ОДЭК: уровень радиологической защиты населения с учётом современной модели "доза-эффект" МКРЗ
Автор: Иванов В.К., Меняйло А.Н., Чекин С.Ю., Спирин Е.В., Соломатин В.М.
Рубрика: Научные статьи
Статья в выпуске: 1 т.32, 2023 года.
Бесплатный доступ
В связи с подписанием лицензии АО «СХК» на сооружение первого в мире опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, приобретает особую актуальность окончательное формирование проектной документации, обеспечивающей гарантированную безопасность населения при эксплуатации Опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК) в составе реакторной установки БРЕСТ-ОД-300, модуля переработки и модуля фабрикации/рефабрикации топлива. Международная комиссия по радиологической защите (МКРЗ) в своей базовой Публикации 103 указывает на необходимость перехода при оценке уровня радиологической защиты населения от величин ожидаемых эффективных доз к оценке канцерогенных рисков по отдельным органам и тканям с учётом эквивалентных доз и современных зависимостей «доза-эффект». В статье показано, что для различных радионуклидов величина пожизненного обусловленного радиацией канцерогенного риска может отличаться в 5-7 раз, в то время как значения ожидаемых эффективных доз от облучения за счёт этих радионуклидов совпадают. Важной особенностью нового подхода МКРЗ к оценке радиационно-обусловленных канцерогенных рисков является учёт пола и возраста облучённого контингента. Приводятся оценки пожизненного атрибутивного (радиационного) риска для критических групп населения, проживающего вблизи ОДЭК, от годовых атмосферных выбросов ОДЭК при нормальной эксплуатации. Получены ограничения по выбросам 3H и 137Cs, обеспечивающие нормальное функционирование комплекса в диапазоне пренебрежимо малого радиационного риска для населения (по НРБ-99/2009).
Опытно-демонстрационный энергетический комплекс, зятц на базе рбн, рекомендации мкрз по оценке канцерогенного риска, ожидаемая эффективная доза, зависимость
Короткий адрес: https://sciup.org/170198089
IDR: 170198089 | DOI: 10.21870/0131-3878-2023-32-1-5-20
Текст научной статьи ОДЭК: уровень радиологической защиты населения с учётом современной модели "доза-эффект" МКРЗ
Руководитель Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору (Ростехнадзор) 10 февраля 2021 г. подписал лицензию АО «СХК» на сооружение первого в мире опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем.
Опытно-демонстрационный энергоблок реакторной установки (РУ) БРЕСТ-ОД-300 является ключевым элементом Опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК), который также включает в себя модуль по фабрикации/рефабрикации (МФР) смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива, а также модуль переработки (МП) облучённого топлива.
Иванов В.К. – науч. руководитель НРЭР, гл. радиоэколог ПН «Прорыв», Председатель РНКРЗ, чл.-корр. РАН, д.т.н.; Меняйло А.Н. – вед. науч. сотр., к.б.н.; Чекин С.Ю.* – зав. лаб. МРНЦ им. А.Ф. Цыба – филиал ФГБУ «НМИЦ радиологии» Минздрава России. Спирин Е.В. – гл. науч. сотр. отдела гл. радиоэколога ПН «Прорыв», д.б.н.; Соломатин В.М. – нач. отдела гл. радиоэколога ПН «Прорыв», к.б.н. АО «Прорыв».
Комплекс позволит создать пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл, что даст возможность не только производить электричество, но и готовить из топлива, выгружаемого из активной зоны реактора, новое.
В период проведения экспертизы обоснования безопасности опытно-демонстрационного энергоблока были разработаны новые федеральные нормы и правила, учитывающие специфику проекта: «Требования к устройству и безопасной эксплуатации корпуса блока реакторного, оборудования и трубопроводов ядерной установки со свинцовым теплоносителем», «Требования к обоснованию прочности корпуса блока реакторного, оборудования и трубопроводов ядерных установок со свинцовым теплоносителем». Утверждены и введены в действие 16 стандартов Госкорпорации «Росатом», детализирующие требования и обеспечивающие учёт всех особенностей энергоблока БРЕСТ-ОД-300.
Особое значение в настоящее время имеет оценка уровня радиологической защиты населения с учётом заключений НКДАР ООН, рекомендаций МКРЗ и стандартов МАГАТЭ [1]. Понятно, что в проектную документацию ОДЭК должны быть внесены окончательные коррективы по обеспечению населения приемлемыми значениями радиационного канцерогенного риска при внешнем и внутреннем облучении на расстоянии 1 км от рассматриваемых объектов [2].
Материалы и методы
Действующие нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009) [3] устанавливают пределы и ограничения облучения населения в основном в терминах эффективной дозы ( E ) облучения, которая выражается в Зв и представляет собой сумму эффективной дозы внешнего облучения E внеш и ожидаемой эффективной дозы (ОЭД) внутреннего облучения. Пределы доз облучения населения в течение года устанавливаются исходя из значений индивидуальных пожизненных рисков, равных 5,5 x 10 -5 (для нормальной эксплуатации источников ионизирующего облучения) или 10-6 (пренебрежимо малый риск). Для перехода от эффективной дозы Е к величине номинального пожизненного риска R (риска, усреднённого по стандартной популяции) используется единый для всего населения номинальный коэффициент риска r =5,7x10- 2 Зв-1: R= Е • r .
Исходными данными для оценки коэффициентов радиационного риска являются данные о последствиях для здоровья населения, подвергшегося действию ионизирующего излучения в результате атомных бомбардировок в 1945 г. японских городов Хиросима и Нагасаки. Эпидемиологические исследования когорты лиц, переживших эти атомные бомбардировки, показали зависимость коэффициентов радиационного риска от пола и возраста облучённых лиц [4] (рис. 1).
1,5
все раки, кроме лейкозов
рак щитовидной железы
0,5
рак легкого
возраст при облучении 10 лет 30 лет 50 лет
Рис. 1. Зависимость коэффициентов радиационного риска от возраста при облучении.
Коэффициент риска, использующийся в НРБ-99/2009 [3] для установления пределов доз облучения населения, является результатом усреднения по полу и возрасту исходных коэффициентов риска r T для различных органов и тканей T , полученных в вышеупомянутых эпидемиологических исследованиях. Кроме того, оценки эффективной дозы Е учитывают дифференциацию по радиочувствительности (по r T ) различных органов и тканей по отношению к стохастическим эффектам действия радиации (посредством усреднения эквивалентных доз в органах и тканях H t со взвешивающими коэффициентами w t для отдельных органов и тканей: Е = £TwT • Нт ). Современный метод усреднения коэффициентов риска r T и вычисления w T подробно изложен в Публикации 103 Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ) [5]. Исходя из наличия идентифицированных моделей радиационных рисков, МКРЗ использует 13 различных коэффициентов риска r T по органам и тканям и соответствующие им 13 взвешивающих коэффициентов w t . Однако, для оценки эффективной дозы Е эти 13 коэффициентов w t экспертным способом группируются в 4 взвешивающих коэффициента w g : Е = ETwfl ( T ) • Нт .
С другой стороны, МКРЗ [5] отмечает, что для оценки индивидуального риска требуется использовать дозы в органах и тканях, а не эффективные дозы. При известных эквивалентных дозах в органах и тканях H T пожизненный радиационный риск, в частности – пожизненный атрибутивный риск LAR (от англ. Lifetime Attributable Risk), используемый МКРЗ [5], может быть рассчитан непосредственно по известным 13 моделям радиационных рисков [5, 6]. Величина LAR зависит от пола и возраста облучаемых лиц и может быть, в частности, усреднена по конкретной популяции. Обобщённая схема оценки величин Е , R и LAR приведена на рис. 2.
Рис. 2. Обобщённая схема оценки величин эффективной дозы и пожизненного риска.
В более детальном виде метод оценки пожизненного радиационного риска в результате неравномерного внешнего и внутреннего облучения был опубликован ранее [7]. Для его практической реализации был разработан программный модуль РОЗА-Н (Радиологическое Обеспечение ЗAщиты – Население), позволяющий рассчитывать значения LAR с учётом факторов неопределённости оценок рисков [8].
Результаты и обсуждение
На основе исходных проектных данных по радионуклидному составу годовых атмосферных выбросов модулей ОДЭК (РУ БРЕСТ-ОД-300, МП, и МФР) при их нормальной эксплуатации были получены значения эффективных доз Е внешнего и внутреннего облучения населения, проживающего вблизи ОДЭК (на расстоянии 1 км от точки выбросов), а также значения эквивалентных доз H T и пожизненных рисков LAR для различных возрастных групп женского населения. При расчётах LAR использовались необходимые эпидемиологические показатели населения (фоновые половозрастные показатели онкосмертности и общей смертности) по данным Минздрава России за 2017 г. [9].
Как видно из табл. 1-3 и рис. 3, суммарный пожизненный риск LAR критической группы населения (девочки в возрасте 5 лет) от выбросов всех модулей ОДЭК превышает величину пренебрежимо малого риска 10-6 [3]. При этом основным доза-риск-образующим радионуклидом для РУ является 3H, а для МП – радионуклид 137Cs.
Таблица 1
Эффективные дозы облучения (Е) и пожизненные радиационные риски (LAR) онкосмертности на расстоянии 1 км от точки выбросов для женского населения (возраст при облучении и поступлении радионуклидов – 5, 20, 50 лет и усреднённый возраст), проживающего вблизи РУ БРЕСТ-ОД-300, от однократного внешнего облучения и поступления радионуклидов в организм при нормальной эксплуатации
|
Источник облучения |
Е, мкЗв |
LAR, 5 лет |
LAR, 20 лет |
LAR, 50 лет |
LAR, усреднённый возраст |
|
Внешнее облучение |
5,47E-04 |
4,60E-11 |
3,27E-11 |
1,45E-11 |
2,05E-11 |
|
14C |
1,48E-05 |
1,03E-12 |
7,40E-13 |
4,63E-13 |
5,36E-13 |
|
134Cs |
5,66E-06 |
3,37E-13 |
2,42E-13 |
1,47E-13 |
1,73E-13 |
|
137Cs+137Ba |
1,51E-05 |
9,26E-13 |
6,63E-13 |
3,97E-13 |
4,71E-13 |
|
3H |
1,36E+01 |
9,45E-07 |
6,61E-07 |
3,97E-07 |
4,73E-07 |
|
131I |
5,01E-04 |
2,61E-11 |
8,30E-12 |
1,46E-12 |
6,02E-12 |
|
133 |
1,91E-07 |
1,28E-14 |
1,32E-14 |
1,13E-14 |
1,04E-14 |
|
135 |
7,17E-07 |
5,65E-14 |
4,99E-14 |
3,75E-14 |
3,79E-14 |
|
210Po |
9,02E-04 |
6,25E-11 |
5,28E-11 |
3,61E-11 |
3,80E-11 |
|
Все источники |
1,36E+01 |
9,45E-07 |
6,61E-07 |
3,97E-07 |
4,73E-07 |
Таблица 2
Эффективные дозы облучения (Е) и пожизненные радиационные риски (LAR) онкосмертности на расстоянии 1 км от точки выбросов для женского населения (возраст при облучении и поступлении радионуклидов – 5, 20, 50 лет и усреднённый возраст), проживающего вблизи МП, от однократного внешнего облучения и поступления радионуклидов в организм при нормальной эксплуатации
|
Источник облучения |
Е, мкЗв |
LAR, 5 лет |
LAR, 20 лет |
LAR, 50 лет |
LAR, усреднённый возраст |
|
Внешнее облучение |
2,48E+00 |
2,08E-07 |
1,48E-07 |
6,55E-08 |
9,28E-08 |
|
241Am |
3,24E-05 |
2,59E-12 |
2,24E-12 |
2,02E-12 |
1,87E-12 |
|
14C |
7,84E-01 |
5,45E-08 |
3,91E-08 |
2,45E-08 |
2,83E-08 |
|
244Cm |
2,70E-03 |
2,33E-10 |
2,26E-10 |
2,13E-10 |
1,91E-10 |
|
137Cs+137Ba |
1,46E+00 |
8,97E-08 |
6,43E-08 |
3,84E-08 |
4,57E-08 |
Продолжение таблицы 2
|
Источник облучения |
Е, мкЗв |
LAR, 5 лет |
LAR, 20 лет |
LAR, 50 лет |
LAR, усреднённый возраст |
|
3H |
6,15E-01 |
4,27E-08 |
2,99E-08 |
1,80E-08 |
2,14E-08 |
|
129I |
1,79E-02 |
9,29E-10 |
2,77E-10 |
3,08E-11 |
1,99E-10 |
|
239Pu |
1,02E-08 |
7,83E-16 |
6,39E-16 |
5,55E-16 |
5,30E-16 |
|
125Sb |
1,91E-03 |
1,23E-10 |
1,16E-10 |
1,02E-10 |
9,42E-11 |
|
90Sr+90Y |
1,46E-05 |
2,73E-13 |
2,81E-13 |
3,44E-13 |
2,65E-13 |
|
238U |
3,92E-07 |
3,61E-14 |
3,78E-14 |
3,44E-14 |
3,08E-14 |
|
Все источники |
5,36E+00 |
3,97E-07 |
2,82E-07 |
1,47E-07 |
1,89E-07 |
Таблица 3
Эффективные дозы облучения (Е) и пожизненные радиационные риски (LAR) онкосмертности на расстоянии 1 км от точки выбросов для женского населения (возраст при облучении и поступлении радионуклидов – 5, 20, 50 лет и усреднённый возраст), проживающего вблизи МФР, от однократного поступления радионуклидов в организм при нормальной эксплуатации
|
Источник облучения |
Е, мкЗв |
LAR, 5 лет |
LAR, 20 лет |
LAR, 50 лет |
LAR, усреднённый возраст |
|
238Pu |
4,48E-02 |
3,56E-09 |
3,04E-09 |
2,70E-09 |
2,53E-09 |
|
239Pu |
9,30E-02 |
7,11E-09 |
5,80E-09 |
5,04E-09 |
4,81E-09 |
|
240Pu |
1,24E-01 |
9,49E-09 |
7,74E-09 |
6,73E-09 |
6,42E-09 |
|
241Pu |
1,20E-01 |
5,39E-09 |
3,58E-09 |
1,97E-09 |
2,49E-09 |
|
242Pu |
3,74E-04 |
2,85E-11 |
2,32E-11 |
2,01E-11 |
1,92E-11 |
|
Все источники |
3,82E-01 |
2,56E-08 |
2,02E-08 |
1,65E-08 |
1,63E-08 |
Рис. 3. Пожизненные риски (LAR) онкосмертности для девочек в возрасте 5 лет на момент атмосферных выбросов ОДЭК, проживающих на расстоянии 1 км от точек выбросов.
На рис. 4-7 показаны коэффициенты пожизненного радиационного риска LAR на 1 мЗв эквивалентной дозы и величины эквивалентных доз по этим радионуклидам. Именно эти данные используются по новому стандарту МКРЗ [5] для оценки канцерогенных рисков (табл. 1-3).
Орган или ткань
■ Эквивалентная доза V LAR на 1 мЗв
Рис. 4. Пожизненные риски (LAR) онкосмертности по различным локализациям ЗНО
Эквивалентная доза, мЗв Эквивалентная доза, мЗв
и
дозы в соответствующих органах и тканях для девочек в возрасте 5 лет при пероральном поступлении в организм радионуклида 3H с ОЭД, равной 1 мЗв.
9 1,00E-04
Орган или ткань
■ Эквивалентная доза > LAR на 1 мЗв
Рис. 5. Пожизненные риски (LAR) онкосмертности по различным локализациям ЗНО
дозы в соответствующих органах и тканях для девочек в возрасте 5 лет при ингаляционном поступлении в организм радионуклида 3H (AMAD=1 мкм, медленный тип растворимости) с ОЭД, равной 1 мЗв.
Эквивалентная доза, мЗв Эквивалентная доза, мЗв
Орган или ткань
■ Эквивалентная доза х LAR на 1 мЗв
Рис. 6. Пожизненные риски (LAR) онкосмертности по различным локализациям ЗНО
дозы в соответствующих органах и тканях для девочек в возрасте 5 лет
при пероральном поступлении в организм радионуклида 137Cs с ОЭД, равной 1 мЗв.
Орган или ткань
■ Эквивалентная доза х LAR на 1 мЗв
Рис. 7. Пожизненные риски (LAR) онкосмертности по различным локализациям ЗНО и эквивалентные дозы в соответствующих органах и тканях для девочек в возрасте 5 лет при ингаляционном поступлении в организм радионуклида 137Cs (AMAD=1 мкм, медленный тип растворимости) с ОЭД, равной 1 мЗв.
На рис. 8-10 показано изменение величины LAR от возраста населения на момент выбросов для разных диапазонов ОЭД по радионуклиду 3H. В частности, рис. 8 показывает, что для девочек в возрасте 5 лет величина LAR становится меньше 10-6, когда ОЭД снижается с 13,61 до 8,57 мкЗв, и меньше 7 x 10 -7 (условие не превышения уровня пренебрежимо малого риска 10 -6 с учётом факторов неопределённости оценок LAR), когда ОЭД снижается до значения 4,29 мкЗв.
1,60E-06
1,40E-06
1,20E-06
1,00E-06
8,00E-07
6,00E-07
4,00E-07
2,00E-07
0,00E+00 0,00 5,00 10,00 15,00
Ожидаемая эффективная доза от радионуклида H-3, мкЗв
Пренебрежимо малый риск Уровень риска 7,00E-07 Девочки, 5 лет
Рис. 8. Пожизненный риск (LAR) онкосмертности критической группы населения (девочки в возрасте 5 лет), проживающего на расстоянии 1 км от ОДЭК, от годовых выбросов ОДЭК в целом, при уменьшении ОЭД от радионуклида 3H из выбросов РУ БРЕСТ-ОД-300.
1,20E-06
0,00E+00
0,00
5,00
10,00
15,00
Ожидаемая эффективная доза от радионуклида H-3, мкЗв
Пренебрежимо малый риск Уровень риска 7,00E-07 Женщины, 20 лет
Рис. 9. Пожизненный риск (LAR) онкосмертности женского населения в возрасте 20 лет, проживающего на расстоянии 1 км от ОДЭК, от годовых выбросов ОДЭК в целом, при уменьшении ОЭД от радионуклида 3H из выбросов РУ БРЕСТ-ОД-300.
1,20E-06
1,00E-06
8,00E-07
0,00E+00
0,00
5,00
10,00
15,00
Ожидаемая эффективная доза от радионуклида H-3, мкЗв
Пренебрежимо малый риск Уровень риска 7,00E-07 Женщины, 50 лет
Рис. 10. Пожизненный риск (LAR) онкосмертности женского населения в возрасте 50 лет, проживающего на расстоянии 1 км от ОДЭК, от годовых выбросов ОДЭК в целом, при уменьшении ОЭД от радионуклида 3H из выбросов РУ БРЕСТ-ОД-300.
Рис. 9 и 10 демонстрируют, что для женского населения в возрасте 20 лет и старше уровень пренебрежимо малого риска 10-6 от годовых выбросов ОДЭК не превышается. Уровень пренебрежимо малого риска 7 x 10 -7 (с учётом неопределённости оценок LAR) для женского населения в возрасте 20 лет достигается при снижении ОЭД от радионуклида 3H с 13,61 до 8 мкЗв, а для женщин в возрасте 50 лет – не превышается.
На рис. 11 представлены оценки LAR онкосмертности для девочек в возрасте 5 лет, проживающих на расстоянии 1 км от ОДЭК, с учётом снижения ОЭД от радионуклида 3H из выбросов РУ БРЕСТ-ОД-300 на 95%: с 13,61 мкЗв до 0,76 мЗв.
Рис. 11. Пожизненный риск (LAR) онкосмертности критической группы населения (девочки в возрасте 5 лет), проживающего на расстоянии 1 км от ОДЭК, от годовых выбросов ОДЭК, при уменьшении ОЭД от радионуклида 3H из выбросов РУ БРЕСТ-ОД-300 на 95%: с 13,62 мкЗв до 0,76 мЗв.
Из представленных на рис. 11 оценок LAR можно сделать вывод, что при уменьшении в выбросах ОЭД по 3H на 95% значения LAR онкосмертности от годовых выбросов ОДЭК для критической группы населения (для девочек в возрасте 5 лет, проживающих на расстоянии 1 км от ОДЭК) не превышают пренебрежимо малых уровней риска 7 x 10 -7 и 10 -6 . LAR от выбросов РУ БРЕСТ-ОД-300 для данной критической группы населения в рамках такого снижения ОЭД по 3H снизился более чем в 18 раз: с 9,45 x 10 -7 до 5,13 x 10 -8 .
В табл. 4 и 5 представлены значения LAR онкосмертности по действующим международным стандартам с учётом фактора неопределённости оценки рисков от годовых выбросов ОДЭК при снижении суммарных ОЭД от 3H из выбросов РУ БРЕСТ-ОД-300 и 137Cs из выбросов МП для сопоставления с уровнями пренебрежимо малого риска 10 -6 и 7 x 10 -7 соответственно.
С учётом проведённого анализа получены оценки снижения ОЭД по 3H (из выбросов РУ БРЕСТ-ОД-300) и 137Cs (из выбросов МП) для достижения уровня радиологической защиты населения, проживающего вблизи ОДЭК, до пренебрежимо малого уровня (10-6) и пренебрежимо малого уровня с учётом факторов неопределённости расчёта рисков (7 x 10 -7 ) (табл. 4, 5). Из результатов расчёта, представленных в табл. 5, следует необходимость снижения существующего проектного значения ОЭД по выбросам 3H (из РУ БРЕСТ-ОД-300) на 75%. При таком снижении выбросов по 3H дальнейшее снижение облучения населения за счёт уменьшения выбросов радионуклида 137Cs из МП (по сравнению с проектными) не требуется.
Таблица 4
Значения LAR по действующим международным стандартам с учётом фактора неопределённости оценки рисков от годовых выбросов ОДЭК при снижении суммарных ОЭД от 3H из выбросов РУ БРЕСТ-ОД-300 и 137Cs из выбросов МП (в сопоставлении с уровнем риска 10-6)
|
Процентное снижение суммарной ОЭД, равной 13,61 мкЗв, от радионуклида 3H из выбросов РУ БРЕСТ-ОД-300 → |
||||||||||
|
10% |
15% |
20% |
25% |
30% |
35% |
40% |
45% |
50% |
||
|
и со ^ со g =^ о о о m ю 3 CD ° О о У o’ I Ф i ° о |
0% |
1,27E-06 |
1,23E-06 |
1,18E-06 |
1,13E-06 |
1,08E-06 |
1,04E-06 |
9,89E-07 |
9,42E-07 |
8,95E-07 |
|
5% |
1,26E-06 |
1,21E-06 |
1,16E-06 |
1,12E-06 |
1,07E-06 |
1,02E-06 |
9,75E-07 |
9,28E-07 |
8,80E-07 |
|
|
10% |
1,24E-06 |
1,20E-06 |
1,15E-06 |
1,10E-06 |
1,05E-06 |
1,01E-06 |
9,60E-07 |
9,13E-07 |
8,66E-07 |
|
|
15% |
1,23E-06 |
1,18E-06 |
1,14E-06 |
1,09E-06 |
1,04E-06 |
9,93E-07 |
9,46E-07 |
8,99E-07 |
8,52E-07 |
|
|
20% |
1,22E-06 |
1,17E-06 |
1,12E-06 |
1,07E-06 |
1,03E-06 |
9,79E-07 |
9,32E-07 |
8,85E-07 |
8,37E-07 |
|
|
25% |
1,20E-06 |
1,15E-06 |
1,11E-06 |
1,06E-06 |
1,01E-06 |
9,65E-07 |
9,17E-07 |
8,70E-07 |
8,23E-07 |
|
|
30% |
1,19E-06 |
1,14E-06 |
1,09E-06 |
1,04E-06 |
9,98E-07 |
9,50E-07 |
9,03E-07 |
8,56E-07 |
8,09E-07 |
|
|
35% |
1,17E-06 |
1,12E-06 |
1,08E-06 |
1,03E-06 |
9,83E-07 |
9,36E-07 |
8,89E-07 |
8,41E-07 |
7,94E-07 |
|
|
40% |
1,16E-06 |
1,11E-06 |
1,06E-06 |
1,02E-06 |
9,69E-07 |
9,22E-07 |
8,74E-07 |
8,27E-07 |
7,80E-07 |
|
|
45% |
1,14E-06 |
1,10E-06 |
1,05E-06 |
1,00E-06 |
9,54E-07 |
9,07E-07 |
8,60E-07 |
8,13E-07 |
7,66E-07 |
|
|
50% |
1,13E-06 |
1,08E-06 |
1,03E-06 |
9,87E-07 |
9,40E-07 |
8,93E-07 |
8,46E-07 |
7,98E-07 |
7,51E-07 |
|
|
55% |
1,11E-06 |
1,07E-06 |
1,02E-06 |
9,73E-07 |
9,26E-07 |
8,79E-07 |
8,31E-07 |
7,84E-07 |
7,37E-07 |
|
|
60% |
1,10E-06 |
1,05E-06 |
1,01E-06 |
9,59E-07 |
9,11E-07 |
8,64E-07 |
8,17E-07 |
7,70E-07 |
7,23E-07 |
|
|
65% |
1,09E-06 |
1,04E-06 |
9,92E-07 |
9,44E-07 |
8,97E-07 |
8,50E-07 |
8,03E-07 |
7,55E-07 |
7,08E-07 |
|
|
70% |
1,07E-06 |
1,02E-06 |
9,77E-07 |
9,30E-07 |
8,83E-07 |
8,36E-07 |
7,88E-07 |
7,41E-07 |
6,94E-07 |
|
|
75% |
1,06E-06 |
1,01E-06 |
9,63E-07 |
9,16E-07 |
8,68E-07 |
8,21E-07 |
7,74E-07 |
7,27E-07 |
6,79E-07 |
|
|
80% |
1,04E-06 |
9,96E-07 |
9,49E-07 |
9,01E-07 |
8,54E-07 |
8,07E-07 |
7,60E-07 |
7,12E-07 |
6,65E-07 |
|
|
85% |
1,03E-06 |
9,81E-07 |
9,34E-07 |
8,87E-07 |
8,40E-07 |
7,93E-07 |
7,45E-07 |
6,98E-07 |
6,51E-07 |
|
|
90% |
1,01E-06 |
9,67E-07 |
9,20E-07 |
8,73E-07 |
8,25E-07 |
7,78E-07 |
7,31E-07 |
6,84E-07 |
6,36E-07 |
|
|
95% |
1,00E-06 |
9,53E-07 |
9,06E-07 |
8,58E-07 |
8,11E-07 |
7,64E-07 |
7,17E-07 |
6,69E-07 |
6,22E-07 |
|
|
100% |
9,86E-07 |
9,38E-07 |
8,91E-07 |
8,44E-07 |
7,97E-07 |
7,49E-07 |
7,02E-07 |
6,55E-07 |
6,08E-07 |
|
Примечание: серый цвет – LAR ниже уровня 10-6.
Таблица 5
Значения LAR по действующим международным стандартам с учётом фактора неопределённости оценки рисков от годовых выбросов ОДЭК при снижении суммарных ОЭД от 3H из выбросов РУ БРЕСТ-ОД-300 и 137Cs из выбросов МП (в сопоставлении с уровнем риска 7 x 10 -7 )
|
Процентное снижение суммарной ОЭД, равной 13,61 мкЗв, от радионуклида 3H из выбросов РУ БРЕСТ-ОД-300 → |
|||||||||||||
|
45% |
50% |
55% |
60% |
65% |
70% |
75% |
80% |
85% |
90% |
95% |
100% |
||
|
СО и со ^ со § ^ о о о m ю g 3 с£ " CD ° О о S о1 X ® s ф ™ % X о |
0% |
9,42E-07 |
8,95E-07 |
8,47E-07 |
8,00E-07 |
7,53E-07 |
7,06E-07 |
6,58E-07 |
6,11E-07 |
5,64E-07 |
5,17E-07 |
4,70E-07 |
4,22E-07 |
|
5% |
9,28E-07 |
8,80E-07 |
8,33E-07 |
7,86E-07 |
7,39E-07 |
6,91E-07 |
6,44E-07 |
5,97E-07 |
5,50E-07 |
5,02E-07 |
4,55E-07 |
4,08E-07 |
|
|
10% |
9,13E-07 |
8,66E-07 |
8,19E-07 |
7,71E-07 |
7,24E-07 |
6,77E-07 |
6,30E-07 |
5,83E-07 |
5,35E-07 |
4,88E-07 |
4,41E-07 |
3,94E-07 |
|
|
15% |
8,99E-07 |
8,52E-07 |
8,04E-07 |
7,57E-07 |
7,10E-07 |
6,63E-07 |
6,15E-07 |
5,68E-07 |
5,21E-07 |
4,74E-07 |
4,27E-07 |
3,79E-07 |
|
|
20% |
8,85E-07 |
8,37E-07 |
7,90E-07 |
7,43E-07 |
6,96E-07 |
6,48E-07 |
6,01E-07 |
5,54E-07 |
5,07E-07 |
4,59E-07 |
4,12E-07 |
3,65E-07 |
|
|
25% |
8,70E-07 |
8,23E-07 |
7,76E-07 |
7,28E-07 |
6,81E-07 |
6,34E-07 |
5,87E-07 |
5,40E-07 |
4,92E-07 |
4,45E-07 |
3,98E-07 |
3,51E-07 |
|
|
30% |
8,56E-07 |
8,09E-07 |
7,61E-07 |
7,14E-07 |
6,67E-07 |
6,20E-07 |
5,72E-07 |
5,25E-07 |
4,78E-07 |
4,31E-07 |
3,83E-07 |
3,36E-07 |
|
|
35% |
8,41E-07 |
7,94E-07 |
7,47E-07 |
7,00E-07 |
6,53E-07 |
6,05E-07 |
5,58E-07 |
5,11E-07 |
4,64E-07 |
4,16E-07 |
3,69E-07 |
3,22E-07 |
|
|
40% |
8,27E-07 |
7,80E-07 |
7,33E-07 |
6,85E-07 |
6,38E-07 |
5,91E-07 |
5,44E-07 |
4,97E-07 |
4,49E-07 |
4,02E-07 |
3,55E-07 |
3,08E-07 |
|
|
45% |
8,13E-07 |
7,66E-07 |
7,18E-07 |
6,71E-07 |
6,24E-07 |
5,77E-07 |
5,29E-07 |
4,82E-07 |
4,35E-07 |
3,88E-07 |
3,40E-07 |
2,93E-07 |
|
|
50% |
7,98E-07 |
7,51E-07 |
7,04E-07 |
6,57E-07 |
6,10E-07 |
5,62E-07 |
5,15E-07 |
4,68E-07 |
4,21E-07 |
3,73E-07 |
3,26E-07 |
2,79E-07 |
|
|
55% |
7,84E-07 |
7,37E-07 |
6,90E-07 |
6,42E-07 |
5,95E-07 |
5,48E-07 |
5,01E-07 |
4,53E-07 |
4,06E-07 |
3,59E-07 |
3,12E-07 |
2,65E-07 |
|
|
60% |
7,70E-07 |
7,23E-07 |
6,75E-07 |
6,28E-07 |
5,81E-07 |
5,34E-07 |
4,86E-07 |
4,39E-07 |
3,92E-07 |
3,45E-07 |
2,97E-07 |
2,50E-07 |
|
|
65% |
7,55E-07 |
7,08E-07 |
6,61E-07 |
6,14E-07 |
5,66E-07 |
5,19E-07 |
4,72E-07 |
4,25E-07 |
3,78E-07 |
3,30E-07 |
2,83E-07 |
2,36E-07 |
|
|
70% |
7,41E-07 |
6,94E-07 |
6,47E-07 |
5,99E-07 |
5,52E-07 |
5,05E-07 |
4,58E-07 |
4,10E-07 |
3,63E-07 |
3,16E-07 |
2,69E-07 |
2,22E-07 |
|
|
75% |
7,27E-07 |
6,79E-07 |
6,32E-07 |
5,85E-07 |
5,38E-07 |
4,91E-07 |
4,43E-07 |
3,96E-07 |
3,49E-07 |
3,02E-07 |
2,54E-07 |
2,07E-07 |
|
|
80% |
7,12E-07 |
6,65E-07 |
6,18E-07 |
5,71E-07 |
5,23E-07 |
4,76E-07 |
4,29E-07 |
3,82E-07 |
3,35E-07 |
2,87E-07 |
2,40E-07 |
1,93E-07 |
|
|
85% |
6,98E-07 |
6,51E-07 |
6,04E-07 |
5,56E-07 |
5,09E-07 |
4,62E-07 |
4,15E-07 |
3,67E-07 |
3,20E-07 |
2,73E-07 |
2,26E-07 |
1,78E-07 |
|
|
90% |
6,84E-07 |
6,36E-07 |
5,89E-07 |
5,42E-07 |
4,95E-07 |
4,48E-07 |
4,00E-07 |
3,53E-07 |
3,06E-07 |
2,59E-07 |
2,11E-07 |
1,64E-07 |
|
|
95% |
6,69E-07 |
6,22E-07 |
5,75E-07 |
5,28E-07 |
4,80E-07 |
4,33E-07 |
3,86E-07 |
3,39E-07 |
2,91E-07 |
2,44E-07 |
1,97E-07 |
1,50E-07 |
|
|
100% |
6,55E-07 |
6,08E-07 |
5,61E-07 |
5,13E-07 |
4,66E-07 |
4,19E-07 |
3,72E-07 |
3,24E-07 |
2,77E-07 |
2,30E-07 |
1,83E-07 |
1,35E-07 |
|
Примечание: серый цвет - LAR ниже уровня 7x10-7.
В табл. 6 и 7 представлены эффективные дозы облучения (Е) и оценки LAR онкосмертности от всех ЗНО в совокупности для женского населения, проживающего на расстоянии 1 км от РУ БР-1200 и БН-1200 соответственно, от годовых выбросов этих реакторных установок при их нормальной эксплуатации.
Из результатов, представленных в табл. 6 и 7, можно сделать вывод, что значения LAR онкосмертности для женского населения, проживающего вблизи РУ БР-1200 и РУ БН-1200, от годовых выбросов этих установок при их нормальной эксплуатации, не превышают уровень пренебрежимо малого риска 10-6 [3], а также уровень пренебрежимо малого риска 7 x 10-7 (с учётом неопределённости оценки рисков).
Таблица 6
Эффективные дозы облучения (Е) и пожизненные радиационные риски (LAR) онкосмертности для женского населения, проживающего на расстоянии 1 км от РУ БР-1200, от годовых выбросов при нормальной эксплуатации РУ
|
Источник облучения |
Е, мкЗв |
LAR, 5 лет |
LAR, 20 лет |
LAR, 50 лет |
LAR, усреднённый возраст |
|
Внешнее облучение |
5,05E-03 |
3,89E-10 |
2,78E-10 |
1,25E-10 |
1,74E-10 |
|
3H |
1,05E+00 |
7,31E-08 |
4,93E-08 |
2,79E-08 |
3,47E-08 |
|
14C |
7,19E-06 |
4,87E-12 |
3,38E-12 |
2,00E-12 |
2,40E-12 |
|
131 |
1,64E-02 |
1,09E-09 |
3,35E-10 |
4,73E-11 |
2,41E-10 |
|
134Cs |
1,79E-04 |
1,06E-11 |
7,40E-12 |
4,26E-12 |
5,19E-12 |
|
137Cs+137mBa |
4,87E-04 |
2,96E-11 |
2,07E-11 |
1,17E-11 |
1,44E-11 |
|
Все источники |
1,07E+00 |
7,47E-08 |
5,00E-08 |
2,81E-08 |
3,51E-08 |
Таблица 7
Эффективные дозы облучения (Е) и пожизненные радиационные риски (LAR) онкосмертности для женского населения, проживающего на расстоянии 1 км от
РУ БН-1200, от годовых выбросов при нормальной эксплуатации РУ
|
Источник облучения |
Е, мкЗв |
LAR, 5 лет |
LAR, 20 лет |
LAR, 50 лет |
LAR, усреднённый возраст |
|
Внешнее облучение |
2,12E-02 |
1,63E-09 |
1,17E-09 |
5,23E-10 |
7,30E-10 |
|
3H |
3,81E+00 |
2,65E-07 |
1,78E-07 |
1,01E-07 |
1,25E-07 |
|
14C |
2,61E-01 |
1,77E-08 |
1,23E-08 |
7,25E-09 |
8,72E-09 |
|
54Mn |
3,27E-06 |
1,58E-13 |
1,14E-13 |
7,22E-14 |
8,24E-14 |
|
60Co |
5,73E-06 |
3,77E-13 |
2,84E-13 |
2,04E-13 |
2,17E-13 |
|
89Sr |
1,17E-06 |
4,81E-14 |
4,26E-14 |
3,43E-14 |
3,26E-14 |
|
90Sr+90Y |
6,00E-04 |
1,26E-11 |
1,36E-11 |
1,57E-11 |
1,22E-11 |
|
131 |
3,59E-04 |
2,38E-11 |
7,35E-12 |
1,04E-12 |
5,29E-12 |
|
134Cs |
4,49E-04 |
2,64E-11 |
1,85E-11 |
1,06E-11 |
1,30E-11 |
|
137Cs+137mBa |
2,43E-03 |
1,48E-10 |
1,03E-10 |
5,86E-11 |
7,20E-11 |
|
238Pu |
1,81E-03 |
4,15E-11 |
2,25E-11 |
9,59E-12 |
1,52E-11 |
|
239Pu |
1,96E-03 |
4,26E-11 |
2,24E-11 |
8,95E-12 |
1,50E-11 |
|
Все источники |
4,10E+00 |
2,84E-07 |
1,92E-07 |
1,09E-07 |
1,35E-07 |
Легко видеть, что представленные выше оценки пожизненных рисков LAR для критической группы населения (для девочек в возрасте 5 лет) являются более консервативными оценками, чем оценки соответствующих номинальных пожизненных рисков R , получаемых по эффективным дозам и номинальному коэффициенту риска г =5,7 х 10-2 Зв-1 ( R = Е х 5,7 х 10-2). Например, для годовых выбросов РУ БРЕСТ-ОД-300 LAR=9,45 x 10-7, в то время как номинальный риск R=1,36 x 10-5 Зв х 5,7 х 10-2 Зв-1=7,75 х 10-7 (табл. 1).
3,50E-05
210 Po
230 Th
3,00E-05
2,50E-05
LAR на 1 мЗв ОЭД = 7,2-10
LAR на 1 мЗв ОЭД = 4,9-10
2,00E-05
1,50E-05
1,00E-05
5,00E-06
0,00E+00
3,00E-05
2,50E-05
2,00E-05
1,50E-05
1,00E-05
5,00E-06
0,00E+00
Рис. 12. Пожизненный обусловленный риск (LAR).
Орган или ткань
Эквивалентная доза LAR на 1 мЗв ОЭД
Орган или ткань
Эквивалентная доза LAR на 1 мЗв ОЭД
СП
3,50E-05
СП о
Из представленных результатов следуют методические обобщения. Номинальный пожизненный риск R, определяемый через эффективную дозу (R=Е·r), в общем случае не будет совпадать со средней по популяции величиной LAR, а коэффициенты пожизненного радиационного риска LAR, рассчитанные на единицу эффективной дозы Е, не будут совпадать для различных радионуклидов. Особенно наглядно это можно продемонстрировать для внутреннего облучения, когда распределение эквивалентных доз HT по органам и тканям является существенно неравномерным. На рис. 12 показаны усреднённые по российскому населению [9] значения LAR после поступления с пищей в организм человека радионуклидов 210Po и 230Th, при одинаковых ОЭД=1 мЗв. Эти два радионуклида характеризуются существенно различными распределениями эквивалентных доз по органам и тканям, и, при одинаковых ОЭД, средняя по российскому населению величина LAR для 210Po в 7 раз выше величины LAR для 230Th.
Обоснованность выбранного в данной статье методического подхода к оценке уровней радиологической защиты населения подтверждается тем, что ещё в 1996 г. МАГАТЭ был выпущен Технический документ (методические рекомендации) по оценке канцерогенных радиационных рисков [10], в котором радиационные риски рассчитывались по эквивалентным дозам в органах и тканях на основе тех радиационно-эпидемиологических моделей, которые были доступны в то время. Данный подход к оценке радиационных рисков соответствует и самым современным международным стандартам: методика оценки радиационных рисков на основе всех известных современных моделей риска и эквивалентных доз в органах и тканях опубликована МАГАТЭ в 2021 г. [11].
Выводы
-
1. С учётом новых рекомендаций МКРЗ [5] по методам оценки радиационных канцерогенных рисков и с применением специализированного программного обеспечения РОЗА-Н проведена оценка проектных решений в ОДЭК по уровням безопасности населения в условиях нормальной эксплуатации.
-
2. Даны рекомендации по снижению облучения населения до уровня пренебрежимо малого радиационного риска (менее 10-6) с учётом факторов неопределённости оценок радиационных рисков за счёт снижения атмосферных выбросов радионуклида 3H из РУ БРЕСТ-ОД-300) и атмосферных выбросов радионуклида 137Cs из МП.
-
3. Показано, что для РУ БР-1200 и РУ БН-1200 уровень радиационного риска соответствует текущим международным стандартам.
-
4. Предложенные рекомендации должны иметь практическую реализацию при подготовке окончательной версии проектных решений ОДЭК.
Публикация подготовлена по результатам выполнения работ в Госкорпорации «Росатом» в рамках ПН «Прорыв».
Список литературы ОДЭК: уровень радиологической защиты населения с учётом современной модели "доза-эффект" МКРЗ
- Основополагающие принципы безопасности. Основы безопасности. Серия норм МАГАТЭ по безопасности, № SF-1. Вена: МАГАТЭ, 2007. 24 с.
- Атомная энергетика нового поколения: радиологическая состоятельность и экологические преимущества /под общ. ред. В.К. Иванова, Е.О. Адамова. М.: Изд-во «Перо», 2019. 379 с.
- Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). Санитарные правила и нормативы. СанПиН 2.6.1.2523-09. М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2009. 100 с.
- Preston D.L., Ron E., Tokuoka S., Funamoto S., Nishi N., Soda M., Mabuchi K., Kodama K. Solid cancer incidence in atomic bomb survivors: 1958-1998 //Radiat. Res. 2007. V. 168, N 1. P. 1-64.
- ICRP, 2007. The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 103 //Ann. ICRP. 2007. V. 37, N 2-4. P. 1-332.
- United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR). Sources and effects of ionizing radiation. UNSCEAR 2006 Report Vol. I, Annex A: Epidemiological studies of radiation and cancer. New York: United Nation, 2008.
- Меняйло А.Н., Чекин С.Ю., Кащеев В.В., Максютов М.А., Корело А.М., Туманов К.А., Пряхин Е.А., Ловачёв С.С., Карпенко С.В., Кащеева П.В., Иванов В.К. Пожизненный радиационный риск в результате внешнего и внутреннего облучения: метод оценки //Радиация и риск. 2018. Т. 27, № 1. С. 8-21.
- Меняйло А.Н., Чекин С.Ю., Ловачёв С.С., Туманов К.А., Корело А.М., Иванов В.К. Программный модуль радиологической защиты населения //Радиация и риск. 2020. Т. 29, № 2. С. 32-48.
- Злокачественные новообразования в России в 2017 году (заболеваемость и смертность) /под ред. А.Д. Каприна, В.В. Старинского, Г.В. Петровой. М.: МНИОИ им. П.А. Герцена, 2018.
- Methods for estimating the probability of cancer from occupational radiation exposure. IAEA-TECDOC-870. Vienna: IAEA, 1996. 55 p.
- Assessment of prospective cancer risks from occupational exposure to ionizing radiation. IAEA-TECDOC-1985. Vienna: IAEA, 2021. 79 p.
