Ядерна та радіаційна безпека

Аварійне реагування та цивільний захист

Безпека ядерних установок, об’єктів поводження з радіоактивними відходами та джерел іонізуючого випромінювання забезпечується проєктними рішеннями, багаторівневою системою захисту і експлуатаційними процедурами.

Чотири фізичні захисні бар'єри реакторної установки. Ілюстрація з видання НАЕК Енергоатом — Чотири фізичні захисні бар’єри реакторної установки. Ілюстрація з видання НАЕК “Енергоатом” “АЕС і ядерний реактор для “чайників”

Створення законодавчих і регулюючих вимог безпеки та механізмів їх контролю, системи підготовки кадрів, перевірки знань та підтримки компетенцій, запровадження дозвільного принципу використання ядерної енергії в мирних цілях і філософії культури безпеки на всіх рівнях спрямовані, насамперед, на запобігання виникненню аварійних ситуацій у сфері використання ядерної енергії. При цьому, незважаючи на дуже низьку ймовірність виникнення аварійних ситуацій, готовність до реагування залишається одним із основоположних принципів безпеки використання ядерної енергії.

Безпека ядерних установок, об’єктів поводження з радіоактивними відходами та джерел іонізуючого випромінювання забезпечується проєктними рішеннями, багаторівневою системою захисту і експлуатаційними процедурами.

Створення законодавчих і регулюючих вимог безпеки та механізмів їх контролю, системи підготовки кадрів, перевірки знань та підтримки компетенцій, запровадження дозвільного принципу використання ядерної енергії в мирних цілях і філософії культури безпеки на всіх рівнях спрямовані, насамперед, на запобігання виникненню аварійних ситуацій у сфері використання ядерної енергії. При цьому, незважаючи на дуже низьку ймовірність виникнення аварійних ситуацій, готовність до реагування залишається одним із основоположних принципів безпеки використання ядерної енергії.

Захист населення від надзвичайних ситуацій є функцію держави. Ліцензіат, роботодавець, регулюючий орган, органи державного управління повинні завчасно розробити заходи щодо забезпечення готовності і реагування в разі ядерної або радіаційної аварійної ситуації на місці подій, та, в разі потреби, на місцевому, регіональному, національному і міжнародному рівнях для того, щоб у передбачуваних випадках радіаційні ризики були незначними, а для важкопрогнозованих подій негативні наслідки були мінімізовані своєчасним реагуванням.

Не всі типи аварійних ситуацій супроводжуються викидами радіоактивних речовин, що можуть спричинити шкоду здоров’ю людей та довкіллю. У проєктах ядерних установок визначаються вихідні події, кінцеві стани та передбачені системи безпеки з обмеження радіаційних наслідків для передбачуваних аварійних подій. Найбільш небезпечні наслідки для людини і довкілля можуть мати непередбачені проєктом події, що супроводжуються втратою контролю за активною зоною ядерного реактора, ядерної ланцюговою реакцією або джерелом випромінювання. Саме для уникнення умов реалізації таких малоймовірних подій та їх шкідливих наслідків плануються і вживаються заходи по запобіганню відмовам, позаштатними ситуаціям і порушенням в системах безпеки, які могли б привести до втрати контролю.

Три найбільші аварії, що трапились на ядерних енергетичних установках (Трі-Майл-Айленд, США 1979; Чорнобиль, СРСР 1986; Фукусіма, Японія 2011), стали результатом збігу обставин та поєднання декількох факторів внутрішнього і зовнішнього впливу. Вони не лише призвели до масштабних проблем у сферах охорони здоров’я, довкілля, довгострокових потреб у психологічному, соціальному та економічному відновленні, але й стали поштовхом для перегляду вимог безпеки, побудови більш надійних систем безпеки, процедур ефективного реагування, включно із питанням інформування населення та підтримки його довіри.

Одним з інструментів для інформування населення та ЗМІ про результати оцінки впливу подій на безпеку є Міжнародна шкала ядерних та радіологічних подій – INES.

Події рівня 4—7 за шкалою INES є аваріями, які завдають впливу і потребують заходів реагування за межами майданчиків установок. Події рівня 1—3 класифікуються як інциденти або аномальні ситуації, які мають вплив на безпеку. Класифікація події на рівні «0» означає, що вплив такої події не безпеку не є суттєвим.

Дивіться детальніше в керівництві користувача на сайті МАГАТЕ.

За останні 20 років у роботі АЕС України не було виявлено порушень, вищих за рівень 1 («аномальна ситуація») за шкалою INES.

Концепція глибокоешелонованого захисту, що покладена в основу проєктів сучасних реакторних установок, є сукупністю послідовних фізичних бар’єрів на шляху поширення радіоактивних речовин та іонізуючого випромінювання і спрямована на недопущення відхилення від нормальних умов експлуатації, запобігання аваріям і обмеження їх наслідків.

Якщо хоча б один із чотирьох захисних бар’єрів (паливна таблетка, оболонка твела, система першого контуру і контейнмент) залишається цілим — досягається мета запобігання викиду радіоактивності в навколишнє середовище. Якщо, незважаючи на всі запобіжні та протиаварійні заходи, викиду уникнути не вдається, вводяться в дію аварійні плани. Їх мета – пом’якшити наслідки аварійної ситуації та організувати захист населення і територій за межами майданчиків ядерних установок.

Для планування заходів реагування виділяють такі класи радіаційних аварій:

аварія промислова — радіаційна аварія, наслідки якої не поширюються за межі установки і території виробничих приміщень об’єкта, при цьому аварійного опромінення може зазнати лише персонал;
аварія на майданчику — радіаційна аварія, наслідки якої обмежуються територією промислового майданчика об’єкта, однак потребують приведення у стан аварійної готовності сил та засобів зовнішніх організацій і проведення посиленого радіаційного моніторингу;
аварія комунальна (загальна) — радіаційна аварія, наслідки якої виходять за межі промислового майданчику і можуть поширюватись на території, де проживає населення та створювати ризики додаткового до природного зовнішнього та внутрішнього опромінення.

Ядерні установки відповідають основним критеріям ядерної безпеки, якщо ймовірність виникнення аварійних ситуацій, які можуть потребувати невідкладних заходів захисту населення за межами санітарно-захисних зон ядерних установок (СЗЗ ЯУ) становить приблизно 1 випадок зі 100000 (або 1х10^-6 ) на рік.

Як запобіжний захід діють обмеження на використання земель у межах СЗЗ ЯУ (в радіусі 2.5 — 3 км) і заборона на постійне проживання населення та розміщення соціальних об’єктів, інших підприємств, не пов’язаних із діяльністю ядерних установок.

Система цивільного захисту в Україні

Відповідно до Кодексу цивільного захисту України, Єдина державна система цивільного захисту (ЄДСЦЗ) — це сукупність органів управління, сил і засобів центральних та місцевих органів виконавчої влади, Ради міністрів Автономної Республіки Крим, виконавчих органів рад, підприємств, установ та організацій, які забезпечують реалізацію державної політики у сфері цивільного захисту.

Координаційні органи — державна, регіональні, місцеві комісії з питань техногенно-екологічної безпеки та надзвичайних ситуацій, комісії з питань надзвичайних ситуацій підприємств, установ, організацій, державна, регіональні, місцеві та об’єктові спеціальні комісії, що утворюються для координації діяльності центральних та місцевих органів виконавчої влади.

Пам'ятна табличка про аварію на АЕС Трі-Майл-Айленд, США. Фото: reuters — Пам’ятна табличка про аварію на АЕС Трі-Майл-Айленд, США. Фото: reuters

Складовими ЄДСЦЗ є функціональні підсистеми, що створюються центральними органами виконавчої влади у відповідних сферах діяльності (наприклад, функціональна підсистема ядерної та радіаційної безпеки, функціональна підсистема безпеки електроенергетичного та ядерно-промислового комплексів, функціональна підсистема навчання дітей дошкільного віку, учнів та студентів діям у надзвичайних ситуаціях тощо), та територіальні підсистеми, що утворюються і діють в межах адміністративно-територіальних одиниць.

Функціональна підсистема ядерної та радіаційної безпеки створена Держатомрегулюванням із метою захисту персоналу, населення і територій від шкідливого впливу іонізуючого випромінювання шляхом запобігання ядерним та радіаційним аваріям на об’єктах використання ядерної енергії та при перевезенні радіоактивних матеріалів, забезпечення оперативного реагування у разі виникнення аварійних ситуацій, оповіщення та подальшого інформування заінтересованих органів державної влади, населення (через засоби масової інформації), Центру з інцидентів та аварійних ситуацій МАГАТЕ, компетентних органів інших країн в рамках міжнародних договорів, у разі транскордонного перенесення радіоактивних речовин.

До складу функціональної підсистеми ядерної та радіаційної безпеки входять Державна інспекція ядерного регулювання України, органи управління та сили цивільного захисту суб’єктів господарювання, що належать до сфери її управління, та суб’єктів діяльності у сфері використання ядерної енергії. Згідно із законом, саме ліцензіат (експлуатуюча організація) після отримання відповідного дозволу Держатомрегулювання, несе всю повноту відповідальності за радіаційний і фізичний захист та безпеку ядерної установки, об’єкта, призначеного для поводження з радіоактивними відходами, чи іншого джерела іонізуючого випромінювання.

Положення про функціональну підсистему ядерної та радіаційної безпеки за посиланням.

Зовнішнього та внутрішнього опромінення — Евакуація дітей з Прип’яті. Фото: chornobyl.com.ua

Читати повністю

Джерела іонізуючого випромінювання

Відкриття Антуаном Анрі Беккерелем радіоактивності в 1896 році стало значним досягненням. До сьогоднішнього дня радіоактивні матеріали знаходять своє застосування в медицині, сільському господарстві, важкій промисловості, виробництві електроенергії, тощо. Але не дивлячись на широкий спектр використання радіоактивності в корисних цілях, існує й протилежна сторона даного відкриття – зловживання іонізуючого випромінювання, що може призвести до опіків, променевої хвороби, смерті, захворювання на рак, виникнення пухлин та генетичних мутацій. Джерелом іонізуючого випромінювання (ДІВ) (радіоактивним джерелом) є фізичний об’єкт, крім ядерних установок, що містить радіоактивну речовину, або технічний пристрій, який створює або за певних умов може створювати іонізуюче випромінювання. Для того, щоб забезпечити дотримання допустимих меж радіаційного впливу на персонал, населення та навколишнє природне середовище, встановлених нормами, правилами та стандартами з безпеки існує державний регулюючий контроль.

Ті радіоактивні джерела, які не перебувають або ніколи не були під регулюючим контролем, або були залишені без нагляду, загублені, поміщені в неналежне місце, передані без належного державного дозволу або викрадені називаються «покинутими джерелами» (orphan sources).

Відкриття Антуаном Анрі Беккерелем радіоактивності в 1896 році стало значним досягненням. До сьогоднішнього дня радіоактивні матеріали знаходять своє застосування в медицині, сільському господарстві, важкій промисловості, виробництві електроенергії, тощо. Але не дивлячись на широкий спектр використання радіоактивності в корисних цілях, існує й протилежна сторона даного відкриття – зловживання іонізуючого випромінювання, що може призвести до опіків, променевої хвороби, смерті, захворювання на рак, виникнення пухлин та генетичних мутацій. Джерелом іонізуючого випромінювання (ДІВ) (радіоактивним джерелом) є фізичний об’єкт, крім ядерних установок, що містить радіоактивну речовину, або технічний пристрій, який створює або за певних умов може створювати іонізуюче випромінювання. Для того, щоб забезпечити дотримання допустимих меж радіаційного впливу на персонал, населення та навколишнє природне середовище, встановлених нормами, правилами та стандартами з безпеки існує державний регулюючий контроль.

Ті радіоактивні джерела, які не перебувають або ніколи не були під регулюючим контролем, або були залишені без нагляду, загублені, поміщені в неналежне місце, передані без належного державного дозволу або викрадені називаються «покинутими джерелами» (orphan sources).

«Покинуті джерела» означає такі ДІВ, які не перебувають під державним регуляторним контролем внаслідок того, що вони ніколи не перебували під регуляторним контролем, або через те, що їх було покинуто, загублено, розміщено не на місці, викрадено чи передано без належного офіційного дозволу.

Проблема «покинутих джерел» полягає в їх потенційній небезпеці для здоров’я населення та складності їх виявлення. Джерела іонізуючого випромінювання, як правило, знаходяться в металевих контейнерах з товстими стінками, що ускладнює можливість ідентифікувати відповідним обладнанням наявність всередині радіоактивного джерела. Крім того, вони представляють собою предмети різної форми та величини, в результаті часто опиняються об’єктами інтересу різних груп населення з різними цілями.

Гама-терапевтичний апарат ЛУЧ-1 (Містить півтони збідненого урану, в середині може бути джерело кобальт-60, Активність 4800Кі.)

Потрапляння «покинутого джерела» до рук пересічного громадянина може призвести до катастрофічних наслідків. Прикладом подібної ситуації може слугувати випадок радіоактивного забруднення, що стався у 1987 році в місті Гоянія, Бразилія. Елемент установки для радіотерапії, де знаходився радіоактивний ізотоп цезій-137, після крадіжки був викинутий зловмисниками на звалище. Після чого, дане джерело було знайдене місцевим громадянином, дії якого, при необережному поводженню з ним, призвели до розповсюдження радіоактивного забруднення, як наслідок – чотири чоловіки померли від радіоактивного зараження, а територія, де знаходилось дане джерело, не придатна до життя наступні 300 років.

Попередження появи «покинутих джерел»

Беручи до уваги вищезгадану інформацію, закономірним є необхідністьпопередження появи «покинутих джерел». Одними з основних заходів попередження є:

забезпечення дозвільного принципу використання джерел (тобто використовувати радіоактивне джерело можуть тільки особи або підприємства, які довели державі, що можуть забезпечити безпеку та захищеність джерела),
облік та контроль радіоактивних джерел.

Відповідно, в Україні використання ядерних установок та джерел іонізуючого випромінювання в Україні основане на дозвільному принципі. Державна інспекція ядерного регулювання України уповноважена видавати дозвіл на кожен окремий вид діяльності, що пов’язаний з використанням радіоактивного матеріалу, зокрема – ліцензію на використання джерела іонізуючого випромінювання (ДІВ).

Відповідно до Закону України «Про дозвільну діяльність у сфері використання ядерної енергії» державна реєстрація джерел іонізуючого випромінювання є обов’язковою і таким чином, забезпечено облік та контроль за місцезнаходженням та переміщенням джерел. Відповідно до інформації, озвученої на міжнародному семінарі «Регулювання «покинутих» та вразливих джерел. Досвід та перспективи України», що проходив вкінці 2012 року в м. Києві, станом на грудень 2012 року в Державному регістрі ДІВ України, де фіксуються всі джерела і операції з ними, зареєстровано 12 462 радіоактивних джерел і 15 838 генеруючих пристроїв. Необхідно відзначити, що згідно з положенням про Державний регістр джерел іонізуючого випромінювання і порядок оплати послуг з їх реєстрації затвердженого постановою Кабінету Міністрів України від 4 серпня 1997 р. № 847, державний регістр ДІВ – єдина державна система обліку і контролю джерел іонізуючого випромінювання, діяльність з якими не звільняється від регулюючого контролю і які вироблені на території України або ввезені чи вивезені через державний кордон, а також власників цих ДІВ, юридичних і фізичних осіб, за якими ДІВ закріплені на праві повного господарського відання або оперативного управління чи знаходяться у їх володінні і користуванні на інших підставах. Важливим є той факт, що серед близько 500 тис. джерел іонізуючого випромінювання, що на разі знаходяться в Україні, більше 450 тис. шт. вже виведені з експлуатації, знаходяться на зберіганні в державних підприємствах по поводженню з радіоактивними відходами та обліковуються в Державному реєстрі радіоактивних відходів.

Таким чином, з моменту створення повноцінної системи державного регулювання, включаючи облік та контроль джерел, можливість виникнення покинутих ДІВ мінімізована.

Іншим методом попередження є протидія потенційній загрозі, що існуючі ДІВ можуть перейти у розряд «покинутих». Джерела, які можуть стати покинутими визначають як вразливі. Згідно з інформацією, представленою на міжнародному семінарі «Регулювання «покинутих» та вразливих джерел. Досвід та перспективи України», що проходив вкінці 2012 року в Києві, вразливі джерела – радіоактивні джерела, які в даний час знаходяться під контролем, але цей контроль, є недостатнім для постійного забезпечення безпеки і збереження. Перш за все, це ті джерела, що вже не використовуються, або не потрібні підприємствам. Регулюючий орган України обмежує терміни зберігання таких джерел та вимагає їх передачі на спеціалізовані підприємства, де забезпечено високий рівень безпеки та захищеності таких відпрацьованих джерел.

Особливу небезпеку представляють ті джерела, які належали підприємствам, що стали банкротами або фінансово не стабільні, таким чином не в змозі самостійно вирішити питання передачі таких джерел на спеціалізовані підприємства. Для вирішення даної проблеми існують міжнародні програми з американськими та німецькими партнерами. Дані програми направлені на те, щоб зібрати джерела з площадок та безпечно направити їх до спеціалізованих підприємств. В результаті, були досягнуті значні досягнення по виконанню даних програм та зібрана велика кількість джерел.

Датчик обледеніння типу РИО-3 (Можна зустріти на аеродромах, дахах будинків та в ремонтних майстернях)

Але є певна кількість джерел, що знаходиться поза межами контролю. Одна з причин подібної ситуації полягає у відсутності необхідності контролю певних джерел іонізуючого випромінювання в минулому та існування у минулому менш жорстких вимоги щодо контролю над певними джерелами. На сьогодні, даний підхід був докорінно змінений, і ті джерела, що знаходилися поза межами контролю, тепер є об’єктами обов’язкових реєстрації/ліцензування. Інша причина – втрата контролю над певними ДІВ по наступним причинам:

a. джерело було загублено;

b. джерело було вкрадено;

c. джерело було розміщене не у відповідному місці

Такі джерела необхідно виявляти (шукати).

Пошук «покинутих» ДІВ

Питання пошуку «покинутих» ДІВ в Україні займає важливе місце. В Україні існує два методи пошуку вже «покинутих» джерел: адміністративний та фізичний.

Пошук «покинутих» ДІВ вимагає системного підходу. В даному контекстіадміністративний метод відіграє важливу роль. Його застосування передбачає пошук інформації щодо «покинутих» джерел та проведення опитування, що дає можливість на початковій стадії створення системи по виявленню «покинутих» джерел для її ефективного функціонування зібрати необхідну інформацію.

В Україні даний метод не є ефективним, оскільки історично в державі процес регулювання за «покинутими» джерелами проходив на постійній основі, що практично унеможливило втрату інформації щодо місцезнаходження вищезгаданих джерел.

Таким чином, в Україні більше уваги приділяють фізичному пошуку, тобто пошуку джерел по їх фізичним характеристикам: зовнішній вигляд та випромінювання. Даний вид пошуку займає особливе місце на шляху до вирішення проблем з «покинутими» джерелами, оскільки ДІВ, в основному, знаходяться в металевих контейнерах, тому часто опиняються на металобрухті. Більше того, існує велика вірогідність їх подальшою переплавлення, що може призвести до значного радіаційного забруднення. Відповідно, саме даний вид пошук є найбільш ефективним.

Блок гама джерела

В рамках фізичного пошуку існує пасивна та активна системи пошуку «покинутих» ДІВ. Різниця між даними системами полягає в тому, що пасивна –передбачає пошук шляхом обладнання портальними моніторами усіх ключових точок, таких як: кордон, порти, підприємства з поводження з металобрухтом, особливо металургійних комбінатів та прикордонних пунктів. А системаактивного пошуку передбачає безпосередній обшук усіх підозрілих майданчиків з переносними приладами радіаційного контрою, при цьому можуть бути застосовані додаткові методи, як гамма аерозйомка та автомобільна гамма зйомка. На превеликий жаль, активний пошук потребує багато затрат, які Україна самостійно не в змозі покрити, тому виникає необхідність залучати міжнародну допомогу. У зв’язку з економічними проблемами в країнах світу, фінансову підтримку тяжко отримати, що блокує активний розвиток даної системи в Україні. Не дивлячись на це, в України є бажання зробити активний пошук більш ефективним, і почати цей процес планується з перевірок тих площадок, які були в військовому використанні та передані для громадського застосування. Додатково, для виконання поставленої цілі буде використовуватися також нова мобільна радіологічна лабораторія SONNI, що обладнана гамма-детектором.

Слід відмітити, що відповідно до висновку «Зеленої книги» (Консультацій щодо підвищення безпеки ДІВ в Україні від 01.03.2008 року) активний пошук – найбільш ефективний метод «генеральної «чистки» території країни» від «покинутих» ДІВ, оскільки система пасивного пошуку працює тільки в тому випадку, коли «покинуте» джерело досягає точки пасивного контролю, але при відсутності переміщення, виявити джерело можна тільки через активний пошук.

Не дивлячись на це, в даному контексті важливим є той факт, що пасивний пошук в Україні є багатобар’єрною системою контролю, яка складається з:

Радіаційних моніторів та інших засобів радіаційного контролю, що існують на кордонах.
Радіаційного контролю на підприємствах. На даний час активізувалося виявлення джерел, що раніше не обліковувалися підчас щорічних інвентаризацій ДІВ (проведення щорічних інвентаризацій є регулюючою вимогою).
Радіаційний контроль на пунктах прийому металобрухту. На сьогодні тяжко сказати на скільки цей бар’єр є ефективним, оскільки не спостерігається значної активності щодо виявлення покинутих джерел такими підприємствами. Причини цього можуть бути наступні: покинуті джерела дійсно не потрапляли в поле їх зору або підприємства віддають перевагу не приймати металобрухт від машин, рівень радіаційного фона яких перевищує норму. Відповідно до постанови Кабінету Міністрів України від 2 червня 2003 р. N 813 у разі виявлення радіоактивних матеріалів під час здійснення прикордонного або екологічного та радіаційного контролю фінансову відповідальність за витрати, пов’язані з перебуванням радіоактивних матеріалів у незаконному обігу, несе власник (користувач) вантажу, але у разі його відсутності відповідальність лягає на місцеві органи влади. На жаль, ситуація складається таким чином, що часто органи місцевого самоврядування не в змозі вирішити вищезгадані труднощі, тому в кінцевому рахунку підприємство змушене сплачувати за утилізацію джерела. Дана ситуація може спровокувати останніх на відмову приймати вантаж, радіаційний фон якого перевищує норму, щоб не нести додаткових фінансових затрат. В міжнародній практиці існує приклад вирішення даної дилеми – Іспанський протокол, про співробітництво в області радіаційного моніторингу металевих матеріалів (ECE/TRANS/AC.10/2006/2). Відповідно до нього, підприємство по металопереробній діяльності звільняється від сплати за поводження з виявленим «покинутим» джерелом за рахунок того, що виплачує незначний щорічний внесок до певного фонду.
Радіаційний моніторинг на металургійних підприємствах. Згідно знаказом N 183 від 18 листопада 2011 р. за N 1321/20059 про затвердження Ліцензійних умов провадження господарської діяльності із заготівлі, переробки, металургійної переробки металобрухту кольорових і чорних металів, фахівці підприємства повинні забезпечувати перевірку на вибухобезпечність та обов’язково проводити радіаційний контроль металобрухту. Але, навіть, не дивлячись на це, металургійні підприємства, абсолютно на добровільній основі встановлюють портальні монітори та здійснюють моніторинг, оскільки реально усвідомлюють небезпеку та матеріальні збитки від дезактивації всього обладнання при радіаційному забрудненні. Даний бартер є дуже ефективним.
Додатковий радіаційний контроль металобрухту, що експортується.

Контейнери для зберігання джерел у брухті

Підводячи підсумки, слід відмітити, що необхідно зробити максимум зусиль, щоб після того, як будуть зібрані існуючі вразливі та «покинуті» джерела, була мінімізована поява нових вразливих або покинутих радіоактивних джерел. Тому існують державні регулюючі вимоги, які необхідно обов’язково виконувати.

Вимоги щодо існуючих відпрацьованих (вразливих) джерел:

Держатомрегулювання України має досить жорстку вимогу до підприємств, що працюють з ДІВ: не зберігати відпрацьовані джерела більше ніж 6 місяців. Якщо підприємство не виконало дану вимогу, то воно може бути покаране відповідними санкціями. Якщо такі джерела були переведені в розряд радіоактивних відходів, то підприємства повинні будуть сплачувати відповідний внесок в фонд поводження з радіоактивними відходами. Як показує практика, підприємствам не вигідно тримати такі джерела в себе тому, що з однієї сторони – тиск інспекторів, які можуть виписувати штраф при невиконанні вимог, а з іншої – сплата в фонд поводження з радіоактивними відходами при переведенні таких джерел в розряд радіоактивних відходів.

Вимоги до нових джерел, які придбаються:

В цьому контексті існує два варіанта для підприємств, що купують нове джерело:

Одразу сплачувати в фонд поводження з радіоактивними відходами, при цьому спеціалізована установа по завершенню терміну дії джерела самостійно та безкоштовно його забере та утилізую.
Заключити договір з постачальником щодо його зобов’язань забрати джерело назад після його використання.

Україна на даний момент впроваджує кращі світові практики в галузі поводження з «покинутими» джерелами. При цьому, важливо зрозуміти, що велика кількість знайдених джерел не свідчить про те, що система контролю працює не ефективно, а навпаки про те, що існує ефективна система пошуку. Більше того, Україна повідомляє МАГАТЕ щодо кожного знайденого джерела, вона вибрала в даному питанні чесну та прозору політику: завжди повідомляємо, коли знаходимо та показуємо наші результати. Таким чином, мінімізувати проблему можна, забезпечити контроль також, але повність ліквідувати появу вразливих та покинутих джерел – ні, тому потрібно мати ефективно функціонуючу систему для можливості ефективного реагування.

Разом з цим, слід відмітити, що незаконне володіння джерелом дуже не вигідне. Продаж його за великі гроші є міфом. Ніхто й ніколи його не придбає, та ще й за великі гроші. Вирок при затриманні може сягати близько 8 років тюремного ув’язнення.

Матеріал підготовлений на основі інтерв’ю з заступником Голови Держатомрегулювання України МАКАРОВСЬКОЮ Ольгою Анатоліївною

Читати повністю

Поводження звідпрацьованим ядерним паливом і радіоактивними відходами

У технологічному циклі АЕС одним їх важливих компонентів являється відпрацьоване ядерне паливо (ВЯП), яке утворюється в процесі виробництва енергії в ядерних реакторах. Термін використання ядерного палива в реакторах визначається величиною допустимої глибини вигорання ізотопів, що діляться. Після досягнення запланованої глибини вигорання ядерне паливо вивантажуються з реактора і вважається відпрацьованим, оскільки не може безпосередньо використовуватися для виробництва енергії.

Після завершення експлуатації в активних зонах реакторів відпрацьоване ядерне паливо вивантажується в приреакторні басейни витримки, де зберігається впродовж 4-5 років для зниження залишкового енерговиділення.

У технологічному циклі АЕС одним їх важливих компонентів являється відпрацьоване ядерне паливо (ВЯП), яке утворюється в процесі виробництва енергії в ядерних реакторах. Термін використання ядерного палива в реакторах визначається величиною допустимої глибини вигорання ізотопів, що діляться. Після досягнення запланованої глибини вигорання ядерне паливо вивантажуються з реактора і вважається відпрацьованим, оскільки не може безпосередньо використовуватися для виробництва енергії.

Після завершення експлуатації в активних зонах реакторів відпрацьоване ядерне паливо вивантажується в приреакторні басейни витримки, де зберігається впродовж 4-5 років для зниження залишкового енерговиділення.

Залишкове енерговиділення – процес, обумовлений радіоактивним розпадом продуктів поділу.

Після охолодження в басейнах витримки ВЯП завантажується в спеціальні контейнери, що забезпечують безпеку при його транспортуванні, і направляється у сховище відпрацьованого палива.

Сучасний стан науки та техніки не дозволяє зробити остаточні висновки щодо подальшого поводження з ВЯП, тому у світовій практиці застосовується кілька підходів для вирішення зазначеного питання:

1. Переробка. Існують два види переробки: місцева чи в інших країнах:

місцева переробка – передбачає переробку ВЯП для видобутку із нього компонентів та речовин, використання яких економічно доцільне (Великобританія, Індія, Росія, Франція, Японія);
переробка в інших країнах – передбачає переробку ВЯП з поверненням високоактивних відходів до країни-власника ВЯП (Болгарія, Нідерланди, Швейцарія);

2. Захоронення – передбачає витримку ВЯП і його захоронення в глибоких геологічних формаціях (США, Фінляндія, Швеція).

3. Відкладене рішення – передбачає довгострокове зберігання ВЯП, що дає можливість прийняти рішення стосовно подальшого поводження з ВЯП, беручи до уваги майбутні технології та економічні чинники. Шлях відкладеного рішення обрали такі країни як Аргентина, Данія, Іспанія, Канада, Литва, Німеччина, Норвегія, Південна Корея, Польща, Словаччина, Угорщина, Чехія, Хорватія.

Проектними рішеннями АЕС з реактором типу ВВЕР-1000, в Україні кількість діючих реакторів зазначеного типу становить 13, передбачалося вивезення ВЯП до стаціонарного сховища у Російську Федерацію.

Проте, ще за часів СРСР, стало зрозумілим, що через обмежені можливості цього сховища, відсутність можливості його розширення, а також відсутність можливості будівництва у найближчий час заводу з переробки ядерного палива, виникнуть проблеми з підтримкою «життєздатності» АЕС.

Експлуатація ССВЯП на Запорізькій АЕС

За прогнозними оцінками, особливо напружена ситуація щодо перспективи зупинки блоків, мала скластися на Запорізькій АЕС.
Беручи до уваги ситуацію, що склалася, наказом Міненерго СРСР № 361 від 6 жовтня 1988 року було затверджено проект другої черги Запорізької АЕС, включаючи сховище відпрацьованого ядерного палива.

Після того, як СРСР припинив своє існування, вивезення ВЯП у 1993-1995 роках було припинене. За результатами аналізу динаміки заповнення басейнів витримки Запорізька АЕС у 1993 році розпочала пошук альтернативних варіантів зберігання ВЯП.

Керуючись економічною складовою проекту, можливістю виготовлення комплектуючих силами українських виробників, мінімізації реконструктивних робіт на енергоблоках, можливістю використання наявного транспортно-технологічного обладнання, було обрано проект американської компанії Duke Engineering & Services (DE&S), який на той час вже отримав ліцензію наглядових органів США (NRC).

У 1996 році Запорізька АЕС розпочала реалізацію проекту сухого зберігання ВЯП.

В основі проекту покладено технологію сухого вентильованого контейнера зберігання (надалі – ВКЗ) відпрацьованих тепловиділяючих збірок (надалі – ВТВЗ) у вертикальному положенні. Метод сухого зберігання практичний, оскільки при зберіганні ВТВЗ у басейні витримки впродовж не менш ніж 5 років залишкове енерговиділення та радіоактивність значно зменшуються. Таке паливо можна безпечно зберігати на майданчику АЕС в сухий спосіб у ВКЗ-ВВЕР, що забезпечують ефективне зняття тепла з ВТВЗ та достатній біологічний захист від радіаційного впливу на персонал АЕС, населення та довкілля.

Введенню сухого сховища відпрацьованого ядерного палива (ССВЯП) в експлуатацію передував етап розробки та проведення експертиз робочого проекту, «Звіту з аналізу безпеки ССВЯП», «Звіту про вплив ССВЯП на навколишнє середовище», екологічних експертиз, проведення пусконалагоджувальних робіт на блоках №№ 1-6 Запорізької АЕС.

За результатами аналізу пусконалагоджувальних робіт та аналізу документації, наданої Запорізькою АЕС для отримання ліцензії, 16 липня 2001 року ДП «НАЕК «Енергоатом» було видано Ліцензію на введення в дослідно-промислову експлуатації ядерної установки.

Майданчик ССВЯП ЗАЕС. Перші контейнери

24 серпня 2001 року на майданчику ССВЯП був встановлений перший ВКЗ-ВВЕР. З моменту установки ВКЗ-ВВЕР почалася дослідно-промислова експлуатація ССВЯП. А 10 серпня 2004 року Запорізькою АЕС було отримано Ліцензію «На право здійснення діяльності на етапі життєвого циклу «експлуатація ядерної установки «Запорізька АЕС», у тому числі й ССВЯП.

Сьогодні Запорізька АЕС – єдина діюча українська АЕС, що має на своєму майданчику СВЯП.

Система сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива, що використовується на Запорізькій АЕС умовно розділена на три зони:

зона завантаження;
зона транспортування;
зона зберігання.

Призначення зони завантаження – безпечне завантаження ВТВЗ до кошика, виконання транспортно-технологічних операцій з герметизації, дренування, вакуумної сушки та заповнення БГК гелієм, а також завантаження БГК до вентильованого бетонного контейнеру. Зона завантаження знаходиться безпосередньо в реакторних відділеннях енергоблоків.

Для роботи з компонентами ССВЯП на енергоблоках використовується наявне транспортно-технологічне обладнання.

Зона транспортування являє собою мережу шляхів, якими здійснюється доставка ВКЗ-ВВЕР до зони зберігання спеціально призначеним для цього транспортерем-контейнеровозом.

Зона зберігання – призначена для безпечного зберігання ВКЗ-ВВЕР впродовж не менш ніж 50 років. До зони зберігання входить майданчик зберігання, утворений залізобетонною плитою, призначеною для установки ВКЗ-ВВЕР. Зона зберігання має самостійний контур фізичного захисту.

Загалом комплекс сухого зберігання ВЯП розрахований на 380 вентильованих контейнерів зберігання, що можуть вмістити понад 9000 ВТВЗ.

Зона завантаження

Зона зберігання

До майданчику зберігання може бути прийняте ВЯП за весь період експлуатації Запорізької АЕС. При цьому умови ліцензії дозволяють зберігати ВЯП лише з енергоблоків Запорізької АЕС.

Зона транспортування

Основними компонентами системи сухого зберігання ВЯП є:

багатомісний герметичний кошик (БГК);
перевантажувальний контейнер (ПК);
вентильований бетонний контейнер (ВБК);
вентильований контейнер зберігання (ВКЗ-ВВЕР), який складається з завантаженої ВТВЗ в БГК, розташованої у ВБК.

З метою забезпечення безпечної експлуатації комплексу сухого зберігання ВЯП здійснюється постійний моніторинг стану вентильованих контейнерів зберігання, обладнання, що використовується, будівель та споруджень комплексу.

На всіх етапах транспортно-технологічних операцій з передачі ВЯП на зберігання до ССВЯП, а також при зберіганні на майданчику ССВЯП здійснюється регламентний радіаційний контроль відповідно до вимог нормативної та виробничої документації.

Розташування ВКЗ-ВВЕР на майданчику ССВЯП здійснюється за окремими дозволами регулюючого органу (Держатомрегулювання України). Місце розташування кожного контейнера розраховувалося виходячи з умов мінімізації потужності дози на межах майданчику, а при проведенні будівельно-мантажних робіт – з умов мінімізації впливу випромінювання на будівничий персонал. Після того, як у грудні 2005 року було завершене будівництво радіаційно-захисної споруди за периметром майданчику, яка забезпечує радіаційний захист персоналу, населення та довкілля, розрахунок місця розташування ВКЗ-ВВЕР на майданчику ССВЯП не вимагається.

Перша черга ССВЯП місткістю 100 ВКЗ була введена в експлуатацію у 2001 році, а друга, місткістю 280 ВКЗ – наприкінці 2011 року.

Для інформації:

Потужність дози гамма-випромінювання в контрольних точках на відстані 50 метрів від зовнішньої огорожі майданчика становить 0,11-0,12 мкЗв/г (11-12 мкР/г), що відповідає фоновим значенням.

Результати радіаційного контролю проб води свердловин, стічної води, атмосферних опадів і атмосферного повітря за весь період експлуатації свідчать, що вміст радіонуклідів у районі розташування майданчика ССВЯП, відповідає природному фону та рівневі глобального забруднення.

Радіаційний стан навколо контейнерів, в цілому, стабільний. Через різноманітність характеристик ВЯП, що завантажується до контейнерів, сумарна потужність дози гамма та нейтронного випромінювання від центру вхідних вентиляційних каналів коливається у різних контейнерів від 13,4 до 155,9 мкЗв/г. Потужність дози нейтронного випромінювання від бокової поверхні ВКЗ фіксується на відстані не більше 1 метра. Відсутність радіоактивного забруднення, інертних газів та аерозолів підтверджує герметичність контейнерів.

В результаті здійсненого радіаційного контролю на майданчику зберігання ССВЯП встановлено, що максимально допустимих значень не було досягнуто.

Аналіз дозових навантажень, що здійснювався після проведення робіт з завантаження ВКЗ-ВВЕР та експлуатації їх на майданчику, показав, що адміністративно-технологічні рівні зовнішнього (А-ТУ 15 мЗв/рік) та внутрішнього опромінення (А-ТУ 3700 Бк/рік) не превищувалися.

Огляд зовнішньої поверхні ВКЗ-ВВЕР за допомогою візуального та вимірювального контролю засвідчив, що за весь період експлуатації ССВЯП неприпустимі дефекти бетону на поверхні ВКЗ-ВВЕР відсутні.

Факти закупорки вхідних і вихідних отворів вентиляційних каналів ВКЗ-ВВЕР впродовж всього періоду експлуатації ССВЯП не спостерігалися.

В системі ССЯВП аналіз стану палива, що зберігається у ВКЗ-ВВЕР, здійснюється лише за опосередкованими параметрами – це різниця температур повітря на виході з вентиляційних каналів ВКЗ-ВВЕР та температурою навколишнього повітря.

Аналіз температурного контролю за весь період експлуатації ССВЯП продемонстрував, що максимально досягнута різниця температур повітря між виходом з вентиляційних каналів та навколишньою середою склала 59 °С для ВКЗ-ВВЕР №73, що нижче межі нормальної експлуатації 61°С, обґрунтованої у ЗАБ.

Щодо ВЯП реакторів Рівненської, Хмельницької та Южно-Української АЕС, то воно вивозиться до Росії. Відпрацьоване паливо реакторів ВВЕР-1000 – на зберігання, а ВЯП реакторів ВВЕР-440 (енергоблоки №1,2 РАЕС) – на переробку.

Джерела:

1. Матеріали Держатомрегулювання
2. Запорізька АЕС

Читати повністю

Радіаційна безпека в медицині

Що повинен знати пацієнт?

Нижче наводиться перелік найбільш популярних запитань населення, що часто надходять на адресу Держатомрегулювання:

Чи є шкідливою медична рентгенівська діагностика?

Доза опромінення при рентгенівській діагностиці мала. Але ризики виникнення онкологічних захворювань зростають в зв’язку із їх щорічною повторюваністю. Відносно високі дози опромінення отримує пацієнт в результаті проходження діагностики на комп’ютерних томографах, ангіографах та за рахунок інтервенційних процедур, які можуть бути причиною виникнення онкологічних захворювань.

Ангіограф

Інтервенційні процедури

Комп’ютерний томограф

Пересувна рентгенівська систему з C-аркою Radius-R12 AFG

Що означає «доза опромінення»?

Для оцінки можливих потенційних ризиків для здоров’я людини використовується ефективна доза опромінення, що визначається шляхом проведення відповідних розрахунків з використанням значення виміряної поглинутої дози органом, що підлягав опроміненню, і визначається в мЗв. (10-3 Зв).

Чи відрізняється медичне діагностичне опромінення від природного опромінення?

Кожна людина опромінюється в середовищі за рахунок космічного випромінювання, випромінювання із землі, їжі і нашого тіла. Ця радіація (гамма -випромінювання) є однакова з тим рентгенівським опроміненням, що ми отримуємо за рахунок медичних діагностичних процедур. В залежності від того, в якій місцевості проживає людина, доза опромінення людини від природного фону становить 1-3 мЗв щорічно, в середньому 2,4 мЗв. На планеті Земля є місця, в яких доза опромінення людини може перевищувати 10 мЗв в рік.

Чи всі рентгенівські діагностичні процедури мають високі дози опромінення?

Ні. Різні види рентгенівських діагностичних досліджень призводять до отримання різних доз опромінення. В середньому ця доза становить 0,2 мЗв. В порівнянні із природним опроміненням ця доза є низькою.

Нижче наводяться діапазони типових значень доз опромінення для типових рентгенівських досліджень у порівнянні з опроміненням від природного фону:

Чи відповідають дози, отримані під час рентгенівської діагностики, вказаним у таблиці діапазонам?

Не завжди. Отримана фактична доза пацієнта залежить від багатьох факторів, зокрема: технічного стану апарату, рівня кваліфікації медичного персоналу, що виконує процедуру, особливостей дослідження тощо. Стрімкі технологічні вдосконалення медичного обладнання означає, що типові дози, швидше за все, змінюються. Проведення будь-якої рентгенорадіологічної діагностичної процедури повинно бути спрямовано на максимальне зниження дозового навантаження і використання найбільш ощадливих режимів обстеження, застосування захисних та інших засобів зниження дозових навантажень.

Рентген-діагностичний комплекс «Медікс»

Мамограф

Рентгенівська система на базі високочастотного інвертера EVA-HF 750

Рентгенівський діагностичний комплекс (типу РУМ-20)

Чому мамографія не рекомендується молодим жінкам в якості скринінгу?

Мамографія не є ефективним методом при проведенні скринінгу безсимптомних молодих жінок (до 40 років) для виявлення онкологічних захворювань грудей. Скринінг за допомогою мамографії, може бути доречним для деяких жінок в групах високого ризику (наприклад, для жінок з близькими членами сім’ї, які мали рак молочної залози в молодому віці або мають інші клінічні ознаки). Для цих жінок скринінг виправдано з точки зору радіаційного захисту, оскільки вони мають підвищений ризик розвитку раку молочної залози в старшому віці.

Положення про національні рекомендовані рівні для рентгенодіагностичних досліджень

Положення про визначення доз пацієнтів при типових рентгенодіагностичних дослідженнях в Україні, зіставлення їх значень з рекомендованими діагностичними референтними рівнями, розроблене Державною установою «Інститут медичної радіології ім. С.П. Григор’єва Національної академії медичних наук України» (головний в Україні науковий заклад у галузі радіології, радіаційної онкології, дозиметрії, радіаційної гігієни та метрології іонізуючих випромінень у медицині) за участю Держатомрегулювання знаходиться тут. Застосування цього положення сприятиме своєчасному виявленню рентгенівських апаратів, використання яких дає необґрунтовано високі дози пацієнтів та виконанню заходів щодо оптимізації доз опромінення населення при проходженні ними рентгенодіагностичних процедур.

Читати повністю

Вікова група	Маса йоду, мг	Маса йодистого калію (Kl)	Маса йодату калію (KlO₃)	Частка 100-міліграмоої таблетки	Частка 50-міліграмоої таблетки
Дорослі й підлітки (старші 12 років)	100	130	170	1	2
Діти (3—12 років)	50	65	85	½	1
Немовлята (1 місяць — 3 роки)	25	32	42	¼	½
Новонароджені (до 1 місяця)	12,5	16	21	1/8	¼

Ядерна та радіаційна безпека

Аварійне реагування та цивільний захист