Atomic-Energy.ru

Применение новой системы МКРЗ: аспекты регулирования и оптимизации

21 февраля 2012

1. Введение

Действующий в настоящее время в России основной регулирующий документ Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) [1] очевидно требует необходимой переработки, которая должна осуществляться в соответствии с установившейся общемировой практикой и характеризоваться следующими этапами:

  • получение и освоение фундаментальных (научных) рекомендаций Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ);
  • адаптация к российским условиям базовых стандартов безопасности Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ);
  • разработка на этих основах российских национальных норм радиационной безопасности.

Как известно, в связи с выходом в свет в 2007 году новых фундаментальных рекомендаций МКРЗ (Публикации 103 [2]), начался процесс пересмотра стандартов безопасности МАГАТЭ [3]. По сложившейся практике на национальном уровне стандарты безопасности МАГАТЭ государствами – членами агентства внедряются в виде национальных систем законов, норм и правил. Однако всерьез и по существу в России осуществлять переработку действующих отечественных НРБ-99 будет возможно только после выхода в свет новых стандартов МАГАТЭ.

Однако ещё до этого мы должны в практической работе учитывать современные принципы развития системы радиационной безопасности, изложенные в новых рекомендациях МКРЗ.

2. Регулирование радиационной безопасности в России: регулирующие органы, правовые акты и нормативные документы

Помимо эксплуатирующих организаций непосредственно отвечающих за радиационную безопасность, в России, как известно, существуют регулирующие организации, функциями которых является нормирование, лицензирование соответствующей деятельности и надзор за нею, рис. 1.

 

Рис. 1 – Государственное регулирование радиационной безопасности

 

В отношении объектов атомной промышленности к таким ведомствам относятся Федеральное медико-биологическое агентство (ФМБА России) и Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору (Ростехнадзор). В соответствии с действующим законодательством Российской Федерации ФМБА является федеральным органом исполнительной власти, на которое Президентом и Правительством возложены полномочия по медико-санитарному обеспечению и государственному санитарно-эпидемиологическому надзору в отношении организаций отдельных отраслей промышленности с особо опасными условиями труда и населения отдельных территорий России по перечню, утверждаемому Правительством РФ.

В перечень организаций, подлежащих обслуживанию ФМБА России, входит около 400 объектов, использующих в своей деятельности различные источники ионизирующей радиации. Такие объекты подведомственны Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом», судостроительной корпорации, Федеральному агентству морского и речного транспорта и др. ведомствам. Функции контроля осуществляют 30 территориальных органов из 42 существующих и 35 центров гигиены и эпидемиологии из 60. Таким образом, большая часть указанных надзорных подразделений ФМБА России занята вопросами радиационной защиты персонала и населения.

Научную поддержку организациям здравоохранения и территориальным органам ФМБА России осуществляют 5 научно-исследовательских институтов:

  • Федеральный медицинский биофизический центр им А.И. Бурназяна в г. Москве, который образован в конце 2007 г. путем слияния “Государственного научного центра – Института биофизики Федерального медико-биологического агентства” и "Клинической больницы № 6 имени А.И. Бурназяна". В его составе функционирует Аварийный медицинский радиационно-дозиметрический центр и клиническое отделение профессиональной патологии для оказания помощи при радиационных авариях;
  • Научно-технический центр радиационной, химической безопасности и гигиены в г. Москве;
  • Научно-исследовательский институт промышленной морской медицины в г. Санкт-Петербурге, специалисты которого занимаются вопросами научно-гигиенического сопровождения процессов утилизации атомных подводных лодок (АПЛ), судов атомного технологического обслуживания и надводных кораблей с ядерно-энергетическими установками;
  • Южно-Уральский институт биофизики в г. Озёрске и Уральский научно-практический центр радиационной медицины в г. Челябинске, специально созданные для изучения состояния здоровья персонала и последствий аварий на ПО «Маяк» и имеющие в своем составе клинические отделения.

Одна из основных функций ФМБА России – это обеспечение государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии. Этими функциями оно наделено в соответствии с Постановлением Правительства Российской Федерации № 412 от 3 июля 2006 г. [4].

При этом часть таких функций осуществляется через систему государственного санитарно-эпидемиологического нормирования, разрабатываемого вышеуказанными научно-исследовательскими институтами и утверждаемого Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации с последующей регистрацией в Министерстве юстиции России. Такие нормативы и санитарные правила обязательны для соблюдения эксплуатирующими организациями. Законодательные основы нормирования закреплены в законах и постановлениях Правительства Российской Федерации [5-8].

Эта законодательная и нормативно-правовая база в целом позволяет решать вопросы обеспечения радиационной безопасности как при штатной работе радиационно-опасных объектов, так и при проведении специальных и опасных работ. Она расширяет и дополняет имеющиеся в России основные законодательные документы.

Иерархическая схема нормативно-методических документов на примере регулирования радиационной безопасности персонала и населения применительно к предприятиям Госкорпорации «Росатом» показана на рис. 2.

 

Рис. 2 – Нормативно-методическое обеспечение радиационной безопасности персонала и населения предприятий «Росатома»

 

За последние годы (с 2002 по 2009 гг.) специалистами ФМБА России было разработано более 100 научно-технических документов в области радиационной безопасности персонала отрасли и населения, в том числе 18 из них относятся к разряду санитарных правил, регистрируемых Министерством юстиции России. Среди них: санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (АЭС), в том числе плавучих АЭС; требования к средствам индивидуальный защиты и их дезактивации; нормативы по радиационному контролю при комплексной утилизации АПЛ, а также требования для портов Российской Федерации при заходе и стоянке в них судов с ядерно-энергетическими установками и др.

Таким образом, сформировавшаяся в последнее десятилетие нормативно-правовая база обеспечивает безопасное функционирование предприятий атомной отрасли. Однако практика её применения выявила и ряд проблем. Так, сложными и нерешенными в регулирующих документах вопросами, связанными с деятельностью отечественной атомной промышленности являются:

  • Реабилитация территорий с загрязнением, обусловленным предыдущей ядерной деятельностью и «урановым наследием»;
  • Вывод из эксплуатации объектов использования атомной энергии или обоснование продления сроков эксплуатации действующих;
  • Обращение с радиоактивными отходами (РАО);
  • Обеспечение эффективного аварийного реагирования;
  • Трудности применения принципа оптимизации в надлежащей степени.

Перечисленные проблемы, возможно, частично разрешить на основе вышедших новых фундаментальных рекомендаций МКРЗ – Публикации 103.

3. Влияние новых рекомендаций МКРЗ на построение системы радиационной защиты в России

Во многих странах мира, включая Россию, действующие национальные нормы радиационной безопасности основаны на документах МКРЗ и МАГАТЭ, при этом, как уже было сказано, в России предстоит ревизия НРБ-99. На рис. 3 показана организация системы радиационной защиты. Главная задача на сегодня в России формулируется следующим образом: объяснить, как новая концепция МКРЗ, представленная в 103 Публикации (имеется в виду новые ситуации облучения, ограничение дозы, контрольные уровни), может быть эффективно и успешно применена в практике регулирования.

 

Рис. 3 – Организация системы радиационной защиты

 

После издания Публикации 103, приказами основных регулирующих радиационную безопасность органов, созданы специальные рабочие группы по пересмотру отечественных НРБ, в связи с тем, что в 2008 – 2009 гг. практически завершена работа по переводу данной публикации на русский язык.

Необходимость серьезных изменений в построении современной системы регулирования радиационной безопасности в атомной промышленности вызвана неполным учетом в отечественных НРБ-99 и других регулирующих документах положений системы радиационной защиты, изложенной в предыдущих рекомендациях 1990 г. (Публикация 60 МКРЗ). Кроме того, изменений в российских НРБ может потребовать начатая в 2008 г. переработка стандартов безопасности МАГАТЭ (замена BSS-96).

Важными для России могут явиться следующие новые положения системы радиационной безопасности:

  • Отказ от концепции «практики и вмешательства» и замена её на три вида ситуаций облучения: планируемое, существующее и аварийное;
  • Введение граничной дозы и референтных уровней для всех ситуаций облучения в зависимости от категории облучаемых лиц;
  • Замена концепции «критическая группа» на понятие «условный человек»;
  • Привлечение к принятию решений заинтересованных лиц (stakeholders);
  • Установление экоцентрического принципа радиационной защиты биоты и окружающей среды.

Ряд изменений системы радиологической защиты коснуться также вопросов:

  • Пересмотра взвешивающих коэффициентов относительной радиочувствительности органов и тканей;
  • Незначительного снижения коэффициента риска отдаленных последствий на единицу дозы облучения;
  • Ограничений на использование величины коллективной дозы, др.

Несмотря на указанные изменения, а также отмеченные новые положения системы радиологической защиты, революционный пересмотр ныне действующих отечественных НРБ не предполагается. Так, в отношении профессионального облучения в планируемых ситуациях МКРЗ продолжает рекомендовать, чтобы дозовый предел выражался в виде эффективной дозы в 20 мЗв в год. Также не произошло изменений в отношении облучения населения в планируемых ситуациях: МКРЗ продолжает рекомендовать дозовый предел 1 мЗв в год. На рис. 4 показана эволюция пределов дозы за 60-летний период.

 

Рис. 4 – Эволюция пределов индивидуальной дозы в России

 

Видно, что исторически, по мере развития и совершенствования ядерных технологий, основная тенденция нормирования сводилась к большему ограничению уровней радиационного воздействия. Система защиты, предложенная Комиссией в 1990 году, приведенная в Публикации 60, стала результатом более чем тридцатилетнего труда. С одной стороны, это позволило создать систему наиболее оперативного и точного контроля облучения человека. С другой стороны, за это время система все больше усложнялась.

Таким образом, даже ещё до выхода в свет Новых международных стандартов безопасности МАГАТЭ, уже понятно, что отечественные НРБ, в основном, претерпят ряд эволюционных изменений, касающихся «перестройки» понятийной основы системы радиационной защиты, а также изменений числовых значений дозовых коэффициентов.

Однако, уже очевидно, что в связи с выходом новых рекомендаций для атомной отрасли России обострится ряд вопросов, затронутых в новых рекомендациях. Наряду с вышеотмеченными нерешенными в регулирующих документах проблемами, в отечественной атомной отрасли существует ряд накопленных проблем:

  • Старение основных фондов;
  • Вывод из эксплуатации отдельных производств;
  • Изоляция от окружающей среды некоторых приповерхностных хранилищ РАО, а также больших объемов жидких РАО;
  • Отсутствие резерва в хранилищах отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) на некоторых АЭС, а также пристанционных хранилищах РАО и др.

Также существуют проблемы, связанные с прошлой оборонной деятельностью отдельных предприятий и имевшимися на них радиационными авариями, которые, в ряде случаев, к сожалению, привели к тяжелым последствиям для персонала, а также для населения и окружающей среды. К числу таких производств, в первую очередь, можно отнести «первенца атомной промышленности» в России производственное объединение «Маяк».

4. Перспективы применения новой системы радиационной защиты МКРЗ в России

Как указывалось выше, национальная система регулирования радиационной защиты и обеспечения радиационной безопасности в РФ опирается на два основных документа: НРБ-99 и Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности – ОСПОРБ-99 [9]. Для приведения их основных положений в соответствие с международными рекомендациями изменения в этих документах неизбежны, хотя принятые новые фундаментальные рекомендации МКРЗ носят рекомендательный характер и не имеют обязательного статуса (в отличие от международных стандартов безопасности МАГАТЭ, которым, Россия, как государство – член МАГАТЭ, должно неуклонно следовать). Опыт прохождения предшествующих фундаментальных рекомендаций МКРЗ показывает, что с момента выхода таких Публикаций до утверждения отечественных НРБ, как правило, проходило около 10 лет (таблица 1).

 

Таблица 1 – Временные интервалы принятия новых рекомендаций МКРЗ и стандартов безопасности

Рекомендации МКРЗ

Стандарты МАГАТЭ и российские стандарты

Рекомендации МКРЗ-1977

Стандарты МАГАТЭ – 1984

НРБ, 1989

Рекомендации МКРЗ-1990

Стандарты МАГАТЭ – 1996

НРБ, 1999

Рекомендации МКРЗ-2007

Стандарты МАГАТЭ – 2010-11

НРБ, после 2011-12

 

Таким образом, имеется достаточно времени для детального осмысления и обсуждения фундаментальных рекомендаций МКРЗ (Публикации 103), слежения за переработкой в течение последующих лет стандартов безопасности МАГАТЭ. В настоящее время до выхода новых стандартов МАГАТЭ следует ограничиться проведением работы по анализу возможных последствий введения изменений и формированием понятийной основы новых НРБ.

В Публикации 103 МКРЗ нет более жестких гигиенических регламентов по сравнению с регламентами, установленными в НРБ-99, однако в ней имеется ряд новых концептуальных положений и новых понятий. Всоответствии с Положением о санитарно-эпидемиологическом нормировании в Российской Федерации, срок действия санитарных правил не должен превышать 10 лет с правом продления не более чем на пять лет [6]. Поэтому в 2009 г. начата частичная работа по пересмотру отечественных НРБ-99. В результате пока не произошло каких-либо существенных изменений в системе радиационной защиты. Исключение составляет существенно расширенный раздел относительно медицинского облучения, главной новой идеей которого, является провозглашение принципа оптимизации, ранее конкретно не оговариваемого в НРБ-99. Сейчас показано, что защита при медицинском облучении должна быть оптимизирована, т.е. обеспечивать превалирование пользы по сравнению с вредом от облучения с учетом социальных и экономических факторов.

По-прежнему, в НРБ-99/2009 оставлены две ситуации облучения – практика и вмешательство. Принципы и количественные показатели нормативов, регламентирующих техногенное природное и аварийное облучение в НРБ-99, в основном, соответствовали и соответствуют рекомендуемым в Новых рекомендациях МКРЗ и не претерпели каких-либо изменений. Без изменений остались и дозовые коэффициенты.

В ближайшее 7 лет необходимо развернуть интенсивную работу по адаптации новых рекомендаций в отечественную систему обеспечения радиационной защиты и безопасности. Поэтому, после официального издания русского текста Публикации 103 МКРЗ, необходимо провести широкое обсуждение как русскоязычной терминологии, освещенной в разделе «Глоссарий», так всего текста перевода. Применение новых концепций и понятий в системе регламентации должно быть взвешенным и избегать формального их применения. При совершенствовании отечественных регламентирующих документов следует тщательно проанализировать отечественный опыт и учесть современные социально-экономические реалии России. Необходимо установить приоритетность изменений, изложенных в Публикации 103 МКРЗ, выделив в качестве первоочередных, те, которые касаются наиболее значимых проблем ядерной отрасли.

В контексте внедрения новых Рекомендаций, актуальными задачами для России являются:

  • По системе защиты: введение трех ситуаций облучения; развитие системы исключения/изъятия/освобождения источников излучения из-под регулирующего контроля; перенесение внимания с дозовых пределов и уровней вмешательства на дозовые ограничения и референтные уровни; внедрение концепции условного человека взамен критической группы, совершенствование аварийной защиты в случае радиологического теракта.
  • По дозовому обеспечению: учет в моделях расчета эквивалентных доз новых значений взвешивающих коэффициентов WR для протонов (2 вместо 5) и функциональной зависимости от энергии WR (E) для нейтронов; учет в моделях расчета эффективных доз новых значений взвешивающих коэффициентов для органов и тканей WT; оценка и учет модифицированных значений относительной биологической эффективности при дозах, приводящих к лучевым реакциям, которые отличаются от значений, характерных для стохастических эффектов.
  • По оптимизации радиационной защиты: модифицирование техники оптимизации радиационной защиты, обоснование и установление отечественных дозовых ограничений на уровне или ниже рекомендованных МКРЗ.

5. Оптимизация радиационной защиты при функционировании российских АЭС

Как положительный пример хорошо укоренившегося применения принципа оптимизации радиационной защиты на должном уровне в России демонстрируются материалы по отечественным АЭС. В регулирующих документах по этой проблеме уже на протяжении более 10 лет прописана и соблюдается дозовая квота от предела дозы для населения, равная 25%, т.е. 0.25 мЗв в год [10]. Дозовая квота в отечественном регулировании подразумевает или является аналогом граничной дозы в планируемой ситуации облучения. Действующее в настоящее время значение дозовой квоты на АЭС в размере 0.25 мЗв/год соответствует рекомендациям МКРЗ для граничной дозы (равной 0.3 мЗв в год), устанавливаемой при оптимизации радиационной защиты населения от действующего или потенциального источника излучения. Эта дозовая квота соответствует также практике других стран, развивающих ядерную энергетику (таблица 2).

 

Таблица 2 – Граничные дозы для населения от АЭС, принятые в ряде стран мира, мЗв

Страна

Граничная доза

Страна

Граничная доза

США

0.25

Япония

0.1

Германия

0.3

Тайвань

0.1

Великобритания

0.3

Аргентина

0.3

Россия

0.25

Южная  Африка

0.2

Финляндия

0.1

Китай

0.25

Словения

0.1

Украина

0.25

 

Для действующих российских АЭС установлена квота на облучение населения, равная 250 мкЗв в год, а для проектируемых и строящихся АЭС – 100 мкЗв в год. Данные квоты устанавливаются на суммарное облучение населения от радиоактивных газоаэрозольных выбросов в атмосферу и жидких сбросов в поверхностные водоемы в целом дляАЭС, независимо от количества энергоблоков на промышленной площадке. Значения квот на облучение населения от радиационных факторов (выбросов и сбросов) при нормальной эксплуатации АЭС приведены в таблице 3.

 

Таблица 3 – Квоты на облучение населения от выбросов и сбросовпри нормальной эксплуатации российских АЭС, мкЗв в год

Радиационный фактор

Действующая АЭС

Строящаяся или проектируемая АЭС

Газоаэрозольные выбросы

200

50

Жидкие сбросы

50

50

Сумма

250

100

 

Предложен подход к определению допустимых выбросов (ДВ) радионуклидов в атмосферу, основанный на принципе оптимизации и концепции приемлемого риска, когда нижняя граница области оптимизации риска для отдельного источника излучения (АЭС в данном случае) принимается равной 10-6 год-1 (что соответствует годовой эффективной дозе ~10 мкЗв/год). Ниже этого уровня нет необходимости дальнейшего снижения доз облучения населения, т.е. использования дополнительной радиационной защиты. Значение квоты рассматривается как верхняя граница возможного облучения населения от радиационных факторов при оптимизации этой защиты населения в режиме нормальной эксплуатации АЭС. Таким образом, ДВ радионуклидов от АЭС являются результатом оптимизационного подхода на основе анализа «польза-вред». При этом численные значения ДВ находятся в диапазоне между верхней и нижней границами оптимизации, а не являются производными уровнями от дозовой квоты на отдельный источник [11].

При установлении годовых ДВ радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу учитывался тот факт, что основной вклад (свыше 98%) в дозу облучения населения в режиме нормальной эксплуатации АЭС вносят инертные радиоактивные газы – ИРГ (аргон, криптон, ксенон) и радионуклиды 131I, 60Co, 134Cs, 137Cs (24Na–для реакторов типа БН-600). Нормирование и контроль активности других радионуклидов, обнаруживаемых в выбросах АЭС, нецелесообразен ввиду их пренебрежимо малого вклада в дозу облучения. Значения годовых ДВ радионуклидов для АЭС с различными реакторами с учетом особенностей соотношения активностей нуклидов в выбросе и условий выброса (высоты вентиляционных труб) приведены в таблице 4.

 

Таблица 4 – Годовые допустимые выбросы радиоактивных газов и аэрозолей АЭС в атмосферу

Радионуклид

АС с РБМК

АС с ВВЭР и БН

ИРГ, ТБк*

3700

690

131I (газовая + аэрозольная формы), ГБк**

93

18

60Co,ГБк

2.5

7.4

134Cs, ГБк

1.4

0.9

137Cs, ГБк

4.0

2.0

Примечание:   * 1 ТБк = 1012    Бк = 27 Ки;        ** 1 ГБк = 109 Бк = 27 мКи

 

Приведенные в табл. 4 ДВ являются минимально-значимыми, соблюдение которых гарантирует, что доза облучения населения при нормальной эксплуатации не превысит 10 мкЗв в год. С учетом доз, являющихся верхней границей оптимизации, для действующих АЭС (квот) устанавливаются предельно-допустимые выбросы (ПДВ) на уровне 20 ДВ, а для проектируемых и строящихся АЭС – на уровне 5 ДВ. Значения предельно-допустимых сбросов (ПДС) для всех АЭС превышает допустимый сброс в 5 раз.

Если фактический выброс (сброс) АЭС ниже ПДВ или ПДС, но превышает допустимые, то признается, что радиационное воздействие АЭС на население и окружающую среду не соответствует принципу оптимизации, свидетельствует о нарушении культуры производства и подлежит рассмотрению с целью устранения выявленного превышения. Превышение же ПДВ и/или ПДС совершенно недопустимо в режиме нормальной эксплуатации АЭС, т.к. является нарушением санитарных норм и правил и может служить основанием для приостановки эксплуатации АЭС.

Практическая реализация принципа оптимизации на АЭС, провозглашенного отечественными регулирующими документами, демонстрируется на рисунках 5-8. Согласно приведенным данным фактические выбросы российских АЭС не превышают 20% значений ДВ, приведенных в табл. 4. Выбросы при остановах энергоблоков существенно превышают выбросы при работе на стационарном уровне мощности (ИРГ – до 40%, I– до 70% от суммарных годовых выбросов). На стационарном уровне мощности энергоблоков, измерения активности выбросов АЭС в силу их малых значений носят индикаторный характер.

 

 

 Рис. 5 – Выбросы инертных газов на российских АЭС, % от допустимого выброса

 

 Рис. 6 – Выбросы инертных газов на российских АЭС в 2007 году, ТБк

 

 Рис. 7 – Выбросы 131I на российских АЭС в 2007 году, ГБ

 

 Рис.8 – Сброс радионуклидов на российских АЭС, % от допустимого сброса

 

Выбросы и сбросы АЭС на уровне до 100% от ДВ являются безусловно приемлемыми, о чем свидетельствуют эффективные дозы облучения населения, проживающего в районах АЭС [12]. В таблице 5 показаны дозы облучения населения на примере Волгодонской АЭС. В таблице 6 приведены дозы облучения персонала, работающего на той же Волгоднской АЭС. Рис. 9 демонстрирует пятилетнюю динамику среднегодовых и коллективных доз облучения персонала атомно-энергетического комплекса России в целом.

 

Таблица 5 – Индивидуальные эффективные дозы облучения населения в зоне наблюдения Волгодонской АЭС, мкЗв/год

Районы зоны наблюдения

Годы наблюдения

2004

2005

2006

2007

2008

Цимлянский

0.02

0.012

0.021

0.06

0.08

г. Волгодонск

0.015

0.01

0.09

0.017

0.019

Дубовский

0.09

0.02

0.015

0.013

0.005

Зимовниковский

0.012

0.014

0.011

0.01

0.004

 

Таблица 6 – Индивидуальные эффективные дозы облучения персонала Волгодонской АЭС, мЗв/год

Год

2004

2005

2006

2007

2008

Доза

0,046

0,063

0,078

0,21

0,32

 

Рис. 9 – Динамика среднегодовых и коллективных доз облучения персонала атомно-энергетической отрасли России

 

Таким образом, фактические выбросы и сбросы АЭС являются оптимизированными и их дальнейшее снижение экономически не оправдано. Задачей является сохранение достигнутого уровня выбросов в атмосферу и сбросов в водные объекты.

6. Оптимизация и регулирование ядерного наследия в России

Вопросы оптимизации радиационной защиты в России важны также и в проблеме реабилитации объектов и территорий ядерного наследия бывшего Советского Союза. Штатная работа и выбросы радиационно-опасных объектов не вносят существенного вклада в облучение населения и не приводят к каким-либо значимым последствиям для здоровья. Отличием являются «исторические загрязнения», связанные с радиационными авариями и аварийными ситуациями (Река Теча, 1949; Кыштым, 1957; Чернобыль, 1986), в результате которых дозы облучения некоторых групп населения существенно превышали допустимые (таблица 7) [13].

 

Таблица 7 – Облучение населения техногенными радионуклидами

Источник

Период времени

Значимые нуклиды

Средняя доза (мГр, мЗв)

Глобальные выпадения

1950 – 2020

137Cs, 90Sr, 131I, 14C, 3H

1.1

По «Маяк», Россия

1949 – 2020

90Sr, 89Sr, 137Cs, др.

50-2000

Чернобыль, СССР

1986 – 2056

131I, 134Cs, 137Cs, 90Sr

До 500; щитовидная железа до 10·103

 

Аварийное облучение привело к значимым эффектам для здоровья – лучевой болезни, а спустя длительный срок после облучения – возрастанию заболеваемости злокачественными новообразованиями среди облученного населения. Последствия загрязнения реки Теча на Южном Урале, произошедшего в результате несанкционированных сбросов радиоактивности ПО «Маяк» радиоактивности в конце 40-х г. прошлого столетия, а также аварии на нём 1957 г. изучаются в научных учреждениях ФМБА России. Это – Южно-Уральский институт биофизики и Уральский научный центр радиационной медицины.

Радиационные эффекты в биологических объектах (растения и животные) выявлялись на ограниченных территориях, расположенных на ближних, наиболее загрязненных участках в зонах аварии на Чернобыльской АЭС 1986 года и аварии 1957 года на ПО «Маяк». Показано, что влияние радиационных аварий может нанести существенный вред как здоровью человека, так и окружающей среде. Значительными с позиций обеспечения экологической безопасности являются также последствия оборонной деятельности в районах базирования АПЛ, в результате чего на пунктах временного хранения на Северо-западе России и на Дальнем Востоке сосредоточено большое количество ОЯТ и РАО.

В НРБ-99 руководство (критерии вмешательства) на радиоактивно загрязненных территориях дано в виде справочного Приложения 5 [1]. Однако полноценное руководство для ситуации существующего облучения отсутствует. Оптимизированные меры защиты и реабилитации рекомендуются при годовой дозе между 1 и 20 мЗв; при дозе >20 мЗв проживание не допускается. На первый взгляд, наблюдается неплохое общее согласие с Публикацией МКРЗ-103, однако применение нижней границы (1 мЗв/год) к крупномасштабной ситуации (Чернобыль, Кыштым, Теча) представляется неадекватным. Это можно объяснить «чернобыльским законом», принятым на волне демократизации в начале 1990-х годов и ошибочным использованием предела дозы в случаях аварийной и существующей ситуациях облучения.

Согласно Публикации МКРЗ 103 экологическую реабилитацию можно отнести к ситуации существующего облучения: облучение уже существует, когда нужно принимать решение о радиационной защите. Эта категория ситуаций облучения включает длительное облучение вследствие: повышенного радиационного фона, ситуаций после радиационных аварий, а также вследствие прежних работ с радиоактивными веществами (в т.ч. производство и испытание ядерного оружия, мирные ядерные взрывы и др.). Во многом выделение такой ситуации облучения было инициировано последствиями Чернобыльской аварии.

В более ранней публикация МКРЗ 82, 1999 [14] и документах МАГАТЭ (WS-R-3, WS-G-3.1) [15, 16] в отношении ситуации реабилитации рекомендовались следующие основные положения:

  • Дозовые пределы неприменимы, поскольку не всегда их можно соблюсти;
  • Критерии для защиты человека – обоснование и оптимизация вмешательства;
  • Обобщенный критерий невмешательства – не превышение годовой эффективной дозы у населения от всех источников в окружающей среде (включая фон) 10 мЗв. Выше этого уровня вмешательство может быть обосновано.

В Публикации МКРЗ 103 и проекте специальной публикации МКРЗ по реабилитации 2009 г [17] в развитие вышеуказанных положений, исключается понятие вмешательства и вводится референтный уровень дозы или риска. Референтный уровнь – это уровень, выше которого облучение неприемлемо, и поэтому должны осуществляться оптимальные защитные меры, в том числе и при дозе ниже референтного уровня. Референтный уровень устанавливается регулирующим органом для конкретной или типовой ситуации. Для существующего облучения предлагается устанавливать референтный уровень годовой эффективной дозы от 1 до 20 мЗв. Более высокие уровни – для крупномасштабных ситуаций.

Наряду с ревизией действующих в настоящее время НРБ-99 в России, необходима разработка специальных критериев экологической реабилитации. Стимулом для разработки таких критериев являются специальные экологические программы и постановления Правительства России [18-20], в соответствии с которыми, реабилитационные мероприятия должны предусматриваться на стадии разработки проекта по реабилитации. Должна быть разработана Программа реабилитации территории для нормальной жизнедеятельности населения, которая представляется отдельным Проектом, согласованным с органами Госсанэпиднадзора и подлежащим обязательной санитарно-эпидемиологической экспертизе. При этом необходимо информировать население, проживающее в зоне влияния объекта, о радиационной обстановке.

Примерами совеременного регулирования экологической реабилитации в России может служить широкоразвернутый проект международного сотрудничества между ФМБА России и Государственным агентством Норвегии по радиационной защите. Проект посвящён регулированию радиационной безопасности на Северо-Западе России, в частности, на Кольском полуострове, где расположены две бывшие военные базы северного флота, осуществлявшие прем и хранение отработвшего ядерного топлива и радиоактивных отходов с атомных подводных лодок. В ходе такого сотрудничества специалистами ФМБА совместно с норвежскими коллегами на основании результатов научных исследований разработан ряд регулирующих документов, включающих критерии и нормативы реабилитации пунктов временного хранения ОЯТ и РАО. Данные документы рахзработаны с учетом совеременных подходов МКРЗ, таблица 8 [21, 22].

 

Таблица 8 – Дозовые критерии для различных вариантов реабилитации пунктов временного хранения ОЯТ и РАО на северо – западе России

Вариант реабилитации

Категория лиц

Референтный уровень, мЗв/год

Предел дозы по НРБ-99

Остаточное загрязнение

Новая деятельность

Всего

Реновация

Персонал А

-

-

-

20

Персонал Б

-

-

-

5

Население (ЗН)

-

-

-

1

Конверсия

Персонал А

3

7

10

20

Персонал Б

1

1

2

5

Население (ЗН)

0.1

0.15

0.25

1

Консервация

Персонал

2

-

2

20

Ликвидация

Население (ранее ЗН)

1

-

1

-

Население (остальная территория)

0.1

-

0.1

-

 

7. Выводы и рекомендации

  1. Принятые в 2007 году новые фундаментальные рекомендации МКРЗ (Публикация 103 МКРЗ) носят исключительно рекомендательный характер и не имеют обязательного статуса, в отличие от международных стандартов безопасности МАГАТЭ, которым, Россия, как государство – член МАГАТЭ, должно неуклонно следовать.
  2. В Публикации 103 МКРЗ нет более жестких гигиенических регламентов по сравнению с регламентами, установленными в НРБ-99, однако в ней имеется ряд новых концептуальных положений и новых понятий.
  3. Применение новых концепций и понятий в системе регламентации должно быть взвешенным во избежание формального их применения. При совершенствовании отечественных регламентирующих документов следует тщательно проанализировать отечественный опыт и учесть современные социально-экономические реалии России. Необходимо установить приоритетность изменений, изложенных в Публикации 103 МКРЗ, выделив в качестве первоочередных те, которые касаются наиболее значимых проблем ядерной отрасли.
  4. Осуществлен перевод Публикации103 на русский язык.
  5. Представляется преждевременным переход от принципов нормирования радиационного защиты, исходя из защищенности человека, к нормированию по факторам воздействия радиации на природные объекты. Следует дождаться итогов работы по этой проблеме в МКРЗ, МАГАТЭ, НКДАР ООН, др. международных организациях. И только после этого следует принимать взвешенное решение.
  6. В результате применения принципа оптимизации, достигнутые уровни безопасности в области обеспечения радиационной безопасности на российских АЭС и в зонах их потенциального влияния на население и природную среду можно признать действительно хорошими.
  7. Фактически существующая в России система защиты недостаточно оформлена документально и отличается от международной, в частности, неадекватным применением предела дозы для планируемых ситуаций (1 мЗв/год) к аварийной и существующей ситуациям.

Рекомендуется:

  • Ввести в отечественные нормы радиационной безопасности раздел по радиационной защите населения в ситуации существующего (длительного) облучения и гармонизировать его с международной системой радиационной защиты. Там же рассмотреть критерии реабилитации территорий и возврата их в хозяйственную деятельность.
  • Обратить внимание МАГАТЭ на необходимость разработки специального документа, посвященного облучению человека и защите окружающей среды. Такой документ может быть разработан в развитие ревизуемых сейчас новых стандартов безопасности. Данный документ должен учитывать новые рекомендации МКРЗ.
  • Следует больше внимания уделять не пересмотру существующих норм и правил, а их унификации во всех странах мира, осуществляя идею глобализации нормативов в области радиационной безопасности, которая позволит с меньшими трудностями, в том числе и с меньшими финансовыми затратами осуществлять более широкое использование энергии атомного ядра во всех странах мира.
  • Необходимо способствовать развитию международных связей по изучению опыта регулирования радиационной безопасности

Литература

  1. Нормы радиационной безопасности. НРБ-99. Гигиенические нормативы СП 2.6.1.758-99, Минздрав России, 1999. – 116 c.
  2. ICRP (2007). Recommendations of the ICRP. International Commission on Radiological Protection, Publication 103, volume 37, 2-4. Elsevier.
  3. IAEA (1996). International Basic safety standards for protection against ionizing radiation and for the safety of radiation sources. - Vienna: IAEA, (Safety series, 115).
  4. Постановление Правительства Российской Федерации от 3 июля 2006 г. № 412 «О федеральных органах исполнительной власти, осуществляющих государственное управление использованием атомной энергии и государственное регулирование безопасности при использовании атомной энергии (Собрание законодательства Российской Федерации от 10 июля 2006 г. № 28 ст. 3079).
  5. Федеральный закон от 30.03.1999 № 52-ФЗ «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» (ст. 38).
  6. Положение о государственном санитарно-эпидемиологическом нормировании, утвержденное постановлением Правительства Российской Федерации от 20.07.2000 г., № 554 (с изменениями в редакции постановления Правительства Российской Федерации от 15.09.2005 г., № 569).
  7. Приказ Минздрава России от 03.08.1999 № 302 «О создании Подкомиссии по специальному нормированию Комиссии по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию при Минздраве России».
  8. Положение о порядке проведения экспертизы нормативных и методических документов по специальным вопросам, утверждено Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 16.05.2000 г.
  9. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99). СП 2.6.1.799-99 – М.: Минздрав России, 2000. – 98с.
  10. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03) / СП 2.6.1.24-03. М., 2003. – 44 с.
  11. Расчет допустимых выбросов радиоактивных веществ с атомной станции в атмосферу /Методические указания. – М., 2004 – 44 с.
  12. Шандала Н.К., Иванов Е.А., Романов В.В. и др. Методология и результаты проведения исследовательского социально-гигиенического мониторинга в районах АЭС //Медицина экстремальных ситуаций, 2007. – № 2(20) – С. 21-34.
  13. Shandala N., Kiselev M., Balonov M., Sneve M.Prevailing Regulatory Framework in Russia on Environmental Remediation //International Conference on Remediation of Land Contaminated by Radioactive Material Residues, IAEA–CN–172, 18 -22 May 2009, Astana, Kazakhstan.
  14. ICRP (1999). Protection of the public in situations of prolonged radiation exposure. ICRP Publication 82. Ann. ICRP 29 (1–2).
  15. IAEA (2003). Remediation of areas contaminated by past activities and accidents: safety requirements, Vienna: IAEA, Safety standards series, no. WS-R-3.
  16. IAEA (2005). Implementation of the Remediation Process for Past Activities and Accidents, Vienna IAEA, Safety standards series, no. WS-R-3.
  17. ICRP (2008). Application of the Commission's Recommendations to the Protection of Individuals Living in Long Term Contaminated Territories After a Nuclear Accident or a Radiation Emergency. Draft 5 – 8/10/08. No 42-141-08, 43 ps.
  18. Федеральный Закон «О специальных экологических программах реабилитации радиационно-загрязненных участков территории» № 92-ФЗ от 10.07.2001 г.
  19. Федеральный Закон «О переводе земель или земельных участков из одной категории в другую» № 172-ФЗ от 21.12.2004 г
  20. Постановление Правительства РФ «Об использовании земель, подвергшихся радиоактивному и химическому загрязнению, проведения на них мелиоративных и культуртехнических работ, установлении охранных зон» № 112 от 27.02.2004 г.
  21. 21.  N.K. Shandala, M.K. Sneve, G M Smith et al.Regulatory supervision of sites for spent fuel and radioactive waste storage in the Russian Northwest //J. Radiol. Prot. 28 (2008) – P. 453-465.
  22. N.K. Shandala, A.V. Titov, M.K. Sneve et al.Radiological criteria for remediation of sites for spent fuel and radioactive waste storage in the Russian Northwest //J. Radiol. Prot. 28 (2008) – P. 479–497.

Авторы

Шандала Наталья Константиновна, д.м.н.

Киселев Михаил Филиппович, д.б.н. 

Федеральный медицинский биофизический центр им. А.И. Бурназяна

Романов Владимир Васильевич 

Федеральное медико-биологическое агентство

Публикация 103 МКРЗ - ICRP