Деякі питання забезпечення безпеки при передачі радіаційних об`єктів для необмеженого

Б.А. Чопенко, С.П. Колотухин.

АТ «Енергетичний інститут ім. Г.М. Кржижановського », м. Москва.

1. У Російській Федерації існує велика кількість промислових, енергетичних, паливо-видобувних, науково-дослідних, збагачувальних та інших об'єктів, пов'язаних з використанням ядерних матеріалів, джерел іонізуючих випромінювань (ДІВ) та радіоактивних речовин (РВ).

В даний час для цих областей використання атомної енергії розроблені принципи і методи радіаційного контролю та дозиметрії, захисту населення від радіаційних факторів як в умовах нормальної експлуатації об'єктів, так і при радіаційних аваріях, розроблені закони [1-4], випущено багато правил, інструкцій, методичних розробок і вказівок із забезпечення радіаційної безпеки [5-7].

Однак, розроблені методи стосуються в основному радіаційного контролю великих об'єктів (атомні енергетичні станції, дослідницькі реактори, суднові реактори, підприємства з утилізації суден атомного флоту, заводи з переробки ядерних відходів, об'єкти ВО «Радон» і т.д.) і мають загальну особливість - вони є відомчими (хоча і заснованими на існуючих, або існували нормах і правилах радіаційної безпеки) і спрямовані на підтримку нормальної (повсякденному) роботи організацій і в малому ступені - на розумне і маловитратне забезпечення радіаційної безпеки після завершення діяльності організації.

Особливість багатьох радіаційних об'єктів, що виводяться з експлуатації, - у діючих санітарних правилах не прописана чітка процедура (алгоритм дій) при передачі таких приміщень населенню для необмеженого використання навіть після проведення дезактиваційних робіт.

2. Поряд з великими, існує багато організацій, перш за все науково-дослідні інститути, де протягом тривалого часу використовували ДІВ і РМ.

Приклад - лабораторія радіаційної фізики «Енергетичного інституту ім. Г.М. Кржижановського »у м. Москві, яка займалася дослідженнями в області термоядерної енергетики та іншими дослідженнями з використанням нейтронного генератора. Радіаційних аварій не було, проте в процесі роботи утворилися невисокі за рівнем (тобто не перевищують вимог до категорії "А"), але «розмазані» за площею радіоактивні забруднення різного ізотопного складу (в основному тритієм у вигляді високодисперсної пилу гідриду титану) . Дослідження з потужними радіаційними джерелами закінчені, приміщення та обладнання перевірені на наявність радіаційних факторів, радіаційні джерела та забруднене вище встановлених НРБ-99 і ОСПОРБ-99 рівнів обладнання здано в ГУП МосНПО «Радон», забруднені радіоактивними речовинами ділянки продезактівіровани до фонових значень. Виникає питання - а чи можна передати такі приміщення категорії «населення» для необмеженого використання, чи є рекомендований перелік видів діяльності, якими в подальшому можна займатися в цих приміщеннях? Наприклад, організувати склад в продезактівірованних приміщеннях, де розташовувався потужний нейтронний генератор, а може бути новим господарям буде вигідніше використовувати їх під їдальню (кафе) або дитячий сад? На жаль, конкретної відповіді в нині діючих правилах немає.

Таким чином, при передачі різних матеріалів, устаткування і приміщень подібних колишніх радіаційних об'єктів категорії «населення» для необмеженого використання необхідно знати точні відповіді на наступні питання:

- Якими санітарними правилами слід користуватися в таких випадках?

- Які методики та прилади повинні використовувати працівники експлуатуючої організації та контролюючі органи при перевірці залишкових рівнів радіоактивного забруднення поверхонь приміщень і залишається обладнання, яка кваліфікація повинна бути у працівників цих органів?

- Як дезактивувати обладнання (в тому числі, спеціальне) і приміщення, на які радіаційні фактори звертати особливу увагу?

- Чи потрібно проводити контрольні виміри рівнів радіоактивного забруднення поверхонь продезактівірованного устаткування і приміщень, з огляду на можливість міграції забруднень з прихованих порожнин (наприклад, шляхом вимивання чи осипання) і якщо потрібно, то через який термін - 6 місяців, 1 рік, 2 роки?

- Якими користуватися методиками визначення вартості та часу проведення дезактиваційних робіт (принцип оптимізації), якщо рівні мінімально значущою питомої активності (МЗУА) на 1-3 порядки нижче зазначених у Додатку П-4 НРБ-99? Представники територіальних органів госсанепіднадзра часто перестраховуються, змушуючи рівні радіоактивних забруднень доводити до значень фону.

Тому часто керівники організацій, почавши виведення з експлуатації радіаційного об'єкта, змушені з економічних чи інших причин брати різного роду «нестандартні рішення», що призводить до порушень існуючих НРБ-99 і ОСПОРБ-99, а часто і до порушення чинного законодавства Російської Федерації.

3. Сучасні правила радіаційної безпеки (НРБ-99, ОСПОРБ-99, методичні вказівки, розробки і т.д.) добре регламентують звичайну діяльність радіаційно-небезпечних об'єктів, дають чіткі правила поводження з ДІВ, з матеріалами, що містять природні (ПРН) і техногенні ( штучні) (ІРН) радіонукліди і використовуваними при експлуатації цих об'єктів. Гірше вони описують правила поводження з виробами та матеріалами, використовуваними в неядерних галузях народного господарства і містять ПРН і ІРН та їх комбінацію, і мають сліди відомчого підходу.

Наприклад, мелений мінерал боксит, що має питому активність 4 кБк / кг за пунктом 5.3.6 НРБ-99, може використовуватися населенням як добриво без обмежень, а той же боксит в якості будівельного матеріалу c Аеф ≈ 4 кБк / кг (з урахуванням можливої ​​присутності калію-40) за пунктом 5.3.4 тих же НРБ-99 може використовуватися тільки в дорожньому будівництві поза населених пунктів і лише за погодженням з центральним органом держсанепіднагляду.

І зовсім незрозуміло йде справа з поверненням колишніх радіаційних об'єктів до лав радіаційно-чистих організацій.

У правилах є поняття «радіаційний об'єкт», і при цьому відсутнє таке поняття як «об'єкт, чистий за радіаційним фактором». Часто при здачі об'єкта контролюючі органи вимагають довести рівень радіоактивних забруднень ІРН здається об'єкта до рівня об'єктів, де вони ніколи не застосовувалися, мотивуючи це тим що в правилах немає прямої вказівки на допустимий рівень забруднень ІРН для категорії «населення».

Зазвичай роблять так: зменшують допустимі рівні для осіб з персоналу в 10 разів і користуються отриманими значеннями як допустимими рівнями для населення. Ці дані дуже важливі, але й тут у правилах немає прямого дозволу або заборони таких розрахунків.

Як досягти в реальних умовах допустимих рівнів забруднень для населення, наприклад, по тритію? Стіни з мікротріщинами, порами і іншими «адсорберами» для гідриду титану відмити можна, але важко. Завжди знайдеться щілину, яку неможливо продезактівіровать. Знімати весь поверхневий шар (стіни, стеля, підлога)? Звичайно, можна багато чого відправити на поховання в НВО «Радон», але тоді ми перетворимося навіть не в міжнародну, а просто на смітник відходів.

Як бути з замоноліченими лабіринтовим проходками, вводами та іншими порожнинами? Місцеві рівні радіоактивних забруднень там можуть бути високими, але з їх поверхонь навіть мазок на аналіз неможливо взяти. Залити бетоном і залишити це забруднення на майбутнє?

Який сенс досягати встановлених допустимих рівнів радіоактивного забруднення - табл. 8.9 НРБ-99, наприклад, по тритію. У цій таблиці встановлено рівні радіоактивного забруднення без обліку енергії випромінювання нукліда (за винятком Sr-90 + Y-90). Хіба радіаційна небезпека нукліда тритію дорівнює більшості інших бета-випромінюючих радіоактивних ізотопів? Наприклад [8-10]:

Т (3Н) - Еефф = 0,01 МеВ / роз; Період напіввиведення (Тб) = 18 діб;

137Сs - Еефф = 0,59 МеВ / роз; Тб = 110 діб;

226Ra - Еефф = 110 МеВ / роз; Тб = 8,1.103 добу.

Тим часом, судячи за величиною допустимих рівнів радіоактивного забруднення робочих поверхонь, шкіри, спецодягу та засобів індивідуального захисту (табл. 8.9 НРБ-99) в нормах між ними ніяких відмінностей не робиться, а енергія бета-частинок різних нуклідів може відрізнятися на порядки див. таблицю 1 і 2.

Виписка з НРБ-99

(Таблиця 8.2)

Таблиця 1 - Допустимі рівні радіоактивного забруднення робочих поверхонь, шкіри, спецодягу та засобів індивідуального захисту, част / (см2 х хв)

Примітки: * Для поверхні робочих приміщенні і устаткування, забруднених альфа-активними нуклідами, нормується знімається (нефіксоване) забруднення, для решти поверхонь - сумарне (знімається і не знімаються) забруднення.

** До окремих відносяться альфа - активні нукліди, середньорічна допустима об'ємна активність яких у повітрі робочих приміщень ДОА <0,3 Бк/м3.

*** Встановлено такі значення допустимих рівнів забруднення шкіри, спецбілизну і внутрішньої поверхні лицьових частин засобів індивідуального захисту для окремих радіонуклідів: - для Sr-90 + Y-90 - 40 част / (см2 x хв).

Таблиця 2 - Деякі радіаційні характеристики бета-випромінюючих нуклідів

Виміряти питому активність тритію важко, тому що більшість переносних бета-радіометрів мають нижню енергетичну кордон 100-150 кеВ і вище (наприклад, радіометр-дозиметр МКС-01р-200 кеВ, МКС-1117 - 225 кеВ) і потрібно використовувати дорогі методи рідинної сцинтиляційної спектрометрії.

Необхідно ж обов'язково враховувати витрати на проведення дезактиваційних робіт і очікувану користь (прибуток) від використання як відповідних технічних засобів, так і продезактівірованних приміщень. Принцип оптимізації проголосили, а в житті він не дотримується.

Може доцільніше провести дезактивацію приміщень до незнижуваного рівня (в даному випадку мова йде тритии) і чекати природного спаду залишилися радіоактивних забруднень за рахунок розпаду до допустимого рівня для населення? При цьому цілком можливо вести експлуатацію окремих приміщень населенням під контролем служби радіаційної безпеки організації.

4. Таким чином, видно, що в існуючих нормативних документах помітний відомчий підхід до проблеми радіаційної безпеки населення та відсутній комплексний підхід до того, щоб приміщення і технічні засоби колишніх радіаційних об'єктів обгрунтовано, з урахуванням принципу оптимізації, можна було передавати для необмеженого використання населенням.

При цьому, на жаль, є можливість широкого тлумачення пунктів норм і правил забезпечення радіаційної безпеки як з боку піднаглядних, так і наглядових органів, а це лише шкодить справі.

5. В даний час в Україні діє багато різних санітарних правил забезпечення радіаційної безпеки, правил забезпечення радіаційної безпеки, розроблених Держатомнаглядом Росії, які між собою не стикуються, іноді суперечать одні іншим, навіть якщо вони затверджені одним і тим самим відомством. Тимчасові правила і норми діють десятиліттями. На наш погляд, з питань забезпечення радіаційної безпеки при поводженні з ПРН, незалежно від галузі народного господарства, повинні бути розроблені єдині норми і правила, як це зроблено, наприклад, у Великобританії [11].

Список літератури

1. Закон Російської Федерації «Про радіаційної безпеки населення» від 09.01.1996г. № 3-ФЗ.

2. Закон Російської Федерації «Про санітарно-епідеміологічне благополуччя населення» від 30.03.1999г. № 52-ФЗ.

3. Закон Російської Федерації «Про охорону навколишнього середовища» від 10.01.2002р. № 7-ФЗ.

4. Закон Російської Федерації «Про використання атомної енергії» від 21.11.1995г. № 170-ФЗ.

5. СП 2.6.1.758-99. Норми радіаційної безпеки (НРБ-99), Міністерство охорони здоров'я Росії, 1999.-115с.

6. СП 2.6.1.799-99. Основні правила забезпечення радіаційної безпеки (ОСПОРБ-99), Міністерство охорони здоров'я Росії, 2000.-97с.

7. СанПіН 2.6.1.012-94. Організація виробництв продукції цивільного призначення в санітарно-захисній зоні підприємств четвертого Головного науково-технологічного управління Міністерства Російської Федерації з атомної енергії (СП-К4-94). ГКСЕН МОЗ Росії, 1994.-15с.

8. Т.В. Голашвілі, В.П. Чечев, А.А. Лобів. Довідник нуклідів. М.: ЦНІІАТОМІНФОРМ, 1995 .- 439с.

9. В.Ф. Козлов. Довідник з радіаційної безпеки. М.: Вища школа, 1991.-352с.

10. А.А. Моїсеєв, В.І. Іванов. Довідник з дозиметрії та радіаційної гігієни. М.: Вища школа, 1990.-251с.

11. Intertek Testing Services Caleb Brett. Вимоги Законодавства Великобританії, 1993 р.