В НРБ-76/87 установлена система регулирования пределов радиационного воздействия на персонал и население. В нихопределено, что радиационная безопасность основана на санитарно-гигиенических принципах нормирования, обоснования и оптимизации:
непревышение основного дозового предела,
исключение всякого необоснованного облучения,
снижение дозы облучения до возможно низкого уровня,т.е. принципа ALAPA, as low as possible achievable.
Oтметим,что в в законе о радиационной защите населеня и международной практике принят другой принцип оптимизации защиты -
снижение дозы облучения до разумно низкого уровня с учетом социальных и экономических факторов, т.е.принцип ALARA, as low as reasonably achievable, economic and social factors being taken into account [3].
Представляется, что проблемы радиационной защиты и охраны окружающей среды тесно связаны с социально-экономическими вопросами, ипоэтому для нас более приемлем принцип ALARA.
В НРБ-76/87 установлены дозовые пределы суммарного внешнего и внутреннего облучения персонала и ограниченной части населения, предельно-допустимое годовое поступление радионуклидовв организм через органы дыхания, органы пищеварения,
допустимые концентрации радионуклидов в атмоферномвоздухе, воде и другие допустимые уровни радиационного воздействия на человека.
В случае одновременного воздействия нескольких радиационных факторов, поступления нескольких радионуклидов в организм вНРБ-76/87 введено условие, что сумма по всем годовым количествам поступающих в организм радионуклидов и видам радиационного воздействия, отнесенным ксоответствующим предельно допустимым величинам, не должна превышать единицу , т.е. считается, что радиационная безопасность обеспечена, если
Отметим также рекомендуемое НРБ-76/87 для оценки радиационной обстановки и принятия оперативных мер введение контрольныхуровней радиационных воздействий. Порядокустановления числовых значений контрольных уровней, которые разграничивают незначимые и значимые воздействия,определяется таким документом, как "Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений"- ОСП-72/87.
В действующих "Санитарных правилах проектирования и эксплуатации атомных станций", СП АС-88 установленыследующие дозовые пределы:
для персонала АС в зоне строгого режима- 5 бэр/год,
для персонала в зоне свободного режима - 0,5 бэр/год,
для населения, проживающего вблизи АС - 25 мбэр/год.
Отметим, что при нормальнойэксплуатации АС дозовые квоты населения не должны превышать за счет газоаэрозольных выбросов АС-20 мбэр/год причемза счет радионуклидов благородных газов 10-12 мбэр/год, за счет радиоизотопов иода - 6-8 мбэр/год и за счет жидких отходов - 5 мбэр/год.
При любой аварии АСоблучение населения на границе санитарно-защитной зоны не должно превышать 10 бэр.
Аварийные выбросы и сбросы радиоактивных веществ должны быть столь малыми, чтобы исключалась необходимость эвакуации больщихгрупп населения при самых тяжелых авариях.
Эти и некоторые другие нормативные документы, опирающиеся на санитарно- гигиенический принцип нормирования качества средыобитания людей, в настоящее время образуют основу радиационной защиты окружающей среды.
В основе НРБ-76/87, других нормативных материалов по радиационной безопасности лежит идея о том, что слабейшим звеномбиосферы является человек, которого и нужно защищать всеми возможными способами. Причем считается, что если человек будет должным образом защищенотвредных воздействий АС, то и окружающая среда также будет защищена, поскольку радиорезистентностьэлементов экосистем как правило существенно выше человека.
Ясно, что это положение не является абсолютно бесспорным, поскольку биоценозы экосистем не имеют таких возможностей какиеесть у людей - достаточно быстро и разумно реагировать на радиационные опасности. Кроме того различны сорбционные характеристики различных элементовбиогеоценозов. И поэтому в случаях тяжелых аварий на АСзапасы радио-нечувствительности биоценозов могут быть исчерпаны [4].
Отсюда следует, что при оценке уровня безопасности АСнеобходимо явно учитывать экологические последствия воздействий АС, а при разработке мер противоаварийной защиты АС предусматривать и действия по защитеокружающей среды.
3.5 Международные нормы безопасности
Кроме национальных норм и правил обеспечения безопасности АСпри проектировании будущих АС важно учитыватьизвестные международные стандарты безопасности, разработанные в рамках деятельности Международного Агенства по атомной энергии - МАГАТЭ. Этистандарты, имеющие рекомендательный характер, составляют систему, называемую IAEA Nuclear Safety Standards или сокращенно - NUSS.
Кроме материалов программы NUSS, изданных в виде Серии N 50 Публикаций МАГАТЭ, известны и другие Нормативные документыМАГАТЭ - такие серии Публикаций МАГАТЭ как
-N 6 Нормы безопасности при транспортировании радиоактивных материа лов,
-N 9 Основные стандарты безопасности для обеспечения радиационной защиты,
-N 55 Противоаварийные мероприятия вне площадки при радиационных авариях,
-N 86 Принятие решений на основе оценки внешних радиационных последствий аварий на ядерных установках,
-N 94 Действия при выбросе радиоактивных материалов,оказывающих трансграничное вредное воздействие
и некоторые другие более специальные документы,регламентирующие сбросы радиоактивных веществ в море, методыобращения с радиоактивными отходами, методы снятия установок с эксплуатации.
4 Принципы обеспечения безопасности
4.1 Основныетребования по обеспечению безопасности АС
Безопасность АС - это необходимая и достаточная защищенность персонала, населения и окружающей среды от всех возможных вредныхвоздействий, возникающих при эксплутации АС.
Атомная станцияудовлетворяет требованиям безопасности, если за счет обеспеченных в проекте физических свойств ЯЭУ, предусмотренных проектом технических средств и разработанныхорганизационно-технических мероприятий, эффекты ее теплового, химического, механического, радиационного и иных воздействий на персонал, население иокружающую среду при всех режимах нормальнойэксплуатации и проектныхавариях не превышают установновленных в нормативах или проекте предельных значений величин и характеристик эффектов этих воздействий, а принятые меры поограничению воздействий при запроектных илигипотетических авариях обеспечивают снижение эффектов воздействий до приемлемых, разумно малых значений.
Безопасность АС обеспечивается за счет мер по предупреждению возможности возникновения опасных состояний или режимов - при проектировании и сооружении АС,
предотвращению развития опасных состояний и режимов зарамки пределов и условий безопасной эксплуатации - при работе АС, пространственно-временному ограничению опасных процессов и их вредных воздействий - при аварийных ситуациях и режимах АС,
локализации почти всех вредных веществ,вышедших заустановленные в проекте границы опасных зон в результате аварии,
обеспечению условий для приведения установки послеокончания эксплуатационных кампаний или аварий в безопасное состояние, пригодное для перезарузки топлива, ремонтов, длительного хранения ее частей иэлементов, консервации или снятия с эксплуатации.
Безопасность АСоснована на применении и использовании принципов
внутренней самозащищенности,
глубокоэшелонированной защиты,
обеспечения АС системами безопасности,
устойчивости процессов,
удовлетворении требований технической, ядерной, радиационной,экологической безопасности и культуры безопасности.
4.2 Внутренняя самозащищенность
По определению, внутренняя самозащищенность ядерной энергетической установки есть ее свойство обеспечивать безопасность на основе естественныхобратных связей и процессов.
Это означает, что в проекте заложены такие свойства систем,элементов оборудования, механизмов, которые обеспечивают при всех режимах нормальнойэксплуатации не только работоспособность, т.е. способность длительно, до исчерпания ресурса сохранять установленные в проекте значения параметров,обратимость или неизменность характеристик, достаточные запасы до опасных состояний и режимов, но и способность активного сопротивления развитию режимови состояний в опасном направлении, возможность противостоять таким режимам, т.е. способность саморегулирования, подавления опасных тенденций длявозвращения в области стабильного функционирования.
4.3 Эшелонирование защиты
Глубокоэшелонированная защита как средство обеспечения безопасности состоит из системы барьеров напути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ, системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению ихэффективности, мер по прогнозу развития аварийных режимов и оповещению населения о состоянии АС.
Барьерами безопасности служат
топливная матрица ТВЭЛ,
оболочки топливных элементов,
стенки корпусов,трубопроводов и оборудования первогоконтура,
защитная оболочка,
защитное ограждение,
Дополнительным барьером могут служить грунт и породы вне защитного ограждения.
4.5 Системы безопасности АС
Системы безопасности предназначены для выполнения функций безопасности, т.е. действий, направленных на предотвращение аварий или ограничение ее последствий.
Системы безопасности АС, действующие при авариях за счет пассивных или активных механизмов фунционирования, должны быть построены набазе необходимого резервирования, пространственой и функциональной независимости, разнообразия принципов действия устройств в разных системах или каналах идолжны быть работоспособными при единичных отказах элементов систем.
4.6 Устойчивость процессов
Устойчивость процессов - свойство систем стремиться после прекращения действий возмущающих факторов к первоначальномусостоянию без значительных нарушений характерных параметров.
4.6 Культура безопасности
Культура безопасности - осознанная позиция лиц, действия которых влияют на состояние безопасности, убежденных, что обеспечениебезопасности является приоритетной целью, сознающих ответственность и контролирующих свои действия.
4.7 Планирование противоаварийных мероприятий
В ОПБ-88 записанотребование по планированию мероприятий по защите персонала и населения на случай тяжелых аварий.Такие Планы разрабатываются.
по защите персонала-эксплуатирующей организацией АС ,
по защите населения-территориальным штабом Гражданскойобороны.
5 Литература
1. О.Б. Самойлов, Г.Б. Усынин, А.М. Бахметьев
"Безопасность ядерных энергетических установок",
Москва, Энергоатомиздат, 1989 г.
2. В.М. Новиков, И.С. Слесарев, П.Н. Алексеев и др.
"Атомные реакторы повышенной безопасности. Анализ концептуальных разработок",
Москва, Энергоатомиздат, 1993 г.
3. "Российская газета", 17 января 1996 г.
4. "Российская газета", 28 ноября 1995 г.