Приказ Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 24 января 2024 г. N 21 "О внесении изменений в руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендации по разработке вероятностного анализа безопасности уровня 2 для блока атомной станции" (РБ-044-18), утвержденное приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 9 августа 2018 г. N 355"

В соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии", в целях реализации полномочий, установленных подпунктом 5.3.18 пункта 5 Положения о Федеральной службе по экологическому, технологическому и атомному надзору, утвержденного постановлением Правительства Российской Федерации от 30 июля 2004 г. N 401, приказываю:

утвердить прилагаемые изменения в руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендации по разработке вероятностного анализа безопасности уровня 2 для блока атомной станции", утвержденное приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 9 августа 2018 г. N 355.

Руководитель

А.В. Трембицкий

УТВЕРЖДЕНЫ
приказом Федеральной службы
по экологическому, технологическому
и атомному надзору
от 24 января 2024 г. N 21

Изменения, вносимые в руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендации по разработке вероятностного анализа безопасности уровня 2 для блока атомной станции" (РБ-044-18), утвержденное приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 9 августа 2018 г. N 355

1. Пункт 1 изложить в следующей редакции:

"1. Руководство по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендации по разработке вероятностного анализа безопасности уровня 2 для блока атомной станции" (РБ-044-18) (далее Руководство по безопасности) разработано в соответствии со статьей 6 Федерального закона от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии" в целях содействия соблюдению требований пункта 1.2.9 федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" (НП-001-15), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 17 декабря 2015 г. N 522 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 2 февраля 2016 г., регистрационный N 40939) (далее - НП-001-15), и требований пункта 8 и пунктов 27-30 федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Основные требования к вероятностному анализу безопасности блока атомной станции" (НП-095-15), утвержденных приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 12 августа 2015 г. N 311 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 4 сентября 2015 г., регистрационный N 38807).".

2. Пункт 2 изложить в следующей редакции:

"2. Настоящее Руководство по безопасности содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по разработке вероятностного анализа безопасности уровня 2 (далее - ВАБ уровня 2) для всех режимов нормальной эксплуатации блока АС (работа на мощности, режимы останова, расхолаживание, перегрузка ядерного топлива, техническое обслуживание и ремонт систем (элементов), разогрев, пуск, состояния блока АС, остановленного для подготовки к выводу из эксплуатации ("эксплуатация без генерации"), с учетом места нахождения топлива: топливо в активной зоне, топливо в БВ, топливо выгружено из БВ) (далее - эксплуатационные состояния) с реакторами любых типов для внутренних ИС и ИС, обусловленных внутренними (внутриплощадочные пожары и затопления, другие внутренние воздействия) и внешними воздействиями природного (наводнение, цунами и другие воздействия) и техногенного (падение самолета, взрывы на объектах и другие воздействия) происхождения, для всех имеющихся на блоке АС мест нахождения ЯМ, РВ и РАО (далее - источники радиоактивности).".

3. Пункт 3 изложить в следующей редакции:

"3. Настоящее Руководство по безопасности предназначено для использования проектными организациями, эксплуатирующими организациями при осуществлении деятельности, связанной с проектированием, сооружением, эксплуатацией блоков АС, и Ростехнадзором при осуществлении надзора за безопасностью блоков АС".

4. Пункт 4 изложить в следующей редакции:

"4. Рекомендации настоящего Руководства по безопасности распространяются на проектируемые, сооружаемые и эксплуатируемые блоки АС, включая остановленные для подготовки к выводу из эксплуатации.".

5. Пункт 6 изложить в следующей редакции:

"6. Настоящее Руководство по безопасности содержит рекомендации в части состава, объема, последовательности выполнения отдельных задач, а также содержания и объема отчетной документации и качества выполнения ВАБ уровня 2.".

6. Пункт 7 после слов "в приложении N 5" дополнить словами ", примеры мест, где могут находиться источники радиоактивности на блоке АС, отличных от активной зоны реактора и БВ, - в приложении N 6, общие рекомендации по оценке активности аварийного выброса для мест нахождения источников радиоактивности на блоке АС, отличных от активной зоны реактора и БВ, - в приложении N 7".

7. В пункте 8:

а) в абзаце втором слова "ядерных материалов, РВ и РАО" заменить словами "источников радиоактивности";

б) в абзаце третьем слова "равной 1,0Е-7, установленному федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" (НП-001-15), утвержденными приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 17 декабря 2015 г. N 522" заменить словами "установленному в пункте 1.2.17 НП-001-15".

8. Пункт 9 изложить в следующей редакции:

"9. ВАБ уровня 2 рекомендуется использовать для:

обоснования перечня запроектных аварий (включая тяжелые аварии) и определения представительных сценариев запроектных аварий (включая тяжелые аварии);

обоснования руководств по управлению запроектными авариями;

определения мер по управлению тяжелыми авариями;

определения (уточнения) границы зоны планирования защитных мероприятий.".

9. В пункте 10 слова "после подтверждения экспертизой качества ВАБ уровня 1" исключить.

10. В пункте 11:

а) в абзаце четвертом слова "исходных событий - внутренние и внешние воздействия" заменить словами "ИС - ИС, обусловленные внутриплощадочными и внешними воздействиями";

б) абзац пятый изложить в следующей редакции:

"На четвертом этапе рекомендуется рассматривать источники радиоактивности, отличные от твэлов в активной зоне реактора и в БВ, в качестве ИС - внутренние ИС и ИС, обусловленные внутриплощадочными и внешними воздействиями, в качестве эксплуатационных состояний - все режимы нормальной эксплуатации блока АС".

11. В пункте 12:

а) абзац первый изложить в следующей редакции:

"12. При выполнении ВАБ уровня 2 рекомендуется решать следующие задачи:";

б) в абзаце втором слова "и обработка исходной" исключить;

в) в абзаце третьем слово "для" исключить;

г) абзац четвертый после слова "анализ" дополнить словом "надежности";

д) абзац десятый изложить в следующей редакции:

"определение вероятности большого аварийного выброса и анализ результатов ВАБ уровня 2;".

12. Пункт 18 изложить в следующей редакции:

"18. При выполнении ВАБ уровня 2 рекомендуется применять положения руководства по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендации по разработке вероятностного анализа безопасности уровня 1 блока атомной станции для внутренних исходных событий" (РБ-024-19), утвержденного приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 17 июля 2019 г. N 284 (далее - РБ-024-19), в части анализа надежности систем и анализа результатов ВАБ.".

13. В абзаце четырнадцатом пункта 26 слова "настоящего Руководства" заменить словами "к настоящему Руководству".

14. Название раздела V изложить в следующей редакции:

"V. Анализ надежности систем"

15. Пункт 37 после слов "Целью анализа" дополнить словом "надежности".

16. Пункт 38 после слов "проводить анализ" дополнить словом "надежности".

17. В пункте 39 слова "разделе IV руководства по безопасности "Положение об основных рекомендациях к разработке вероятностного анализа безопасности уровня 1 для внутренних инициирующих событий для всех режимов работы энергоблока атомной станции", утвержденного приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 9 сентября 2011 г. N 519" заменить словами "разделе VII PБ024-19".

18. Пункт 54 после слов "исходная негерметичность ГО," дополнить словами "отказы систем изоляции ГО,".

19. Пункт 56 дополнить словами ", и ссылками на использованные исследования".

20. В пункте 57:

а) абзац четвертый после слов "(оголение," дополнить словами "окисление компонентов,";

б) в абзаце восьмом:

после слова "конструкции" дополнить словами "(в том числе устройство локализации расплава)";

после слов "материалами конструкций" дополнить словами "(в том числе материалами устройства локализации расплава)";

в) дополнить абзацем следующего содержания:

"процессы утилизации водорода системами контроля концентрации водорода в помещениях ГО (в том числе рекомбинаторы водорода и дожигатели водорода).".

21. Абзац шестой пункта 58 изложить в следующей редакции:

"перенос и осаждение РВ внутри зданий и помещений, в которых расположены элементы РУ, включая ГО, а также в прилегающих к ним негерметичных помещениях (процессы гравитационного осаждения, на поверхностях, термофореза, диффузиофореза, агломерации аэрозолей, осаждения спринклерной системой, осаждения в среде (в том числе в теплоносителе барботажного бака, в воде парогенератора) и другие процессы);".

22. Пункт 61 изложить в следующей редакции:

"61. При моделировании аварийных последовательностей рекомендуется определять вероятности событий тяжелой аварии. Обоснование оценок вероятностей рекомендуется приводить в отчетной документации.".

23. Пункт 62 дополнить абзацем следующего содержания:

"сведения о средствах, предусмотренных для управления запроектными авариями, включая тяжелые аварии, и ослабления их последствий, собранные в соответствии с рекомендациями пункта 21 настоящего Руководства по безопасности.".

24. Пункт 67 изложить в следующей редакции:

"67. Для каждого конечного состояния аварийных последовательностей ВАБ уровня 2 рекомендуется определять категорию аварийного выброса. Соответствие конечных состояний и категорий аварийных выбросов рекомендуется обосновывать в соответствии с порядком определения категорий аварийных выбросов, установленным в разделе IX настоящего Руководства по безопасности.".

25. В пункте 82 слово "усредненных" заменить словом "характерных".

26. Пункт 84 изложить в следующей редакции:

"84. Для начального периода аварии (первые 10 суток после аварии) на различных расстояниях от зданий и (или) помещений блока АС, из которых поступили РВ в окружающую среду, включая границу зоны планирования защитных мероприятий, рекомендуется оценивать прогнозируемые дозы облучения при аварийном выбросе для каждой категории аварийных выбросов. Прогнозируемые дозы облучения населения рекомендуется рассчитывать в виде суммы (по радионуклидам) доз облучения человека за счет внешнего облучения от радиоактивного облака и поверхности почвы и внутреннего облучения от ингаляции с учетом рекомендаций руководства по безопасности при использовании атомной энергии "Рекомендуемые методы оценки и прогнозирования радиационных последствий аварий на объектах ядерного топливного цикла" (РБ-134-17), утвержденного приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 16 ноября 2017 г. N 479.".

27. Пункт 85 после слов "(для всех" дополнить словами "мест нахождения".

28. Абзац шестой пункта 86 изложить в следующей редакции: "перечень мероприятий по обеспечению безопасности блока АС, разработанных на основе ВАБ уровня 2.".

29. Пункт 104 изложить в следующей редакции:

"104. Рекомендуется по результатам ВАБ уровня 2 определять мероприятия по обеспечению безопасности блока АС, включая технические и организационные меры по управлению авариями, в том числе:

использование мобильной техники (передвижной дизель-генератор, передвижная дизельная насосная установка и другие устройства);

включение в состав проекта блока АС с реакторами типа ВВЭР системы аварийного снижения давления в первом контуре для предотвращения развития тяжелых аварий при высоком давлении в первом контуре, системы снижения давления в ГО (контролируемый выброс РВ за пределы ГО с целью предотвращения разрушения ГО) и другие системы;

резервирование систем;

разработка мероприятий по защите населения для снижения доз его облучения при тяжелых авариях (эвакуация населения, использование убежищ и другие мероприятия);

определение границы зоны планирования защитных мероприятий или уточнение границы зоны планирования защитных мероприятий, определенной на предыдущей стадии жизненного цикла блока АС.".

30. Пункт 107 дополнить абзацем следующего содержания:

"Для шлюзов и транспортных люков, не являющихся пассивными элементами, рекомендуется разрабатывать вероятностные модели и включать их в вероятностную модель блока АС.".

31. Название раздела XIV изложить в следующей редакции:

"XIV. Особенности разработки ВАБ уровня 2 блока АС при учете мест нахождения источников радиоактивности, отличных от активной зоны реактора и бассейна выдержки"

32. Пункты 119-127 изложить в следующей редакции:

"119. Рекомендуется выявлять места нахождения источников радиоактивности на блоке АС, отличных от активной зоны реактора и БВ. Рекомендуется в отчетных материалах по ВАБ уровня 2 представлять сведения о:

всех местах нахождения источников радиоактивности (наименование здания и помещения);

характеристиках источников радиоактивности (масса или активность источника радиоактивности).

Пример мест, где могут находиться источники радиоактивности на блоке АС, отличных от активной зоны реактора и БВ, приведен в приложении N 6 к настоящему Руководству по безопасности.

120. Рекомендуется для всех мест нахождения источников радиоактивности проводить отбор для последующего анализа с применением следующих критериев исключения:

критерий 1: место нахождения источников радиоактивности исключается из дальнейшего анализа, в случае если оно содержит источники радиоактивности, которые удовлетворяют следующему соотношению:

,

где: А _r - суммарная активность радионуклида r в источнике радиоактивности;

- А2-величина для радионуклида r, установленная в приложении N 2 к федеральным нормам и правилам в области использования атомной энергии "Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов" (НП-053-16), утвержденным приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 15 сентября 2016 г. N 388 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 24 января 2017 г., регистрационный N 45375), с изменениями, внесенными приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 5 октября 2020 г. N 385 (зарегистрирован Министерством юстиции Российской Федерации 5 ноября 2020 г., регистрационный N 60764);

критерий 2: место нахождения источников радиоактивности исключается из дальнейшего анализа, в случае если суммарный выход РВ, содержащихся в источниках радиоактивности, с учетом консервативного подхода не приводит к большому аварийному выбросу.

Рекомендуется исключать место нахождения источников радиоактивности из последующего анализа, в случае если оно соответствует хотя бы одному из вышеуказанных критериев исключения.

121. Для каждого отобранного в соответствии с рекомендациями пункта 120 настоящего Руководства по безопасности места нахождения источников радиоактивности рекомендуется разрабатывать вероятностную модель.

122. Для каждого отобранного места нахождения источников радиоактивности рекомендуется определять перечень ИС (включая внутренние ИС и ИС, обусловленные внутренними и внешними воздействиями) и вероятность (частоту) их реализации.

123. Рекомендуется учитывать ИС, характеризующиеся повреждением нескольких источников радиоактивности.

124. Для всех выявленных ИС рекомендуется проводить оценки с целью определения массы (активности) и состава аварийных выбросов, а также других характеристик аварийных выбросов.

Общие рекомендации по оценке активности аварийного выброса для мест нахождения источников радиоактивности на блоке АС, отличных от активной зоны реактора и БВ, приведены в приложении N 7 к настоящему Руководству по безопасности.

125. Рекомендуется учитывать те РВ в источниках радиоактивности, которые на начальном периоде аварии влияют на последствия аварий. Обоснование выбора состава РВ, учитываемых в ВАБ уровня 2, рекомендуется представлять в отчетных материалах по ВАБ уровня 2.

126. Последствия аварий рекомендуется определять с учетом рекомендаций раздела X настоящего Руководства по безопасности.

127. Определение вероятности большого аварийного выброса и анализ результатов ВАБ уровня 2 рекомендуется проводить с учетом рекомендаций раздела XI настоящего Руководства по безопасности. Для мест нахождения источников радиоактивности, отличных от активной зоны реактора и БВ, анализ чувствительности рекомендуется выполнять в отношении тех элементов вероятностной модели, которые ей присущи.".

33. Пункты 128, 129 признать утратившими силу.

34. Приложение N 1 изложить в следующей редакции:

"ПРИЛОЖЕНИЕ N 1
к руководству по безопасности
при использовании атомной энергии
"Рекомендации по разработке
вероятностного анализа безопасности
уровня 2 для блока атомной станции",
утвержденному приказом Федеральной
службы по экологическому,
технологическому и атомному надзору
от 09 августа 2018 г. N 355

Список сокращений

АС - атомная станция

БВ - бассейн выдержки

БН - реактор на быстрых нейтронах

БОС - барабан отработавших сборок

ВАБ - вероятностный анализ безопасности

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

ВКУ - внутрикорпусное устройство

ГО - герметичное ограждение

ИС - исходное событие

ПГ - парогенератор

РБ - руководство по безопасности

РБМК - реактор большой мощности канальный

РВ - радиоактивное вещество

РАО - радиоактивные отходы

РУ - реакторная установка

СВО - система спецводоочистки

СПИР - состояние блока АС с повреждением источника

радиоактивности

СЦР - самоподдерживающаяся цепная реакция

ТВС - тепловыделяющая сборка

ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент

ЭГП-6 - энергетический гетерогенный петлевой реактор с 6 петлями циркуляции теплоносителя

ЯМ - ядерные материалы".

35. Абзац шестой приложения N 2 изложить в следующей редакции:

"Событие тяжелой аварии - физическое явление (в том числе дефлаграционное или детонационное горение водорода) или любое другое событие (в том числе состояние спринклерной системы - отказ или функционирование), которые могут влиять на характеристики категорий аварийных выбросов при тяжелых авариях.".

36. Название раздела 6 приложения N 3 изложить в следующей редакции:

"6. Анализ надежности систем"

37. В разделе 6 приложения N 3:

а) абзац первый после слова "Анализ" дополнить словом "надежности";

б) в абзаце третьем слова "данной главе" заменить словами "данном разделе";

в) в абзаце шестом слова "данной главе" заменить словами "данном разделе".

38. Название раздела 7 приложения N 3 изложить в следующей редакции:

"7. Определение нагрузок на герметичное ограждение"

39. В абзаце первом раздела 7 приложения N 3 слова "ГО" заменить словами "герметичное ограждение".

40. В разделе 8 приложения N 3:

а) в абзаце втором слова "программного(-ых) средства(-в)" заменить словами "программных средств";

б) абзац третий после слов "в том числе помещений ГО" дополнить словами "и мест нахождения источников радиоактивности";

ГАРАНТ:

Нумерация подпунктов приводится в соответствии с источником

б) абзац пятый изложить в следующей редакции:

"название и версию программных средств и (или) описание методологии (в случае отсутствия программных средств), использованных для расчетного анализа;";

в) в абзаце девятом слова "хронологию тяжелой аварии" заменить словами "хронологию запроектной аварии";

г) абзац тринадцатый после слов "описание развития" дополнить словами "запроектной аварии, в том числе";

д) абзацы тридцать восьмой и тридцать девятый изложить в следующей редакции:

"масса (активность) РВ, вышедших в окружающую среду, - для каждого из РВ, рассмотренных при анализе запроектной аварии, в том числе тяжелой аварии, приводится отдельный рисунок;

заключение и выводы расчетного анализа запроектной аварии, в том числе тяжелой аварии;".

41. Название раздела 10 приложения N 3 изложить в следующей редакции:

"10. Определение выбросов радиоактивных веществ"

42. В абзаце первом раздела 10 приложения N 3 слово "РВ" заменить словом "радиоактивных веществ".

43. В приложении N 5:

а) после раздела "Признаки СПИР для блоков АС с реакторами типа РБМК" дополнить разделами "Признаки СПИР для блоков АС с реакторами типа БН" и "Признаки СПИР для блоков АС с реакторами типа ЭГП-6" следующего содержания:

"Признаки СПИР для блоков АС с реакторами типа БН

1) ИС или группы ИС (например, течь теплоносителя первого контура, перекрытие проходного сечения отдельной ТВС);

2) зона возникновения ИС (помещение или помещения, возникновение ИС в которых влияет на развитие запроектных аварий, включая тяжелые аварии);

3) состояние и режимы использования следующих систем:

систем отвода тепла от реактора и БОС;

систем вентиляции (вытяжных, приточных, рециркуляционных);

локализующих систем безопасности;

других систем, влияющих либо на развитие тяжелой аварии, либо на массу (активность) и состав аварийного выброса;

4) состояние физических барьеров (температура оболочек твэлов, количество поврежденных твэлов, целостность границ первого контура и контура БОС).

Помимо вышеперечисленных, могут использоваться и дополнительные признаки СПИР, описание и обоснование использования которых рекомендуется приводить в отчетной документации по ВАБ уровня 2.

Признаки СПИР для блоков АС с реакторами типа ЭГП-6

1) ИС или группы ИС (например, ИС, непосредственно приводящие к тяжелой аварии, течи теплоносителя);

2) состояние и режимы использования следующих систем:

систем аварийной подачи питательной воды;

систем защиты ОЦК от превышения давления;

локализующих систем безопасности;

других систем, влияющих либо на развитие тяжелой аварии, либо на массу (активность) и состав аварийного выброса.

Помимо вышеперечисленных, могут использоваться и дополнительные признаки СПИР, описание и обоснование использования которых рекомендуется приводить в отчетной документации по ВАБ уровня 2.";

б) раздел "Признаки СПИР для блоков АС с реакторами, отличными от ВВЭР и РБМК" изложить в следующей редакции:

"Признаки СПИР для блоков АС с реакторами, отличными от ВВЭР, РБМК, БН и ЭГП-6

1. При формировании признаков СПИР для реакторов, отличных от ВВЭР, РБМК, БН и ЭГП-6, рекомендуется использовать общие признаки, указанные в пункте 26 настоящего Руководства по безопасности.

2. При формировании признаков СПИР для реакторов, отличных от ВВЭР, РБМК, БН и ЭГП-6, рекомендуется проводить проверку применимости признаков СПИР, характерных для реакторов типа ВВЭР, РБМК, БН и ЭГП-6. Результаты анализа рекомендуется представлять в отчетной документации по ВАБ уровня 2.

3. Признаки СПИР, являющиеся специфическими для анализируемого типа реактора и выявленные при формировании СПИР, рекомендуется приводить в отчетной документации по ВАБ уровня 2.".

44. Дополнить приложениями N 6 и 7 следующего содержания:

"ПРИЛОЖЕНИЕ N 6
к руководству по безопасности
при использовании атомной энергии
"Рекомендации по разработке
вероятностного анализа безопасности
уровня 2 для блока атомной станции",
утвержденному приказом
Федеральной службы по
экологическому, технологическому и
атомному надзору
от 09 августа 2018 г. N 355

Примеры мест, где могут находиться источники радиоактивности на блоке АС, отличных от активной зоны реактора и БВ

Ниже приведены примеры мест, где могут находиться источники радиоактивности на блоке АС, отличных от активной зоны реактора и БВ:

первый контур (теплоноситель первого контура);

второй контур (теплоноситель второго контура);

бак трапных вод (неорганизованные протечки первого контура);

бассейн выдержки отработавшего ядерного топлива (вода бассейна выдержки);

система байпасной очистки теплоносителя первого контура (СВО-1);

система очистки организованных протечек и слива первого контура (СВО-2);

система очистки трапных вод (СВО-3);

система очистки воды бассейна выдержки (СВО-4);

система очистки продувочной воды парогенераторов (СВО-5);

система регенерации борного концентрата (СВО-6);

радиоактивные источники для дефектоскопии и поверки приборов;

хранилище свежего топлива;

хранилище твердых радиоактивных отходов;

хранилище жидких радиоактивных отходов.

ПРИЛОЖЕНИЕ N 7
к руководству по безопасности
при использовании атомной энергии
"Рекомендации по разработке
вероятностного анализа безопасности
уровня 2 для блока атомной станции",
утвержденному приказом
Федеральной службы по
экологическому, технологическому и
атомному надзору
от 09 августа 2018 г. N 355

Общие рекомендации по оценке активности аварийного выброса для мест нахождения источников радиоактивности на блоке АС, отличных от активной зоны реактора и БВ

1. Для аварий, не связанных с СЦР, активность аварийного выброса для мест размещения источников радиоактивности на блоке АС, вне активной зоны реактора и БВ, рекомендуется оценивать по следующему соотношению.

, (1)

где: - активность аварийного выброса радионуклида r в атмосферу окружающей среды при аварии в месте нахождения источников радиоактивности на блоке АС, вне активной зоны реактора и БВ, Бк;

- исходная активность источников радиоактивности на блоке АС, вне активной зоны реактора и БВ, Бк;

r - радионуклид;

- коэффициент, характеризующий долю активности радионуклида r, которая с учетом влияния фактора i может попасть в аварийный выброс;

i - индекс от 1 до N, обозначающий порядковый номер фактора, влияющего на формирование величины активности аварийного выброса;

- символ, обозначающий произведение коэффициентов по всем факторам i, которые влияют на формирование величины активности радионуклида r в аварийном выбросе.

2. В качестве рекомендуется использовать коэффициенты, характеризующие величину выхода радионуклида r из источников радиоактивности в результате аварии за счет влияния различных факторов, в том числе: коэффициент очистки вышедших радионуклидов из источников радиоактивности на фильтрах систем вентиляции; коэффициент выхода радионуклидов из жидких РВ и РАО за счет испарения; коэффициент выхода радионуклидов из источников радиоактивности за счет диффузии, доля разгерметизировавшихся контейнеров, содержащих РВ, РАО и т.д.

3. Рекомендуется при оценке аварийного выброса использовать , основанные на экспериментальных данных или полученные расчетным путем с использованием аттестованных программных средств. При отсутствии данных о для рассматриваемого сценария аварии рекомендуется консервативно принимать неизвестные значения равными единице.

4. В материалах по ВАБ уровня 2 рекомендуется приводить обоснование использованных в расчетах коэффициентов .".