10 ноября 2011

Вопросы обеспечения радиационной безопасности при выводе из эксплуатации радиационных объектов

Atomic-Energy.ru

Основы государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности Российской Федерации на период до 2010 года и дальнейшую перспективу относят вывод радиационных объектов из эксплуатации к приоритетным задачам. Этот процесс должен быть полностью обеспечен нормативно-правовой, научно-методической базами и проводиться с безусловным соблюдением радиационной безопасности для персонала и окружающей среды.

Регулирование радиационной безопасности

Проблема вывода из эксплуатации радиационных объектов, в том числе блоков атомных электростанций, по причине старения и выработки проектного ресурса неизбежно встает перед всеми странами, развивающими атомную промышленность и энергетику. Особенно остро данная проблема затрагивает страны с достаточно большим количеством блоков АЭС, к числу которых относится и Россия.

В настоящее время в России окончательно остановлены для вывода из эксплуатации первые и вторые блоки Нововоронежской (с реакторами ВВЭР-210 и ВВЭР-365) и Белоярской АЭС (с реакторами АМБ-100 и АМБ-200). Отработали 30-летний (проектный) срок, но пока не остановлены третий и четвертый блоки Нововоронежской АЭС, первый и второй блоки Кольской АЭС с реакторами ВВЭР-440, первый и второй блоки Ленинградской АЭС, первый блок Курской АЭС с реакторами РБМК-1000, первый, второй и третий блоки Билибинской АЭС с реакторами ЭГП-6.

Вывод из эксплуатации блоков атомных электростанций в России имеет специфическую особенность: на всех площадках АЭС размещено несколько энергоблоков, и работы по выводу из эксплуатации одного или нескольких из них не должны снижать безопасность эксплуатации работающих блоков. Радиационная безопасность при выводе из эксплуатации блока АЭС должна составлять неотъемлемую часть общей системы обеспечения безопасности на всей площадке атомной электростанции.

Подготовка к выводу из эксплуатации и вывод из эксплуатации представляют собой длительный по времени процесс с большим объемом работ по выполнению комплекса организационных, технических и гигиенических мероприятий, направленных на последовательное обеспечение ядерной и радиационной безопасности персонала и населения и охрану окружающей среды. Целью вывода из эксплуатации является перевод радиационного объекта в состояние «нерадиационный объект».

Радиационный контроль при выводе из эксплуатации энергоблоков характеризуется наличием большого количества источников ионизирующего излучения, а также значительным объемом проводимых радиационно опасных работ по обращению с радиоактивными отходами.

Основополагающие документы санитар­но-эпиде­ми­о­ло­гического нормирования НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 по своему статусу регламентируют только основные нормы и принципы обеспечения радиационной безопасности, в том числе и при выводе радиационных объектов из эксплуатации. В то же время, действующие в России специальные нормативные документы – Санитарные правила СП 2.6.1-48-01 «Обеспечение радиационной безопасности при выводе из эксплуатации промышленных реакторов» (СП ВЭ ПР-01), Санитарные правила СП 2.6.1-23-05 «Обеспечение радиационной безопасности при выводе из эксплуатации комплектующего предприятия департамента ядерных боеприпасов» (СП ВЭ-КП-05) и Санитарные правила 2.6.1.2205-07 «Обеспечение радиационной безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции» (СП ВЭ БАС-07) – не могут учитывать особенности и специфику вывода из эксплуатации других конкретных радиационных объектов.

 

Посещение ФМБЦ им. А.И. Бурназяна главой МАГАТЭ Юкиа Амано

 

В связи с вышеизложенным представляется весьма актуальной и своевременной разработка нормативного документа системы санитарно-эпидемиологического нормирования, регламентирующего организационные и радиационно-гигиенические требования практически по всем аспектам обеспечения радиационной безопасности при выводе различных радиационных объектов из эксплуатации.

Оптимизации радиационной защиты персонала пунктов временного хранения ОЯТ и РАО

Среди мер, направленных на снижение дозовых нагрузок персонала, весьма значимое место занимают планирование организации радиационно опасных работ, последующий анализ эффективности запланированных защитных мероприятий с разработкой соответствующих рекомендаций по дальнейшему улучшению условий труда.

Введение понятия «оптимизация» в рекомендациях МКРЗ стало прямым следствием признания так называемых стохастических эффектов. Существование потенциального риска для здоровья, связанного с любым уровнем облучения, является обоснованием необходимости снижения доз.

Принцип оптимизации (принцип ALARA) является основным элементом Международных основных норм безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасного обращения с источниками излучения и одним из основных принципов обеспечения радиационной безопасности, регламентированных нормативными документами НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010.

Пункты временного хранения отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов, расположенные в Северо-Западном регионе России, в настоящее время подлежат выводу из эксплуатации с последующим проведением мероприятий по реабилитации высвобождаемых территорий. Специфической особенностью вывода из эксплуатации данных объектов является то, что работы по удалению ОЯТ и РАО осуществляются не с помощью штатных технологических операций; они не предшествуют процессу вывода из эксплуатации, а являются составной его частью. Поэтому планирование и организация радиационно опасных работ по обращению с ОЯТ и РАО, оптимизация радиационной защиты при выводе пунктов временного хранения ОЯТ и РАО из эксплуатации будут основным средством обеспечения безопасности персонала.

В ФМБЦ им. А.И. Бурназяна разработаны базы данных параметров радиационной обстановки и доз облучения персонала в качестве инструментов регулирования процесса оптимизации радиационной защиты персонала при выполнении практически любых работ, проводимых в радиационно опасных условиях.

Базы данных по радиационной обстановке и дозам облучения позволяют обеспечить:

  • разработку прогноза индивидуальных доз облучения персонала для планирования радиационно опасных работ с применением методологии ALARA;
  • возможность проведения, при необходимости, ретроспективного восстановления индивидуальных доз персонала;
  • возможность оперативно производить отбор персонала для производства радиационно опасных работ и работ по ликвидации последствий возможных аварии с учетом прогнозируемой дозы;
  • оперативное информирование органов регулирования о радиационной обстановке в производственных помещениях и на территории радиационных объектов.
Разработанные базы данных позволят снизить параметры радиационной обстановки и дозы облучения персонала по принципу оптимизации с учетом конкретного использования реабилитированных территорий и объектов.

Авторы

А.В. СИМАКОВ, к.м.н., Ю.В. АБРАМОВ, к.т.н., В.П. КРЮЧКОВ,  к.ф.-м.н., К.А. ЧИЖОВ
(ФГУ «Федеральный медицинский биофизический центр имени А.И. Бурназяна» ФМБА России)