Этот стандарт устанавливает типичные долговременные концентрации основных радионуклидов в потоках жидкостей атомных электростанций с легководным охлаждением для использования при оценке ожидаемого выброса радиоактивности из различных потоков выбросов. Этими потоками жидкости являются: теплоноситель реактора с кипящей водой (BWR)@, теплоноситель водо-водяного реактора (PWR)@ и жидкости парогенератора PWR. Концентрации в потоках жидкости реакторов BWR и PWRS рассматриваются аналогичным образом, но имеют разные числовые значения из-за различий в конструкции. Численные значения, приведенные в настоящем стандарте, основаны на имеющихся данных действующих предприятий, использующих топливо из диоксида урана, плакированного цирконием. Значения даны для набора эталонных условий и критерии для адаптации к другим условиям. Цель Целью настоящего стандарта является обеспечение единообразного подхода@, применимого к атомным электростанциям с легководным охлаждением@, для определения ожидаемых концентраций в потоках жидкости. Благодаря применению настоящего стандарта@ создается общая основа для определения условий радиоактивного источника для нормальных условий эксплуатации@ с целью обеспечения последовательного подхода для тех, кто участвует в проектировании этих установок. Ожидается, что использование этого стандарта поможет процессу лицензирования и пониманию общественностью влияния ядерной энергетики на концентрации радионуклидов и возможные выбросы в окружающую среду.