2.2. Радиационный риск и нормирование радиационных воздействий при нормальном функционировании радиационно опасных объектов

С учетом определения риска, данного выше, как сочетания вероятности не­благоприятного события и его объема радиационный риск при нормальном функционировании радиационно опасных объектов, когда соблюдаются уста­новленные регламентом технологические режимы, может быть интерпретиро­ван и определен, во-первых, как вероятность превышения дозовых нагрузок ионизирующих излучений, падающих на те или иные категории людей (про­фессионалов, лиц из населения), научно обоснованных установленных дозо­вых пределов, во-вторых, как математическое ожидание радиационного ущер­ба человеку и окружающей среде. Поскольку речь идет о безаварийных режи­мах работы радиационно опасных объектов, то имеется в виду, что радиацион­ный риск в данном случае имеет экологический характер.

В первом случае численная величина радиационного риска определяется по формуле:

да

^{R = J f (Д)йД,}

(2.4)

Д

где: R — радиационный риск;

ДД — дифференциальная функция распределения (плотность вероят­ности) случайной прогнозной величины дозовой нагрузки;

Д_п — научно обоснованный установленный дозовый предел.

Во втором случае, когда радиационный риск интерпретируется как матема­тическое ожидание того или иного вида радиационного ущерба, например, выражающегося в ухудшении здоровья людей, увеличении вероятности воз­никновения онкологических заболеваний, в тех или иных негативных измене­ниях в природных системах и т.п., уровень риска может быть определен по формуле:

да

R

МО

^{J У}_р^Д(У_р^)йУ

(2.5)

—да

^{где: R}MO

математическое ожидание радиационного ущерба;

У_р — функция, выражающая изменение непрерывной случайной ве­личины ущерба, того или иного вида, например, в зависимости от степени радиоактивного загрязнения или интенсивности ионизирующего излучения;

Д(У_р) — дифференциальная функция распределения случайной величи­ны ущерба (плотность вероятности).

При рассматриваемом подходе к оценке радиационного риска необходимо проведение моделирования процессов распространения и воздействия на те или иные популяции радиоактивных веществ, при котором предусматривает­ся определение возможных (ожидаемых) дозовых нагрузок. Прослеживается судьба радиоактивных веществ от разных источников, по разным цепочкам. Дозовые нагрузки определяются с учетом поступления радиоактивных ве­ществ из всех сред. Их предельно допустимые величины для различных видов популяций составляют нормированные нагрузки для этих популяций.

Опираясь на научно обоснованные предельно допустимые дозовые нагруз­ки для различных видов популяций и других объектов окружающей среды, с помощью моделей можно произвести расчет нормированных производных величин, характеризующих уровень вредного воздействия. К числу таких про­изводных величин относится концентрация радиоактивных веществ, а также интенсивность ионизирующих излучений. Указанные выше производные ве­личины, рассчитанные для предельно допустимых дозовых нагрузок, являют­ся радиоэкологическими нормами, наиболее приемлемыми для практическо­го использования.

Обратимся к рассмотрению обобщенной модели, лежащей в основе расче­тов по этому методу.

Окружающая среда представляется в виде ряда резервуаров (звеньев), в ка­честве которых могут выступать различные виды сред, элементы биосферы и т. п. Загрязняющее вещество антропогенного происхождения из источника выбрасывается в один из этих резервуаров и далее перетекает по той или иной схеме (цепочке) из одного резервуара в другой до тех пор, пока не выйдет из системы или не перейдет в такую среду, откуда его дальнейшая транспор­тировка практически исключается. Каждый из возможных переходов за­грязняющего вещества характеризуется определенной величиной коэффици­ента переноса. В данной модели важными параметрами являются коэффици­енты переноса или распределения радиоактивных веществ между средами и время их пребывания в том или ином резервуаре (скорость прохождения через резервуар).

В общем случае динамика перехода радиоактивных веществ из одного ре­зервуара (звена внешней среды) в другой и обмена между резервуарами может быть выражена дифференциальным уравнением вида:

-lir = ^C0, i + Z ^Kni^Cn ^— Z ^Kij^C j (2.6)

^ш n j

где: C_t — концентрация радиоактивного вещества в i-м резервуаре;

Со i — скорость изменения концентрации в i-м резервуаре, обусловлен­ная поступлением радиоактивного вещества в результате антро­погенного воздействия на среду;

K_ni — коэффициент переноса радиоактивного вещества из n-го резер­вуара в 1-й;

Kj — коэффициент переноса из i-го резервуара в j-й.

Вместо концентраций в этом уравнении могут использоваться количества радиоактивного вещества в резервуарах, выраженные в соответствующих еди­ницах. Тогда величина Со ; получает смысл интенсивности поступления ра­диоактивного вещества в i-й резервуар.

С помощью приведенного уравнения представляется возможным опреде­лить концентрацию радиоактивного вещества в любом внешнем звене а сле­довательно и дозовую нагрузку в расчете на тот или иной временной интер­вал. Учитывая стохастический характер формирования этой нагрузки можно найти и дифференциальную функцию распределения ее случайной величины. Следует однако заметить что это является далеко не простой задачей.

В качестве примера приведена схема одного из известных вариантов систе­мы резервуаров и распространения загрязнений в природных средах (рис. 2.1).

-И

Почва т

-И

Реки и озера

Океан

9

5

7

Растения

Отложения

Отложения

_I

Травоядные животные

6

Рыба

Рыба

Рис 2.1. Схема путей распространения радиоактивного загрязнения (вариант)

При наличии данных о коэффициентах переноса нетрудно определить за­грязнение любой из сред или биот. Например при интенсивности источника загрязнения, равной I, загрязнение, поступающее в водоем, используемый для питьевого водоснабжения и рыболовецкого промысла, двумя путями [(0 -- 1 -- 2 ->• 3 ->• 4) и (0 ->• 1 ->• 4)], можно выразить суммой:

I' ^P01 ' ^P12 * ^P23 * ^P34 + I' ^P01 * ^P14^{, (2.7)}

где: Р — коэффициенты переноса. Индексами показаны номера резервуа­ров, обозначенных на рис. 2.1.

Рассматриваемый метод в настоящее время получил достаточно широкое применение в теории и практике обеспечения радиационной безопасности че­ловека. Основным параметром, по которому оцениваются радиационная ант­ропогенная нагрузка и влияние радиационных факторов на здоровье и жизне­деятельность людей, является индивидуальная или коллективная (для тех или иных групп населения) эквивалентная доза облучения. Этот параметр в интег­ральной форме характеризует меру воздействия ионизирующих излучений любых видов на человека, то есть падающую на него антропогенную нагрузку по радиационным факторам. Прямое измерение этой нагрузки далеко не все­гда возможно. Поэтому при экологическом нормировании нагрузки представ­ляется целесообразным пользоваться некоторыми производными от дозы, из­меряемыми или расчетными параметрами. К числу этих параметров следует отнести:

• мощность поглощенной дозы излучения;

• концентрации радионуклидов в воздухе, воде и других средах;

• степень поверхностного загрязнения объектов окружающей среды ра­дионуклидами.

Заметим, что указанные производные параметры расчетным путем опреде­ляются в основном при прогнозировании радиационного воздействия на окружающую среду.

Расчеты проводятся с учетом всех возможных путей трансформации радио­активных веществ из резервуара в резервуар. Подходы к проведению такого рода расчетов достаточно хорошо изучены. Они изложены, например, в спра­вочнике «Радиоактивные вещества в биосфере», разработанном Н. Г. Гусевым и В. А. Беляевым [29]. При проведении расчетов предусматривается использо­вание методов имитационного моделирования процессов распространения радиоактивных веществ в различных средах. В качестве моделей распро­странения радиоактивных веществ в воздушной среде, в которую главным об­разом происходят выбросы радиоактивных веществ, могут быть использованы [127]:

— модель локального масштаба (в зоне радиусом 10 км) Пасквилла-Гиф-

форда;

• мезомасштабная лагранжева модель, описывающая с достаточной точ­ностью распространение радиоактивных веществ в атмосфере до расстояний в несколько десятков километров (разработана в Институте экспериментальной метеорологии — ИЭМ);

• региональная лагранжева модель, описывающая распространение ра­диоактивных веществ в атмосфере на большие расстояния (до 1000—1500 км), которая разработана также в ИЭМ.

Исходными данными для расчетов являются количественные характери­стики антропогенных выбросов радиоактивных веществ в атмосферу и их сбросов в другие среды, осуществляемых радиационно опасными объектами, метеорологическая и синоптическая информация и др.

При экологическом нормировании радиационного воздействия вводится понятие о дозовых пределах. Значения этих пределов для человека обосновы­ваются на основе медико-биологических исследований. Степень обоснован­ности определяется уровнем научных знаний в этой области. В настоящее вре­мя экологическое нормирование радиационного воздействия проводится главным образом для человека. Здесь достигнуты определенные успехи. Учи­тываются не только соматические эффекты воздействия радиоактивных излу­чений на человеческий организм, но и отдаленные наследственные.

К сожалению, экологическое нормирование по радиационным факторам не получило должного развития для других популяций и абиотической состав­ляющей экосистем.

Обоснование допустимого антропогенного радиационного воздействия ве­дется дифференцированно для различных категорий людей, в зависимости от степени их участия в производственной деятельности, связанной с использо­ванием ядерных и радиоактивных материалов. При этом считается, что неко­торая часть населения, участвующая в указанной деятельности, может подвер­гаться повышенному облучению без риска воздействия этого облучения на на­следственность популяции в целом.

Научно обоснованные дозовые пределы устанавливаются в законодатель­ном порядке.

Нормами радиационной безопасности (НРБ-99) установлены следующие категории лиц, подвергающиеся облучению [42]:

• персонал, то есть лица, работающие с техногенными источниками (группа А), или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);

• все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий произ­водственной деятельности.

Дозовые пределы для этих категорий облучаемых лиц приведены в табл. 2.1

Понятие предельно допустимой дозы (ПДД) интерпретируется как наибо­льшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которое при рав­номерном воздействии в течение 50 лет не вызовет неблагоприятных измене­ний в состоянии здоровья. Предел дозы (ПД) — предельная эквивалентная доза за год, регламентирующая в среднем облучение группы населения. ПД контролируется путем измерения радиоактивных выбросов, а также мощ­ности дозы внешних потоков излучения и уровней радиоактивной загрязнен­ности объектов окружающей среды. Следует отметить, что дозовый предел ПД несет в себе очень малую степень риска.

Облучение населения, проживающего вблизи радиационно опасных объек­тов, регламентируется ведомственными нормами радиационной безопасно­сти, согласующимися с международными рекомендациями МКРЗ и нацио­нальными правилами. В частности, население, проживающее вблизи АЭС, в соответствии с Санитарными правилами СП АС—03 может быть облучено в дозе, не превышающей для действующих АЭС — 0,25 мЗв/год (для проекти­руемых и строящихся АЭС установлена квота — 0,1 мЗв/год).

Радиационное воздействие на население со стороны АЭС может формиро­ваться за счет газоаэрозольных поступлений в атмосферу и радиоактивных ве­ществ, попадающих с жидкими отходами в водоем-охладитель. Поэтому дозо-вая квота для населения делится на две составляющие: одна определяет допус­тимое радиационное воздействие от радионуклидов газоаэрозольного выброса (0,20 мЗв/год), вторая — от радионуклидов, попавших в воду (0,05 мЗв/год).

Поскольку организовать индивидуальный дозиметрический контроль насе­ления (в отличие от персонала радиационно опасного объекта) практически трудно, то для того чтобы гарантировать радиационную безопасность (не пре­вышать дозовую квоту ПД), ограничивают радиоактивные выбросы в атмо­сферу и слив в водоемы технологических сред. Структурная схема, на основе которой проводятся расчеты предельно допустимых выбросов (ПДВ) и допус­тимых сбросов в водоемы (ДС), приведена на рис. 2.2.

Для проведения расчетов по приведенной схеме необходимо знать пути миграции радионуклидов в элементах наземных экосистем и гидробиоценозе водоема, спектр питания населения, поведение его в районе радиационно опасного объекта и т. п. Расчет проводится, как правило, для критической группы населения ближайшего к радиационно опасному объекту населенного пункта, расположенного в направлении наиболее вероятного направления ветра.

Перечень указанных ранее измеряемых параметров радиационной обста­новки, включающий мощность дозы излучения, концентрации радионукли­дов в окружающей среде, поверхностное загрязнение объектов, с учетом при­веденных соображений следует дополнить еще двумя контролируемыми пара­метрами: количеством выбрасываемых в атмосферу радиоактивных веществ за определенный промежуток времени, обычно за сутки, а также количеством сливаемых с радиоактивными отходами радиоактивных веществ в водоемы (также за сутки).

Оба эти параметра должны строго нормироваться. При этом принимаются во внимание характер используемой на радиационно опасном объекте техно­логии, состав выбросов и сбросов, а также другие факторы, о которых уже упо­миналось.

Поскольку действующими нормами радиационной безопасности преду­сматривается реализация таких принципов радиационной безопасности, как непревышение установленного основного дозового предела, исключение нео­боснованного облучения и снижение дозы излучения до возможно низкого предела, то в отношении газоаэрозольных радиоактивных выбросов и сбросов радиоактивных веществ с жидкими отходами обычно для радиационно опас­ных объектов устанавливаются контрольные значения выброса и сброса мень­шие, чем ПДВ и ДС.

Непосредственная задача контроля радиационно опасных объектов состоит в получении информации об активности газоаэрозольных выбросов и жидких сбросов, на основании которой можно было бы сделать прогноз радиацион­ной обстановки в окружающей среде.