Гигиенические аспекты перехода предприятий ядерно-топливного цикла на новые технологии

¹Введение. Стратегия развития атомной энергетики в России предусматривает переход предприятий ядерно-топливного цикла (ЯТЦ) на замкнутый цикл, т.е. широкомасштабное повторное использование урана, регенерированного из облученного ядер-ного топлива.

Неизбежным следствием перехода предприятий ядерно-топливного цикла на замкнутый цикл будет неуклонное, в зависимости от количества рециклов, увеличение содержания в регенерированном ядер-ном топливе изотопов уран-236, — 232 и трансурановых элементов, а в свежем MOКС-топливе — наличие плутония с последующим накоплением в ходе кампании трансплутониевых элементов, что может негативно влиять на радиационную обстановку в производственных помещениях АЭС при различных режимах ее эксплуатации.

Результаты радиационно-гигиенического сопровождения работ [1, 2] по изготовлению ТВЭЛов и ТВС из регенерированного урана, полученного из отработавшего топлива АЭС, показывают, что использование данного вида сырья приводит к изменению радиационной обстановки практически на всех технологических переделах.

Наличие в регенерированном сырье радионуклидов реакторного происхождения увеличивает его радиационную опасность и фактическую активность

радионуклидов на рабочих местах, что в отдельных случаях может приводить к изменению класса работ с открытыми источниками ионизирующего излучения.

Цель: обоснование критериев для принятия решения о возможности использования регенерированного топлива в действующих производствах.

Гигиенические критерии. При реализации любого планируемого мероприятия, которое может привести к ухудшению радиационной обстановки на предприятии ЯТЦ, следует оценивать потенциальную опасность для персонала и населения, исходя из принципов обоснования и оптимизации в целях обеспечения радиационной безопасности. Любое планируемое мероприятие, которое может привести к ухудшению радиационной обстановки на предприятии ЯТЦ, на отдельном производственном участке или в помещении, должно быть обосновано экономическими, техническими, социальными и/или другими причинами.

В качестве гигиенических критериев для принятия решения о целесообразности и/или возможности реализации планируемых мероприятий, способных привести к ухудшению радиационной обстановки на предприятии ЯТЦ, предлагаются следующие:

– прогнозируемые эффективные дозы облучения персонала с учетом максимальных неопределенностей измерения отдельных составляющих эффективной дозы, которые могут сформироваться после реализации данных мероприятий;

– прогнозируемые эквивалентные дозы облучения хрусталика глаза, кожи, кистей и стоп персонала с учетом максимальных неопределенностей измерения отдельных составляющих эквивалентных доз в отдельных органах и тканях тела, которые могут сформироваться после реализации данных мероприятий.

Для прогнозируемой средней за 5 лет эффективной дозы должно выполняться условие, полученное с учетом максимальных неопределенностей измерения соответствующих доз:

D c +D n + D eHymp. + У0,09 D C + 0,25 D П + 2,25 D -внутр. # 20мЗв/год (1) где D _γ — вклад внешнего гамма-облучения в годовую эффективную дозу; D_n — вклад внешнего нейтронного облучения в годовую эффективную дозу; D_внутр — вклад внутреннего облучения в годовую эффективную дозу.

Предел суммарной прогнозируемой эффективной дозы (допустимая эффективная доза облучения персонала) будет зависеть от соотношения ее составляющих.

Для облучения кожи, кистей и стоп бета-гамма-излучением это условие имеет вид:

• 1,5    · D _{β +γ} ≤ 500 мЗв/год, или D _{β +γ} ≤ 330 мЗв/год, (2) где D _{β +γ} — годовая эквивалентная доза облучения внешним бета-гамма-излучением.

Следовательно, если происходит облучения кожи, кистей и стоп бета-излучением, прогнозируемая эквивалентная доза 330 мЗв/год будет являться допустимой дозой , гарантирующей непревышение величины 500 мЗв/год у любого лица из числа персонала после реализации планируемых мероприятий, способных привести к ухудшению радиационной обстановки.

Для облучения хрусталика глаза бета-гамма-излучением условие записывается в виде:

• 1,5    · D _{β +γ} ≤ 150 мЗв/год, или D _{β +γ} ≤ 100 мЗв/год, (3) т.е., если происходит облучение хрусталика глаза бета-гамма-излучением, прогнозируемая эквивалентная доза 100 мЗв/год будет являться допустимой дозой , гарантирующей непревышение величины 150 мЗв/год в хрусталике глаза у любого лица из числа персонала после реализации планируемых мероприятий, способных привести к ухудшению радиационной обстановки.

Соотношения (1), (2), (3) получены при консервативном подходе к способу определения индивидуальных доз с учетом максимальных неопределенностей измерения отдельных составляющих эффективной дозы и эквивалентных доз в отдельных органах и тканях тела.

В методических указаниях МУ 2.6.1.016–2000 [3] закреплено (§ 9.6), что принцип нормирования соблюден, если: Q < DL, где Q — значение искомой величины, основанное на измерении или расчете; DL — предел нормируемой величины.

При этом

U

дГ # a-1

где U — абсолютная неопределенность в единицах нормируемой величины. U = Qмакс — Q (Qмакс — максимальное значение, которое может принимать истинное значение измеряемой величины с вероятностью 95%); a — фактор неопределенности.

Таким образом, при определении эффективной дозы, формируемой при облучении тела внешним гамма-нейтронным излучением и вследствие внутреннего облучения, для средней за пять лет величины должно выполняться условие:

D _γ + D_n + D_внутр≤ 20 мЗв/год, где D _γ , D_n и D_внутр— составляющие суммарной эффективной дозы, обусловленные внешним гамма-, нейтронным и внутренним облучением соответственно.

Рассматривая случаи возможного ухудшения радиационной обстановки, следует применить консервативный подход при обязательном выполнении условия:

(Q + U) ≤ DL, где Q — значение искомой величины, основанное на прогностических оценках; DL — предел нормируемой величины; U — абсолютная неопределенность (для доверительной вероятности 95%) в единицах нормируемой величины.

Для средней за 5 лет величины эффективной дозы это требование будет записано в виде:

D c + D n + D «„утр. + У D C + D 2 + D в²нутр. # 20мЗв/год

Методические указания МУ 2.6.1.25–2000 [4] устанавливают требования к допустимым относительным значениям неопределенностей измерения индивидуального эквивалента дозы при проведении индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения. Индивидуальный эквивалент дозы является операционной величиной для индивидуального контроля внешнего облучения согласно § 7.3 МУ 2.6.1.016–2000 [3].

В рассматриваемом случае необходимо избежать возможной недооценки дозы, поэтому учитывать необходимо следующие значения неопределенности измерения дозы применяемыми приборами: 0,3 для гамма-облучения, 0,5 для нейтронного и бета-облучения. Для случая внутреннего облучения следует использовать максимальную неопределенность 1,5. Эти значения использованы в качестве коэффициентов в формуле (1).

Заключение. Для оценки целесообразности и/ или возможности реализации планируемых мероприятий, способных привести к ухудшению радиационной обстановки, следует спрогнозировать максимальные эффективные и эквивалентные дозы облучения персонала, которые могут сформироваться после реализации данных мероприятий.

Для прогноза максимальных эффективных и эквивалентных доз облучения персонала необходимо, применяя консервативный подход к оценкам, определить максимальные уровни воздействия радиационных факторов, которые будут присутствовать на рабочих местах персонала после реализации планируемых мероприятий.

Если прогностические оценки показывают, что после реализации планируемых мероприятий, способных привести к ухудшению радиационной обстановки, будут соблюдены приведенные выше требования, следует сопоставить прогнозируемые значения максимальных эффективных и эквивалентных доз облучения персонала с допустимыми значениями, рассчитанными на основании формул (1), (2) и (3).

Реализация планируемых мероприятий, способных привести к ухудшению радиационной обстановки, будет целесообразна и/или возможна, если прогнозируемые эффективные и эквивалентные дозы облучения персонала будут менее допустимых, а именно:

• – в случае суммарного воздействия внешнего фотонного и внутреннего облучения будет соблюдено условие (1);

  – в случае воздействия только внешнего гамма-излучения эффективная доза будет менее 15,4 мЗв/ год;

  – в случае воздействия только внутреннего облучения эффективная доза будет менее 8,0 мЗв/год;

  – в случае воздействия бета-излучения на кожу, кисти и стопы эквивалентная доза будет менее 330,0 мЗв/год;

  – в случае воздействия бета-излучения на хрусталики глаза эквивалентная доза будет менее 100,0 мЗв/год.

При этом должны выполняться следующие требования:

• а)    не повышать категорию потенциальной опасности предприятия ЯТЦ;

• б)    не повышать класс работ с открытыми источниками ионизирующего излучения;

• в)    не повышать класс условий труда персонала более чем на один класс [5].