Приказ Ростехнадзора от 14.07.2010 № 605

«Об утверждении Положения о прогнозировании индивидуальных радиационных рисков персонала и населения при нормальной эксплуатации и возможных авариях на объектах использования атомной энергии»

ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ

ПРИКАЗ

от 14 июля 2010 г. № 605

ОБ УТВЕРЖДЕНИИ ПОЛОЖЕНИЯ О ПРОГНОЗИРОВАНИИ ИНДИВИДУАЛЬНЫХ РАДИАЦИОННЫХ РИСКОВ ПЕРСОНАЛА И НАСЕЛЕНИЯ ПРИ НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ И ВОЗМОЖНЫХ АВАРИЯХ НА ОБЪЕКТАХ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

В целях реализации полномочий, установленных в пунктах 5.3.1.1 — 5.3.1.4, 5.3.1.13, 5.3.2, 6.2 Положения о Федеральной службе по экологическому, технологическому и атомному надзору, утвержденного Постановлением Правительства Российской Федерации от 30 июля 2004 г. № 401, приказываю: Утвердить прилагаемое Положение о прогнозировании индивидуальных радиационных рисков персонала и населения при нормальной эксплуатации и возможных авариях на объектах использования атомной энергии.

Руководитель Н. Г. Кутьин

Утверждено Приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 14 июля 2010 г. № 605

ПОЛОЖЕНИЕ О ПРОГНОЗИРОВАНИИ ИНДИВИДУАЛЬНЫХ РАДИАЦИОННЫХ РИСКОВ ПЕРСОНАЛА И НАСЕЛЕНИЯ ПРИ НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ И ВОЗМОЖНЫХ АВАРИЯХ НА ОБЪЕКТАХ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

I. Термины и определения

В настоящем документе применяются следующие термины и определения: Избыточный абсолютный риск — разница между частотой появления конкретного стохастического эффекта, наблюдаемого в группе, подвергающейся облучению, и частотой появления этого эффекта у необлученной контрольной группы. Лейкоз — болезнь кроветворной системы, характеризующаяся изменением строения, свойств и соотношения элементов крови, обусловленная злокачественными новообразованиями лимфатической и кроветворной тканей. Солидные раки — злокачественные новообразования у человека, за исключением злокачественных новообразований лимфатической и кроветворной тканей. Остальные термины и определения применены в соответствии с Нормами радиационной безопасности СанПин 2.6.1.2523-09, утвержденными Постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 7 июля 2009 г. № 47 (далее — НРБ-99/2009).

II. Общие положения

1. Положение о прогнозировании индивидуальных радиационных рисков персонала и населения при нормальной эксплуатации и возможных авариях на объектах использования атомной энергии (далее — Положение) входит в число положений о регулировании безопасности объектов использования атомной энергии (руководств по безопасности), носит рекомендательный характер и не является нормативным правовым актом.

2. Настоящее Положение предназначено для специалистов по радиационной безопасности эксплуатирующих организаций и организаций, выполняющих работы и предоставляющих услуги эксплуатирующим организациям в области использования атомной энергии при проектировании объектов использования атомной энергии, а также для работников Ростехнадзора и его территориальных органов.

3. В настоящем Положении приведены рекомендации Ростехнадзора по: методам выполнения обоснования радиационной безопасности объектов использования атомной энергии для населения и персонала при нормальной эксплуатации объектов использования атомной энергии и при возможных на них проектных и запроектных авариях; методам расчета индивидуальных радиационно-обусловленных рисков раковых заболеваний среди лиц, подвергшихся внешнему облучению вследствие профессиональной деятельности, а также среди населения, проживающего вблизи объектов использования атомной энергии.

3.1. Методы расчета индивидуальных радиационно-обусловленных рисков полностью эквивалентны методам, разработанным и внедренным до введения НРБ-99/2009 на объектовом и отраслевом уровнях в Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» в рамках новой технологической платформы Автоматизированного Рабочего Места по оценке Индивидуального Риска (далее — АРМИР). На сегодняшний день (после введения в НРБ-99/2009 критериев риска потенциального облучения) эти методы могут быть рекомендованы для использования эксплуатирующим организациям любых объектов использования атомной энергии, в том числе и тем, которым по каким-либо причинам весь комплекс АРМИР не требуется.

3.2. В Положении учтены применимые требования действующих нормативных правовых актов, рекомендации и документы Международного агентства по атомной энергии, Международной комиссии по радиологической защите, Научного комитета по действию атомной радиации Организации Объединенных Наций, наиболее значимые результаты исследований рисков радиационно-индуцированных злокачественных новообразований и соответствующие нормативные правовые акты развитых стран.

4. Оценка приемлемости радиационного риска, создаваемого объектами использования атомной энергии для населения и персонала при их нормальной эксплуатации и возможных проектных и запроектных авариях, основана на сравнении установленных в НРБ-99/2009 критериев безопасности соответствующих категорий лиц с консервативно рассчитанными значениями показателей радиационного риска этих лиц, обусловленного: их облучением при нормальной эксплуатации объектов использования атомной энергии; их потенциальным облучением.

5. В НРБ-99/2009 критерии безопасности потенциального облучения персонала и населения выражены в терминах граничных значений приемлемого риска, определенного как произведение вероятности облучения в единицу времени на вероятность реализации радиологических последствий облучения для здоровья лиц, которые могут подвергнуться этому облучению с вышеупомянутой вероятностью. Такое определение полностью соответствует как положениям Федерального закона от 27 декабря 2002 г. № 184-ФЗ «О техническом регулировании», в статье 2 которого риск определен как «вероятность причинения вреда жизни или здоровью граждан... с учетом тяжести этого вреда», так и положениям Федерального закона от 9 января 1996 г. № 3-ФЗ «О радиационной безопасности населения», в статье 9 которого («Государственное нормирование в области обеспечения радиационной безопасности») установлено, что в случае радиационных аварий «допускается облучение, превышающее установленные основные гигиенические нормативы (допустимые пределы доз), в течение определенного промежутка времени и в пределах, определенных санитарными нормами и правилами» (этими санитарными нормами и правилами и являются НРБ-99/2009).

6. Оценка радиационных рисков является ключевым элементом концепции социально приемлемого риска, реализация которой относится к основным принципам государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности Российской Федерации на период до 2010 года и дальнейшую перспективу. Поэтому в настоящем Положении, дополнительно к предлагаемой методике обоснования соответствия проектируемых объектов использования атомной энергии установленным критериям радиационной безопасности, предложена методика оценки индивидуального радиационного риска лиц из персонала (в терминах вероятности возникновения радиационно-обусловленных злокачественных образований на протяжении конкретного года после облучения лица из персонала определенными дозами в течение предшествующих лет).

7. Основным стохастическим эффектом ионизирующего излучения является повышенная частота раковых заболеваний. Стохастические эффекты обычно обнаруживаются через длительное время после облучения, вероятность их появления рассматривают как беспороговую функцию эффективной дозы. Радиационный риск раковых заболеваний может быть выражен различными величинами, среди них относительный риск, этиологическая доля (атрибутивный риск, выраженный в процентах), пожизненный риск, ожидаемое сокращение предстоящей жизни. Далее в настоящем Положении использована такая мера радиационного риска, как избыточный абсолютный риск.

8. Оценка радиационного риска основывается на общей теоретико-вероятностной методологии анализа риска, математических моделях радиационного риска и фоновых медико-демографических данных. Поглощенные или эквивалентные дозы облучения являются необходимыми исходными данными. В настоящем Положении описаны методы расчета радиационного риска от внешнего облучения.

9. Оценку радиационного риска рекомендуется проводить, прежде всего, при: выполнении анализа радиационной безопасности объектов использования атомной энергии для населения и персонала при их нормальной эксплуатации и при возможных на них проектных и запроектных авариях; оценке фактического уровня радиационной безопасности объектов использования атомной энергии для населения и персонала; ретроспективных исследованиях индивидуального облучения лиц из населения и персонала; оптимизации планируемого повышенного облучения лиц из персонала; разработке и реализации планов оптимизации радиологической защиты.

10. Оценку радиационного риска рекомендуется проводить с целью определения вероятности нанесения ущерба здоровью человека вследствие воздействия ионизирующего излучения при: фактическом (уже произошедшем) облучении; облучении при нормальной эксплуатации объектов использования атомной энергии, которое может произойти в будущем с вероятностью, равной единице; потенциальном облучении, которое может произойти в будущем вследствие возможной аварии на объектах использования атомной энергии с некоторой вероятностью, меньшей единицы. Эти данные являются основой для принятия управленческих решений по: выполнению обоснования радиационной безопасности проектируемых, сооружаемых и уже существующих объектов использования атомной энергии для персонала и населения при их нормальной эксплуатации и при возможных на них проектных и запроектных авариях; оценке документов, обосновывающих радиационную безопасность проектируемых, сооружаемых и уже существующих объектов использования атомной энергии, органами государственного надзора за безопасностью использования атомной энергии; ограничению риска установленными пределами; информированию персонала и населения о существующем риске нанесения ущерба здоровью.

11. При выполнении обоснования радиационной безопасности объектов использования атомной энергии для населения и персонала по отношению к возможным на них проектным и запроектным авариям в настоящем Положении предлагается использовать значения рисков, обусловленных облучением, выраженных в терминах соответствующей этим рискам эффективной дозы. Такой подход является полностью корректным, а применение его — возможным, поскольку в НРБ-99/2009 одновременно с введением конкретных значений приемлемого риска облучения при нормальной эксплуатации объектов использования атомной энергии указано также и соответствующее этому значению значение эффективной дозы. В то же время, именно такой подход (использование риска в терминах дозы) не вызовет никаких трудностей у практических специалистов по радиационной безопасности (в отличие от выполнения необходимых оценок непосредственно в терминах риска).

III. Обоснование радиационной безопасности объектов использования атомной энергии для персонала и населения

Обоснование радиационной безопасности объектов использования атомной энергии для персонала и населения при нормальной эксплуатации этих объектов

12. В  соответствии  с  положениями  раздела 2 НРБ-99/2009,  в условиях

нормальной  эксплуатации объектов использования атомной энергии пределы доз
облучения  в  течение  года  устанавливаются  исходя из следующих  значений
                                        -3                               -5
индивидуального  пожизненного риска:  10   для лица из персонала,  5 x 10
для  лица  из  населения.  Поскольку  в  пункте 3.1.4 НРБ-99/2009 приведены
значения  эффективных доз облучения:  1000 мЗв для персонала за весь период
профессиональной  деятельности  (50 лет)  и  70 мЗв  для  населения за весь
период  жизни  (70  лет),   соответствующие   установленным   в  разделе  2
НРБ-99/2009   ограничениям   рисков,   то   при  обосновании   радиационной
безопасности   объектов  использования  атомной  энергии  для  населения  и
персонала  при  их  нормальной  эксплуатации  можно пользоваться значениями

радиационного риска, выраженного в терминах эффективной дозы.

13. При обосновании радиационной безопасности объектов использования атомной энергии для персонала в условиях их нормальной эксплуатации рекомендуется расчетным путем или на основании фактических данных по эксплуатации аналогичных объектов определить количественные значения всех радиационно-опасных факторов на рабочих местах: мощности дозы внешнего излучения (с учетом вида излучения, его энергетического и углового распределений), с обязательным учетом возможной неравномерности этого поля в пределах пространства, в котором могут находиться лица из персонала при выполнении ими работ в условиях нормальной эксплуатации объектов использования атомной энергии; удельной газоаэрозольной активности в атмосфере рабочих помещений (или на конкретных рабочих местах) с учетом ее радионуклидного состава, химической формы, значения среднего медианного диаметра газоаэрозольных частиц (при невозможности определить эту последнюю характеристику консервативно рекомендуется принять, что вся газоаэрозольная активность существует в газовой фазе); бета-загрязненности рабочих поверхностей радионуклидами.

14. По консервативно определенным значениям рабочего времени, в течение которого лица из персонала находятся в условиях непосредственного воздействия радиационно-опасных факторов, и по данным, перечисленным в пункте 13, рассчитываются значения годовых: эффективной дозы внешнего облучения; эквивалентных доз внешнего облучения органов или тканей, для которых в табл. 3.1 НРБ-99/2009 приведены значения основных пределов доз (хрусталика глаза, кожи, а также кистей рук и стоп). Для выполнения расчетов рекомендуется использовать значения среднегодовых допустимых уровней монофакторного воздействия (среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц) при внешнем облучении всего тела, хрусталика глаза и кожи в различных условиях облучения, установленные для лиц из персонала в табл. 8.2 — 8.8 НРБ-99/2009. В расчетах эквивалентной дозы облучения конечностей (стоп и кистей рук) рекомендуется использовать значения эквивалентной дозы на единичный флюенс фотонов и нейтронов при внешнем облучении и различных условиях облучения, полученные проведением точных расчетов по тем же моделям и в тех же упрощающих допущениях, что и данные, приведенные в табл. 8.2 — 8.8 НРБ-99/2009. Эти значения представлены в Приложении № 1 к настоящему Положению. При расчетах эффективной дозы внутреннего облучения персонала рекомендуется использовать дозовые коэффициенты ингаляторного поступления радиоактивности в организм, установленные в приложении 1 к НРБ-99/2009.

15. Полученные значения рекомендуется сравнить с установленными в табл. 3.1 НРБ-99/2009 критериями безопасности персонала (основными пределами доз) при нормальной эксплуатации объектов использования атомной энергии. Требуемый уровень радиационной безопасности этих объектов достигается при условии, что ни одно из рассчитанных значений эффективной и/или эквивалентных доз облучения не превысит установленного значения соответствующих критериев безопасности.

16. При проектировании новых объектов использования атомной энергии количественные значения всех радиационно-опасных факторов на рабочих местах персонала при нормальных условиях эксплуатации рекомендуется рассчитывать с коэффициентами запаса, консервативно установленными соответствующими нормативными правовыми актами.

17. При вводе новых объектов использования атомной энергии в эксплуатацию рекомендуется удостовериться с использованием соответствующих инструментальных средств контроля радиационной обстановки, что фактические количественные значения всех радиационно-опасных факторов на рабочих местах персонала при нормальных условиях эксплуатации удовлетворяют установленным критериям безопасности.

18. При обосновании радиационной безопасности объектов использования атомной энергии для населения в режиме их нормальной эксплуатации рекомендуется расчетным путем или на основании фактических данных по эксплуатации аналогичных объектов определить количественные значения всех радиационно-опасных факторов за пределами площадки объекта — в санитарно-защитной зоне и за ее границей: мощности дозы внешнего излучения (с учетом вида излучения, его энергетического и углового распределений) от газоаэрозольных выбросов и от жидких сбросов в поверхностные водоемы на открытой местности и в условиях экранирования излучения стенами жилых домов и других сооружений; удельной газоаэрозольной активности в приповерхностной атмосфере, обусловленной как собственно выбросами объектов использования атомной энергии при нормальной эксплуатации, так и вторичным вспыливанием загрязненной почвы на территории, примыкающей к площадке этих объектов; внутреннего поступления радиоактивности в организм лиц из населения пероральным путем за счет потребления радионуклидно-загрязненных продуктов питания местного производства.

19. По консервативно определенным значениям времени, в течение которого лица из населения, подвергающиеся наибольшему облучению при осуществлении своей нормальной жизнедеятельности в условиях непосредственного воздействия радиационно-опасных факторов, перечисленных в пункте 18 настоящего Положения, и собственно значениям этих факторов рассчитываются значения годовой эффективной дозы внешнего и внутреннего облучения критической группы лиц из населения. Расчеты рекомендуется выполнять с использованием значений эффективной дозы на единичный флюенс моноэнергетического гамма-излучения при внешнем облучении всего тела, установленных в табл. 8.5 НРБ-99/2009, и дозовых коэффициентов ингаляторного и перорального поступления радиоактивности в организм, установленных в приложении 2 к НРБ-99/2009 для различных критических групп лиц из населения.

20. По данным, перечисленным в пунктах 18 и 19 настоящего Положения, рассчитываются значения годовых эквивалентных доз внешнего облучения органов или тканей лиц из населения, для которых в табл. 3.1 НРБ-99/2009 приведены значения основных пределов доз (хрусталика глаза, кожи, а также кистей рук и стоп). Расчеты рекомендуется выполнять таким же способом, как это предложено делать для персонала в пункте 14 настоящего Положения.

21. При выполнении расчетов рекомендуется рассмотреть несколько групп лиц из населения и определить все группы (критические группы), для которых будут максимальны значения либо эффективной, либо эквивалентных доз облучения (поскольку, в принципе, возможна ситуация, при которой критические группы лиц из населения по разным путям облучения будут различны).

22. Именно   эти   полученные   значения   рекомендуется   сравнить   с

установленными в табл. 3.1 НРБ-99/2009 критериями радиационной безопасности населения (с основными пределами доз — D ) при нормальной эксплуатации критер объектов использования атомной энергии с учетом значения эта — безразмерной величины, равной отношению квоты (доли) основного предела дозы, установленной для данного объекта использования атомной энергии, к значению

предела   дозы.   Требуемый   уровень  радиационной   безопасности  объекта
использования  атомной  энергии  достигается  при  условии,  что ни одно из
рассчитанных  значений  эффективной  и/или  эквивалентных  доз облучения не
превысит установленного значения  соответствующих  критериев  безопасности:
эта x D      .

   критер

Обоснование радиационной безопасности объектов использования атомной энергии для персонала и населения при возможных на этих объектах авариях с радиационными последствиями

 23. В  соответствии  с  определением  риска  абсолютное значение риска

потенциального  облучения  человека  (лица  из  персонала  или  населения),
обусловленного  всеми  возможными на данном  объекте  использования атомной
энергии  проектными  и  запроектными авариями с радиационными последствиями

R({D }; {p (D )}), равно:

    i     i  i

    R({D }; {p (D )}) = SUM p (D ) x R(D ) = SUM p (D ) x r x D  =
        i     i  i           i  i       i         i  i         i

= r SUM p (D ) x D , i i i

где:
D  - эффективная  доза  облучения  человека   (лица  из  персонала  или
 i

населения), которую он может получить в случае, если на объекте использования атомной энергии произойдет авария i-го вида; -1

    p (D ) - вероятность  (год  )  того,  что  эта  авария  i-го вида может
     i  i
произойти и приведет к облучению лиц из персонала  (занятых на определенных
работах  по  эксплуатации  объекта  использования  атомной энергии в момент

аварии) или критической группы лиц из населения; {D } — полный набор значений доз облучения человека при реализации i возможных аварий на данном объекте использования атомной энергии; {p (D )} — полный набор значений вероятностей реализации этих аварий;

      i  i
    R(D ) - значение    суммарного   пожизненного   риска,   обусловленного

   i

облучением человека эффективной дозой D ; i

    r - коэффициент   пропорциональности   между   значениями   эффективной
индивидуальной дозы облучения D  человека (лица из персонала или населения)

                           i

и риска,  обусловленного этим облучением,  на интервале от 0 мЗв до 200 мЗв
(консервативно  оцененное  верхнее значение  диапазона значений эффективной
индивидуальной  дозы,  в  котором  зависимость  "риск-доза"  является прямо

пропорциональной).

24. В пункте 2.3 раздела 2 НРБ-99/2009 установлено, что при обосновании

защиты от источников  потенциального  облучения в течение года  принимаются
граничные  значения  обобщенного  риска  (произведение вероятности события,
приводящего  к  облучению,  и  вероятности смерти,  связанной с облучением)
      -4    -1                       -5    -1
2 x 10   год   для персонала и 1 x 10   год   для населения, то есть равные
1/5   от  соответствующих   значений   рисков,   связанных   с   нормальной

эксплуатацией объектов использования атомной энергии. Из этого следует, что максимальные допустимые значения суммарной эффективной дозы облучения персонала за весь период профессиональной деятельности (50 лет) и населения за весь период жизни (70 лет), которые могут быть получены при возможных в будущем авариях на объектах использования атомной энергии, соответствующие приведенным выше ограничениям риска потенциального облучения, равны 1/5 от допустимых значений эффективных доз облучения персонала и населения при нормальной эксплуатации этих объектов (1000 мЗв для персонала и 70 мЗв для населения), то есть 200 мЗв и 14 мЗв, соответственно. С учетом значения эта — безразмерной величины, определенной в пункте 22 настоящего Положения, конкретный объект использования атомной энергии будет удовлетворять установленным критериям радиационной безопасности по отношению к возможным авариям с радиационными последствиями, которые могут на нем произойти, если будет выполнено следующее соотношение:

                       SUM p (D ) x D  < D        ,
                            i  i     i    критерПО

    где D         = 200 мЗв для персонала и эта x 14 мЗв - для населения.

     критерПО

25. Граничное значение обобщенного риска, установленное в пункте 2.3 НРБ-99/2009 для персонала в терминах риска и выраженное в пункте 24 настоящего Положения в терминах дозы (200 мЗв за период трудовой деятельности персонала), численно совпадает с установленным в разделе 3 НРБ-99/2009 значением предельно допустимой дозы планируемого повышенного облучения персонала, однако по смыслу является другой независимой от нее величиной и относится к другой области нормирования радиационной безопасности.

26. В  соответствии  с  положениями  раздела  2  НРБ-99/2009,  значение

вероятности  облучения  лица  из  персонала в результате  аварии на объекте
использования  атомной  энергии в эффективной дозе до 200 мЗв (при условии,
что  других  аварий  на  этом  объекте  быть  не  может)   в  течение  всей
профессиональной  деятельности  (50 лет)  не должно превышать единицы (0,02

-1 год ). Значение вероятности облучения в результате аварии на объекте использования атомной энергии лица из персонала этого объекта в эффективной дозе до 100 мЗв (при условии, что других аварий на этом объекте быть не -1 может) не должно превышать 0,04 год и т.д.

27. При обосновании соответствия объекта использования атомной энергии установленным критериям радиационной безопасности персонала по отношению к возможным на этом объекте авариям с радиационными последствиями рекомендуется для каждой из таких аварий расчетным путем в консервативных приближениях определить количественные значения всех радиационно-опасных факторов, которые могут быть сформированы в результате аварии на рабочих местах персонала, занятого на выполнении работ согласно техническому регламенту, а именно: мощности дозы внешнего излучения (с учетом вида излучения, его энергетического и углового распределений) с обязательным учетом возможной неравномерности этого поля в пределах рабочего места лица из персонала; удельной газоаэрозольной активности, выброшенной в результате аварии в атмосферу рабочих помещений с учетом ее радионуклидного состава, химической формы, значения среднего медианного диаметра газоаэрозольных частиц (при невозможности определить эту последнюю характеристику консервативно рекомендуется принять, что вся газоаэрозольная активность существует в газовой фазе).

28. Рекомендуется консервативно определить значения времени, необходимого для того, чтобы лица из персонала могли покинуть помещения, в которых в результате аварии значения радиационно-опасных факторов могут существенно превысить уровни, установленные для нормальной эксплуатации.

29. По данным, перечисленным в пунктах 27 и 28, рекомендуется рассчитать значения: эффективной дозы разового внешнего аварийного облучения (в этих расчетах рекомендуется использовать значения доз на единичный флюенс, приведенные в табл. 8.5 и 8.8 НРБ-99/2009 для персонала); эффективной дозы внутреннего облучения за счет разового аварийного внутреннего поступления радионуклидов ингаляторным путем в организм лиц из персонала (при расчетах рекомендуется использовать дозовые коэффициенты ингаляторного поступления радиоактивности в организм, установленные в приложении 1 к НРБ-99/2009 для персонала); эквивалентных доз разового внешнего облучения органов или тканей лиц из персонала, для которых в табл. 3.1 НРБ-99/2009 приведены значения основных пределов доз: хрусталика глаза, кожи, а также кистей рук и стоп (расчеты выполняются таким же способом, как это предложено делать в пункте 14 настоящего Положения).

30. С использованием значений эффективной дозы облучения лиц из персонала, полученных согласно пункту 29 для каждой из рассмотренных аварий с радиационными последствиями, возможных для данного объекта использования атомной энергии, и с учетом консервативно определенных значений вероятности реализации каждой из этих аварий следует продемонстрировать выполнение соотношения, указанного в пункте 24 настоящего Положения.

31. Дополнительно  для  каждой  из  аварий,  рассмотренных  для данного

объекта  использования  атомной  энергии,  рекомендуется выполнить проверку
непревышения  значениями  эквивалентных  доз  облучения  отдельных  органов
и тканей,  для которых в табл. 3.1 НРБ-99/2009 установлены основные пределы
доз,  двукратных  значений  этих пределов.  Облучение этих органов тканей в
эквивалентных  дозах,  достигающих   (но  не  превышающих)   четырехкратные
значения  соответствующих  основных  пределов доз  по табл. 3.1 НРБ-99/2009
допустимо   только   при   аварии,   вероятность  реализации  которой ниже,

        -1

чем 0,02 год .

32. Одновременное выполнение условий, указанных в пунктах 30 и 31, является необходимым и достаточным подтверждением того, что конкретный объект использования атомной энергии удовлетворяет установленным критериям радиационной безопасности для лиц из персонала по отношению к возможным на нем проектным и запроектным авариям с радиационными последствиями. Ограничения на дозы облучения персонала при запроектных авариях не накладываются; ограничение соответствующего радиационного риска обеспечивается выполнением установленных нормативными правовыми актами требований по ограничению вероятности возникновения запроектных аварий на объектах использования атомной энергии.

33. В случае, если авария на объекте использования атомной энергии произошла и повлекла за собой аварийное облучение персонала, это следует учитывать при оценке допустимости дальнейшего привлечения лиц из персонала, уже получивших аварийные дозы облучения: к дальнейшему участию в работах по нормальной эксплуатации объекта использования атомной энергии, сопряженных с риском получения последующих аварийных облучений (при проектных авариях, возможных в будущем); или к работам, связанным с повышенным планируемым облучением. Для таких лиц из персонала рекомендуется выполнить оценки индивидуального радиационного риска раковых заболеваний от фактически полученного этими лицами внешнего облучения при предыдущей деятельности в условиях профессионального техногенного облучения, включая облучение при произошедшей аварии. Рекомендуемый порядок выполнения таких оценок представлен в разделе 4 настоящего Положения.

34. При обосновании радиационной безопасности объекта использования атомной энергии для населения с учетом возможных аварий, которые могут произойти на этом объекте, рекомендуется для каждой из аварий расчетным путем определить количественные значения всех радиационно-опасных факторов, создаваемых в результате аварии за пределами площадки объекта — в санитарно-защитной зоне и за ее границей, а именно: мощности дозы внешнего излучения (с учетом вида излучения, его энергетического и углового распределений) от аварийного выброса (на время его прохождения) как на открытой местности, так и в условиях экранирования излучения стенами жилых домов и других сооружений; удельной газоаэрозольной активности в приземном слое атмосферы на время прохождения аварийного выброса и при вторичном вспыливании; мощности дозы внешнего излучения (с учетом вида излучения, его энергетического и углового распределений) от радиоактивно загрязненной в результате аварийного выброса части территории (следа выброса) — на весь период времени, пока за счет миграции радионуклидов из поверхностно загрязненного слоя почвы в более глубокие слои эта мощность не снизится до уровней, сопоставимых с типичным для данной территории техногенным радиационным фоном; возможных концентраций (удельных активностей) радионуклидов в воде поверхностных водоемов и в грунтовых водах, используемых в качестве источников питьевого водоснабжения, которые могут быть загрязнены в результате миграции в компонентах природной среды долгоживущих радионуклидов, выброшенных при аварии, в первый и последующие годы после аварии — на весь период времени, пока значения удельных активностей радионуклидов в воде не станут ниже установленных в приложении 2а к НРБ-99/2009 уровней вмешательства;

    возможных  концентраций  (удельных  активностей)  в  основных   пищевых
продуктах  местного  производства таких радиологически значимых (для разных
                                         131    134     137    90    238
периодов  времени)  радионуклидов,  как     I,     Cs,     Cs,   Sr,    Pu,
239    241
   Pu,    Am,  в  первый  и последующие  годы после аварии - на весь период
времени,  пока за счет миграции радионуклидов из загрязненного плодоносного
слоя почвы в более глубокие слои,  вплоть до иммобилизации в природных депо
(глинистых  прослоях),  залегающих  не  ближе,  чем на 0,5 м к плодоносному
слою,  эти активности не снизятся до уровней, создающих годовую эффективную

дозу облучения лиц из населения, не превышающую 10 мкЗв.

35. Рекомендуется определить группы лиц из населения, подвергающиеся при осуществлении своей нормальной жизнедеятельности наибольшему облучению в различные периоды времени после аварии, — критические группы лиц, которые могут быть разными для разных периодов времени. Рекомендуется консервативно определить значения времени, в течение которого критические группы лиц могут находиться под непосредственным воздействием радиационно-опасных факторов, перечисленных в пункте 34 настоящего Положения. Для критических групп лиц рекомендуется консервативно определить дополнительные условия облучения — время нахождения на открытой местности, в помещениях, экранирующих внешнее облучение, а также долю продуктов питания местного производства в рационе.

36. Далее по данным, перечисленным в пунктах 34 и 35 настоящего Положения, рассчитываются значения следующих показателей аварийного облучения населения: эффективной дозы; эквивалентных доз облучения отдельных органов и тканей, для которых в табл. 3.1 НРБ-99/2009 установлены основные пределы доз (хрусталик глаза, кожа, а также кисти рук и стопы).

37. При выполнении расчетов, согласно пункту 36, рекомендуется использовать дозовые коэффициенты, установленные в табл. 8.3 — 8.5 НРБ-99/2009 (для внешнего облучения всего тела, органов или тканей различными ионизирующими излучениями), приведенные в Приложении № 1 к настоящему Положению, а также установленные в приложении 2 к НРБ-99/2009 (для ингаляторного и перорального поступления радиоактивности в организм различных критических групп лиц из населения).

38. С использованием значений эффективной дозы облучения критической группы лиц из населения, полученных согласно пункту 36 для каждой из рассмотренных аварий с радиационными последствиями, возможных для данного объекта использования атомной энергии, и с учетом консервативно определенных значений вероятности реализации каждой из этих аварий следует продемонстрировать выполнение соотношения, указанного в пункте 24 настоящего Положения. Одновременно рекомендуется продемонстрировать, что ни для одной из аварий не превышены основные пределы эквивалентных доз облучения отдельных органов и тканей, установленные для населения в табл. 3.1 НРБ-99/2009.

IV. Выполнение оценки индивидуального радиационного риска

Исходные данные для оценки индивидуального радиационного риска

39. Для оценки индивидуального радиационного риска раковых заболеваний от внешнего облучения используются следующие исходные данные об облученном человеке: пол; режим облучения в виде набора связанных пар значений: возраст, в котором получена доза облучения (число полных лет); эквивалентная доза внешнего облучения в зивертах; возраст, для которого ведется расчет риска (число полных лет).

Математические модели рисков радиационно-обусловленных раковых заболеваний

40. Методической основой оценки индивидуального радиационного риска являются математические модели рисков радиационно-обусловленных раковых заболеваний, рекомендованные Международным агентством по атомной энергии, Международной комиссией по радиологической защите и Научным комитетом по действию атомной радиации Организации Объединенных Наций.

41. Современные модели радиационных рисков имеют вероятностную природу, а также включают много допущений, в том числе таких, которые могут изменяться. Количественный анализ факторов неопределенности представляет собой сложную методологическую проблему и выходит за рамки настоящего Положения.

42. При однократном облучении: избыточный абсолютный риск EAR заболевания солидными раками SOL представляется моделью мультипликативного риска:

          EAR   (u, g, D , s) = лямбда   (u, s) x ERR(g, D , s),
             SOL        g             SOL                 g

где:
ERR(g, D , s) = 0, u <= g + 10;
        g

    ERR(g, D , s) = альфа  x D  x exp[бета x (g - 30)], u > g + 10;
            g            s    g

u - возраст, на который рассчитывается риск;
g - возраст при облучении дозой D ;
                                 g
альфа  - параметр риска, зависящий от пола s;
     s
бета - параметр, независящий от пола;
лямбда   (u, s) - показатель фоновой заболеваемости  солидными  раками;
      SOL
избыточный абсолютный  риск  EAR   заболевания лейкозами представляется
                            LEU

моделью аддитивного риска:

                    EAR   (g, t, D , s) = 0, u <= g + 2;
                       LEU        g

    EAR   (g, t, D , s) = a (g) x D (1 + 0,79D ) x exp[b (g) x (t - 25)],
       LEU        g        s       g          g         s

u > g + 2,

где:
t = u - g - время, прошедшее после облучения;

    a , b  - параметры, зависящие от пола s и возраста при облучении g.
     s   s

Минимальный латентный период для солидных раков равен 10 годам, для лейкозов равен 2 годам. Статистические оценки параметров моделей получены на основе данных о раковой заболеваемости жителей Японии, выживших после атомной бомбардировки городов Хиросима и Нагасаки. Статистическая неопределенность, связанная с изменчивостью элементов выборки в оценке избыточного относительного риска на единицу дозы, характеризуется логнормальным распределением со среднегеометрическим отклонением 1,3.

43. Модели радиационных рисков были разработаны для однократного острого облучения. В случае многократного (хронического) облучения или облучения в диапазоне малых доз излучением с низким коэффициентом линейного поглощения энергии рекомендуется применять корректирующий коэффициент, учитывающий изменение биологической эффективности радиационного воздействия малых доз и малых мощностей доз по сравнению с эффективностью высоких доз и мощностей доз. Выбор величины этого коэффициента зависит от локализации рака, формы модели риска, от того, какое событие моделируется. Значения этого коэффициента колеблются в диапазоне 1 — 5. При оценке радиационных рисков заболеваемости всеми злокачественными новообразованиями консервативный подход состоит в использовании значения этого корректирующего коэффициента, равного 1.

44. При хроническом облучении полный избыточный абсолютный риск раковых

заболеваний EAR находится как сумма рисков EAR по солидным ракам и SOL EAR по лейкозам: LEU

              тау
                 1

    EAR(u, s) = интеграл [EAR   (тау, u, D'(тау), s) x кси (тау) +
                  тау        SOL

                 0

• EAR (тау, u, D'(тау), s) x кси(тау)] d тау, LEU

  где: u — возраст, на который рассчитывается риск; s — пол; тау — время начала облучения; 0 тау — время окончания облучения; 1 D'(тау) — изменение мощности дозы со временем; кси(тау) — функция, описывающая выбор латентного периода для солидных раков; кси(тау) — функция, описывающая выбор латентного периода для лейкозов.

Расчет величины индивидуального радиационного риска раковых заболеваний

45. Расчет величины индивидуального радиационного риска по значениям полученных эффективных доз облучения лиц из персонала (за исключением женщин, облученных во время беременности, и детей, облученных внутриутробно) рекомендуется выполнять на основе исходных данных (пункт 39) с использованием, в соответствии с положениями пункта 2.3 НРБ-99/2009, единых математических моделей (пункт 44).

46. Расчет величины индивидуального радиационного риска можно осуществлять для мужчин и женщин в возрасте 1 — 59 лет на момент облучения для времени, прошедшего после облучения, не более 70 лет и возраста, на который рассчитывается риск, не более 74 лет. Методика расчета величины индивидуального риска корректна для значений суммарной эффективной дозы облучения, не превышающих 2 Зв за всю жизнь. Результат расчета величины индивидуального радиационного риска раковых заболеваний рекомендуется представлять в виде вероятности — безразмерной величины, округленной до трех значащих цифр.

47. Расчет величины индивидуального риска рекомендуется проводить с использованием специализированного программно-математического обеспечения, аналогичному программно-математическому обеспечению, входящему в состав упомянутой в пункте 5.2 настоящего Положения технологической платформы АРМИР.

48. Если специализированное программное обеспечение для расчета индивидуального радиационного риска раковых заболеваний недоступно, то выполнить приблизительную оценку величины риска EAR можно на основе радиационно-эпидемиологических таблиц по формулам:

                               g<u-10

                    ERR   (u, s) =  SUM   D  x S1 (s),
                       SOL          g=g0   g     g

              EAR   (u, s) = лямбда   (u, s) x ERR   (u, s),
                 SOL               SOL            SOL

                      g<u-2

          EAR    (u, s) =  SUM  D  x (1 + 0,79 D ) x L2(g, u, s),
             LEU          g=g0   g              g

                  EAR(u, s) = EAR   (u, s) + EAR   (u, s),
                                 SOL            LEU

где:
u - возраст, на который рассчитывается риск;
s - пол;
g - возраст при облучении дозой D ;
                                 g
g0 - возраст, в котором началось облучение;
S1 - табулируемый  множитель для вычисления  избыточного относительного

риска солидных раков (таблица П2.2 Приложения № 2 к настоящему Положению); лямбда (u, s) — показатель фоновой заболеваемости солидными раками SOL (таблица П2.1 Приложения № 2 к настоящему Положению); L2 — табулируемый множитель для расчета избыточного абсолютного риска по лейкозам (таблица П2.3 Приложения № 2 к настоящему Положению).

49. Примеры расчета индивидуального риска с использованием радиационно-эпидемиологических таблиц приведены в Приложении № 3 к настоящему Положению.

Приложение № 1 к Положению о прогнозировании индивидуальных радиационных рисков персонала и населения при нормальной эксплуатации и возможных авариях на объектах использования атомной энергии, утвержденному Приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 14 июля 2010 г. № 605

ДОЗОВЫЕ КОЭФФИЦИЕНТЫ ПРИ ВНЕШНЕМ ОБЛУЧЕНИИ СТОП И КИСТЕЙ РУК, ЛИЦ ИЗ ПЕРСОНАЛА И НАСЕЛЕНИЯ

Приложение № 2 к Положению о прогнозировании индивидуальных радиационных рисков персонала и населения при нормальной эксплуатации и возможных авариях на объектах использования атомной энергии, утвержденному Приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 14 июля 2010 г. № 605

РАДИАЦИОННО-ЭПИДЕМИОЛОГИЧЕСКИЕ ТАБЛИЦЫ

Таблица П2.1

ПОВОЗРАСТНЫЕ ПОКАЗАТЕЛИ ЗАБОЛЕВАЕМОСТИ СОЛИДНЫМИ РАКАМИ. РОССИЯ, 2005 Г.

Таблица П2.2

ЗНАЧЕНИЯ МНОЖИТЕЛЯ S1 ДЛЯ РАСЧЕТА РАДИАЦИОННЫХ РИСКОВ ЗАБОЛЕВАНИЯ СОЛИДНЫМИ РАКАМИ В ЗАВИСИМОСТИ ОТ ПОЛА И ВОЗРАСТА ПРИ ОБЛУЧЕНИИ

Таблица П2.3

ЗНАЧЕНИЯ МНОЖИТЕЛЯ L2 ДЛЯ РАСЧЕТА РАДИАЦИОННЫХ РИСКОВ ЗАБОЛЕВАНИЯ ЛЕЙКОЗАМИ В ЗАВИСИМОСТИ ОТ ПОЛА, ВОЗРАСТА ПРИ ОБЛУЧЕНИИ И ВРЕМЕНИ ПОСЛЕ ОБЛУЧЕНИЯ

Приложение № 3 к Положению о прогнозировании индивидуальных радиационных рисков персонала и населения при нормальной эксплуатации и возможных авариях на объектах использования атомной энергии, утвержденному Приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 14 июля 2010 г. № 605

ПРИМЕРЫ РАСЧЕТА ИНДИВИДУАЛЬНОГО РИСКА С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ РАДИАЦИОННО-ЭПИДЕМИОЛОГИЧЕСКИХ ТАБЛИЦ

I. Последовательность расчета радиационного риска работника, стоящего на индивидуальном дозиметрическом контроле

1. Исходные данные

1.1 Пол — мужской.

1.2 Режим облучения приведен в таблице.

1.3 Возраст, для которого ведется расчет риска u = 45 лет.

2. Вычисление риска по солидным ракам EAR   (u = 45)
                                         SOL

2.1. Исходные данные заносятся в рабочую таблицу для расчета риска по солидным ракам (исходный вид рабочей таблицы приведен ниже).

Рабочая таблица ограничена возрастом при облучении 34 года, так как минимальный латентный период по солидным ракам составляет 10 лет (т.е. годовая доза облучения вызывает риск в возрасте 45 лет, если время, прошедшее после облучения, больше 10 лет: 45 - 11 = 34).

2.2. В рабочую таблицу заносятся значения множителя риска S1, которые табулированы в соответствующих ячейках таблицы П2.2 Приложения N 2 к настоящему Положению.

2.3 Построчно вычисляется произведение D x S1 и результат заносится

                                         g     g

в рабочую таблицу.

Значения из последнего столбца рабочей  таблицы  суммируются  (SUM D  x
                                                                    g

S1 = 0,02734), и сумма умножается на значение показателя заболеваемости g солидными раками лямбда (u = 45) = 204, которое табулировано в таблице SOL П2.1 Приложения № 2 к настоящему Положению: 204 x 0,02734 = 5,577 (это значение округляется до трех значащих цифр). Вычисляется EAR (u = 45) умножением полученного значения на SOL

                            -5                            -5
нормировочный коэффициент 10  : EAR   (u = 45) = 5,58 x 10  .

                               SOL

3. Вычисление риска по лейкозам EAR   (u = 45)
                                   LEU

3.1. Исходные данные заносятся в рабочую таблицу для расчета риска по лейкозам (исходный вид рабочей таблицы приведен ниже).

Рабочая таблица ограничена возрастом при облучении 42 года, так как минимальный латентный период по лейкозам составляет 2 года (т.е. годовая доза облучения вызывает риск в возрасте 45 лет, если время, прошедшее после облучения, больше 2 лет: 45 - 3 = 42).

3.2 Вычисляется содержимое столбцов "Время, прошедшее после облучения

u - g, лет" и "D  x (1 + 0,79 D )".
                g              g

3.3. В рабочую таблицу заносятся значения множителя риска L2, которые табулированы в соответствующих ячейках таблицы П2.3 Приложения N 2 к настоящему Положению. Для первой строки рабочей таблицы находим в таблице П2.3 Приложения N 2 к настоящему Положению строку со значением 27 в первом столбце "Время, прошедшее после облучения u - g, лет" и выбираем значение множителя риска L2, так как возраст при облучении 18 лет попадает в интервал 1 - 19 лет для мужчин; и так далее.

    3.4. Построчно  вычисляется  произведение   D  x (1 + 0,79 D ) x L2,  и
                                                 g              g

результат заносится в рабочую таблицу.

3.5 Значения из последнего столбца рабочей таблицы суммируются:

SUM D  x (1 + 0,79 D ) x L2 = 3,659  (это  значение  округляется   до  трех
     g              g

значащих цифр).

3.6 Вычисляется EAR (u = 45) умножением значения полученной суммы на

                    LEU

                            -5                            -5
нормировочный коэффициент 10  : EAR   (u = 45) = 3,66 x 10  .

                               LEU

4. Вычисление  индивидуального  радиационного риска раковых заболеваний

EAR (u = 45)

4.1 Находим сумму:

                                                         -5

    EAR(u = 45) = EAR   (u = 45) + EAR   (u = 45) = 5,58 x 10   + 3,66 x
                     SOL              LEU

    -5            -5
x 10   = 9,24 x 10  .

    4.2. Таким  образом,  у  лица  из  персонала  (работника)  с  исходными
данными,  определенными  в  пункте  1  настоящего  Приложения,  вероятность
развития  раковых заболеваний,  обусловленных профессиональным облучением в
период  от  18  до  45  (фактически - 42)  лет,  к  45  году жизни составит

                    -5

приблизительно 9,24 x 10 .

II. Последовательность расчета радиационного риска работника, стоящего на индивидуальном дозиметрическом контроле, при планируемом повышенном облучении

Предположим, что в предстоящие два года (46 — 47 лет) этот же работник (исходные данные — те же, что и в пункте 1 раздела I настоящего Приложения) будет направлен на выполнение работ, связанных с повышенным облучением. Планируемая ежегодная доза облучения составляет 100 мЗв. Требуется определить значение индивидуального пожизненного риска возникновения стохастических эффектов у данного работника к u = 70 годам.

1. Для вычисления  риска  по  солидным  ракам  EAR   (u = 70)  составим
                                                  SOL

рабочую таблицу, аналогично предыдущему примеру.

1.1 Суммируем значения из последнего столбца рабочей таблицы: SUM D x

                                                                    g

S1 = 0,086. g -5

    1.2. Вычисляем  EAR   (u = 70) = 10    x  лямбда   (u = 70) x SUM D   x
                       SOL                          SOL                g
        -5                           -3
S1  = 10   x 1791 x 0,086 = 1,54 x 10  .

g

2. Для вычисления  риска по лейкозам  EAR   (u = 70)  составим  рабочую
                                         LEU

таблицу, аналогично предыдущему примеру.

2.1 Суммируем значения из последнего столбца рабочей таблицы: SUM D x

                                                                    g

(1 + 0,79 D ) x L2 = 3,603 (округляем это значение до трех значащих цифр). g

    2.2. Вычисляем    EAR   (u = 70),    умножая    полученную   сумму   на
                         LEU                              -5

                        -5

нормировочный коэффициент 10 : EAR (u = 70) = 3,60 x 10 . LEU

3. Находим   индивидуальный   радиационный  риск  раковых  заболеваний:
                                                          -3

EAR (u = 70) = EAR   (u = 70)  +  EAR   (u = 70)  =  1,54 x 10   +  3,60  x
                  SOL                LEU
  -5            -3
10   = 1,58 x 10  .