участков, огородов, дач, пеницинитарных учреждений и др.;

(3) в случае сложного рельефа местности ситуационный план с перечисленными выше позициями должен быть выполнен на топографической основе (карте) с сеткой горизонталей;

(4) краткая характеристика местных физико-географических и климатических условий по параметрам, определяющим особенности рассеяния выбросов в атмосфере и выпадения их на местность в данном регионе (среднегодовые данные по типам и количеству осадков, их суммарной продолжительности, повторяемости категорий устойчивости атмосферы в градациях по скоростям и направлениям ветра, повторяемости штилей и распределению их по продолжительности);

(5) технико-экономический анализ соответствия принятых технологических, газоочистных и других мероприятий по охране атмосферного воздуха, передовым отечественным и зарубежным научным, техническим и эксплуатационным достижениям по степени очистки, выбросам на единицу продукции и т.п.;

(6) анализ промышленной и опытно-промышленной апробированности новых технологий, газоочистного оборудования и т.п.;

(7) перечень существующих и проектируемых предприятий, выбросы которых учтены при установлении величины выброса, включая закрываемые и реконструируемые производства, загрязняющие атмосферу;

(8) карту-схему с результатами расчета суммарного фактора безопасности на местности, или равновесных годовых доз облучения населения, рассчитанных для всех источников выбросов предприятия-Заявителя, всех радионуклидов выброса по всем путям воздействия;

(9) обоснование примененной методологии расчета загрязнения атмосферы и местности, дифференциальных и фактора безопасности при установлении нормативов , способов учета местных особенностей;

(10) обоснование и , рассчитанных с учетом местных медико-демографических характеристик и особенностей миграции радионуклидов в окружающей среде, рационов питания местного населения и др. Для предприятий, оценка суммарной нормы выброса которых не превышает 5%, допускается использовать референтные значения и , приведенные в Приложении П9*;

_______________

* Вероятно, ошибка оригинала. Следует читать: Приложении П8. - Примечание изготовителя базы данных.

(11) результаты контроля загрязнения окружающей природной среды, если он проводился (среднегодовые объемные активности нуклидов в приземном слое воздуха, годовые выпадения и накопленный на момент подачи заявки запас активности в почве);

(12) осуществляемые и намечаемые мероприятия по контролю за окружающей природной средой, используемые методы и объем радиационного контроля или обоснование нецелесообразности такого контроля;

(13) осуществляемые и намечаемые мероприятия по временному уменьшению выбросов в период неблагоприятных метеорологических условий и сезонов года, которые могут существенно повлиять на дозы облучения (например, во время штилей, в период вегетации растений и т.п.);

(14) рекомендации по выбору времени для плановых кратковременных повышенных выбросов в пределах нормативов , осуществляемых в соответствии с регламентом технологических процессов и операций (например, во время планово-предупредительных работ, дезактивации оборудования и пр.).

Приложение П2  

СОГЛАСОВАНО
(орган санэпиднадзора)

/     ФИО     /

(подпись)

     
РАЗРЕШЕНИЕ

     
на допустимые пределы (нормативы) выброса радиоактивных веществ в атмосферу

Выдана

(кому: наименование предприятия, организации)

Орган, выдавший разрешение

(наименование органа власти,

уполномоченного выдавать разрешение)

Срок действия:

с

до

Номер регистрации

Дата выдачи

Должностное лицо органа власти, уполномоченное на выдачу разрешения

/ ФИО /

(подпись)

  М.П.

Таблица 1

     
СВОДНАЯ ТАБЛИЦА
нормативов выбросов радиоактивных веществ в атмосферу

(наименование предприятия)

Нормативы выброса

По факту за 20 __ г. (или по проекту)

NN
пп

Номер или наименование источника выброса

Радио-
нуклид

Форма выброса (газ, аэрозоль, химическая форма)

Вклад в допустимую норму выброса ()

Годовой выброс

Факти-
ческий вклад в норму выброса

Приме-
чания

Бк/год

Бк/год

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

1.

источника =

2.

 источника =

Подписи:

Главный инженер предприятия

Таблица 2

     
СВОДНАЯ ТАБЛИЦА
характеристик источников выбросов радиоактивных веществ в атмосферу

(наименование предприятия)

NN
пп

Номер или наиме-
нование источника выброса

Цех, участок, произ-
водство, вентсис-
тема

Геоме-
трич. высота источ-
ника

Усло-
ный диа-
метр устья

Параметры газовоздушного выброса

Дисперсность аэро-
зольной компо-
ненты выброса

Координаты на карте-схеме эпицентра источника выброса

Объем выброса

Темпе-
ратура °С, или выброс тепла

,
метры

,
метры

,
м/час

,
Дж/с

,
мкм

,
метры

азимут угл. °

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

1.

2.

Примечания.

  1. 1) в колонке (9) приводятся значения среднегеометрического отклонения распределения аэродинамических диаметров аэрозоля (имеет смысл, если 5 мкм);

  2. 2) расстояние и азимут в колонке (10) отсчитываются от условной опорной точки на ситуационной карте-схеме.

Подписи:

Главный инженер предприятия

СИТУАЦИОННЫЕ КАРТЫ-СХЕМЫ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ НА ПРОМПЛОЩАДКЕ И В ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЕ

     
(распределение фактора безопасности или ожидаемых доз с указанием всех источников выброса)

(наименование предприятия)

     
Приложение П3
обязательное

     
ПРАВИЛА ПОЛЬЗОВАНИЯ ДАННЫМИ И КАРТОГРАФИЧЕСКИМ МАТЕРИАЛОМ      

при реализации "Руководства по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ДВ-97)"

СОГЛАСОВАНО

СОГЛАСОВАНО

Федеральная служба геодезии
и картографии России

(исх. N 3-02-708
от 29 марта 1996 г.)

Начальник 2ГУ Министерства
Российской Федерации по
атомной энергии

___________ В.А.Богданов

15 марта 1996 г.

1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

1.1. Настоящее Приложение регламентирует правила работы как с открытыми материалами, так и сведениями, составляющими государственную тайну при обосновании заявки на утверждение нормативов выбросов радиоактивных веществ в атмосферу, а также форму их представления в органы, уполномоченные выдавать разрешения на такие выбросы.

1.2. Положения настоящего документа основаны на Законах Российской Федерации, ведомственных подзаконных актах, действующих на момент выхода его в свет, инструкциях и других нормативных документах, обязательных для исполнения на территории Российской Федерации органами государственной власти, местного самоуправления, предприятиями, учреждениями и организациями независимо от их организационно-правовой формы и формы собственности, должностными лицами и гражданами Российской Федерации.

1.3. Положения настоящего приложения распространяются на предприятия Министерства Российской Федерации по атомной энергии.

1.4. Необходимость засекречивания сведений, которые подлежат представлению в государственные органы контроля и надзора, уполномоченные выдавать и согласовывать лицензии на выбросы в атмосферу радиоактивных веществ, устанавливается на основе Закона Российской Федерации "О государственной тайне" от 21 июля 1993 г. N 5486-1 и Перечня сведений, подлежащих засекречиванию по Минатому России.

1.5. В соответствии со статьей 7 Закона Российской Федерации "О государственной тайне", не подлежат засекречиванию сведения о состоянии экологии, здравоохранения и санитарии. Согласно этой статье Закона, должностные лица, принявшие решения о засекречивании перечисленных сведений, либо о включении их в этих целях в носители сведений, составляющие государственную тайну, несут уголовную, административную или дисциплинарную ответственность в зависимости от причиненного государству и гражданам материального и морального ущерба.

1.6. В материалах, подлежащих представлению в органы контроля и надзора, недопустимо объединять сведения несекретного и секретного характера. Последние следует приводить в секретных приложениях.

1.7. В соответствии с статьей 15 Закона "О государственной тайне" Заявитель вправе обратиться в органы государственной власти, на предприятия, в учреждения, организации (в том числе в государственные архивы) с запросом о рассекречивании сведений, отнесенных к государственной тайне. Последние, получив такой запрос, обязаны в течение трех месяцев дать мотивированный ответ по существу запроса. Если они не правомочны решить вопрос о рассекречивании запрашиваемых сведений, то запрос в месячный срок с момента его поступления передается в орган государственной власти, наделенный такими полномочиями, либо в межведомственную комиссию по защите государственной тайны, о чем уведомляются лица, подавшие запрос. Уклонение должностных лиц от своевременного рассмотрения запроса влечет за собой административную (дисциплинарную) ответственность в соответствии с действующим законодательством. Обоснованность отнесения сведений к государственной тайне может быть обжалована в суде.

2. ПОРЯДОК РАБОТЫ С ИСХОДНЫМИ ДАННЫМИ

2.1. Разрешается включать в несекретные материалы следующие сведения, необходимые для расчетов по обоснованию допустимых выбросов:

  • радионуклидный состав и величину годовых выбросов каждого источника;

  • выброс тепла или температуру выбрасываемого воздуха или газовоздушной смеси;

  • объем выбрасываемой из венттрубы газовоздушной смеси;

  • химический и агрегатный состав выбросов, дисперсность выбрасываемых аэрозолей;

  • местоположение источников выбросов на ситуационных (тематических) картах радиационной обстановки в окружающей среде;

  • планировку промплощадок, доступную для космической съемки (расположение зданий и конфигурацию сооружений, без указания их наименований и сведений о проводимых в ней работах).

2.2. Указанные в п.2.1 сведения могут быть представлены на электронных носителях информации, обрабатываться на незащищенных компьютерах и передаваться по информационным сетям, телефонной, радио и другими видами связи.

2.3. Характеристика предприятия-Заявителя, как источника радиоактивных выбросов, требуемая для представления в пояснительной записке "Обоснование нормативов выбросов радиоактивных веществ в атмосферу", имеет целью дать общие сведения о имеющихся источниках радиоактивных выбросов, представляющих угрозу для населения и окружающей среды, о наличии очистных сооружений и устройств, а также обосновать достаточную эффективность используемой технологии очистки выбрасываемого воздуха и газов. Описание должно осуществляться по схеме ПРОИЗВОДСТВО-ОЧИСТКА-ВЫБРОС в минимальном объеме, необходимом для согласования и разрешения выбросов в уполномоченных на то органах охраны природы и санитарного надзора. Приоритет должен быть отдан описанию технологии очистки. Лишь в случае полной невозможности представления всего объема таких сведений в несекретном виде, допускается представление их части в секретном приложении к тому "Обоснование нормативов выбросов радиоактивных веществ в атмосферу".

3. ПОРЯДОК РАБОТЫ С КАРТОГРАФИЧЕСКИМ МАТЕРИАЛОМ

3.1. В процессе работы по обоснованию допустимых выбросов радиоактивных веществ следует учитывать, что топографическая основа, на которую наносится распределение загрязнений и доз облучения на местности, может быть секретной. В то же время Закон России "О государственной тайне" требует, чтобы все сведения, характеризующие состояние экологии, здравоохранения и санитарии, а следовательно и распределение дозовых нагрузок и загрязнений в окружающей среде не являлись секретными.

3.2. Несекретными сведениями являются:

  1. а) топографические карты масштаба 1:100000 и более мелкого масштаба в любой системе координат, а также все укрупненные карты, схемы, планы, выполненные на основе таких карт, в том числе и представленные на электронных носителях (по " Временному перечню сведений, подлежащих засекречиванию по системе Федеральной службы геодезии и картографии России, утвержденный Роскартографией 27.12.1993 г."*;

    ______________

    * Документ не приводится. За дополнительной информацией обратитесь по ссылке. - Примечание изготовителя базы данных.

  2. б) отдельные фрагменты более крупномасштабных карт, оговоренные в " Инструкция по определению и обеспечению секретности топографических, картографических, гравиметрических, аэросъемочных материалов, и материалов космических съемок на территории СССР (СТГМ-90). М., 1990. "* и разного рода разреженные копии топографических карт и планов, схемы участков местности, не секретность которых установлена (подтверждена) Территориальной инспекцией государственного геодезического надзора России (Госгеонадзором Роскартографии), список которых приведен в конце Приложения;

    ______________

    * Документ не приводится. За дополнительной информацией обратитесь по ссылке, здесь и далее по тексту. - Примечание изготовителя базы данных.

  3. в) оцифрованные сетки высот местности с шагом 250 м и более, контуры береговых линий, рек, населенных пунктов, отдельных строений и аналогичных топографических элементов, выполненные по узловым точкам, снятым с шагом 70 м и более по секретным топографическим картам любого масштаба, заносимые на носители ЭВМ и необходимые для расчета распределения доз излучения и экологической обстановки на местности с целью представления результатов в органы Государственного контроля и надзора. При этом в качестве узловых точек нельзя использовать контурные точки местности, такие, как перекрестки дорог, пересечения дорог с береговыми линиями рек, лесными массивами и т.п. (основание - Постановление Совета Министров СССР от 13 мая 1989 г. N 379-104 "О мерах по рассекречиванию топографических данных и картографических материалов" *);

    ______________

    * Документ не приводится. За дополнительной информацией обратитесь по ссылке. - Примечание изготовителя базы данных.

  4. г) все тематические карты-схемы в любом масштабе, выполненные методами математической интерполяции таких оцифрованных топографических элементов электронных карт. При этом не допускается занесение на носители ЭВМ и отображение на таких тематических картах-схемах следующих элементов:

    • координатных сеток в системе координат 1942 и 1963 гг.;

    • геодезических пунктов;

    • качественных и количественных характеристик объектов и элементов местности, таких, как характеристики мостов, лесов (кроме знаков видового состава), линий электропередач, гидрографических сооружений, мостов, бродов, переправ, скоростей течения рек, проходимости местности и т.п.;

    • обозначений или номеров расположенных в пределах промплощадки зданий и сооружений, раскрывающих их принадлежность к охраняемым производствам, составляющим государственную тайну.

3.3. В компетенцию инспекций Госгеонадзора Роскартографии входит:

  • выдача картографических материалов и разрешений на работу с ними;

  • определение порядка работы с данным картографическим материалом;

  • установление степени секретности разного рода разреженных копий топографических карт, планов, схем участков местности, топографической основы различных тематических и специальных карт, ситуационных планов. Критерием их не секретности является невозможность привязки данного картографического материала к единой системе координат с точностью, меньшей 70 м.

4. ФОРМА ПРЕДСТАВЛЕНИЯ РЕЗУЛЬТАТОВ РАСЧЕТОВ

4.1. В несекретном виде предоставляются сведения о загрязнении местности и природных сред, о дозовых нагрузках на население, обусловленных радиоактивными выбросами в атмосферу не зависимо от того, в какой форме они представлены - цифровой, табличной или в виде линий равного уровня доз излучения или загрязнения местности.

4.2. В случаях, когда линии изодоз или иные радиоэкологические характеристики, нанесенные на план промплощадки, раскрывают структуру охраняемого производства или другие сведения, составляющие государственную тайну, соответствующие ситуационные (тематические) карты промплощадки масштаба 1:50000 и менее подлежат засекречиванию. Допускается раздельное изготовление в одном масштабе топографической основы и карт изоплет доз излучения и содержания загрязняющих веществ на местности. Одна из таких карт должна быть выполнена на кальке, а совмещаться обе карты для оценки радиационной обстановки на местности могут путем наложения несекретной карты распределения доз или загрязнений на секретную топографическую основу по условным маркерам.

4.3. Наилучшей и предпочтительной основой принятия решения о размере выделяемых дозовых квот облучения населения и нормативов выбросов радиоактивных веществ могут служить ситуационные карты-схемы радиационной обстановки на промплощадке и в окружающей среде, предусмотренные "Лицензией на допустимые пределы (нормативы) выброса радиоактивных веществ в атмосферу" /см. Приложение П2/. Указанные ситуационные карты-схемы представляют собой тематические карты площадки предприятия и окружающей территории с нанесенными на ней линиями равного уровня фактора безопасности или годовых доз облучения населения, среднегодовых концентраций радионуклидов в приземном слое воздуха, их годовых выпадений из атмосферы, накопления радиоактивности на почве и в других средах.

4.4. Топографической основой ситуационной карты-схемы радиационной обстановки на местности должны служить или увеличенные карты местности масштаба 1:100000 и мельче, или разрешенные для несекретного использования в соответствии с Инструкцией СТГМ-90 планы участков местности в местной системе координат, или разреженные схемы местности, приготовленные на основе секретных топографических карт и прошедшие процедуру рассекречивания в соответствующей Территориальной инспекции Госгеонадзора Роскартографии.

4.5. Карты-схемы особо важных и особо режимных промышленных объектов, акваторий портов, бухт, гаваней, а также других объектов, предусмотренных соответствующими Перечнями министерств и ведомств являются секретными. Для них при соответствующем обосновании допускается представление указанных в Приложении П2 ситуационных карт-схем радиационной обстановки в секретном приложении к заявке на выдачу лицензии на допустимые выбросы предприятия.

4.6. Все материалы, представляемые в органы Государственного комитета Российской федерации по охране окружающей среды и органы Госсаннадзора, в том числе лицензия на выбросы и пояснительная записка к ней являются служебной информацией ограниченного распространения. Представление этих материалов в указанные органы подлежит согласованию режимно-секретным органом (службой безопасности) предприятия-Заявителя.

СПИСОК

инспекций Государственного геодезического надзора Федеральной службы геодезии и картографии России и предприятий, в которых хранятся картографические и аэросъемочные материалы деятельности инспекций

NN
пп

Наименование инспекции Госгеонадзора (ТИГГН)

Адрес инспекции, телефон

Территория деятельности

Наименование предприятия

1.

Алтайская ТИГГН

659701
Республика Алтай с.Майма, ул.Советская д.59, тел. 2-23-30

Республика Алтай

ПО "ИНЖГЕОДЕЗИЯ", 630132, г.Новосибирск, ул.Челюскинцев д.50, тел. 21-17-59

2.

Балтийская ТИГГН

236006 г.Калининград, Московский пр-кт 95, тел. 43-25-55

Калининградская обл.

Балтийское аэрогеодезическое предприятие (АГП): 236006, г.Калининград ул.Пионерская д.59, тел. 46-90-65

3.

Верхневолжская ТИГГН

603097
г.Нижний Новгород, ГСП, ул.Ванеева д.205, тел. 68-65-19

Владимирская обл.

Ивановская обл.

*Кировская обл.

Костромская обл.

Нижегородская обл.

Ярославская обл.

Республика Коми

Республика Марий-Эл

Чувашская Республика

Верхневолжское АГП: 603097 г.Нижний Новгород, ул.Ванеева д.205. тел. 68-96-50

*Новгородское АГП: 173003 г.Новгород, ул.Германа д.27, тел. 7-80-08

4.

Восточно-Сибирская ТИГГН

664003,

г.Иркутск, ул.Советская 176, тел. 34-47-62, 34-63-52.

Иркутская обл., в том числе Усть-Ордынский Бурятский автономный округ

Восточно-Сибирское АГП, 664000, ГСП-52, г.Иркутск, ул.Декабристских Событий д.3, тел. 33-30-50.

5.

Дальневосточная ТИГГН

680670,
г.Хабаровск, ул.Тургенева 74,
тел. 33-67-12, 33-67-53

Приморский край

Хабаровский край

Амурская обл.

Камчатская обл., в том числе Корякский автономный округ

Сахалинская обл.

Еврейская АО

Дальневосточное АГП: 680000, г.Хабаровск, ул.Шеронова 97, тел. 22-43-19

6.

Забайкальская ТИГГН

672010,

г.Чита, ул.Амурская д.7, тел. 3-34-24, 3-36-08

Читинская обл., в том числе Агинский Бурятский автономный округ

Республика Бурятия

Забайкальское АГП: 672010, г.Чита, ул.Амурская д.7, тел. 3-34-24

7.

Западно-сибирская ТИГГН

630051, г.Новосибирск, просп. Дзержинского 36, тел. 77-18-05, 77-21-03

Алтайский край

Кемеровская обл.

Новосибирская обл.

Омская обл.

Томская обл.

Производственное объединение "Инжгеодезия", 630076, г.Новосибирск, ул.Челюскинцев 50, тел. 21-17-59

8.

Мордовская ТИГГН

430000, г.Саранск, ул.Александра Невского д.64,
тел. 3-28-85

Республика Мордовия

443016, г.Самара, ул.Черемшанская д.98/18, тел. 51-92-66

9.

Московская ТИГГН

107014, г.Москва, ул.Русаковская д.28,
тел. 264-57-06, 264-57-57

Калужская обл.

Московская обл.

Орловская обл.

Рязанская обл.

Тверская обл.

Тульская обл.

Московское АГП: 109316, г.Москва, Волгоградский просп. д.45, тел. 177-50-00

10.

Нижневолжское ТИГГН

410600, г.Саратов, ул.Советская д.61,
тел. 24-95-37, 24-25-73

*Астраханская обл.

**Волгоградская обл.

***Липецкая обл.

**Саратовская обл.

***Тамбовская обл.

*Астраханское АГП: 414000 г.Астрахань, ул.Свердлова д.19, тел. 24-35-45.

**Северо-Кавказское АГП: 357500, Ставропольский край, г.Пятигорск, пр. М.Горького д.4, тел. 5-28-54, 5-70-38.

***Московское ТГП: 119316, г.Москва, Волгоградский пр-кт д.45, тел. 177-58-11

11.

Северо-восточная ТИГГН

685007, г.Магадан, ул.Берзарина д.11, тел. 2-46-28, 4-25-63

Магаданская обл.

Чукотский автономный округ

Северо-восточное АГП: 685007, г.Магадан, ул.Берзарина д.11. тел. 4-25-61

12.

Северо-западная ТИГГН

190000, г.Санкт-Петербург, канал Грибоедова д.103, тел. 312-46-61, 312-51-04

Архангельская обл., в том числе Ненецкий автономный округ

Вологодская обл.

Ленинградская обл.

Мурманская обл.

*Новгородская обл.

*Псковская обл.

*Смоленская обл.

Республика Карелия

АГП "Аэрогеодезия": 192102, г.Санкт-Петербург, ул.Бухарестская д.6, тел. 166-29-79.

*Новгородское АГП: 173003, г.Новгород, ул.Германа д.27, тел. 7-80-08

13.

Сибирская ТИГГН

660025, г.Красноярск,
пр. им. газеты "Красноярский рабочий" д.126, тел.34-67-27, 34-65-38

Красноярский край, в том числе: Таймыский автономный округ, Эвенский автономный округ,

Республика Тыва,

Республика Хакассия

Красноярское АГП: 660020, г.Красноярск, 3-я Дальневосточная ул., д.1а, тел. 22-67-42

14.

Северо-Кавказское ТИГГН

357502, Ставропольский край, г.Пятигорск, ул.Московская д.14, корп.2, тел. 9-32-53, 9-93-38

Краснодарский край

Ставропольский край

Республика Адыгея

Республика Дагестан

Кабардино-Балкарская республика

Республика Калмыкия

Карачаево-Черкесская Республика

Республика Северная Осетия-Алания

Чеченская республика

Ингушская республика

Северо-Кавказское АГП: 357500, Ставропольский край, г.Пятигорск, пр. М.Горького д.4, тел. 5-28-64, 5-70-38

15.

Средневолжская ТИГГН

443110,
г.Самара, ул.Ново-Садовая д.44, тел. 34-08-20, 34-08-40

Оренбургская обл.

Пензенская обл.

Самарская обл.

Ульяновская обл.

Республика Башкортостан,

Республика Татарстан

Средневолжское АГП: 4430016, г.Самара, ул.Черемшанская д.89/18, тел. 51-92-66

16.

Тюменская ТИГГН

625000,
г.Тюмень, ул.Республики д.62, тел. 24-38-94, 29-06-53

Тюменская обл., в том числе: Ямало-Ненецкий автономный округ

Ханты-Мансийский автономный округ

Западно-Сибирское АГП: 625031, г.Тюмень, ул.Таежная д.12, тел. 26-26-73

17.

Уральская ТИГГН

620062, г.Екатеринбург, ул.Первомайская д.74, тел. 56-12-66

Курганская обл.

Пермская обл., в том числе: Коми-Пермяцкий автономный округ,

Свердловская обл.

Челябинская обл.

Удмуртская Республика

АГП "Уралаэрогеодезия": 620062, г.Екатеринбург, ул.Первомайская д.74, тел. 56-13-63

18.

Южная ТИГГН

344034, г.Ростов-на-Дону, ул.Загорская д.17, тел. 66-32-92

Белгородская обл.

Брянская обл.

Воронежская обл.

Курская обл.

Ростовская обл.

Южное АГП: 344104, г.Ростов-на-Дону, ул.Загорская д.17, тел. 66-87-80

19.

Якутская ТИГГН

677893,
г.Якутск, просп. Ленина д.18, тел. 4-24-34, 2-25-31

Республика Саха (Якутия)

Якутское АГП: 677892, г.Якутск, ул.Короленко д.2, тел. 4-02-11, 2-21-45

/ Госкомэкологии России. Минатом России. -

М., 1999