- процеси зміни і деградації утримувальних (бар'єрних) властивостей контейнерів з РАВ та інженерних конструкцій сховища;
- природні процеси, що супроводжуються затопленням сховища РАВ: зміна русла річок, аномальні паводки, аномальні підвищення рівня ґрунтових вод тощо;
- катастрофічні процеси, спричинені землетрусами у регіонах розміщення сховищ РАВ тощо.
4.2.7 Критичні події, пов'язані з ненавмисним втручанням людини у тіло сховища РАВ, можуть виникнути:
- у процесі буріння свердловин під час геолого-розвідувальних і гірських робіт;
- під час ґрунтових і будівельно-монтажних робіт;
- під час буріння з метою будівництва джерел питного водопостачання.
Такі втручання супроводжуються повним (частковим) руйнуванням інженерних і природних бар'єрів сховища, винесенням матеріалу сховища на поверхню і, як наслідок, можливим опроміненням населення.
4.2.8 Оскільки оцінка імовірності критичних подій, пов'язаних з ненавмисним втручанням людини, завжди ускладнена, виконання умови (а) у п. 4.2.3 при аналізі такого роду подій повинно виконуватися за рахунок:
- заборони відведення майданчиків під поверхневі або приповерхневі (заглиблені) сховища у межах територій, перспективних з точки зору родовищ корисних копалин, враховуючи наявність підземних водних ресурсів, придатних для питного водопостачання;
- заглиблення приповерхневих сховищ до відміток, що зменшують імовірність пошкодження тіла сховища при будівельних та сільськогосподарських роботах;
- введення спеціальних заходів, спрямованих на тривале збереження інформації про місце поховання (враховуючи довгочасові попереджувальні знаки-споруди) в рамках виконання спеціальних умов обмеженого звільнення;
- відмови від проектних рішень, пов'язаних з будівництвом сховища поверхневого (приповерхневого) типу та переходу до розгляду захоронення РАВ у глибоких стабільних геологічних формаціях, що істотно зменшує імовірність ненавмисного втручання людини у сховища подібного типу.
4.2.9 Для сховищ РАВ повною мірою застосовуються три головні принципи радіологічного захисту від потенційного опромінення (п. 1.8) у формулюваннях, що враховують специфіку подібних об'єктів:
* Принцип виправданості. Діяльність, пов'язана з поводженням з РАВ (враховуючи їх поховання в наявні сховища, а за необхідності - будівництво нових сховищ) визначається, як виправдана, якщо:
- збитки від цієї діяльності враховано в сумі повних (сумарних) збитків, пов'язаних з функціюванням РАВ-утворюючої технології об'єкту, компанії, галузі в цілому, та
- величина сумарних збитків не перевищує величину користі від даної технології, пов'язаної з функціюванням РАВ-утворюючого об'єкту, компанії, галузі.
Це формулювання стосується також і випадків, коли РАВ утворилися від практики, яка з тих чи інших причин припинена(*).
---------------
(*) Наприклад, у результаті радіаційно-ядерної аварії, або припинення робіт на металургійних об'єктах уранової переробки через скорочення (припинення) видобутку уранових руд.
* Принцип неперевищення. Всі види діяльності, пов'язані з захороненням РАВ, не повинні:
(а) спричиняти дози, що перевищують середньорічні ліміти доз для персоналу та дозові квоти поточного опромінювання для членів критичної групи населення (п. 5.5 НРБУ-97) ;
(б) спричиняти дози та ймовірності потенційного опромінення, що перевищують числові значення відповідних регламентів, встановлених даним документом.
* Принцип оптимізації. Повинні вживатися всі необхідні зусилля для зниження настільки, наскільки це можливо і досяжно з урахуванням економічної і соціальної доцільності:
(а) доз поточного опромінення населення в інтервалі значень, нижчих за встановлені середньорічні дозові квоти;
(б) ймовірностей реалізації критичних подій в інтервалі значень, нижчих за референтні імовірності критичних подій;
(в) доз потенційного опромінення в інтервалі значень, нижчих за референтні дозові рівні.
4.2.10 При практичній реалізації принципу оптимізації необхідно використовувати процедури зваження співвідношень "шкода-користь" так, щоб загальні витрати на подальше зниження рівнів поточного і потенційного опромінення населення не спричинили б порушення принципу виправданості всієї РАВ-утворюючої практики в цілому.
4.3 Радіаційно-гігієнічні регламенти стосовно сховищ РАВ
4.3.1 Відповідно до пп. 2.7 і 4.2.3 даного документа, а також пп. 5.4 та 9.4 НРБУ-97, для сховищ РАВ встановлюються числові значення регламентів, що обмежують дози поточного і потенційного опромінення: Таблиця 4.1.
4.3.2 Відповідно до Закону України "Про поводження з радіоактивними відходами" (1995 р.), застосування регламентів Таблиці 4.1 здійснюється з метою:
- поділення всіх РАВ на:
* короткоіснуючі та
* довгоіснуючі;
- обґрунтування вибору типу захоронень:
* приповерхневі (поверхневі);
* в глибинних стабільних геологічних формаціях.
4.3.3 До короткоіснуючих РАВ відносяться ті, рівень звільнення яких від контролю з боку органів державного регулювання досягається раніше, ніж через триста років після їх захоронення.
4.3.4 До довгоіснуючих відносяться всі РАВ, у відношенні яких умова п. 4.3.3 не може бути виконана.
Таблиця 4.1 Основні радіаційно-гігієнічні регламенти при захороненнях РАВ
------------------------------------------------------------------
| Регламент | Застосування | Числові значення |
|---------------+---------------------+--------------------------|
|Квота річної |Поточне опромінення |- При збереженні контролю |
|ефективної дози|населення від |з боку органів державного |
|та дозовий |газо-аерозольних |регулювання - |
|рівень |викидів і водних | -1 |
|звільнення |скидів, пов'язаних з |0,04 мЗв*рік |
| |нормальним |- На момент і |
| |функціонуванням |після звільнення від |
| |сховищ РАВ |контролю з боку органів |
| | |державного регулювання - |
| | | -1 |
| | |0,01 мЗв*рік |
|---------------+---------------------+--------------------------|
|Квоти |Потенційне | -4 -1 |
|референтних |опромінення на стадії|- Персонал 2 х 10 рік |
|ризиків |контролю з боку |- Критична група з |
|радіологічних |органу державного | -5 -1 |
|наслідків(*) |регулювання |населення 2 х 10 рік |
|---------------+---------------------+--------------------------|
|Референтні |Потенційне |Числові значення наведені |
|ймовірності |опромінення на стадії|в Таблицях 2.1 та 2.2 |
|критичної події|контролю з боку | |
| |органу державного | |
| |регулювання | |
|---------------+---------------------+--------------------------|
|Референтні |Потенційне |- Референтний рівень А: |
|рівні |опромінення населення| -1 |
|потенційного |при реалізації |50 мЗв*рік |
|опромінення А і|критичних подій, |- Референтний рівень Б: |
|Б |пов'язаних із | -1 |
| |природними |1 мЗв*рік |
| |аномальними подіями і| |
| |ненавмисним | |
| |втручанням людини | |
| |після звільнення від | |
| |контролю з боку | |
| |органу державного | |
| |регулювання | |
------------------------------------------------------------------
Примітка. "Квоти референтних ризиків радіологічних наслідків" є базовими при регламентуванні винятково стохастичних ефектів потенційного опромінення і в практичних розрахунках не застосовуються.
4.3.5 Повне звільнення РАВ у сховищах від санітарного нагляду з боку Органу Державного Регулювання - Державної санітарно-епідеміологічної служби Міністерства охорони здоров'я України, надається за умов:
(а) неперевищення рівнів вилучення, регламентованих ОСПУ (за критерієм питомої активності) для кожного з нуклідів, що містяться в РАВ;
(б) неперевищення річної ефективної дози поточного
-1
опромінення критичної групи населення (0,01 мЗв*рік ) та
колективної річної ефективної дози поточного опромінення 1 люд.-Зв
(розділ 9 НРБУ-97) ( v0062282-97 ).
(в) неперевищення референтного рівня Б потенційного
-1
опромінення (1 мЗв*рік ).
4.3.6 Обмежене звільнення РАВ у сховищах від санітарного нагляду з боку Органу Державного Регулювання - Державної санітарно-епідеміологічної служби Міністерства охорони здоров'я України надається, якщо рівні вилучення за критеріями, встановленими ОСПУ, перевищені, однак гарантується:
(а) неперевищення річної ефективної дози поточного
-1
опромінення критичної групи населення 0.01 мЗв*рік та
колективної річної ефективної дози поточного опромінення
1 люд.-Зв;
(б) неперевищення референтного дозового рівня Б потенційного
-1
опромінення (1 мЗв*рік ).
4.3.7 Якщо при виконанні умови (а) п. 4.3.6 величина
потенційного опромінення знаходиться в інтервалі між референтними
-1
рівнями Б та А (1-50 мЗв*рік ), на розсуд Держсанепідемслужби
Міністерства охорони здоров'я України обмежене звільнення РАВ у
сховищах може бути надане зі спеціальними вимогами(*), перелік
яких встановлюється СППРВ або спеціальними документами,
затвердженими центральними органами Державної
санітарно-епідеміологічної служби Міністерства охорони здоров'я
України.
---------------
(*) Під спеціальними вимогами розуміються такі, що сформульовані регулюючими органами спеціально для даної конкретної ситуації.
4.3.8 Детальні правила та умови повного і обмеженого звільнення РАВ у сховищах від санітарного нагляду визначаються спеціальним нормативно-регламентувальним документом Міністерства охорони здоров'я України.
4.3.9 Захоронення твердих РАВ, які відповідають вимогам п. 4.3.5, (а тверді РАВ, які відповідають вимогам п. 4.3.6, 4.3.7 - на розсуд Органу Державного Регулювання) допускається у сховищах поверхневого (приповерхневого) типу. В іншому випадку, захоронення повинно здійснюватися лише в глибоких стабільних геологічних формаціях.
4.3.10 Допустимість захоронень РАВ у сховищах поверхневого (приповерхневого) типів не усуває можливість захоронення подібних РАВ у стабільних глибоких геологічних формаціях.
4.4 Загальні вимоги до класифікації РАВ
4.4.1 Усі види РАВ повинні бути кваліфіковані відповідно до повної системи їх класифікації, яка регламентується спеціальним документом, затвердженим органами державного регулювання.
4.4.2 Встановлюється обов'язковий перелік характеристик РАВ, врахування яких необхідно для віднесення їх до тієї або іншої класифікаційної групи на стадії проектування технологій, що утворюють РАВ, а також при виборі та обґрунтуванні вимог до сховищ цих відходів:
(а) радіонуклідний склад;
(б) фізико-хімічні властивості, зумовлені радіонуклідним складом, хімічною формою та агрегатним станом РАВ (тверді, рідкі та газоподібні);
(в) об'єми РАВ;
(г) питома та загальна радіоактивність РАВ як за окремими радіонуклідами, так і за групами (і за сполученнями груп): альфа-, бета- та гама-випромінювачі.
4.4.3 При побудові класифікацій РАВ повинні враховуватися наступні їхні властивості та особливості:
- наявність у складі РАВ короткоживучих (з періодом радіоактивного напіврозпаду менш, ніж 10 років), середньоживучих (з періодом радіоактивного напіврозпаду від 10 до 100 років) і довгоживучих (з періодом радіоактивного напіврозпаду понад 100 років) радіонуклідів;
- наявність у складі РАВ радіонуклідів, які належать до різних груп радіаційної небезпеки (згідно з класифікацією ОСПУ);
- наявність радіоактивних ланцюжків розпаду, що утворюють послідовності материнських і дочірніх радіонуклідів;
- тепловиділення;
- необхідність попереднього (перед захороненням) зберігання, передбаченого технологічним процесом.
4.4.4 У залежності від задач, які вирішуються, допускається використання різних робочих класифікацій РАВ:
(а) класифікації, призначені для міждержавного обміну інформацією, у тому числі, для зв'язку з міжнародними організаціями (МАГАТЕ, Євратом та ін.);
(б) класифікації, що використовуються для оперативного радіологічного контролю за упаковками РАВ, а також для забезпечення необхідного рівня безпеки при збиранні, первинній обробці, транспортуванні та прийманні на пунктах зберігання (захоронення) РАВ; в основі подібних класифікацій використовуються найпростіші радіаційні характеристики: потужність дози гамма-випромінювання на фіксованій відстані від упаковки, рівні поверхневого бета-забруднення та ін.;
(в) класифікації, що використовуються при прийнятті рішень про можливість (неможливість) захоронення РАВ у конкретних типах сховищ (поверхневих, при-поверхневих, глибинних).
4.4.5 Розподіл РАВ на короткоіснуючі та довгоіснуючі (пп. 4.3.3 та 4.3.4), є класифікацією типу (в) п. 4.4.4. Належність до того або іншого типу РАВ визначається шляхом порівняння доз поточного та потенційного опромінення з відповідними регламентами, встановленими даним документом (Таблиця 4.1). В узагальненій формі, яка базується на використанні критеріїв обмеження доз потенційного опромінення від джерел третьої групи (рівні А та Б), ця класифікація подається в Таблиці 4.2.
Таблиця 4.2 Класифікація РАВ, яка базується на критеріях допустимості (недопустимості) їх захоронень у сховищах різних типів
------------------------------------------------------------------
| Тип РАВ | Дози | Тип можливого | Допустимий тип |
| | потенційного | звільнення у |захоронення РАВ |
| | опромінення | період до | |
| |через 300 років| 300 років | |
| | після | після | |
| | захоронення | захоронення | |
|---------------+---------------+---------------+----------------|
|Короткоіснуючі |Нижче рівня Б |Повне, обмежене|Поверхневий або |
| | | |приповерхневий |
|---------------+---------------+---------------+----------------|
|Визначається за|Вище рівня Б, |Дозволяється |Визначається за |
|погодженням з |але нижче |обмежене |погодженням з |
|органами |рівня А | |органами |
|державного | | |державного |
|регулювання | | |регулювання |
|---------------+---------------+---------------+----------------|
|Довгоіснуючі |Вище рівня А |Не |У стабільних |
| | |розглядається |глибоких |
| | | |геологічних |
| | | |формаціях |
------------------------------------------------------------------
4.4.6 Вимоги щодо загального порядку розрахунків, необхідних для віднесення РАВ до тієї або іншої класифікаційної групи (Таблиця 4.2), яка визначає можливість (неможливість) захоронення цих РАВ у поверхневих або приповерхневих сховищах, сформульовані та проілюстровані в Додатках 3 - 5, які містять:
- структуру формування рішень;
- вимоги до аналізу сценаріїв, що формують критичні події, та референтні сценарії опромінення;
- схеми розрахунків та значення ключових параметрів.
4.4.7 У рамках референтних сценаріїв і параметрів для кожного конкретного випадку повинні враховуватися фактичний радіонуклідний склад, об'єми та значення питомої радіоактивності РАВ, а також ландшафтно-географічні та геологічні умови на майданчику майбутнього сховища.
4.4.8 Вимоги до величин газо-аерозольних викидів і рідинних скидів із сховищ РАВ на стадії їх функціонування (включаючи періоди консервації та звільнення від санітарного нагляду), полягають у неперевищенні дозової квоти опромінення населення в ці періоди.
5. ДЖЕРЕЛА ПОТЕНЦІЙНОГО ОПРОМІНЕННЯ ЧЕТВЕРТОЇ ГРУПИ (МЕДИЧНЕ ОПРОМІНЕННЯ)
5.1 Регламенти, введені даним розділом, розширюють і доповнюють другу групу регламентів, встановлених НРБУ-97 (п. 4.2 та розділ 6 НРБУ-97).
5.2 Принципи протирадіаційного захисту, що враховують джерела потенційного опромінення пацієнтів (а також добровольців) внаслідок медичних обстежень або лікування, та положення, що доповнюють п. 6.3 НРБУ-97, формулюються наступним чином:
- додатковою умовою виправданості є необхідність того, щоб користь для здоров'я пацієнта, пов'язана з такого роду діагностикою та лікуванням, переважала також і можливі збитки від потенційного опромінення, яке може реалізуватися у зв'язку з відмовами технічних приладів, а також з помилками або ненавмисними діями персоналу при здійсненні цих процедур;
- принцип неперевищення означає, що за всіх можливих сценаріїв виникнення критичної події, пов'язаної з можливою реалізацією потенційного опромінення пацієнта, треба прагнути до того, щоб величина можливого опромінення здорових тканин та організму в цілому виявилася нижче за поріг детерміністичних ефектів;
- принцип оптимізації величини потенційного опромінення пацієнта та ризику виникнення такого роду критичних подій вимагає, щоб при плануванні та реалізації медичних процедур величина доз потенційного опромінення та ризику виникнення відповідних критичних подій були настільки малими, наскільки це розумно і досяжно з урахуванням економічних і соціальних факторів, а також з урахуванням стану пацієнта та медичних показань до проведення даної процедури.
5.3 При радіорентгенодіагностичних і терапевтичних процедурах джерела потенційного опромінення повинні розглядатися:
- на стадіях розробки та проектування приладів і апаратів, а також технологій виконання цих процедур;
- на стадії виконання процедур у зв'язку з можливими відмовами приладів, а також помилками персоналу (приклад у розділі Д.1.3 Додатка 1).
5.4 Детальний перелік вимог і правил, що обмежують потенційне опромінення пацієнтів під час діагностичних і терапевтичних процедур, встановлюється спеціальним нормативно-регламентувальним документом Міністерства охорони здоров'я України, причому тими його розділами, що визначають вимоги до проектування радіорентгендіагностичних і терапевтичних приладів і технологій, а також вимог до кваліфікації, навчання і заходів попередження помилок медичного персоналу.
5.5 Особлива ситуація в умовах терапевтичного застосування випромінювань у медицині виникає внаслідок таких помилок персоналу або відмов радіотерапевтичних приладів, що спричиняють недоотримання пацієнтом показаної терапевтичної дози(*). Система вимог до персоналу радіо рентген-терапевтичних відділень, а також до приладів і технологій з метою мінімізації ймовірності (попередження) подібних критичних подій, визначається відповідними розділами спеціального нормативно-регламентуючого документа Міністерства охорони здоров'я України (див. п. 5.4).
---------------
(*) Суворо кажучи, цей випадок може розглядатися як "негативне потенційне опромінення", що супроводжується шкодою для здоров'я пацієнта так, що ця шкода пов'язана з недоотриманням тієї дози, яка забезпечує терапевтичний ефект.
5.6 Вимоги до захисту персоналу від джерел потенційного опромінення під час проведення діагностичних і терапевтичних процедур, що супроводжуються медичним опроміненням, визначаються другим і третім розділами даного документа, а також відповідними розділами профільних регламентуючих документів Міністерства охорони здоров'я України.
Додаток 1
АНАЛІЗ ІМОВІРНОСТЕЙ
КРИТИЧНИХ ПОДІЙ З ВИКОРИСТАННЯМ МОДЕЛЕЙ ТИПУ "ДЕРЕВО ПОДІЙ" ТА "ДЕРЕВО ВІДМОВ" (ДЖЕРЕЛА ПОТЕНЦІЙНОГО ОПРОМІНЕННЯ ПЕРШОЇ ГРУПИ)
Д.1.1 Загальні положення
Д.1.1.1 Матеріал даного Додатка базується на рекомендаціях МКРЗ (Публікація 76, "Захист від Потенційного Опромінення: Застосування до Окремих Джерел", 1996 р.).
Д.1.1.2 Для побудови логічної структури сценаріїв та оцінки ймовірності окремих критичних подій застосовуються два типи моделей:
- моделі типу "дерево подій";
- моделі типу "дерево відмов".
Д.1.1.3 Модель типу "дерево подій" використовує початкову подію як вихідну точку розвитку сценарію. Далі, через послідовно-паралельні ланцюги проміжних подій, кожному з яких відповідає деяка ймовірність його виникнення, оцінюється сукупна ймовірність виникнення кінцевої окремої критичної події.
Д.1.1.4 Модель типу "дерево відмов" характеризується тим, що спочатку розглядається деяка конкретна критична подія (це може бути й окрема критична подія). Після цього аналізуються можливі послідовно-паралельні ланцюги проміжних подій-відмов (разом з їх імовірностями), що могли спричинити критичну подію, яка розглядається.
Д.1.1.5 Критична подія може бути наслідком n незалежних у
сукупності i-тих окремих критичних подій, повний перелік яких
заздалегідь ідентифікований. Якщо виникнення кожної з зазначених
окремих подій характеризується ймовірністю P , тоді ймовірність
i
критичної події P визначається рівнянням:
n
P = 1 - П (1 - P ) (Д.1.1)
i=1 i
Звичайно P << 1, тоді з прийнятною точністю:
i
~ n
P = S P (Д.1.2)
i=1 i
S - знак суми
Д.1.1.6 Наближення у рівнянні (Д.1.2) пункту Д.1.1.5 дає
цілком задовільні оцінки імовірності критичної події P, оскільки
-2 -1
для всіх критичних подій, ймовірність яких вища за 1 х 10 рік ,
або пов'язане з ним опромінення (відповідно до п. 1.3)
переводиться в категорію поточного, або проектом передбачається
додатковий комплекс заходів, які істотно зменшують імовірність
критичної події, що розглядається.
Д.1.1.7 У будь-якій гілці дерева подій виділяються три найбільш важливі:
(а) початкова подія (ПП), без реалізації якої ймовірність подальшого формування самого дерева тривіально дорівнює нулю;
(б) центральна проміжна подія(*) (ЦПрП), досягнення якої створює пряму загрозу реалізації критичної події (або окремої критичної події);
---------------
(*) виділяється для зручності аналізу.
(в) критична подія (КП) (окрема критична подія), виникнення якої негайно спонукає до реалізації потенційного опромінення.
Д.1.1.8 Між ПП та ЦПрП, а також між ЦПрП та КП розташовуються гілки проміжних подій (ПрП), для кожної з яких оцінюються ймовірності їх реалізації.
Д.1.1.9 Усі події, що розглядаються в даному контексті, поділяються на ті, які пов'язані:
- з людським фактором (ступінь професіоналізму, досвід і тренованість персоналу; пильність і дисциплінованість працівника; схильність до ігнорування попереджувальних сигналів тощо);
- з технічною надійністю (безвідмовністю) приладів і захисних бар'єрів, а також інформувальних (в тому числі аварійних) попереджувальних аудіовізуальних систем.
Д.1.1.10 Для формування структури типу "дерево подій" усі робочі приміщення повинні бути заздалегідь поділені на "радіаційно небезпечні" та "інші" (радіаційно-гігієнічне зонування приміщень, яке відповідає вимогам останнього абзацу п. 3.2.2).
Д.1.1.11 Джерела іонізуючих випромінювань, у свою чергу, доцільно поділити на три групи:
- "нерадіонуклідні"(*) (рентгенівські діагностичні, терапевтичні та дефектоскопічні апарати, прискорювачі усіх типів);
---------------
(*) інколи їх називають "електрофізичними".
- "радіонуклідні", засновані на використанні радіонуклідів - випромінювачів;
- "змішані", яким певною мірою властиві ознаки і тих, і інших.
Д.1.1.12 Відповідно до визначення моделі типу "дерево відмов" (п. Д.1.1.4) реконструюється та досліджується граф подій (відмов), які могли спричинити до критичної події.
Д.1.2 Ілюстративна модель типу "дерево подій"
Д.1.2.1 Розглядається потенційне опромінення персоналу, пов'язане з джерелом першої групи, яке може виникнути при експлуатації дослідницького прискорювача(**).
---------------
(**) Описаний далі приклад реалізації потенційного опромінення робітника, що мав місце на дослідницькому прискорювачі, взято з розділу 5 Публікації 76 МКРЗ. Разом з тим, доволі подібний нещасний випадок мав місце у березні 1976 р. під час пусконалагоджувальних робіт прискорювача У-240 Інституту Ядерних Досліджень АН УРСР. "Дерево подій", що відповідає цьому випадку, мало чим відрізняється від того, яке описане далі у тексті та наведене на Рис. Д.1.1 Важливою особливістю У-240 було те, що всередині залу прискорювача кнопки аварійної зупинки апарату взагалі не були передбачені. Але це формально відповідає негативним альтернативам проміжних подій, що відповідають позиціям 13 та 14 на Рис. Д.1.1.
Д.1.2.2 Приміщення прискорювача (у відповідності з п. Д.1.1.10) можна поділити на зони:
- підвищеної радіаційної небезпеки, до якої належить зал прискорювача, у який виводиться струмінь частинок високої енергії;
- низької радіаційної небезпеки, де розміщена система дистанційного управління прискорювачем (струменем), а також допоміжні та обслуговуючі прискорювач системи (вакуумні, електричні, системи діагностики тощо).
Д.1.2.3 Зал прискорювача ізольований від інших приміщень достатньо потужним біологічним захистом. Вхід до залу можливий через спеціальний прохід з захисними дверима, який обладнано системою блокувальних замків.
Д.1.2.4 Для запобігання ("зменшення ймовірності до прийнятно низького рівня") події "вхід персоналу в зал прискорювача при працюючому ("включеному") струмені" передбачена система аварійно-блокувальних та інформаційно-запобіжних пристроїв:
- запобіжні знаки пасивного типу (знаки радіаційної небезпеки);
- запобіжні знаки активного типу (які включаються у момент несанкціонованих "небезпечних" дій);
- попереджувальні знаки постійної дії, що інформують про стан апарату ("включено", "виключено");
- дверні замки (на вході до залу прискорювача) пасивного типу (які реагують на механічний чи електронний ключ) або активні (які реагують на ключ у поєднанні з електричним сигналом, що підтверджує стан апарату: "виключено");
- прилади, які автоматично виключають прискорювач при позаштатних діях персоналу, пов'язаних з відчиненням дверей і спробою входу до залу прискорювача;
- система кнопок аварійного вимикання прискорювача всередині залу.
Д.1.2.5 Першим кроком у процедурі оцінки ймовірності критичної події (окремої критичної події), пов'язаної з можливим опроміненням особи, яка увійшла до залу прискорювача, є встановлення деякої кількісної характеристики початкової події. За таку характеристику, у даній конкретній ситуації приймається "кількість спроб увійти до залу прискорювача" протягом року.
Д.1.2.6 Звичайно серед багатьох спроб "увійти до залу прискорювача", які щорічно здійснюються, значна частина є технологічно зумовленою, причому такого роду технологічний доступ персоналу завжди здійснюється при виключеному струмені(*).
---------------
(*) Взагалі, термін "виключений прискорювач" завжди означає й "виключений струмінь", але і при відсутності струменя багато систем прискорювача можуть бути включеними (електричні, вакуумні, примусового охолодження та ін.). Тоді небезпека "нещасного випадку на виробництві" може зберігатися, але не від радіаційного фактору, а від, наприклад, удару електричним струмом.
Д.1.2.7 Звернімося до схеми на Рис. Д.1.1, яка ілюструє "дерево подій", пов'язаних з реалізацією потенційного опромінення на вершинах частини "гілок" цього дерева (позиція 15).
Д.1.2.8 Усе дерево, у відповідності з прийнятими у п. Д.1.1.7 визначеннями початкової, центральної проміжної і критичної подій доцільно поділити (як це зроблено на схемі Рис. Д.1.1) на дві частини:
* А - частина, що охоплює послідовність подій від ПП (позиція 1) до ЦПрП (позиція 10);
* Б - завершальна частина "дерева", що охоплює групу проміжних подій (ПрП) (позиції 11 - 15), послідовна реалізація яких, як правило, з різним ступенем імовірності може закінчитися опроміненням персоналу.
Д.1.2.9 Структура усього дерева подій сформована так, що загальна схема захисту персоналу від потенційного опромінення струменем прискорювача враховує поєднання загально-дисциплінуючих ("людських") факторів і конструкційно-технологічних бар'єрів, які фізично перешкоджають проникненню персоналу до залу прискорювача при працюючому струмені.
До групи "людських" факторів належать: дотримання правил техніки безпеки режиму (позиція 3), додержання (ігнорування) попереджувальних знаків та інформуючих сигналів (позиція 5), реакція на критичну ситуацію, зокрема, натиск кнопки аварійної зупинки (позиція 13).
До конструкційно-технологічної групи належать: наявність струменю (позиція 2), спрацьовування попереджувальних сигналів (позиції 4 та 11), правильне функціонування дверей і дверних замків (позиції 6 та 7), у тому числі, спеціальних блокувальних пристроїв (позиція 9), наявність і збереження грат, які огороджують струмінь (позиція 8), дієздатність систем аварійної зупинки апарату (позиції 12 та 14).
Д.1.2.10 Ймовірністні оцінки, що проводяться нижче, мають суто ілюстративний характер. При аналізі реальних конструктивно-технологічних рішень, пов'язаних з функціюванням дослідних прискорювачів, повинні використовуватись характеристики надійності, які відповідають даному рішенню.
Д.1.2.11 Важливою особливістю проміжної події, яка безпосередньо слідує за початковою, є стан струменя: "вимкнутий" - "не вимкнутий". На схемі цій ПрП відповідає позиція "2" (ПрП2). Оцінкою ймовірності того, що при спробі входу струмінь виявляється невимкнутим, тут прийнято значення 0,05 (одна така подія приблизно на 20 спроб входу). Очевидно, що входу в ситуації вимкнутого струменя (з імовірністю 0,95) відповідають гілки, які не спричиняють критичну подію.
Д.1.2.12 Аналогічно конструюються розгалуження, які відображають реалізацію (нереалізацію) проміжних подій (ПрП3 - ПрП10). На схемі Рис. Д.1.1.А показано характер розгалужень дерева подій і наведено оцінки їх імовірностей ("так" - реалізація відповідних ПрП, "ні" - нереалізація).
Д.1.2.13 Оскільки всі ПрП вважаються незалежними, а реалізація кожної наступної ПрП відбувається лише за умови реалізації попередньої події, агрегована ймовірність ЦПрП ("вхід у небезпечну зону") є добутком імовірностей альтернативних реалізацій кожної з ПрП. Значення цих агрегованих ймовірностей реалізації ЦПрП представлені числами у прямокутниках, розташованих у вершин тих гілок (позначених кружками), що з ненульовою ймовірністю досягають ЦПрП (на схемі - позиція 16).
Д.1.2.14 Зі схеми Рис. Д.1.1.А ( va116488-00 ) видно, що при
даній композиції ймовірностей окремих ПрП є лише одна головна
гілка дерева подій (на схемі виділена подвійними лініями з
потовщенням), що відповідає максимальній імовірності входу до
-5
небезпечної зони (3,5 х 10 на рік на одну спробу входу).
Ймовірність для всіх інших "ненульових" гілок на 2,5-5 порядків нижча. Це означає, що при подальшому аналізі ці "мало-імовірні" гілки можна не враховувати. По суті, перша частина аналізу полягає в ідентифікації обмеженої кількості головних гілок, які ведуть до ЦПрП.
Д.1.2.15 Наступним кроком імовірнісного аналізу є дослідження тих окремих імовірностей ПрП, що входять у дану гілку, реалізація яких, власне, і є причиною "високого значення" агрегованої ймовірності "входу до небезпечної зони" за ланцюгом подій, що утворюють головну гілку. У даному випадку - це подія проникнення людини крізь огороджувальні грати (позиція 8), ймовірність якої - неприпустимо висока (0,2).
Д.1.2.16 З другої частини схеми (Рис. Д.1.1Б) ( va116488-00 )
випливає, що серед чотирьох гілок-послідовностей ПрП, які можуть
реалізуватися після входу до небезпечної зони і завершитися КП,
тільки дві мають достатньо високі і порівняні за величиною
агреговані ймовірності реалізації цього КП. Причиною однієї з них
є "ненатиск" кнопки аварійного відключення струменю, хоча ця
система і функціонує (позиція 13), а в іншій гілці, яка спричиняє
-5
найбільшу ймовірність окремого КП (1,7 х 10 ), найважливішим ПрП
є неспрацювання системи аварійного виключення струменю
(позиція 12).
Д.1.2.17 Весь попередній імовірнісний аналіз по суті
стосувався формування окремих КП. Ймовірність власне КП, що
оцінюється за формулою (Д.1.2) пункту Д.1.1.5, є сумою тих
імовірностей, значення яких розміщені в рамках на Рис. Д.1.1Б
( va116488-00 ). З урахуванням цієї обставини оцінка агрегованої
-5
ймовірності КП становитиме 2,3 х 10 на рік на одну спробу входу
до залу прискорювача.
Д.1.2.18 Значення агрегованої ймовірності КП, наведене в
попередньому пункті, дозволяє перейти до аналізу відповідності
даної конструкції прискорювача та його штатних засобів
протирадіаційного захисту від потенційного опромінення робітників,
а також технології роботи дослідницького і обслуговуючого
персоналу, тим радіаційно-гігієнічним нормативам, що
регламентуються даним документом.
Д.1.2.19 Якщо відповідно до проектної технології прискорювач
у середньому працює m днів на рік, а середня кількість щоденних
1
відвідувань залу прискорювача становить m , то середньорічна
2
кількість початкових подій ("спроба увійти") становить
M = m * m . Тоді ймовірність КП збільшиться у M разів у
1 2
порівнянні з тією, яка оцінена з розрахунку на одну спробу входу
протягом року.
Д.1.2.20 У досить типовому випадку, коли прискорювач працює
3-4 місяці на рік (m = 100 днів), а середня технологічна потреба
1
входу до залу m не перевищує 10 відвідувань на день, ймовірність
2
-2 -1
КП для такого режиму роботи вже становить 2,3 х 10 рік (при
М = 1000).
Д.1.2.21 У випадку реалізації критичної події рівні ефективних доз опромінення робітника, який опинився у залі, можуть перевищити 100 мЗв, а поглинута доза в окремому органі (частині тіла) може бути вища за 1000 мГр.
Д.1.2.22 Згідно з вимогами п. 2.7 для означених у п. Д.1.2.21
рівнів доз референтні ймовірності критичної події не повинні
-4 -1 -7 -1
перевищувати 2 х 10 рік (за ефективною дозою) і 5 х 10 рік
(за критерієм поглинутої дози). Зіставлення цих регламентів з
отриманою у п. Д.1.2.17 оцінкою агрегованої ймовірності КП, що
-5 -1
дорівнює 2,3 х 10 рік , свідчить, що рівень захисту від
потенційного опромінення персоналу абсолютно недостатній як за
критерієм ефективної дози, так і (тим більше) за критерієм
поглинутої дози: у першому випадку розрахункова ймовірність КП
перевищує референтне значення більш, ніж на два, а в другому -
більш, ніж на п'ять порядків.
Д.1.2.23 Заключний етап аналізу полягає в обґрунтуванні таких змін (покращень) конструкції та технології, які мають бути внесені до проекту з тим, щоб забезпечити нормативні рівні захисту персоналу від потенційного опромінення:
* Необхідно різко посилити бар'єрні функції захисних грат з
тим, щоб практично вилучити можливість проникнення крізь них
(ймовірність ПрП за позицією 8 має бути зменшена з 0,2 до
-4
2 х 0 ).
* Доцільно істотно посилити вимоги і передбачити відповідні заходи з покращання професійної підготовки і дисциплінованості персоналу з тим, щоб імовірність ПрП, пов'язана з "ігноруванням попереджувальних знаків і систем", була знижена з 0,5 принаймні до 0,05 (позиція 5 на схемі Рис. Д.1.1А) .
* Цілком неприпустимо, щоб кожний другий робітник "ігнорував"
процедуру аварійної зупинки струменю, якщо він опиниться у залі
прискорювача (позиція 12). Навченість, тренованість і
дисциплінованість персоналу повинна підтримуватися на такому
-2
рівні, щоб імовірність такого роду подій не перевищувала 1 х 10 .
* Доведена до автоматизму процедура натискування кнопки
аварійного виключення має забезпечувати ймовірність реалізації
цієї дії до величини, близької до одиниці (а не 0,7, як у
позиції 13). Можна вважати, що прийнятною ймовірністю випадків
-3
ігнорування процедури натискування аварійної кнопки буде 3 х 10 .
Д.1.2.24 У разі реалізації усіх покращень, сформульованих у
попередньому пункті (схема на Рис. Д.1.2) ( vb116488-00 ),
ймовірність ЦПрП по колишній головній гілці повинна зменшитися до
-9
3,5 х 10 і зрівнятися з іншими двома гілками, агреговані
-9 -9
ймовірності ЦПрП яких 5 х 10 та 2,5 х 10 (позиція 10,
Рис. Д.1.2.А).
З урахуванням нових значень імовірностей ЦПрП по кожній
окремій гілці, повна агрегована ймовірність цієї події -
-8
1,2 х 10 , а агрегована ймовірність критичної події зменшиться до
-10
1,7 х 10 на 1 спробу на рік.
Д.1.2.25 Повертаючись до оціненого у п. Д.1.2.20 значення
M = 1000 входів на рік, нове значення ймовірності КП становить
-7
1,7 х 10 на рік (на повне число спроб M), що виявляється вже
прийнятним і за критерієм ефективно, і за критерієм поглинутої
дози потенційного опромінення (Таблиця 2.2).
Д.1.3 Ілюстративна модель типу "дерево відмов"
Д.1.3.1 Розглядається "дерево відмов", пов'язане з реалізацією критичної події, яка спричинила переопромінення пацієнта при отриманні призначеної йому радіотерапевтичної дози (джерело потенційного опромінення четвертої групи).
Д.1.3.2 Основні узагальнені конструкційно-технологічні характеристики гама-терапевтичної установки (ГТУ) такі:
- радіаційний блок є системою радіально розташованих окремих
60
радіонуклідних ( Со) джерел гама-квантів, які розміщені у
потужному захисному контейнері вагою 8 тон;
- гама-випромінювання від джерел (завдяки їх радіальному розташуванню, а також наявності системи взаємозамінних і керованих коліматорів) фокусується у "точці" (малій області) онкоосередка, де власне і реалізується терапевтична доза; саме завдяки такій геометрії гама-поля опромінення здорових тканин, що розташовані поза онкоосередком утримується на прийнятно низькому рівні (головне призначення такого роду ГТУ - лікування пухлин мозку);
- пацієнта спочатку розміщують на спеціальному процедурному столі, що є конструктивною частиною ГТУ, а його голова фіксується всередині спеціального пристрою ("шолому"), до якого підведена система полеутворюючих змінних коліматорів;
- переміщення процедурного столу здійснюється за допомогою гідравлічної системи, а фіксація положення пацієнта всередині поля гама-випромінювачів забезпечується системою мікроелектричних вимикачів;
- до складу такого роду ГТУ входить також загальний пульт управління апаратом та комп'ютерна система планування індивідуальних дозових схем лікування.
Д.1.3.3 Конкретний приклад відмови в системі ГТУ, що спричинила більш, ніж двократне переопромінення пацієнта, відповідає реальній ситуації, описаній Джонсом з співавторами, 1996 (цитується за Публікацією 76 МКРЗ, 1996 р.). Критична ситуація, зокрема, розвивалася за наступним сценарієм.
* Наприкінці експозиції гідравлічна система, що забезпечує зворотний рух процедурного столу, не спрацювала.
* Персонал, який ідентифікував відмову двохпозиційного клапану гідросистеми (соленоїд, керуючий клапаном, виявився заклиненим у позиції: "стіл усередині"), відповідального за включення гідропомпи, спробував спочатку дистанційно усунути блокування клапана, а після цього запустити гідропомпу вручну.
* Відразу ж після описаних вище безрезультатних спроб включити систему виведення пацієнта з зони опромінення, персонал увійшов до процедурного залу, вручну визволив фіксатори колімаційного шолому, зняв тиск у гідросистемі і вручну викотив процедурний стіл, після чого пацієнт опинився поза гама-полем радіаційного блоку. Ці дії зайняли близько 4-х хвилин, протягом яких пацієнт продовжував опромінюватися, так що сумарна доза виявилася вдвічі більшою, ніж планова.
Д.1.3.4 На схемі Рис. Д.1.3 показані гілки "дерева відмов", причому та гілка, що відповідає описаному вище інциденту (вона може бути умовно названа "гілка відмов гідросистеми") виділена потовщеними стрілками, а самі елементарні відмови в рамках цієї гілки стисло описані всередині прямокутників з темно-сірим фоном.
Д.1.3.5 Хоча в описаному вище прикладі розглянута конкретна відмова окремої системи, до критичної події "переопромінення, пов'язане з відмовою ГТУ", можуть спричинитися аварії іншого роду: механічні (заклинювання процедурного столу - лівий верхній прямокутник на схемі), або електричні, пов'язані з відмовами мікроперемикачів або таймера, що спричиняють неправильну експозицію (група відмов, що утворюють гілку у правій частині "дерева відмов").
Д.1.3.6 Рис. Д.1.3 ілюструє побудову і якісний аналіз "дерева відмов", яке пов'язане лише з технічними властивостями елементів конструкції ГТУ. Однак до переопромінення пацієнта можуть спричинити такі події, як "неправильна (помилкова) дія персоналу". В останньому випадку доцільно додатково внести гілки такого роду подій в загальне дерево "відмов".
