МР 30-1490-2001 Оптимизация радиационной защиты персонала предприятий Минатома России

2. Исполнители: к.т.н. Савкин М.Н., к.м.н. Грачев М.И., Титов А.В., Ядыкина B.C. (ГНЦ "Институт биофизики").

Соисполнители: к.т.н. Панфилов А.П. (ДБЧС Минатома России), Усольцев В.Ю., к.ф-м.н. Орищенко А.В., Назаров А.В. (ГНЦ НИИ Атомных реакторов), к.т.н. Безруков Б.А. (Государственный концерн "Росэнергоатом").

3. Документ соответствует требованиям Законов РФ: "О радиационной безопасности населения" N 3-ФЗ от 09.01.96, "О стандартизации" N 5154-1 от 10.06.93.* и "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" N 52-ФЗ от 30.03.99.

________________

* На территории Российской Федерации документ не действует на основании Федерального закона от 27 декабря 2002 года N 184-ФЗ "О техническом регулировании". - Примечание изготовителя базы данных.

4. УТВЕРЖДЕНЫ И ВВЕДЕНЫ В ДЕЙСТВИЕ ДБЧС Минатома России 1 ноября 2001 г.

5. ВНЕДРЕНЫ ВПЕРВЫЕ.

1.1. Настоящие рекомендации распространяются на проведение оптимизации радиационной защиты персонала при нормальной работе предприятий Минатома России.

1.2. В настоящих Рекомендациях приведены общие положения, порядок и методы проведения оптимизационных исследований и даны рекомендации по применению принципов оптимизации на предприятиях Минатома России в связи с внедрением Норм радиационной безопасности НРБ-99 и Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ-99.

1.3. Настоящие Рекомендации предназначены для использования службами радиационной безопасности и лицами, ответственными за обеспечение радиационной безопасности персонала на предприятиях Минатома России, и службами Федерального управления "Медбиоэкстрем", осуществляющими надзор за обеспечением радиационной безопасности персонала.

4.1. Радиационная безопасность персонала считается обеспеченной, если соблюдаются основные принципы радиационной безопасности (обоснование, оптимизация, нормирование) и требования радиационной защиты, установленные Федеральным законом "О радиационной безопасности населения" N 3-ФЗ от 09.01.96 (Собрание законодательства Российской Федерации, 1996, N 3, ст.141), НРБ-99 и ОСПОРБ-99.

4.2. Контроль за реализацией основных принципов должен осуществляться путем проверки выполнения следующих требований:

• принцип обоснования должен применяться на стадии принятия решения уполномоченными органами при проектировании новых источников излучения и радиационных объектов, выдаче лицензий и утверждении нормативно-технической документации на использование источников излучения, а также при изменении условий их эксплуатации;

• принцип оптимизации предусматривает поддержание на возможно низком и достижимом уровне как индивидуальных (ниже пределов, установленных НРБ-99), так и коллективных доз облучения, с учетом социальных и экономических факторов;

• принцип нормирования, требующий непревышения индивидуальных пределов доз и других нормативов радиационной безопасности, должен соблюдаться всеми организациями и лицами, от которых зависит уровень облучения людей.

4.3. Принцип оптимизации имеет важное практическое значение для обеспечения радиационной безопасности на всех этапах жизнедеятельности радиационно-опасного объекта.

4.4. В условиях нормальной эксплуатации источника излучения оптимизация облучения персонала (совершенствование радиационной защиты) должна осуществляться при уровнях облучения в диапазоне от соответствующих пределов доз до уровня регистрации 0,5 мЗв/год индивидуальной эффективной дозы.

4.5. Процедура оптимизации радиационной защиты заключается в последовательном выполнении по определенным правилам ряда этапов. Общая схема, иллюстрирующая эти этапы, приведена на рис.1.

4.6. В соответствии с ОСПОРБ-99 реализация принципа оптимизации, как и принципа обоснования, должна осуществляться по специальным методическим указаниям, утверждаемым федеральными органами государственного надзора за радиационной безопасностью, а до их издания - путем проведения радиационно-гигиенической экспертизы обосновывающих документов. Настоящие Рекомендации разработаны для предварительной апробации процедуры проведения оптимизационных исследований на предприятиях Минатома России.

5.1. Ответственность за реализацию принципа оптимизации возлагается на службы и лица, ответственные за организацию и обеспечение радиационной безопасности на объектах предприятий (ОСПОРБ-99).

5.2. Организационными структурами, которые призваны обеспечить внедрение принципа могут являться:

• группа оптимизации в составе службы радиационной безопасности;

• секции технического (научно-технического) совета предприятия.

5.3. Для стимулирования внедрения оптимизации, критического подхода и стремления к знаниям в вопросах радиационной безопасности необходимо прививать и поддерживать культуру безопасности, которая обеспечивает:

• использование принципов оптимизации как основы управления радиационной безопасностью;

• немедленное выявление и устранение проблем, влияющих на защиту и безопасность;

• четкое распределение обязанностей каждого лица в области обеспечения радиационной безопасности и наличие у каждого лица надлежащей подготовки и квалификации;

• четкое разграничение полномочий в принятии решений по вопросам безопасности;

• принятие организационных мер по обеспечению обмена соответствующей информацией, касающейся безопасности.

5.4. Подготовка и обучение должны касаться не только специалистов, занимающихся обеспечением радиационной безопасности, но и всего персонала, работающего с источниками ионизирующего излучения.

6.1. При выработке стратегии снижения доз облучения персонала следует исходить из следующих основных положений ОСПОРБ-99:

• индивидуальные дозы должны в первую очередь снижаться там, где они превышают допустимый уровень облучения;

• мероприятия по коллективной защите персонала в первую очередь должны осуществляться в отношении тех источников излучения, где возможно достичь наибольшего снижения коллективной дозы облучения при минимальных затратах;

• снижение доз от каждого источника излучения должно, прежде всего, достигаться за счет уменьшения облучения критических групп для этого источника излучения.

6.2. Для определения области, где необходимо улучшение радиационной защиты, проводится "просмотр ALARA" - системный просмотр особых ситуаций или существующей программы радиационной защиты. Цель таких просмотров - не только снижение доз, но также - выявление неэффективных мер защиты.

6.3. Оптимизация с целью снижения индивидуальных доз ниже существующих пределов доз отличается от оптимизации с целью улучшения радиационной защиты, когда нет превышения пределов доз.

В первом случае задачей исследований является анализ возможных вариантов защиты, при которых выполняется требование не превышения доз (принцип нормирования) и нахождения среди них варианта, удовлетворяющего принципу оптимизации.

Во втором случае задача состоит в выборе наиболее оптимального варианта защиты по сравнению с существующим вариантом.

     7.1. Постановка задачи

Перед началом проведения оптимизационных исследований необходимо точно поставить задачу с целью исключения напрасных усилий и ресурсов в выполнении последующего анализа.

Постановка задачи включает четыре этапа:

• осознание сути задачи;

• определение цели исследования;

• определение границ области исследования;

• проведение консультаций и окончательная формулировка задачи.

Осознание сути задачи.

На этом этапе необходимо оценить сложность задачи, ее статус, с точки зрения уровня принятия решения, время и средства, требуемые для ее решения.

По сложности все задачи можно условно разбить на четыре группы:

• простые задачи, не требующие специальных организационных и технических мероприятий;

• относительно простые задачи, требующие некоторых вычислений и включающие малое число факторов;

• сложные задачи, требующие серьезных расчетов и усилий специалистов различного профиля;

• стратегические задачи - задачи с серьезным социальным и политическим значением.

Статус задач определяется уровнем принятия окончательного решения:

• самим специалистом, проводящим исследование;

• начальником службы радиационной безопасности объекта или предприятия;

• руководителем предприятия;

• руководителями более высокого ранга.

Постановка задачи позволит определить необходимость проведения дальнейших шагов оптимизации, если решение задачи не очевидно для опытного специалиста в области радиационной безопасности, и обозначить круг специалистов других специальностей (экономистов, технологов, конструкторов и т.д.), которых следует привлечь к исследованиям.

Определение цели исследования.

Следует точно и недвусмысленно определить и записать цель исследования с определенным уровнем детализации. Это особенно важно в случаях, когда оптимизационное исследование проводят одни, а решение принимают другие лица.

Определение границ области исследования.

Необходимо четко определить, что должно входить в оптимизационный анализ и что остается за его пределами, в том числе:

• необходимо ли рассмотрение доз облучения других групп персонала;

• каковы ограничения финансовых ресурсов, которые могут быть израсходованы для решения задачи, и как они соотносятся с ожидаемыми затратами на внедрение защитной меры;

• какие уровни точности и детализации необходимы при проведении анализа.

Проведение консультаций и окончательная формулировка задачи.

Чтобы убедиться, что задача поставлена правильно, необходимо проконсультироваться со специалистом, принимающим решение, а, при необходимости, и с руководителем более высокого ранга. Если постановка задачи будет признана правильной, ее следует оформить документально. Только после этого можно будет приступать к дальнейшему анализу.

     7.2. Задание вариантов и факторов

Варианты радиационной защиты.

Варианты представляют собой альтернативные действия, направленные на радиационную защиту, являющиеся возможными решениями задачи. Вариант радиационной защиты имеет целью снижение дозы облучения (индивидуальной или коллективной), снижение вероятности облучения, или снижение затрат на защиту при условии непревышения достигнутого уровня безопасности персонала.

Обобщенным показателем уровня безопасности установок, технологий, организации производства и культуры безопасности применительно к конкретным людям является индивидуальная доза (рис.2).

     7.3. Количественное определение факторов для каждого варианта

Содержание работы на данном этапе состоит в количественной оценке каждого фактора в единых показателях, например, в денежном эквиваленте, и определения неопределенности (погрешности) этих оценок.

Расходы на защиту.

Расходы на защиту в общем случае состоят из разового капиталовложения (основные расходы: прямые и косвенные) и расходов на последующую ежегодную эксплуатацию.

Общая структура расходов представлена на рис.3.

     7.4. Сравнение и выбор вариантов

Целью данного этапа является определение оптимального варианта радиационной защиты.

     7.5. Анализ чувствительности

Цель анализа чувствительности - определить устойчивость результатов анализа к неопределенностям задания факторов, а также к принятым предположениям и допущениям. Такой анализ проверяет относительную значимость различных источников неопределенности, входящих в процедуру оптимизации.

В процедуре оптимизации источниками неопределенностей, которые рассматриваются на данном этапе, являются:

• значения параметров, входящих в аналитическую процедуру;

• факторы, включенные в аналитическую процедуру;

• другие альтернативные варианты, исключенные из рассмотрения на предыдущих шагах оптимизации.

Чувствительность к значениям параметров.

Параметры, включенные в процесс оптимизации, определяются либо непосредственно по данным наблюдения, измерения и оценок, либо, при отсутствии возможности их прямого измерения, исходя из предположений и экспертных оценок. В обоих случаях они задаются с погрешностями, которые должны быть определены на этапе количественного задания факторов.

Из всех параметров, использованных для количественной оценки какого-либо фактора, следует выделить те, погрешности которых вносят определяющий вклад в итоговую погрешность фактора.

При оценке стоимости варианта защиты следует рассмотреть диапазон варьирования капитальных и эксплуатационных затрат, включая возможные изменения цен в период от проведения оптимизационных исследований до начала внедрения данной защитной меры в результате инфляционных процессов. Если для определения затрат на защиту применяются методы оценки приведенных или ежегодных затрат, следует рассмотреть также чувствительность к значениям параметра "норма дисконтирования".

Для определения основных источников неопределенности оценок индивидуальных и коллективных доз анализируются погрешности используемых средств ИДК или средств измерения параметров радиационной обстановки (указаны в технических условиях, паспортах на данные средства), определения времени, затрачиваемого на выполнение эпизода работы, расчетных методов и т.д. Когда доза оценивается по результатам измерения параметров радиационной обстановки в рабочем помещении, неопределенность ее оценки зависит также от диапазона варьирования измеряемой величины по помещению. При оценке доз облучения от ингаляционного поступления радионуклидов основная неопределенность может быть обусловлена погрешностью дозового коэффициента, зависящего от дисперсности аэрозолей.

Обязательно следует определить чувствительность результатов оптимизации к параметру в диапазоне от 1 до 5 его официально установленных значений. Если официально установленных значений нет, то следует рассмотреть чувствительность результатов к изменению в диапазоне от значения годового душевого национального дохода до 2-3 значений дохода предприятия в расчете на 1 человека из персонала группы А.

При использовании в оптимизационном исследовании метода многофакторного анализа эффективности анализируется чувствительность результатов к значениям принятых весовых коэффициентов в диапазоне от минимальных до максимальных значений экспертных оценок.

Для проведения анализа чувствительности существует довольно много способов, но в большинстве задач достаточно использовать простейший - изменение одного параметра в пределах области его неопределенности и пересчет результатов задачи оптимизации. Рекомендуется сначала рассмотреть крайние значения неопределенности параметра. Если при этом решение остается неизменным, то, следовательно, данный параметр не является критическим в данном оптимизационном исследовании. В противном случае следует рассмотреть, насколько реальным является выбранное значение параметра и предпринять меры по возможному его уточнению.

Может также оказаться полезным графическое представление результатов анализа чувствительности, т.е. построение зависимости суммарных затрат для каждого варианта защиты от значений параметра в пределах его неопределенности.

Чувствительность к выбору факторов.

В качестве оптимизационного исследования были выбраны наиболее значимые с точки зрения экспертов факторы, которые включались в анализ. На этапе анализа чувствительности следует проверить, не могут ли нерассмотренные факторы повлиять на результаты исследования.

Чувствительность к выбору вариантов защиты.

В заключительной части анализа чувствительности следует пересмотреть выбор вариантов защиты. В процессе исследования могут возникнуть новые варианты или необходимость пересмотра, т.е. варианты, которые не были включены на предыдущих этапах.

     7.6. Представление результатов

При представлении результатов оптимизации для принятия окончательного решения должны быть коротко и понятно отражены все этапы оптимизации, в том числе:

• цель исследования;

• обоснование выбора контингента персонала;

• источники информации, использованной при исследовании;

• рассмотренные варианты защиты и обоснование их выбора для последующего анализа;

• рассмотренные факторы и обоснование их значимости;

• обоснование выбора метода поддержки принятия решений;

• принятые значения параметров и возможный диапазон их варьирования;

• специалисты, привлеченные для экспертных оценок;

• использованные методы для расчетов дозовых величин, стоимости защиты и т.п.;

• результаты, полученные при исследовании (оптимальный вариант защиты);

• результаты анализа чувствительности с указанием диапазона значений , в котором предлагаемый вариант оптимален;

• обоснование проведения дополнительных исследований (при необходимости).

Четкое представление результатов особенно важно в случаях, когда процесс исследования и принятия решения осуществляется различными лицами.

     7.7. Принятие решения

Применение процедуры оптимизации приводит к получению оптимального результата с различными оговорками. Поэтому в большинстве случаев результат оптимизации не является конечным решением и может рассматриваться как рекомендация, помогающая ответственному лицу принять оптимальное решение.

Окончательное решение всегда остается прерогативой специалиста, ответственного за его принятие.

1. Рекомендации МКРЗ. Оптимизация радиационной защиты на основе анализа соотношения ЗАТРАТЫ-ВЫГОДА. Публикация 37 МКРЗ. М.: Энергоатомиздат, 1985.

  ________________

* Доступ к международным и зарубежным документам, упомянутым здесь и далее по тексту, можно получить, перейдя по ссылке на сайт http://shop.cntd.ru. - Примечание изготовителя базы данных.

2. Optimization and Decision-Making in Radiological Protection. ICRP Publication 55, Ann. ICRP 20(1), Oxford: Pergamon Press, 1989.     

3. Radiation Protection. ALARA from theory towards practice. EUR 13796 EN, Final report. Brussels, Luxembourg: Commission of the European Communities, 1991.

4. Нормы радиационной безопасности (НРБ 99). СП 2.6.1.758-99. М.: Минздрав России, 1999.

5. Международные основные нормы безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасного обращения с источниками излучения. Серия изданий по безопасности N 115, МАГАТЭ, Вена, 1997.

6. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99). Санитарные правила и нормы СП 2.6.1.799-99. М.: Минздрав России, 2000.

7. В.Коноплицкий, А.Филина. Это бизнес. Толковый словарь экономических терминов. Киев: "Альтерпрес", 1996.

8. Implication of Commission Recommendation that Doses be Kept as Low as Reasonably Achievable. ICRP Publication 22. Oxford: Pergamon Press, 1973.

9. Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Ч.1. Пределы годового поступления радионуклидов в организм работающих, основанные на рекомендациях 1990 года. Публикация 60, ч.1, 61 МКРЗ, М.: Энергоатомиздат, 1994.

10. C.Lefaure. Monetary Values of the Person-Sievert. From Concept to Practice: The Findings of an International Survey. CEPN Report N 254, 1998.

11. J.Lochard, C.Lefaure, C.Schieber and T.Schieder. A model for the determination of monetary values of the man-sievert. J. Radiol. Prot. Vol 16. N 3, pp.201-204, 1996.

12. Т. Schieder, G.Leblanc and C.Schieber. The use of the willingness to pay approach for the determination of monetary values of man-sievert. CEPN Working Document. Fontenay-aux-Roses: CEPN, 1996.

13. С.Lefaure. International survey on the use of the monetary value of the person-sievert. Risk and Prevention. Bulletin of the Nuclear Protection Evaluation Centre. N 17, 1999.

Рис.П1. Модель оценки радиационного ущерба

Математическое выражение зависимости, приведенной на рис.П1, определяется формулами:

               для ,

для .

Для практической реализации данной модели необходимо определить три параметра: , и .

Параметр "" является денежным эквивалентом потенциального ущерба здоровью от облучения в коллективной дозе 1 чел.-Зв. В соответствии с рекомендованными МКРЗ коэффициентами риска, облучение в коллективной дозе 1 чел.-Зв приводит к потенциальному ущербу, равному потере 0,88 чел.-года для персонала. Для установления денежного эквивалента потери 1 чел.-года используются в основном два метода: метод WIP и метод человеческого капитала.

Метод WIP (Willingness To Pay - готовность платить) основан на проведении опроса с целью выявления кто и сколько готов платить за небольшие снижения степени риска [12]. Основная проблема состоит в том, как довести до понимания опрашиваемых лиц суть риска. Для этого изменения степени риска должны быть достаточно значительными, сам риск - известным, и в выборе должны фигурировать осмысленные суммы денег. Поэтому, хотя данный метод считается наиболее обоснованным теоретически, он не нашел широкого применения.

Второй метод является сугубо экономическим и основан на использовании для оценки денежного эквивалента потери 1 чел.-года значения валового национального продукта на душу населения. В случае профессионального облучения данный эквивалент может быть установлен на уровне годового дохода предприятия (или отрасли в целом) в расчете на 1 человека из всего персонала или только персонала группы А. По европейским странам значения варьируются в пределах от 17 до 170 долларов США (на 1997 г.) на 1 чел.-мЗв [13].

Величина "" является уровнем индивидуальных доз, ниже которого не принимается во внимание распределение индивидуальных доз. Ее значение зависит от принятого значения приемлемого риска для профессионального облучения. Значения , установленные на атомных объектах ряда европейских стран, варьируются от 1 до 10 мЗв/год [13].

Параметр "" характеризует стремление к снижению высоких индивидуальных доз. Анализ литературных данных показал, что принятые значения этого параметра варьируются в пределах от 1,2 до 1,5.

Рис.П2. Кривая СТОИМОСТЬ-ЭФФЕКТИВНОСТЬ

П3.2. Анализ соотношения "ЗАТРАТЫ-ВЫГОДА".

П3.2.1. Дифференциальный анализ.

Этот метод учитывает только два значимых фактора: стоимость защитного мероприятия и коллективную дозу .

Метод основан на сравнении дополнительных расходов при переходе от варианта с меньшими затратами варианту с большими затратами в сопоставлении с соответствующим снижением коллективной дозы . Решение перейти от варианта (1) к более дорогостоящему варианту () может быть принято, если:

.                                                  (П1)

Оптимальным является вариант, при котором значение отношения наиболее близко к величине снизу.

П3.2.2. Интегральный анализ (метод итоговой стоимости).

Как и в предыдущем методе, рассматриваются два фактора: затраты на защитное мероприятие и уровни коллективных доз , выраженные в денежном эквиваленте.

Для каждого варианта определяется суммарная стоимость :

.                                                            (П2)

Оптимальным считается вариант с минимальным значением суммарной стоимости.

П3.2.3. Расширенный анализ.

Этот метод применяется в тех случаях, когда использование только значений коллективной дозы недостаточно для описания причиненного здоровью ущерба, например, при существенном различии доз облучения рассматриваемого контингента персонала. В этом случае для расчета итоговой стоимости ущерба здоровью () должно использоваться соотношение:

.                                                 (П3)

Оптимальным считается вариант с минимальным значением итоговой стоимости, определяемой, как .

П3.3. Многофакторный анализ эффективности.

Данный метод используется в тех случаях, когда в анализ включено большое количество значимых факторов в том числе и тех, которые сложно задать в денежных единицах, то есть факторы, как количественной, так и качественной природы. Данный метод следует применять для различных сложных стратегических решений высокого уровня, когда необходимо учитывать социальные предпочтения и последствия реализации аварийных мероприятий.

При использовании многофакторного метода проводятся следующие операции:

1. 1) Ранжирование всех факторов по относительной значимости путем приписывания весовых множителей (более значимый с точки зрения экспертов фактор имеет большее значение ).

2. 2) Далее проводится последовательное рассмотрение каждого фактора по всем вариантам. При этом рассматриваемому фактору приписывается число , отражающее его ранг (полезность) в варианте () по сравнению с его полезностью в других вариантах.

   Значения и могут выбираться из любого числового диапазона, например, диапазона 0-1 с соблюдением адекватного сопоставления их значений по факторам и вариантам.

3. 3) Оптимальным считается вариант, для которого величина принимает максимальное значение.

Очевидно, что выбор оптимального варианта будет правильным, если к оценке полезности и значимости факторов будут привлечены компетентные эксперты, отражающие различные точки зрения на проблему (научные работники, лица, принимающие решения, местные руководители, общественные деятели и т.д.).

Рис.П3. Схема формирования массива индивидуальных доз персонала

На АЭС распределение ИД персонала удовлетворительно описывается логнормальным или гибридным распределением, представляющим собой сочетание логнормального и бета-распределений. Однако типичные примеры функций распределения персонала реакторной установки ВК-50, радиохимического комплекса ГНЦ НИИАР за 1992 г. (рис.П4), показывают, что одномодальное логнормальное распределение (сплошная линия) не является универсальным средством описания массивов ИД персонала объектов научно-исследовательского профиля (исследовательских реакторов, комплексов защитных камер и т.д.).

Рис.П4. Типичные гистограммы распределений ИД

Характерной особенностью является многомодовость распределений, что свидетельствует о том, что данные распределения являются суммой нескольких одномодальных субраспределений. Задача заключается в разработке формализованной процедуры их выделения и нахождении таких параметров, которые отражали бы влияние реальных технологических или административных факторов и, следовательно, объективно характеризовали безопасность объекта.

П.8.2. Выделения субраспределений и нахождения их параметров.

Ни один вид стандартных статистических распределений не удовлетворяет требованиям, в которых предполагается существование единого фиксированного семейства параметров, учитывающих основные особенности таких многомодовых распределений. Среди прочих наиболее предпочтительно биномиальное распределение, которое обладает интересными возможностями: при ограниченном и фиксированном числе исходных параметров форма функции распределения может меняться от симметричной до скошенной как в левую, так и в правую сторону на линейной шкале. Однако это распределение обладает и существенным недостатком. Во-первых, оно дискретно, а во-вторых, область значений аргумента функции распределения ограничена целыми числами. Специалисты ГНЦ НИИАР предлагают использовать модифицированное биномиальное распределение с непрерывно определенной функцией вероятности реализации аргумента, которое имеет вид:

,                                     (П24)

     
где                                                      ,                                            (П25)

     
,                                                (П26)

     
,                                                         (П27)

     
,                                (П28)

где - гамма-функция, которая определена стандартным образом:

.                                                (П29)

Значения могут быть табулированы либо определены посредством использования специально созданной программы расчетов.

Пример аппроксимации распределения ИД с помощью набора модифицированных биноминальных субраспределений приведен на рис.П5. Данные массива доз упорядочены, и их ряд значений разбит на классы - равновеликие по длине интервалы, на которые делится каждая декада логарифмической шкалы. Предпочтительно выбирать семиинтервальное разбиение декады, при котором весь диапазон шкалы доз (0,01100 мЗв) делится на 28 классов (рис.П5). Функции модернизированных биноминальных распределений также проинтегрированы в этих интервалах индивидуальных доз.

Рис.П5. Функция распределения ИД персонала реакторной установки ВК-50

В качестве параметров отдельного -го субраспределения могут служить его центр тяжести и вес в массиве.

,                                                 (П30)

     
,                                                    (П31)

где - доза, приписываемая -му классу (здесь и далее его правая граница), - число доз -го субраспределения, попавших в -й класс.

Меры, направленные на улучшение радиационной обстановки, оказывают влияние, прежде всего, на дозовые характеристики субраспределений. Административные меры должны приводить к перераспределению численности (весов) субраспределений и их вклада в коллективную дозу .

.                                                      (П32)

Таким образом, совместное рассмотрение всех перечисленных параметров субраспределений и коллективной дозы объекта позволяет качественно оценить эффективность принятых мер.

Левые субраспределения расположены в области доз, которые можно считать фоновыми для данного объекта. Соответственно, они характеризуют условия работы тех лиц, которые облучаются характерным для этого объекта фоном, и их дозы практически не зависят от действия факторов административных или тех, которые обусловлены выполнением специальных работ. Изменения этих параметров субраспределений в различные годы и их интерпретацию можно рассмотреть на примере реакторной установки СМ-3. В 1992 году проводилась модернизация установки с заменой корпуса реактора, реконструкцией экспериментальных установок, ремонтом оборудования, капитальными строительными работами в здании реактора. В 1993 году установка выведена на мощность. Коэффициент использования реактора представлен на рис.П6.

Рис.П6. Коэффициент использования РУ СМ-3

На рис.П7 приведены графики изменений центра тяжести первого (левого) субраспределения с 1992 по 1999 годы и, для сравнения, центра тяжести распределения индивидуальных доз сотрудников охраны ГНЦ НИИАР, который по характеру их работы в институте можно считать усредненной характеристикой категории облучения Б.

Рис.П7. Изменение центра тяжести первого (левого) субраспределения

В 1992-1993 годах повышенный фон на установке объясняется работами по ее модернизации и наведению последующего порядка. В 1994-1996 годах значения фоновых условий СМ-3 и в институте практически совпадали. Дальнейшее повышение фона на установке объясняется причинами технологического порядка.

Поскольку лица группы Б персонала не работают непосредственно в полях ионизирующих излучений, то их дозы не могут быть выше любых доз персонала группы А. Следовательно, центр тяжести Е1 первого (левого) субраспределения служит верхней оценкой облучения персонала группы Б на этом объекте.

П.8.3. Интерпретация результатов исследования субраспределений ИД на примере СМ-3.

В табл.П8 представлены коэффициенты корреляции между весами субраспределений и коллективной дозой и между вкладами субраспределений в коллективную дозу и коллективной дозой.

Таблица П8. Коэффициенты корреляции между весами субраспределений и коллективной дозой и между вкладами субраспределений в коллективную дозу и коллективной дозой

Первые два субраспределения имеют отрицательные коэффициенты, т.е. когда коллективная доза увеличивается, их вклад в дозу и вес, соответственно, уменьшаются. Следовательно, оба они определяют фоновые условия объекта. На рис.П8 приведены их суммарные параметры. Коэффициент корреляции между весом и вкладом в коллективную дозу близок к единице, т.е. вклад в коллективную дозу практически полностью определяется весом (численностью) этих субраспределений.

Рис.П8. Суммарные параметры фоновых распределений ИД персонала СМ-3

Коэффициенты корреляции последнего субраспределения также отрицательны. Это иллюстрирует тот факт, что снижение индивидуальных доз наиболее облучаемого персонала за счет административных (ограничительных) мер, т.е. перераспределения доз между отдельными группами, приводит к увеличению коллективных доз. Это обусловлено снижением квалификации персонала и увеличением времени его нахождения в высоких полях ионизирующих излучений при выполнении работ. Таким образом, наряду со снижением индивидуальных доз необходимо снижать и количество облучаемого персонала, иначе снижения коллективных доз может и не быть.

Основное влияние на коллективную дозу имеют третье и пятое субраспределения. Можно предположить, что в третью группу входит персонал, который мало испытывает на себе действие административного фактора, и степень управления их облучением невелика. В пятую группу, видимо, входит персонал, выполняющий специальные работы в высоких полях излучений с соблюдением специальных ограничений и использованием различных средств и способов защиты. Для него влияние административных факторов должно быть велико. Четвертая группа занимает промежуточное положение: для нее существенно влияние как фоновых условий, так и административных факторов.

В таблице П9 представлены параметры субраспределений всех рассматриваемых массивов ИД персонала реактора СМ-3.

Таблица П9. Параметры субраспределений всех рассматриваемых массивов ИД персонала реактора СМ-3

1992 год. Вклад в коллективную дозу вносят примерно поровну первые 3 субраспределения. Вес субраспределений уменьшается с ростом номера, но это уменьшение компенсируется увеличением центра тяжести. Таким образом, облучение персонала обусловлено, в основном, радиационной обстановкой на разных участках здания. Управление облучением персонала практически отсутствует.

1993 год. Реактор вышел на мощность. Коллективная доза возросла. Причины этого - рост фона, перераспределение персонала между субраспределениями со смещением доз в сторону старших номеров. Результатом этого стало появление пятой группы с центром тяжести 15 мЗв. Вес этой группы невелик, но, за счет высоких доз, ее вклад в коллективную дозу практически равен вкладу остальных групп. В эту группу входит высококвалифицированный персонал, занимавшийся отладкой экспериментальных и облучательных устройств.

1994 год. Реактор вышел в рабочий режим эксплуатации. Коллективная доза по сравнению с предыдущим годом возросла незначительно. Выделилась шестая группа с центром тяжести 24,7 мЗв. Центр тяжести пятой группы возрос незначительно. Обе эти группы состоят из персонала группы транспортной технологии. Это связано с возрастанием количества перегрузок облученных материалов (облучательных мишеней и экспериментальных устройств), которые на этом реакторе осуществляются в незащищенном виде по воздуху без применения каких-либо защитных транспортных контейнеров. Значительно уменьшился вклад в коллективную дозу и вес первого субраспределения. При этом возросли вес и вклад в коллективную дозу третьего и четвертого субраспределений. Таким образом, в этом году фоновые условия несколько улучшились за счет наведения порядка на здании после окончания реконструкции. Облучение остальных групп персонала возросло за счет увеличения количества штатных для этого реактора работ. Специальных мер по управлению облучением персонала, видимо, не предпринималось.

1995 год. В этом году наряду с небольшим увеличением коэффициента использования реактора проводилось два планово-предупредительных ремонта (ППР). Это привело к тому, что фоновые условия улучшились, вес этих субраспределений практически не увеличился. Однако произошло существенное возрастание коллективной дозы. Основной вклад в коллективную дозу принадлежит четвертой группе персонала. Центр тяжести и вес соответствующего субраспределения выросли почти в два раза. В эту группу входит персонал служб, занимающихся ремонтом и техническим обслуживанием систем реактора. Возросли соответствующие параметры третьего субраспределения. Это связано с привлечением к ППР менее квалифицированного персонала. Для пятого и шестого субраспределений, характеризующих персонал группы транспортной технологии, также в два раза возросли центры тяжести, но их вес не изменился. Таким образом, здесь была попытка ограничить облучение пятой и шестой групп персонала за счет перераспределения работ и увеличения численности персонала, привлекаемого к малоквалифицированным работам.

1996 год. Коэффициент использования реактора был ниже, чем в предыдущий год. Техническое обслуживание реактора проводилось в штатном режиме. Соответственно, снизились величины центров тяжести субраспределений с третьего по шестое и незначительно - веса третьего и четвертого субраспределений. Возрос вес первых (фоновых) субраспределений. В результате произошло существенное снижение коллективной дозы.

1997 год. Реактор вышел практически на максимальный коэффициент использования. Причем, существенно то, что в этот период в рамках программы изготовления радионуклидной продукции интенсивно накапливался Со. Возросло количество перегрузок, которое практически пропорционально коэффициенту использования реактора. Это привело к резкому возрастанию коллективной дозы. Хотя субраспределений стало пять, а не шесть, это можно трактовать, как исчезновение не шестого, а первого субраспределения. Тогда рост коллективной дозы объясняется практически только увеличением веса трех старших субраспределений. Т.е. за счет увеличения мощности дозы в местах выполнения специальных и штатных работ по обслуживанию и эксплуатации систем реактора увеличилось облучение персонала группы транспортной технологии и персонала, осуществляющего ремонт и техническое обслуживание систем. Судя по тому, что при этом центры тяжести этих субраспределений практически не изменились, можно полагать, что специальных мер по ограничению облучения персонала, кроме перераспределения персонала между группами, не принималось.

1998 год. В режимах эксплуатации реактора практически ничего не изменилось. Этот год отмечен большим количеством работ по дезактивации экспериментальных петель и первого контура реактора. Количество Со в бассейнах установки в этом году было максимальным. Возросли центры тяжести четвертого и пятого субраспределений, незначительно снизился центр тяжести шестого. Но, одновременно с этим, снизились веса этих субраспределений. Вес второго (при отсутствующем первом) субраспределения и его центр тяжести возросли. Таким образом, можно предположить, что, несмотря на увеличение количества работ на первом контуре и петлях реактора, эти работы выполнялись без привлечения большого количества персонала. Заметна попытка ограничения облучения персонала группы транспортной технологии не за счет перераспределения работ, а, скорее всего, за счет более правильной организации этих работ, уменьшения количества облучаемых лиц. И, хотя при этом возросли фоновые показатели радиационной обстановки, произошло снижение коллективной дозы.

1999 г. В режимах эксплуатации реактора также ничего не изменилось по сравнению с предыдущим годом. Снизились центры тяжести всех субраспределений. По-видимому, это следствие дезактивационных работ предыдущего года и разгрузки бассейнов от Со. Но коллективная доза не изменилась. Это объясняется только перераспределением персонала между группами, возрастанием веса старших субраспределений за счет второго. Этот шаг вынужденный, вызванный необходимостью значительного снижения индивидуальных доз в шестой группе персонала. В противном случае отсутствует всякая возможность для этого персонала выйти в 2000 г. и далее на дозы примерно 20 мЗв, как того требуют НРБ-99.

Таким образом, можно считать, что в рамках перехода на НРБ-99 работа по снижению дозовых нагрузок начата впервые в 1997 г. Наиболее серьезные сдвиги в направлении новых норм произошли в 1998 году. Поскольку достигнутого снижения индивидуальных доз пока недостаточно, необходимы технические меры, аналогичные тем, которые были предприняты в 1998 году. Как промежуточный этап, возможно административное вмешательство для ограничения доз персонала шестой группы, но при этом будет возрастание коллективных доз. В этом случае этот факт будет являться следствием не какого-либо ухудшения уровня безопасности объекта, а откликом на эти административные воздействия.

Библиографические данные к Приложению 8