для регулювання безпеки на радіаційних об'єктах народного господарства
П.М. Рубцов, канд. фіз.-мат. наук, Д. Є. Романов, А.І. Мусорін, (НТЦ ЯРБ Держатомнагляду Росії)
У технічних документах МАГАТЕ [1, 2] на відміну від [3, 4] дається логічно чітка і проста методика віднесення радіоактивних (радіонуклідних) джерел, що застосовуються при здійсненні різноманітних видів діяльності в різних галузях народного господарства, таких як медицина, будівництво, освіта, сільське господарство, хімічна промисловість, металургія, металообробка і т.п., до однієї з п'яти категорій по потенційної небезпеки і до однієї з чотирьох груп щодо забезпечення їх збереження (фізичного захисту) при здійсненні того чи іншого виду діяльності.
Дана проблематика настільки важлива, що деякі фрагменти з [1] явно представлені в документі МАГАТЕ дуже високого рівня [5], підписаного всіма державами-членами МАГАТЕ.
Метою даної статті є привернення уваги читачів до даної проблематики та доцільності використання підходів МАГАТЕ при формулюванні саме технічних вимог при розробці технічних регламентів в частині, що стосується регулювання безпеки на об'єктах народного господарства Росії. Впровадження підходів МАГАТЕ, мабуть, потягне за собою певні зміни в усталеній в останні 10-12 років практиці регулювання безпеки на об'єктах народного господарства, але, безумовно, підвищить її ефективність і якість.
Відповідно до [1] система категоризації є відносне ранжирування та групування джерел та видів діяльності (практик), на яких можуть грунтуватися практичні рішення. У звичайних умовах система категоризації буде ставитися до цих рішень як в ретроспективному сенсі для забезпечення (гарантії) використання і (або) збереження існуючих джерел безпечним і надійним чином, тобто під повним контролем, так і в передбачуваному (на майбутнє) сенсі для забезпечення використання "майбутніх" джерел належним чином, тобто що вони будуть максимально безпечним чином пристосовані до умов і специфіки того чи іншого виду діяльності.
Згідно з [1], категоризація базується на припущенні, що радіоактивне джерело розглядається як небезпечний в тому випадку, якщо він може бути загрозою для життя або бути причиною перманентного збитку (шкоди), який потягне за собою погіршення якості життя опроміненого людини. Перманентні збитки включають в себе, наприклад, опіки, які потребують хірургічного втручання, і т.п. Опромінення вважається небезпечним, якщо воно має результатом пошкодження органу або шкіри, яке може бути причиною смерті протягом декількох років. Тимчасові пошкодження, такі як почервоніння і хвороблива чутливість шкіри або тимчасові зміни складу крові, не розглядаються як небезпечні.
Вважається, що ступінь будь-яких таких збитків буде залежати від багатьох факторів, включаючи активність, геометричний розмір джерела; як близько і як довго знаходиться людина від джерела; диспергується чи ні радіоактивний матеріал джерела і чи призведе це до забруднення шкіри або попаданню радіоактивних речовин в організм інгаляційним або пероральним шляхом.
Пропонована МАГАТЕ категоризація забезпечує відносне ранжирування радіоактивних джерел в термінах їх потенційної можливості бути причиною негайних і шкідливих для здоров'я людини ефектів, якщо не забезпечується належним чином їх безпечне застосування та збереження. У практичному плані застосування цієї категоризації, по суті, створює основу для того, щоб розподіл людських і фінансових ресурсів було б відповідним з категорією джерела при одночасній мінімізації радіаційних ризиків для персоналу та населення, якщо з джерелами звертатися належним чином.
Згідно з [1], всі джерела, які застосовуються на об'єктах народного господарства, класифікуються на п'ять категорій, при цьому джерела категорії 1 є потенційно найбільш небезпечними, а джерела категорії 5 не є небезпечними.
Небезпечний джерело визначається в [6] як: "Джерело, який міг би, якщо він не знаходиться під контролем, приводити до появи значної опромінення, яке призводило б до виражених детерміністськими ефектів". Для всіх категорій джерел в [1] наведено чіткі науково обгрунтовані критерії. І хоча пропонована МАГАТЕ категоризація в цілому орієнтована на закриті радіоактивні джерела, ця методологія може також застосовуватися для категоризації відкритих радіоактивних джерел.
В [1] зазначається, що дана категоризація не поширюється на пристрої, що генерують випромінювання, такі як рентгенівські апарати і прискорювачі часток, хоча вона може бути застосована до радіоактивних джерел, виробленими ними або використовуваними як матеріал мішені в таких пристроях. Ядерні матеріали, як вони визначені в [7], також виключені зі сфери дії цієї категоризації.
Певного роду фактори спеціально виключені з критеріїв категоризації:
Соціально-економічні наслідки в результаті аварій чи зловмисних дій виключаються, так як методологія вимірювання кількості та порівняння цих ефектів, особливо на міжнародному рівні, поки ще повністю не розроблена.
Стохастичні ефекти випромінювання (наприклад, підвищений ризик раку) виключаються, так як детерміністські ефекти, що виникають в результаті аварій чи зловмисних дій, ймовірно, перекривають будь збільшений стохастичний ризик протягом короткого терміну.
Навмисне (свідоме) опромінення осіб з медичних причин виключається з критеріїв категоризації, хоча радіоактивні джерела, що використовуються для цих цілей, включаються в систему категоризації, оскільки є звіти про аварії, що включають такі джерела.
Система категоризації МАГАТЕ в загальних рисах базується на концепції "небезпечних" джерел і використанні так званої, "D-величини". Концепція "небезпечного" джерела конвертована в експлуатаційні параметри за допомогою обчислення кількості радіоактивного матеріалу, яке могло б призвести до тяжких детерміністськими ефектів для заданих сценаріїв опромінення і для заданих дозових критеріїв [8].
На додаток до звичайних аварійних ситуацій ці сценарії включали ситуації з диспергированием (розсіюванням) радіоактивного матеріалу джерела, які можуть мати місце при зловмисних актах. Були розглянуті наступні сценарії (шляхи) опромінення:
Незахищений джерело, ношений в руках протягом 1 год, в кишені протягом 10 год, або знаходиться в приміщенні протягом від декількох днів до декількох тижнів.
Диспергування джерела, наприклад, при пожежі, вибуху або діях людини, що призводять до отримання дози від інгаляції, прийому їжі та (або) забруднення шкіри.
Походження "D-величин", що характеризують ступінь небезпеки джерела, засноване на дозових критеріях, які у [1]:
1 Гр на кістковий мозок або 6 Гр на легке від випромінювання з низькою лінійної передачею енергії (from low LET radiation), одержувані органом протягом двох днів. Це є дозові рівні з табл. IV-I ст ОНБ [9], при яких втручання завжди обгрунтовується для того, щоб запобігати ранні смерті [10, 11]. Слід зазначити, що ці дозові рівні є граничними критеріями, пов'язаними з найменшими потужностями доз, які вважаються загрозливими для життя людини [8].
25 Гр на легке від вдихання радіонуклідів з високою лінійної передачею енергії протягом року. Це є дозовий рівень, який призводить до смертельних наслідків гончих собак внаслідок радіаційного пневмоніту, пульмоніти і легеневого фіброзу в межах 1,5 років [12].
5 Гр на щитовидну залозу, одержуваних органом протягом двох днів. Це є дозовий рівень з табл.IV-I додатка IV в ОНБ [9], при якому втручання завжди обгрунтовується для того, щоб запобігти атіреоз (гіпотиреоз). Атіреоз приймається як погіршення якості життя.
Для джерела, що знаходиться в контакті з біологічною тканиною, доза більш ніж 25 Гр на глибині: (a) 2 см для більшості частин тіла (наприклад, від джерела в кишені) або (b) 1 см для рук. 25 Гр є поріг для некрозу (омертвіння або смерті біологічної тканини) [11, 13]. Досвід [14] вказує на те, що омертвіння біологічної тканини для багатьох частин тіла (наприклад, на стегні) внаслідок носіння джерела в кишені може бути успішно вилікувана без того, щоб в результаті сталося погіршення якості життя, якщо поглинена доза від джерела в тканини в межах близько 2 см (глибини) утримується нижче 25 Гр. Однак для джерела, що носиться в руках, поглинена доза в межах близько 1 см (глибини) повинна утримуватися нижче 25 Гр для того, щоб запобігти збитку, який погіршує якість життя.
Для джерела, який покладається занадто великим (великим за розмірами), щоб його носили, 1 Гр на кістковий мозок протягом 100 год в приміщенні на відстані 1 м від джерела.
Відповідно до цих дозовими критеріями для деяких широко застосовуються в народному господарстві радіонуклідів "D-величини", тобто активності, відповідні "небезпечному" джерела, та й корисні кратні числа з метою ілюстрації фрагментарно наведено у табл.1 (в [1] це табл. 1.2, і в ній наведено більш повний список радіонуклідів, а всеосяжний перелік радіонуклідів як для зовнішнього, так і для внутрішнього опромінення представлений в [8]). Згідно з [8], "D-величини" - це конкретні рівні активності різних радіонуклідів, розроблені для цілей аварійного планування та реагування. Вони даються в термінах активності, вище якої радіоактивне джерело розглядається як "небезпечний" джерело [14], так як він має значну потенційну можливість бути причиною важких детерміністських ефектів, якщо він не застосовується і не зберігається безпечним і надійним чином.
Згідно з [1], ці "D-величини" розглядалися для того, щоб їх використовувати як узгоджених внормовують чинників для формування чисельного відносного ранжирування радіоактивних джерел та видів діяльності із застосуванням цих джерел.
Відносне ранжування джерел та видів діяльності для наочності далі будемо проводити з розглядом табл.2 (в [1] це додаток II).
Таблиця 1
Актівностьa, відповідна "небезпечному" джерела ("D-величина" b) для вибраних радіонуклідів, і корисні кратні числа
Радіон-клід | 1000 x D | 10 x D | D | 0,01 x D | ||||
(ТБк) | (Кі) c | (ТБк) | (Кі) c | (ТБк) | (Кі) c | (ТБк) | (Кі) c | |
Am-241 | 6.E +01 | 2.Е +03 | 6.E-01 | 2.Е +01 | 6.E-02 | 2.Е +00 | 6.E-04 | 2.E-02 |
Am-241 / Be | 6.E +01 | 2.E +03 | 6.E-01 | 2.E +01 | 6.E-02 | 2.Е +00 | 6.E-04 | 2.E-02 |
Au-198 | 2.E +02 | 5.E +03 | 2.E +00 | 5.E +01 | 2.E-01 | 5.E +00 | 2.E-03 | 5.E-02 |
Cd-109 | 2.E +04 | 5.E +05 | 2.E +02 | 5.E +03 | 2.E +01 | 5.E +02 | 2.E-01 | 5.E +00 |
Cf-252 | 2.E +01 | 5.E +02 | 2.E-01 | 5.E-00 | 2.E-02 | 5.E-01 | 2.E-04 | 5.E-03 |
Cm-244 | 5.E +01 | 1.E +03 | 5.E-01 | 1.E +01 | 5.E-02 | 1.E +00 | 5.E-04 | 1/E-02 |
Co-57 | 7.E +02 | 2.E +04 | 7.E +00 | 2.E +02 | 7.E-01 | 2.E +01 | 7.E-03 | 2.E-01 |
Co-60 | 3.E +01 | 8.E +02 | 3.E-01 | 8.E +00 | 3.E-02 | 8.E-01 | 3.E-04 | 8.E-03 |
Cs-137 | 1.E +02 | 3.E +03 | 1.E +00 | 3.E +01 | 1.E-01 | 3.E +00 | 1.E-03 | 3.E-02 |
a Через те, що табл.1 не показує, які дозові критерії були використані, ці "D-величини" не слід використовувати в зворотній задачі для отримання дози від джерел з відомою активністю.
b Подробиці походження "D-величин" і "D-величини" для додаткових радіонуклідів дані на засланні [8].
c Вихідні використовувані "D-величини" дано в ТБк. "D-величини" в Ки представлені для практичного використання і округлені після перетворення.
Таблиця 2
Деякі види діяльності і радіонукліди, що представляють інтерес, і їх діапазон активностей і категорій
I | II | III | IV | V | VI | VII | VIII | IX | ||
Вид діяль-тель-ності | Радіо-нуклід | Кількість активності в застосуванні | "D-величи-ну" | "A / D-ставлення-ня" | Категорія | |||||
Кі | ТБк | ТБк | Базує-ющаяся на "A / D-відно-шении" | Призначають-ченная | ||||||
Категорія 1 | ||||||||||
Радіо-ізотоп-ні термо-електричного-етичні генера-тори | Sr-90 | Макс | 6.8E +05 | 2.5E +04 | 1.0E +00 | 2.5E +04 | 1 | 1 | ||
Sr-90 | Мін | 9.0E +03 | 3.3E +02 | 1.0E +00 | 3.3E +02 | 2 | ||||
Sr-90 | Тип | 2.0E +04 | 7.4E +02 | 1.0E +00 | 7.4E +02 | 2 | ||||
Pu-238 | Макс | 2.8E +02 | 1.0E +01 | 6.0E-02 | 1.7E +02 | 2 | 1 | |||
Pu-238 | Мін | 2.8E +01 | 1.0E +00 | 6.0E-02 | 1.7E +01 | 2 | ||||
Pu-238 | Тип | 2.8E +02 | 1.0E +01 | 6.0E-02 | 1.7E +02 | 2 | ||||
Опромінюючи-ки: стерилізації і консерва-ція продук-тов | Co-60 | Макс | 1.5E +07 | 5.6E +05 | 3.0E-02 | 1.9E +07 | 1 | 1 | ||
Co-60 | Мін | 5.0E +03 | 1.9E +02 | 3.0E-02 | 6.2E +03 | 1 | ||||
Co-60 | Тип | 4.0E +06 | 1.5E +05 | 3.0E-02 | 4.9E +06 | 1 | ||||
Cs-137 | Макс | 5.0E +06 | 1.9E +05 | 1.0E-01 | 1.9E +06 | 1 | 1 | |||
Cs-137 | Мін | 5.0E +03 | 1.9E +02 | 1.0E-01 | 1.9E +03 | 1 | ||||
Cs-137 | Тип | 3.0E +06 | 1.1E +05 | 1.0E-01 | 1.1E +06 | 1 | ||||
Категорія 2 | ||||||||||
Брахи-терапія високих / середніх мощнос-тей доз | Co-60 | Макс | 2.0E +01 | 7.4E-01 | 3.0E-02 | 2.5E +01 | 2 | 2 | ||
Co-60 | Мін | 5.0E +00 | 1.9E-01 | 3.0E-02 | 6.2E +01 | 3 | ||||
Co-60 | Тип | 1.0E +01 | 3.7E-01 | 3.0E-02 | 1.2E +01 | 2 | ||||
Cs-137 | Макс | 8.0E +00 | 3.0E-01 | 1.0E-01 | 3.0E +00 | 3 | 2 | |||
Cs-137 | Мін | 3.0E +00 | 1.1E-01 | 1.0E-01 | 1.1E +00 | 3 | ||||
Cs-137 | Тип | 3.0 +00 | 1.1E-01 | 1.0E-01 | 1.1E +00 | 3 | ||||
Ir-192 | Макс | 1.2E +01 | 4.4E-01 | 8.0E-02 | 5.6E +00 | 3 | 2 | |||
Ir-192 | Мін | 3.0E +00 | 1.1E-01 | 8.0E-02 | 1.4E +00 | 3 | ||||
Ir-192 | Тип | 6.0E +00 | 2.2E-01 | 8.0E-02 | 2 .. 8E +00 | 3 | ||||
Каліб-ровоч-ні установки | Co-60 | Макс | 3.3E +01 | 1.2E +00 | 3.0E-02 | 4.1E +01 | 2 | Чи не призначають-чає | ||
Co-60 | Мін | 5.5E-01 | 2.0E-02 | 3.0E-02 | 6.8E-01 | 4 | ||||
Co-60 | Тип | 2.0E +01 | 7.4E-01 | 3.0E-02 | 2.5E +01 | 2 | ||||
Cs-137 | Макс | 3.0E +03 | 1.1E +02 | 1.0E-01 | 1.1E +03 | 1 | Чи не призначають-чає | |||
Cs-137 | Мін | 1.5E +00 | 5.6E-02 | 1.0E-01 | 5.6E-01 | 4 | ||||
Cs-137 | Тип | 6.0E +01 | 2.2E +00 | 1.0E-01 | 2.2E +01 | 2 | ||||
Категорія 3 | ||||||||||
Уров-незаходів | Cs-137 | Макс | 5.0E +00 | 1.9E-01 | 1.0E-01 | 1.9 +00 | 3 | 3 | ||
Cs-137 | Мін | 1.0E +00 | 3.7E-02 | 1.0E-01 | 3.7E-01 | 4 | ||||
Cs-137 | Тип | 5.0E +00 | 1.9E-01 | 1.0E-01 | 1.9E-00 | 3 | ||||
Co-60 | Макс | 1.0E +01 | 3.7E-01 | 3.0E-02 | 1.2E +01 | 2 | 3 | |||
Co-60 | Мін | 1.0E-01 | 3.7E-03 | 3.0E-02 | 1.2E-01 | 4 | ||||
Co-60 | Тип | 5.0E +00 | 1.9E-01 | 3.0E-02 | 6.2E +00 | 3 | ||||
Каліб-ровоч-ні установки | Am-241 | Макс | 2.0E +01 | 7.4E-01 | 6.0E-02 | 1.2E +01 | 2 | Чи не призначають-чає | ||
Am-241 | Мін | 5.0 +00 | 1.9E-01 | 6.0E-02 | 3.1E +00 | 3 | ||||
Am-241 | Тип | 1.0E +01 | 3.7E-01 | 6.0E-02 | 6.2E +00 | 3 | ||||
Категорія 4 | ||||||||||
Брахітерапія низьких потуж-ностей доз | Cs-137 | Макс | 7.0E-01 | 2.6E-02 | 1.0E-01 | 2.6E-01 | 4 | 4 | ||
Cs-137 | Мін | 1.0E-02 | 3.7E-04 | 1.0E-01 | 3.7E-03 | 5 | ||||
Cs-137 | Тип | 5.0E-01 | 1.9E-02 | 1.0E-01 | 1.9E-01 | 4 | ||||
Ra-226 | Макс | 5.0E-02 | 1.9E-03 | 4.0E-02 | 4.6E-02 | 4 | 4 | |||
Ra-226 | Мін | 5.0E-03 | 1.9E-04 | 4.0E-02 | 4.6E-03 | 5 | ||||
Ra-226 | Тип | 1.5E-02 | 5.6E-04 | 4.0E-02 | 1.4E-02 | 4 | ||||
I-125 | Макс | 4.0E-02 | 1.5E-03 | 2.0E-01 | 7.4E-03 | 5 | 4 | |||
I-125 | Мін | 4.0E-02 | 1.5E-03 | 2.0E-01 | 7.4E-03 | 5 | ||||
I-125 | Тип | 4.0E-02 | 1.5E-03 | 2.0E-01 | 7.4E-03 | 5 | ||||
Ir-192 | Макс | 7.5E-01 | 2.8E-02 | 8.0E-02 | 3.5E-01 | 4 | 4 | |||
Ir-192 | Мін | 2.0E-02 | 7.4E-04 | 8.0E-02 | 9.3E-03 | 5 | ||||
Ir-192 | Тип | 5.0E-01 | 1.9E-02 | 8.0E-02 | 2.3E-01 | 4 | ||||
Au-198 | Макс | 8.0E-02 | 3.0E-03 | 2.0E-01 | 1.5E-02 | 4 | 4 | |||
Au-198 | Мін | 8.0E-02 | 3.0E-03 | 2.0E-01 | 1.5E-02 | 4 | ||||
Au-198 | Тип | 8.0E-02 | 3.0E-03 | 2.0E-01 | 1.5E-02 | 4 | ||||
Cf-252 | Макс | 8.3E-02 | 3.1E-03 | 2.0E-02 | 1.5E-01 | 4 | 4 | |||
Cf-252 | Мін | 8.3E-02 | 3.1E-03 | 2.0E-02 | 1.5E-01 | 4 | ||||
Cf-252 | Тип | 8.3E-02 | 3.1E-03 | 2.0E-02 | 1.5E-01 | 4 | ||||
Середовищ-ства вимірювань рів-ня запов-вати, пліт-ніс-ти, товщі-ни | Am-241 | Макс | 1.2E-01 | 4.4E-03 | 6.0E-02 | 7.4E-02 | 4 | 4 | ||
Am-241 | Мін | 1.2E-02 | 4.4E-04 | 6.0E-02 | 7.4E-03 | 5 | ||||
Am-241 | Тип | 6.0E-02 | 2.2E-03 | 6.0E-02 | 3.7E-02 | 4 | ||||
Cs-137 | Макс | 6.5E-02 | 2.4E-03 | 1.0E-01 | 2.4E-02 | 4 | 4 | |||
Cs-137 | Мін | 5.0E-02 | 1.9E-03 | 1.0E-01 | 1.9E-02 | 4 | ||||
Cs-137 | Тип | 6.0E-02 | 2.2E-03 | 1.0E-01 | 2.2E-02 | 4 | ||||
Каліб-ровоч-ні установ-ки | Sr-90 | Макс | 2.0E +00 | 7.4E-02 | 1.0E +00 | 7.4E-02 | 4 | Чи не призначають-чає | ||
Sr-90 | Мін | 2.0E +00 | 7.4E-02 | 1.0E +00 | 7.4E-02 | 4 | ||||
Sr-90 | Тип | 2.0E +00 | 7.4E-02 | 1.0E +00 | 7.4E-02 | 4 | ||||
Категорія 5 | ||||||||||
Позитив-ронная томогра-фія | Ge-68 | Макс | 1.0E-02 | 3.7E-04 | 7.0E-01 | 5.3E-04 | 5 | 5 | ||
Ge-68 | Мін | 1.0E-03 | 3.7E-05 | 7.0E-01 | 5.3E-05 | 5 | 5 | |||
Ge-68 | Тип | 3.0E-03 | 1.1E-04 | 7.0E-01 | 1.6E-04 | 5 | 5 | |||
Мессба-УЕ-рів-ська спектро-метрія | Co-57 | Макс | 1.0E-01 | 3.7E-03 | 7.0E-01 | 5.3E-03 | 5 | 5 | ||
Co-57 | Мін | 5.0E-03 | 1.9E-04 | 7.0E-01 | 2.6E-04 | 5 | 5 | |||
Co-57 | Тип | 5.0E-02 | 1.9E-03 | 7.0E-01 | 2.6E-03 | 5 | 5 |
№ п / п | Вид діяльності (практика) (Англійська оригінал) | Вид діяльності (практика) (Переклад) |
1 | Irradiator Co-60 | Опромінювач Co-60 |
2 | Irradiator Cs-137 | Опромінювач Cs-137 |
3 | Self-shielded Irradiator Co-60 | Самоекранірованний опромінювач Co-60 |
4 | Gamma-Knife Co-60 | Гамма - ніж Co-60 (див. текст) |
5 | Self-shielded Irradiator Cs-137 | Самоекранірованний опромінювач Cs-137 |
6 | Teletherapy Co-60 | Дистанційна радіотерапія Co-60 |
7 | Blood / Tissue Irradiator Co-60 | Опромінювач крові / тканини Co-60 |
8 | Blood / Tissue Irradiator Cs-137 | Опромінювач крові / тканини Cs-137 |
9 | RTG Sr-90 | РІТЕГ Sr-90 (див. текст) |
10 | Teletherapy Cs-137 | Дистанційна радіотерапія Cs-137 |
11 | RTG Pu-238 | РІТЕГ Pu-238 (див. текст) |
12 | Industrial Radiography Co-60 | Промислова радіографія Co-60 |
13 | Industrial Radiography Ir-192 | Промислова радіографія Ir-192 |
14 | Calibration source Co-60 | Калібрувальний джерело Co-60 |
15 | Calibration source Cs-137 | Калібрувальний джерело Cs-137 |
16 | Industrial Radiography Se-75 | Промислова радіографія Se-75 |
Таблиця 3
Таблиця категоризації деяких звичайних видів діяльності
Категорія | Категоризація звичайних видів деятельностіa | Ставлення актівностіb A / D |
1 | Радіоізотопні термоелектричні генератори Опромінювачі Телерентгенотерапія, дистанційна променева терапія Стаціонарна, багатопучкових телерентгенотерапія, дистанційна променева терапія (гамма-ніж) | A / D ≥ 1000 |
2 | Промислова гамма-радіографія Брахітерапія високих / середніх потужностей доз | 1000> A / D ≥ 10 |
3 | Стаціонарні промислові засоби вимірювань рівнеміри датчики землечерпалок засоби вимірювань на конвеєрах і транспортерах, що містять високоактивні джерела обертові вимірювачі товщини стінок труб Прилади для геофізичних досліджень і каротажу | 10> A / D ≥ 1 |
4 | Брахітерапія малих потужностей доз (виключаючи очні бляшки і перманентні (довгострокові) імплантантние джерела) Товщиноміри Портативні засоби вимірювань (наприклад, вологості / щільності) Кісткові денситометри Нейтралізатори статичної електрики | 1> A / D ≥ 0,01 |
5 | Брахітерапія малих потужностей доз очних бляшок і перманентні імплантатние джерела Прилади флуоресценції рентгенівського випромінювання Прилади електронного захоплення Месбауерівських спектрометрія Позитронна томографія | 1> A / D ≥ Рівень освобожденіяc / D |
a Визнаючи, що чинники, інші, ніж A / D, приймаються до уваги (розділ 2.3.6 в [1]).
b Цю колонку можна використовувати для визначення категорії джерела, базуючись виключно на A / D. Це може стати в нагоді, якщо, наприклад, вид діяльності невідомий або не приведений у списку (не зазначений); джерела мають короткий період напіврозпаду або є відкритими, або джерела агреговані (зібрані разом) (див. розділ 3.3 в [1]).
c не підлягають регулюючому контролю кількості (рівні звільнення) дані в додатку I в ОНБ [9].
Таким чином, нова система категоризації забезпечує фундаментальну та міжнародно-визнану основу для прийняття рішень на основі прийнятного ризику за допомогою забезпечення відносного ранжирування і поділу на категорії джерел та видів діяльності, яке базується на логічній та прозорою (транспорентной) методології.
Беручи до уваги очікувані варіанти застосування категоризації, система, складена з п'яти категорій, передбачає забезпечення оптимального поділу на категорії, що дає гнучкість для використання категорій, коли вони встановлені, або для їх комбінування, якщо це необхідно.
Викладена вище система категоризації тісно пов'язується із забезпеченням збереження (фізичного захисту) радіоактивних джерел при реалізації різних видів діяльності з урахуванням підходів МАГАТЕ, викладених в [2].
На основі аналізу уразливості окремого джерела може бути зроблена оцінка ризику. Рівень цього ризику буде визначати заходи щодо забезпечення схоронності (фізичного захисту), необхідні для захисту джерела, в першу чергу від несанкціонованого доступу до нього і володіння ним. Чим вищий цей ризик, тим більші можливості будуть вимагатися від системи фізичного захисту.
Цей рівень можливостей може бути виражений як потрібні робочі характеристики для системи фізичного захисту. Поки є широкий діапазон можливих заходів з фізичного захисту, вони можуть описуватися за допомогою їх можливостей обмежувати доступ, виявляти і перешкоджати несанкціонованому доступу і володіння джерелом.
В [2] визначаються чотири групи фізичного захисту, засновані на цих фундаментальних можливостях захисту. Вони надають систематичний спосіб категоризації ранжируваних необхідних робочих характеристик, необхідних для того, щоб покрити весь діапазон заходів щодо забезпечення збереження, залежних від оціненого ризику.
Ці групи фізичного захисту в [2] класифікують потрібні робочі характеристики системи фізичного захисту, як слідує далі.
Група А фізичного захисту. Заходи слід встановлювати для того, щоб утримувати від несанкціонованого доступу і своєчасним чином виявляти несанкціонований доступ і володіння джерелом. Ці заходи повинні бути такими, як запобігання володіння джерелом до тих пір, поки можливо реагування.
Таблиця 4
Короткий виклад цілей робочих характеристик системи фізичного захисту
Група А фізичного захисту: | Група B фізичного захисту: | Група C фізичного захисту: | Група D фізичного захисту: |
Безпечне поводження й захист (джерела) як майна | |||
Обмеження несанкціонованого доступу | |||
Своєчасне виявлення несанкціонованого доступу | Верифікація наявності джерела у встановлені інтервали (часу) | ||
Своєчасне виявлення несанкціонованого володіння радіоактивним джерелом | |||
Запобігання володіння джерелом до тих пір, поки можливо реагування |
Група B фізичного захисту. Заходи слід встановлювати для того, щоб утримувати від несанкціонованого доступу і своєчасним чином виявляти несанкціонований доступ і володіння джерелом.
Група C фізичного захисту. Заходи слід встановлювати для того, щоб утримувати від несанкціонованого доступу та контролювати наявність джерела у встановлені інтервали часу.
Група D фізичного захисту. Заходи слід встановлювати для того, щоб забезпечити безпечне застосування джерела та його адекватний захист як майна, контролюючи його наявність у встановлені інтервали часу.
Вибір якості та ефективності заходів, які впливають на перераховані вище вимоги, буде ставитися до окремим планом основних загроз. Блок-схема процесу оцінки плану основних загроз представлена на рис.2.
Захист від несанкціонованого доступу до самої фізичний захист головним чином націлена на те, щоб намагатися запобігти крадіжці матеріалу. Заходи щодо досягнення тих же самих цілей можуть вже мати місце для системи безпеки з метою захисту від непередбаченого радіаційного опромінення.
Призначення в [2] груп фізичного захисту для радіоактивних джерел найбільш ефективно досягається з використанням результатів оцінки загроз. Це дає максимальну гнучкість і специфічність для обліку різноманіття рівнів загроз та захисту навколишнього середовища. Цей факт також допускає різні варіанти вибору груп щодо забезпечення збереження для радіоактивних джерел на різних стадіях їх життєвого циклу.
І навпаки, деякі країни можуть робити оцінки загроз та вразливості для всієї країни і здійснювати віднесення джерел до груп із забезпечення схоронності, що базується на цих оцінках.
Рис. 2. Блок-схема процесу оцінки плану основних загроз
У випадку якщо є в наявності неповні дані для того, щоб зробити розумну основу плану оцінки загроз або робити так не вважається бажаним чи необхідним, то заходи щодо забезпечення збереження можуть базуватися на наслідках зловмисного володіння і застосування джерела (джерел) і передбачуваних загроз для джерела ( ів).
Як показано вище, МАГАТЕ розробило Категоризація радіоактивних джерел [1], яку спочатку можна було б використовувати для цієї мети, так як вона (категоризація) застосовує у якості своєї основи потенційний вплив неконтрольованих джерел на здоров'я людини і передбачає критерій природної небезпеки, пов'язаної з джерелом . Проте слід визнати, що це не включає в себе розгляд соціальних чи економічних чинників при втраті контролю над джерелами.
У вищеописаної категоризації джерела розділені на п'ять категорій - від найбільш значущої категорії 1 до найменш значущої категорії 5.
Джерела категорій від 1 до 3 зазвичай мають можливість приводити до ризику опромінення з вираженими важкими детерміністськими ефектами за умови, якщо вони не знаходяться під контролем. Важкий детерміністський ефект - це ефект, який є фатальним або загрожують життю або має своїм результатом довготривалий (перманентний) збиток, що погіршує якість життя.
Узгоджується з переглянутим [5], кожна з категорій включає звільнений радіоактивний матеріал, якщо будь-який з джерел у групі негерметичний чи зруйновані. Методологія категоризації також дає можливість для агрегації (зосередження) джерел в їх місці розташування.
Групування джерел, наведене в табл.4, грунтується на описаній вище категоризації разом з неявним допущенням загроз від окремої особи чи груп осіб з серйозним наміром заволодіти джерелом.
Це останнє припущення використовується як основа загального плану загроз. Зазначені призначення (завдання) покладені заздалегідь як призначення, що привласнюються за замовчуванням.
Різні обставини або більш детальні оцінки можуть пояснювати переміщення джерела вгору або вниз по групах фізичного захисту. Однією з причин для джерела бути віднесеним до більш високої групи фізичного захисту могло б бути те, що оцінка окремої загрози може показувати, що деякі установки з джерелами або деякі мобільні джерела є більш уразливими до несанкціонованого оволодіння ними, навіть якщо вони не є джерелами з дуже високою активністю.
Однак призначення груп виконується або з використанням методики оцінки загроз, або з використанням їх за замовчуванням з табл.4. Тоді стає можливим приймати рішення за деякими окремим заходам фізичного захисту, які будуть задовольняти необхідним робочим характеристикам для цієї групи фізичного захисту.
Таблиця 5
Групи фізичного захисту, засновані на категоризації джерел
Група фізичного захисту | Категорія джерела | Приклади видів діяльності |
A | 1 | Радіоізотопні термоелектричні генератори (РІТЕГ) Опромінювачі Телетерапія Стаціонарна багатопучкових телетерапія (гамма-ніж) |
B | 2 | Промислова радіографія Брахітерапія високих і середніх потужностей доз |
3 | Стаціонарні промислові засоби вимірювань (наприклад, рівня, на землечерпалці, на конвеєрі) Геофізичні засоби вимірювань, каротаж | |
C | 4 | Брахітерапія низьких потужностей доз (за винятком того, що нижче) Засоби вимірювання товщини / рівня наповнення Портативні засоби вимірювання (наприклад, вологість / щільність) Кісткові денситометри Нейтралізатори статичної електрики |
D | 5 | Брахітерапія низьких потужностей доз очних бляшок і перманентні (довгострокові) імплантовані джерела Прилади рентгенівського флюоресцентного аналізу Прилади на основі електронного захоплення |
Табл.5 явним чином демонструє досить органічний зв'язок між системою категоризації радіоактивних джерел та забезпеченням їх збереження, оптимізуючи людські та фінансові можливості і забезпечуючи при цьому прийнятний рівень радіаційного ризику.
Таким чином, встановлення категорії потенційної небезпеки конкретного радіонуклідного джерела, які у тому чи іншому виді діяльності, який вже здійснюється або тільки планується здійснювати на будь-якому конкретному радіаційному об'єкті того чи іншого підприємства (організації), а також групи фізичного захисту на відміну від [ 3, 4] зводиться до кількох простих дій:
Для заданого радіонуклідного джерела з табл.1 вибирається "D-величина".
Для відомої активності цього радіонуклідного джерела обчислюється "A / D-відношення".
Радіонуклідним джерела присвоюється категорія:
Якщо, наприклад, цей радіонуклід і вид діяльності, де він використовується, наведені в табл.2, то йому присвоюється відповідна категорія, зазначена в IX колонці. Якщо ж призначена категорія не вказана, то категорія присвоюється тільки по "A / D-відношенню", можливо з урахуванням будь-яких додаткових практично значимих чинників і особливостей використання даного джерела на радіаційному об'єкті підприємства.
Якщо значення в двох останніх колонках табл.2 різняться, то це вказує на те, що при призначенні категорії даному джерелу розробники категоризації враховували якісь особливості, характерні для даного виду діяльності. Цілком можливо, що російська практика має свої особливості, і в деяких випадках необхідно переглянути призначену категорію знову ж таки з урахуванням будь-яких додаткових практично значимих чинників і особливостей використання даного джерела на радіаційному об'єкті підприємства.
Якщо вид діяльності невідомий або не наведено в табл. 2, то для визначення категорії джерела можна використовувати праву колонку табл.3, базуючись виключно на "A / D-відношенні". Після цього можна врахувати вищезазначені практично значущі фактори, наприклад: характер виду діяльності, мобільність джерела, досвід відомих аварій і т.п., і, грунтуючись на цих міркуваннях, обгрунтувати можливість залишити без зміни, знизити або підвищити категорію джерела. Прикладом, як це описано вище, може бути віднесення усіх РІТЕГ до категорії 1.
Після ухвалення однозначного рішення про номер категорії на підставі табл. 5 джерела присвоюється одна з чотирьох груп фізичного захисту.
Відповідно до присвоєної джерела групою фізичного захисту, згідно з табл. 4, забезпечується належний рівень захисту.
На нашу думку, одного разу привласнена радіонукліди категорія не обов'язково буде відповідати йому протягом всього його життя. Наприклад, розглянемо Ir-192, використовуваний у брахітерапії високих / середніх потужностей доз (табл.2). Розраховане для цього нукліда "A / D-відношення" відповідає категорії 3. Але з урахуванням всіх практично значимих чинників, зокрема особливостей даного виду діяльності, цьому радіонукліди в [1] було вирішено присвоїти категорію 2. Але після певної кількості часу за рахунок радіоактивного розпаду активність джерела понизиться настільки (припустімо, вона стала нижче мінімального значення, зазначеного в табл.2), що використання його в цьому виді діяльності буде неможливо. Але в той же час його активність не стала настільки малою, щоб його використання для інших цілей було неможливо. Таким чином, той же самий радіонуклід можна буде використовувати в брахітерапії низьких потужностей доз в тій же організації (табл. 2). Як видно з табл. 2, до цього ж джерела може бути присвоєна інша категорія (в даному випадку 4). Наочно цей перехід можна побачити на рис.1. Тут джерело з пункту 17 (High / Med DR Brachytherapy Ir-192) переходить до пункту 38 (LDR Brachytherapy Ir-192). А ця обставина, у свою чергу, веде до присвоєння джерела нижчої групи фізичного захисту (табл.5).
Отже, відповідно до табл. 4 можна формально змінити заходи щодо забезпечення схоронності (якщо це практично доцільно), які пред'являються до даного джерела (наприклад, оптимізувати технічні (засоби візуального спостереження), і організаційні заходи (оптимізувати режим доступу до джерела, склад і структуру охорони). Як наслідок, це веде зменшення витрат на забезпечення схоронності джерела, тобто до економії коштів організації, що здійснює роботу з даним джерелом.
Обрані в [1] і представлені в табл. 2 види діяльності не слід вважати єдино можливими. Викладена методологія дозволяє побудувати табл. 2 і рис.1 для будь-якого наперед заданого числа видів діяльності, і, таким чином, рис.1 в принципі може мати інший вигляд. Для великих підприємств, що здійснюють десятки видів діяльності з використанням сотень радіоактивних джерел (включаючи діяльність, пов'язану з агрегуванням діючих або відпрацьованих джерел), табл.2 і рис.1 будуть якісно відрізнятися від наведених у [1] (зокрема, довжиною прямокутників на рис .1 або навіть відсутністю будь-яких категорій). У той же час для малих підприємств, що мають кілька радіоактивних джерел, побудову спеціального графіка недоцільно.
Представник регулюючого органу, безумовно, повинен повністю розуміти все вищесказане і при здійсненні нагляду основна увага для джерел тієї чи іншої категорії повинен приділяти обліку вищезазначених практично значимих чинників при застосуванні радіонуклідних джерел.
Висновок
Напередодні розробки різного роду технічних регламентів (в частині, що стосується регулювання безпеки на об'єктах народного господарства) підходи МАГАТЕ, описані в [1, 2], заслуговують на пильну вивчення з метою їх адекватного відображення в цих регламентах для цілей нормативного регулювання безпеки та забезпечення збереження радіоактивних джерел.
Першочерговим завданням Держатомнагляду Росії могла б стати розробка необхідних інструкцій з безпеки на базі [1, 2] з включенням основних положень цих документів у відповідні технічні регламенти.
Хоча на відміну від [3, 4] дана категоризація не носить глобальний характер, але зате дозволяє чітко і однозначно визначити організаційні та технічні заходи щодо забезпечення безпеки та збереження радіоактивних джерел на об'єктах народного господарства.
На нашу думку, не можна використовувати один і той же підхід до визначення категорії потенційної небезпеки для всіх об'єктів використання атомної енергії через явну непорівнянності деяких з них (наприклад, не можна порівнювати звичайний радіонуклідної джерело в складі дефектоскопа з атомною станцією).
Тому ми вважаємо за доцільне розробку подібних категоризації для всіх об'єктів використання атомної енергії, більш менш однорідних за призначенням і наявності на них приблизно однакової кількості радіоактивних речовин.
Причому в цих інструкціях повинні бути такі ж чіткі і зрозумілі критерії віднесення будь-якого об'єкта до тієї чи іншої категорії, як в [1, 2], оскільки критерії в [3, 4] носять занадто загальний характер і не є універсальними для їх застосування до всього безлічі об'єктів використання атомної енергії.
Оригінали [1, 2] та їх переклади на російську мову є в бібліотеці НТЦ ЯРБ Держатомнагляду Росії.
Список літератури
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Categorization of radioactive sources, IAEA-TECDOC-1344, Vienna (2003).
Міжнародне агентство з атомної енергії, Категоризація радіоактивних джерел, МАГАТЕ-ТЕХДОК-1344, Відень (2003).
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Security of radioactive sources, IAEA-TECDOC-1355, Vienna (2003).
Міжнародне агентство з атомної енергії, Фізичний захист радіоактивних джерел, МАГАТЕ-ТЕХДОК-1355, Відень (2003).
Основні санітарні правила забезпечення радіаційної безпеки (ОСПОРБ-99).
Проект федерального закону "Про загальну технічному регламенті з радіаційної та ядерної безпеки санітарно-епідеміологічного нормування при зверненні та ДІВ".
Міжнародне агентство з атомної енергії, Кодекс поведінки щодо забезпечення безпеки та збереження радіоактивних джерел.
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Preparedness and Response for a Nuclear or Radiological Emergency. IAEA Safety Standards Series No. GS-R-2, IAEA, Vienna (2002).
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Convention on the Physical Protection of Nuclear Materials, Legal Series No. 12, IAEA, Vienna (1982).
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Method for Developing Arrangements for Response to a Nuclear or Radiological Emergency. (Updating IAEA-TECDOC-953), Emergency Preparedness and Response Series, Vienna (in divparation).
FOOD AND AGRICULTURE ORGANIZATION OF THE UNITED NATIONS, INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, INTERNATIONAL LABOUR ORGANISATION, OECD NUCLEAR ENERGY AGENCY, PAN AMERICAN HEALTH ORGANIZATION, WORLD HEALTH ORGANIZATION, International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources, Safety Series No. 115, IAEA, Vienna (1996).
ПРОДОВОЛЬЧА І СІЛЬСЬКОГОСПОДАРСЬКА ОРГАНІЗАЦІЯ ОБ'ЄДНАНИХ НАЦІЙ, МІЖНАРОДНЕ АГЕНТСТВО З АТОМНОЇ ЕНЕРГІЇ, МІЖНАРОДНА ОРГАНІЗАЦІЯ ПРАЦІ, АГЕНТСТВО ЯДЕРНОЇ ЕНЕРГІЇ ОРГАНІЗАЦІЇ ЕКОНОМІЧНОГО СПІВРОБІТНИЦТВА І РОЗВИТКУ, Панамериканської організації охорони здоров'я, ВСЕСВІТНЯ ОРГАНІЗАЦІЯ ОХОРОНИ ЗДОРОВ'Я, Міжнародні основні норми безпеки для захисту від іонізуючого випромінювань і безпечного поводження з джерелами випромінювання, Серія видань з безпеки № 115, МАГАТЕ, Відень (1996).
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Intervention Criteria in a Nuclear or Radiation Emergency, Safety Series No. 109, IAEA, Vienna (1994).
UNITED STATES NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Health Effects Models for Nuclear Power Plant Accidents Consequence Analysis, NUREG/CR- 4214, USNRC, Washington, DC (1989).
INTERNATIONAL COMMISION ON RADIOLOGICAL PROTECTION, Publication 58, RBE for Deterministic Effects, Annals of the ICRP 20 (4) (1989).
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Diagnosis and Treatment of Radiation Injuries, Safety Reports Series No. 2, IAEA, Vienna (1998).
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, The Radiological Accident in Lilo, IAEA, Vienna (2000).
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Preparedness and Response for a Nuclear or Radiological Emergency. IAEA Safety Standards Series No. GS-R-2, IAEA, Vienna (2002).
[1] Хоча низькоактивні джерела не будуть призводити до виражених детерміністськими ефектів, "D-величини" використовувалися в якості внормовують факторів для всіх джерел, щоб забезпечити відповідність (єдиний підхід) для всіх категорій.