Материал: Пронкин Регулирование безопасности обрасчения 2011

и сортировке, кондиционировании, транспортировании, хранении и захоронении. Главной целью при этом является охрана здоровья персонала и населения от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности.

Для условий нормальной эксплуатации любого объекта, использующего атомную энергию, устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

–персонал (группы А и Б);

–все население, включая лиц из персонала вне сферы и условий их производственной деятельности.

Для категорий облучаемых лиц в НРБ-99/2009 и ОСПОРБ99/2010 устанавливаются три класса нормативов:

1.Основные пределы эффективных доз:

–20 мЗв/год для персонала и 1 мЗв/год для лиц из населения в среднем за любые последовательные 5 лет,

–не более 50 мЗв/год для персонала и 5 мЗв/год для лиц из населения;

–не более 1000 мЗв за 50 лет трудовой деятельности для персонала и 70 мЗв за 70 лет жизни для лиц из населения.

К основным пределам доз относятся также установленные в таблице 3.1 НРБ-99/2009 годовые эквивалентные дозы облучения хрусталика глаза, кожи, стоп и кистей рук.

2.Допустимые уровни воздействия: (производные от основных пределов доз):

–пределы годового поступления с воздухом и пищей для населения (ПГП);

–допустимые объемные активности во вдыхаемом воздухе для населения (ДОА);

–среднегодовые удельные активности (ДУА);

–УВ8 при поступлении с питьевой водой отдельных радионуклидов для населения и другие.

При оценке воздействия хранилищ РАО на окружающую среду УВ является очень важным показателем радиационного загрязнения подземных вод. Значения УВ для разных радионуклидов до-

8Уровень вмешательства (УВ) – уровень радиационного фактора, при пре-

вышении которого следует проводить определенные защитные мероприятия.

36

вольно сильно различаются по величине, что определяется не только их радиационным воздействием, но и их токсичностью. Так для цезия-137 УВ=11 Бк/кг, а для плутония-239 УВ=0,55 Бк/кг.

3.Контрольные уровни – доза, активность, плотность потоков, среднегодовые значения допустимых уровней и др. Контрольные уровни должны учитывать достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого. Желательно, чтобы при совершенствовании системы радиационной безопасности на предприятии контрольные уровни имели тенденции к их снижению.

Для обеспечения радиационной безопасности при нормальных условиях работы по обращению с РАО необходимо руководствоваться следующими основными принципами:

–непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения – принцип норми-

рования;

–запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает возможного вреда, причиненного дополнительным облучением – принцип обоснования;

–поддержание на возможно низком осуществимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения – принцип оптимизации.

Администрация предприятий должна принимать меры для снижения уровня облучения персонала, поддерживая его на таком низком уровне, каком это возможно с учетом экономических и социальных факторов.

Всоответствии с требованиями п.2.6. СПОРО-2002 «облучение

населения при всех видах обращения с РАО не должно превышать

0,1 мЗв/год, а облучение критической группы населения9 за счет захоронения РАО не должно превышать 0,01 мЗв/год» (10 мкЗв/год). Также в соответствии требованием п.3.12.19. ОСПОРБ-

9Критическая группа населения – совокупность лиц, которые по условиям,

возрасту или другим факторам подвергаются наибольшему радиационному воздействию среди данного контингента людей.

37

99/2010 «эффективная доза облучения населения, обусловленная РАО, включая этапы хранения и захоронения, не должна превышать 10 мкЗв/год».

Примечание. Нормативы радиационной безопасности основываются в настоящее время на концепции беспорогового воздействия ионизирующего излучения на человека. При этом считается, что «вредное» воздействие начинается с уровня радиации выше «нуля» и чем больше доза, тем пагубнее воздействие ионизирующего излучения. На основе этой концепции разработаны рекомендации МКРЗ [37], в соответствии с которыми эффективная доза облучения населения, обусловленная РАО, включая этапы хранения и захоронения, не должна превышать 10 мкЗв/год. Эта концепция сохранена и в публикации 103 МКРЗ [45], в соответствии с которой разработаны НРБ-99/2009.

Сбросы и выбросы. Правовые положения, касающиеся ограничений на величину жидких сбросов и газообразных выбросов, не относящихся к РАО, но содержащих радиоактивные вещества, рег-

ламентируются ФЗ «Об охране окружающей среды» [38]. Закон, в

частности, устанавливает, что выбросы и сбросы радиоактивных веществ в окружающую среду в пределах, установленных нормативами допустимых выбросов и сбросов и лимитов на выбросы и сбросы, допускаются на основании разрешений, выданных органами исполнительной власти, осуществляющими государственное управление в области охраны окружающей среды. Эти разрешения выдаются, исходя из допустимой антропогенной нагрузки на окружающую среду, нормативов качества окружающей среды, а также технологических нормативов.

Санитарные правила ОСПОРБ-99/2010 (п.3.12.11) запрещают сброс ЖРО с содержанием радионуклидов выше значений, приведенных в приложении 3 ОСПОРБ (таблица удельной активности радионуклидов неограниченного использования), и ЖРО в поверхностные и подземные водные стоки, на водосборные площадки, в недра и на почву. Подобный запрет сброса ЖРО в водные объекты имеется также в ФЗ [38].

Сброс техногенных радионуклидов в окружающую среду может осуществляться в соответствии с нормативами допустимых вы-

бросов и разрешительными документами, получаемыми в соответ-

ствии с законодательством в области охраны окружающей среды и водным законодательством.

38

Ядерная безопасность. Приведем основные термины и их определения, а также основные понятия в области ядерной безопасности в соответствии с НП-063-05 [39].

Обеспечение ядерной безопасности – создание и поддержание условий, направленных на предотвращение возникновения самоподдерживающейся цепной реакции деления и ограничение ее последствий.

Самоподдерживающаяся цепная реакция деления (СЦР) – про-

цесс деления ядер нуклидов, при котором число нейтронов, образующихся в процессе деления ядер за какой-либо интервал времени, равно или больше числа нейтронов, убывающих из системы утечки и поглощения за этот же интервал времени.

Обращение с РАО, при котором могут создаться условия для возникновения СЦР, может иметь место на ядерной энергетической установке, там, где происходит обращение с ядерными материалами и образуются РАО, на установках по переработке РАО, а также в хранилище РАО (временном или постоянном), в котором размещаются РАО, содержащие ядерные материалы. По аналогии с по-

нятием ядерной безопасности комплекса систем хранения и обращения с ядерным топливом, можно определить ядерную безопасность хранения и обращения с РАО как свойство хранилища РАО и системы обращения с РАО, исключающее возможность возникновения ядерной аварии с помощью технических средств и организационных мероприятий. В свою очередь, ядерную аварию при обращении с РАО можно определить как аварию, вызванную образованием критической массы при перегрузке, транспортировании или хранении ядерных материалов в составе РАО.

Здесь целесообразно также привести определение понятия «система», используемое в документах по ядерной безопасности. Система – это содержащая ядерный делящийся материал (вещество, нуклид), совокупность элементов, геометрия, материальный состав которых рассматривается при обосновании ядерной безопасности. Таким образом, системой может быть любая упаковка РАО или группа упаковок с РАО, размещенных в хранилище, поверхностный водоем-хранилище РАО, емкость для хранения ВАО и т.д.

Возможность возникновения СЦР для любой среды конечных размеров характеризуется эффективным коэффициентом раз-

множения нейтронов Кэф, который определяется как отношение

39

полного числа нейтронов, образующихся в системе в рассматриваемом интервале времени за счет деления ядер, к числу нейтронов, выбывающих из этой системы в результате поглощения и утечки за этот же интервал времени. Для бесконечной среды Кэф называется коэффициентом размножения бесконечной среды К∞.

Только при Кэф >1 (повышенное воспроизводство нейтронов) возможно возникновение СЦР. Однако при этом должны иметь место определенные условия распространения нейтронов, образовавшихся в среде. Для ядерных материалов, делящихся под действием тепловых нейтронов (уран-233, уран-235, плутоний-239 и др.), необходимо, чтобы энергия образовавшихся быстрых нейтронов (средняя энергия деления для U-235 около 2 МэВ) уменьшилась до уровня энергии тепловых нейтронов (0,025 эВ). Наиболее эффективными замедлителями нейтронов являются легкие элементы: водород, дейтерий, вода, бериллий, графит, полиэтилен, парафин, оргстекло. Кроме того, в системе с Кэф >1 должны быть созданы условия, способствующие удержанию нейтронов в объеме размножения, система должна быть окружена веществом, способствующем возвращению их в систему и препятствующим выходу их из системы – отражателем нейтронов. Такими свойствами для систем на тепловых нейтронах обладают бериллий, окись бериллия, вода, тяжелая вода, графит [20].

Система может характеризоваться рядом параметров ядерной безопасности, в том числе объемом, диаметром, толщиной слоя, массой и др., физическими величинами (параметрами), для значения которых устанавливаются ограничения с целью обеспечения ядерной безопасности. К ряду критических параметров относят: критическую массу Мкр, критическую концентрацию Скр, критический объем Vкр, критический диаметр Dкр, критическую толщину слоя Ткр. Это такие значения параметра системы, содержащей ядерный делящийся материал (вещество, нуклид), при котором Кэф равен единице.

Например, система из чистого урана-235 имеет критическую массу Мкр=47 кг, а система из урана-235 с частыми и тонкими полиэтиленовыми прокладками и отражающей оболочкой Мкр≈242 г. В табл. 2-1 приведены минимальные критические массы для некоторых нуклидов с нечетным количеством нейтронов в ядре. Систе-

40