Норми радіаційної безпеки України; доповнення: Радіаційний захист від джерел потенційного опромінення (НРБУ-97/Д-2000)

Д.1.3.7 На схемі Рис. Д.1.3 вказані окремі ймовірності різних елементарних відмов (позначені літерами: a, b, c, d, e, f, g, h, k, l), а також наведено формальні операції, що застосовуються при оцінці агрегованих імовірностей відмов окремих систем і ймовірності реалізації самої критичної події.

Рис. Д.1.3 "Дерево відмов", яке використовується для ймовірного аналізу критичної події, яка приводить до переопромінення пацієнта у зв'язку з аварією ГТУ, що виникла в процесі проведення процедури

Д.1.3.8 Отримання числових значень окремих імовірностей елементарних відмов або подій пов'язане з рядом серйозних труднощів, подолання яких можливе з використанням експертних оцінок. У Таблиці Д.1.1 наведено інтервальні оцінки такого роду ймовірностей стосовно ГТУ, тип якого описано у п. Д.1.3.2, і які отримано внаслідок спеціальної експертизи, виконаної групою лікарів-радіологів, дозиметристів і інженерів-розробників.

Д.1.3.9 Наведені в Таблиці Д.1.1 експертні оцінки відносних імовірностей нормовані на одну процедуру і ілюструють лише загальний підхід до побудови "дерева відмов" ("дерева подій") стосовно деякого конкретного джерела потенційного опромінення четвертої групи. Детальні вимоги до методичних процедур повинні розглядатися і регламентуватися спеціальним документом Міністерства Охорони Здоров'я України (див. розділ 5 "Джерела потенційного опромінення четвертої групи (Медичне опромінення)").

Д.2.1 Створення повної системи регламентів, правил і вимог, що гарантують безпечну (для персоналу та населення) експлуатацію будь-якого об'єкту, неможливо без детального гігієнічного аналізу основних його властивостей з метою обґрунтованої кваліфікації. Це положення в повній мірі стосується такого унікального складного об'єкту, яким є "Укриття".

Метою цього Документа і є встановлення кваліфікації ОУ, що ґрунтується на результатах радіаційно-гігієнічного аналізу сучасних властивостей даного об'єкту.

Д.2.2 У точній відповідності зі встановленим у п. 4.1.4 визначенням РАВ як такого виду радіоактивних матеріалів "стосовно яких... ще нема рішення відносно того, яким чином ці матеріали можуть бути використані...", а також визначенням поняття "зберігання" "як ... виду тимчасового збереження РАВ...", об'єкт "Укриття" у нинішньому його стані слід кваліфікувати як "місце поверхневого зберігання неорганізованих РАВ ("тимчасове сховище неорганізованих РАВ, які знаходяться в стадії стабілізації і реконструкції")".

Ця кваліфікація ОУ обов'язкова для використання в сфері регулювання радіаційної безпеки персоналу і населення.

Д.2.3 Підставою для кваліфікації ОУ як "тимчасового сховища РАВ" є те, що:

- вміст "Укриття" є "особливим видом відходів, відносно яких..." є підстава припускати, "... що ні зараз, і ніколи в майбутньому вони не можуть бути використані" (п. 4.1.4);

- питома активність радіонуклідів в ОУ "перевищує встановлені ОСПУ рівні вилучення цих радіонуклідів із сфери санітарного нагляду" (п. 4.1.4);

- саме "Укриття" "є спорудою, розташованою на поверхні... землі, спеціально обладнаною та конструкційно оформленою таким чином, щоб гарантувалася тривала ізоляція РАВ від попадання їх у біосферу..." (див. розділ: "Абревіатури, терміни, визначення").

Д.2.4 Надзвичайні обставини, що вимагали екстреного зведення "Укриття", були причиною того, що вимоги до подібних споруд, які полягають у тому, зокрема, щоб "...гарантувалась тривала ізоляція РАВ від попадання їх у біосферу...", були виконані лише частково. Саме тому всі роботи на ОУ здійснюються як у напрямі максимального наближення до означених вимог (стадія "стабілізації"), так і в напрямі пошуку оптимальних проектних рішень, спрямованих на радикальну реконструкцію цього об'єкту (стадія "перетворення") з тим, щоб справді і повністю були забезпечені гарантії тривалої ізоляції РАВ ОУ від навколишнього середовища.

Д.2.5 При підготовці санітарного паспорту й інших документів, необхідних для здійснення поточного санітарного нагляду, обов'язковим є визначення статусу (кваліфікація) будь-якого об'єкту з радіаційно-ядерними технологіями і джерелами іонізуючих випромінювань. У процесі визначення статусу (кваліфікації) повинні зважати на:

- відомості історичного характеру відносно виникнення даного об'єкта (стосовно ОУ - це "...зруйнований запроектною аварією блок N 4 ЧАЕС...");

- узагальнені характеристики та цілі робіт, які проводилися раніше (на ОУ - це "першочергові заходи для зменшення наслідків аварії...");

- загальна характеристика робіт на час визначення статусу об'єкта (в нинішній час на ОУ "тривають роботи по забезпеченню ядерної та радіаційної безпеки");

- загальна характеристика джерела поточного та потенційного опромінення (на ОУ - це багатотонні неорганізовані маси речовини та матеріалів, що містять значну кількість довгоіснуючих уламкових та паливних радіонуклідів);

- загальна характеристика споруд, що виконують бар'єрні функції, які полягають як у запобіганні несанкціонованих контактів людини з радіоактивними речовинами, так і в утриманні цих речовин від проникнення у навколишнє середовище (для об'єкту, що розглядається, - головним спорудженням такого призначення є саме "Укриття");

- відомості, що стосуються майбутніх (запланованих) робіт з реконструкції даного об'єкта, особливо у напрямі захисту людей і навколишнього середовища (для ОУ - це "стабілізація", "перетворення в екологічно безпечний стан" з можливим перезахороненням радіоактивних матеріалів, що зберігаються всередині "Укриття" в спеціально пристосовані для цієї мети поховання);

- інформація про наявність, структуру та матеріально-технічну забезпеченість як усієї системи протирадіаційного захисту, так і служби внутрішньої та зовнішньої дозиметрії.

Д.2.6 Перелік відомостей, що містяться у п. Д.2.5 відносно деяких загальних властивостей об'єкту "Укриття", є необхідним, але недостатнім для кваліфікації цього об'єкту.

Умова достатності може бути виконана, якщо буде проаналізовано і враховано, до якого роду об'єктів за своїми конструкційними та технологічними характеристиками найбільшою (найменшою) мірою близький ОУ.

* Важливим для цілей кваліфікації є те, що ОУ втратив всі не тільки технологічні (функціональні) властивості енергоблоку АЕС, але й всі конструкційні ознаки як енергетичного ядерного реактора, так і енергоблока в цілому. Тому кваліфікація ОУ в рамках даного класу об'єктів ("реактор", "енергоблок") неможлива.

* І склад, і організація, і перспективи реутилізації радіоактивних речовин, які містяться зараз в ОУ та виникли внаслідок аварійного розрушення реактора 4-го енергоблока ЧАЕС (а також в результаті контраварійних заходів на найранішній стадії аварії) такі, що ці матеріали найбільшою мірою відповідають визначенню радіоактивних відходів (див п. Д.2.3).

Д.2.7 З положень пп. Д.2.3, Д.2.4, а також аналізу, виконаного у пп. Д.2.5, Д.2.6, витікає:

* Хоча нове джерело і виникло внаслідок аварії ядерного реактора (а не внаслідок деякої РАВ-утворюючої технології), це джерело (вміст "Укриття") є радіоактивними відходами (неорганізованими якраз внаслідок їхнього "аварійного", а не технологічного походження).

* Сама ж ця споруда ("Укриття"), відповідно до свого функціонального призначення, об'єктивно набуває всіх властивостей місця тимчасового зберігання РАВ, які утворилися внаслідок аварії.

* Такий статус буде розповсюджуватися на об'єкт "Укриття" принаймні доти, доки або не вдасться розробити та реалізувати відповідні технології вилучення, переробки та переміщення паливно-містких мас у сховища постійного типу "захоронення", або сам ОУ не буде перетворено на таке сховище.

Д.2.8 З урахуванням попередніх положень на всіх стадіях проектування робіт зі стабілізації та (або) перетворення ОУ повинні розглядатися джерела потенційного опромінення першої та другої груп.

Стосовно тих проектних рішень, які передбачають перетворення ОУ на місце постійного захоронення РАВ, повинні розглядатися також і джерела потенційного опромінення третьої групи.

Д.3.1 На схемі рисунка Д.3.1 подано загальну структуру ітераційного процесу прийняття рішень відносно допустимості захоронення даних РАВ у сховищах поверхневого типу.

Д.3.2 Як видно із схеми Рис. Д.3.1, першим кроком у процедурі вибору та обґрунтування є визначення мети:

- можливість (неможливість) здійснювати захоронення даних РАВ у спорудах поверхневого типу;

- обговорення варіантів звільнення (повне, обмежене або обмежене зі спеціальними вимогами) через 300 років після захоронення;

- розгляд ландшафтно-географічних, гідрогеологічних, соціально-економічних та інших умов на тій території, де планується відведення дільниці під сховище, з точки зору природоохоронної та соціально-економічної прийнятності подібного рішення.

Д.3.3 Далі процедура повинна містити:

- розгляд властивостей РАВ і локальних характеристик майданчика для майбутнього сховища;

- встановлення необхідних для розгляду в даній ситуації сценаріїв, які можуть спричинити критичні події, пов'язані з природними процесами і ненавмисним втручанням людини, а також оцінка їхньої імовірності;

- отримання розрахункових дозових оцінок відповідно до референтних сценаріїв опромінення (Додаток 4) (звичайно за допомогою спеціального узгодженого з органами санітарного нагляду програмно-математичного апарату);

- інтерпретація отриманих розрахункових дозових оцінок та порівняння їх з регламентами безпеки, відповідно до поверхневих захоронень.

Д.3.4 На схемі Рис. Д.3.1 особливо виділений ряд головних альтернативних результатів інтерпретації кінцевих оцінок:

- чи відповідають отримані розрахункові дозові оцінки регламентам і обмеженням, які накладаються цим документом на прийняття рішення про поверхневе захоронення РАВ, що розглядаються, у даному конкретному місці; якщо відповідь позитивна, то приймається рішення про допустимість поверхневого захоронення; у цьому випадку встановлюється також, який варіант звільнення можливий через 300 років стосовно даної конкретної ситуації (див. схему на Рис. Д.3.2) ;

- якщо отримані розрахункові дозові та імовірнісні оцінки не відповідають встановленим регламентам і обмеженням, то наступним важливим кроком є розгляд питання про можливість і необхідність нових ітерацій, але з переглянутими (модіфікованими, уточненими) наборами параметрів; подібний перегляд доцільний лише у тому випадку, якщо вдається справді уточнити характеристики РАВ, отримати більш детальну історико-геологічну та гідрологічну інформацію про дану місцевість, нарешті, залучити до розгляду більш надійні відомості про бар'єрні властивості конструкцій і матеріалів запланованої інженерної споруди;

- якщо всі розумні можливості перегляду й модифікації параметрів вичерпані, то приймається рішення про недопустимість поверхневого захоронення.

Рис. Д.3.1 Загальна структура ітераційного процесу прийняття рішень відносно типу захоронення

Д.3.5 Надзвичайно важливими для прийняття рішень є результати зіставлення отриманих розрахунково-сценарних оцінок з регламентами, встановленими цим документом. Тому на Рис. Д.3.2 показана детальна структура як самих цих регламентів, так і їх місце у загальній процедурі прийняття рішень.

Далі окремі блоки цієї схеми роз'яснюються більш докладно:

* У правій частини схеми на рисунку Д.3.2 виділені чотири блоки, що відображують форми звільнення РАВ, які надаються Державним регулюючим органом: "повне", "обмежене", "обмежене зі спеціальними вимогами", а також випадок, коли протягом заданого періоду "звільнення" "не надається" ні в одній з названих форм.

* У лівій частині схеми демонструється, з якого роду регламентами необхідно зіставляти проектні значення доз потенційного опромінення (ненавмисне втручання людини, природні процеси та явища).

* Рівні доз, оцінені для різноманітних сценаріїв реалізації потенційного опромінення, порівнюються з встановленими (п. 4.2.3) референтними дозовими рівнями А та Б:

- "вище рівня А" - звільнення не надається ні за яких обставин;

- "нижче рівня Б" - форма звільнення може бути будь-яка, залежно від поєднання інших проектних показників поточної та майбутньої радіаційної обстановки у місці розташування сховища РАВ, а також запропонованих конструктивно-технологічних рішень і властивостей РАВ;

- нарешті, при попаданні розрахункових (проектних) доз потенційного опромінення в інтервал значень між рівнями А та Б, звільнення може надаватися лише у формі обмеженого зі спеціальними вимогами.

* До групи блоків, об'єднаних терміном "регламенти" належить також рівень допустимого поточного опромінення, що дорівнює 10 мкЗв на рік, неперевищення якого є необхідною умовою надання звільнення.

* Обов'язковою у схемі прийняття рішень є процедура зіставлення проектних радіаційних характеристик РАВ з рівнями вилучення, встановленими ОСПУ.

* У нижній правій частині схеми показані три блоки овальної форми, що демонструють три типи рішень відносно можливості (або неможливості) захоронення даних РАВ у сховищах поверхневого типу. Ці три варіанти рішень формулюються так:

- "захоронення допускається в поверхневих сховищах" (що, проте, не забороняє використовувати для захоронення сховища глибинного типу);

- "найбільш прийнятним є глибинне захоронення" (при певному поєднанні умов, які допускають обмежене звільнення зі спеціальними вимогами, можливі також рішення про захоронення РАВ у поверхневі сховища);

- властивості РАВ і зіставлення проектних радіаційних показників з регламентами такі, що "захоронення можливе лише в глибоких стабільних геологічних формаціях".

* Фонове штрихування блоків, що відповідають формам звільнення і видам захоронень, на схемі виконано так, щоб ці блоки можна було легко зіставити з двома основними типами РАВ ("короткоіснуючі" та "довгоіснуючі"), які визначені Законом України "Про поводження з РАВ", 1995, та цим Документом.

* Під типом РАВ, який на схемі коротко визначено як "такий, що визначається індивідуально", розуміється, що можуть бути випадки, коли остаточне рішення відносно кваліфікації типу РАВ (коротко- або довгоіснуючі) встановлюється за індивідуальним погодженням з Регулюючим Органом.

Рис. Д.3.2 Загальна схема формування рішень про типи РАВ та види захоронень

Д.4.1 Відповідно до п. 4.2.5 при аналізі джерел потенційного опромінення третьої групи повинні розглядатися наступні два типи сценаріїв, що можуть призвести до реалізації критичної події, яка спричиняє руйнування (порушення цілісності) сховища РАВ та проникнення радіоактивних речовин у навколишнє середовище.

(а) Сценарії, в рамках яких порушення сховища можливе внаслідок природних процесів та явищ, у тому числі, катастрофічних:

- землетруси;

- потужні паводки, аномальні випадіння опадів, зміни русла річок та інші явища і процеси, що спричиняють повне або часткове затоплення сховища;

- оповзні;

- урагани, смерчі;

- виверження вулканів.

(б) Сценарії, в рамках яких руйнування сховища можливе внаслідок ненавмисного втручання (діяльності) людини:

- будівельні роботи з застосуванням землерийних машин та механізмів;

- геологічні і гірські роботи, що виконуються з метою пошуку і розвідки корисних копалин, враховуючі буріння свердловин, проходження гірських виробіток;

- гірські роботи (будівництво та експлуатація шахт, кар'єрів, експлуатаційних свердловин), які здійснюються з метою видобутку корисних копалин.

Д.4.2 Для оцінки імовірності реалізації в певній місцевості критичної події, пов'язаної зі сценаріями типу (а) (п. Д.4.1), повинна залучатися й аналізуватися вся наявна інформація відносно природних аномальних процесів та явищ, накопичена як у відповідних службах спостереження, так і в історико-архівних документах. Зокрема, перевірці підлягають відомості щодо частоти та інтенсивності зареєстрованих у минулому землетрусів, паводків, ураганів.

У результаті ретроспективного аналізу всієї інформації відносно частоти та інтенсивності аномальних природних процесів та явищ, що спостерігалися у минулому, оцінюється:

- імовірність кожного з вищезгаданих явищ для території, що розглядається;

- оцінка інтенсивності катастрофічних природних явищ, що спостерігалися у минулому, з точки зору їх руйнівних властивостей (наприклад, для землетрусів це оцінка їхньої бальності) як чинника, який визначає вимоги до надійності та стійкості конструкції сховища.

Д.4.3 Стосовно сценаріїв, в яких порушення цілісності сховища може бути зумовлене ненавмисними втручаннями людини, пов'язаними з перерахованими в п. Д.4.1.(б) діями, повинні оцінюватися результати виконаних геологопошукових та геологорозвідувальних робіт з точки зору довготривалої перспективності площ, що розглядаються, на наявність корисних копалин, у тому числі і водоносних пластів.

Якщо такого роду аналіз демонструє перспективність площ, що розглядаються, як джерел корисних копалин, ці території повинні вилучатися з розгляду як можливе місце будівництва сховищ РАВ.

Д.4.4 При розгляді альтернативних варіантів відведення майданчиків під будівництво сховищ РАВ повинна надаватися перевага тим майданчикам і проектним рішенням, в яких за інших рівних умов імовірності реалізації критичних подій в сценаріях типу (а) та (б) виявляються найменшими.

Для зменшення імовірності реалізації сценаріїв, пов'язаних з будівельними роботами, може розглядатися варіант приповерхневого сховища, на глибині більше 10 - 20 метрів.

Вимоги, що стосуються вибору (з різних варіантів) майданчика і технічного рішення таких, що імовірності зруйнування сховища в майбутньому виявляються не тільки прийнятно низькими (відповідними регламентам), але й нижче встановлених регламентів, є однією з важливих форм застосування принципу оптимізації (п. 4.2.9).

Д.4.5 При отриманні дозових оцінок потенційного опромінення від джерел третьої групи не має принципового значення, який із типів вищенаведених сценаріїв критичної події реалізувався: чи була це природна катастрофа, чи ненавмисне втручання людини. Тому далі встановлюється обов'язковий набір з п'яті референтних сценаріїв опромінення(*), який відповідає п'яти головним шляхам формування доз:

- Надходження радіонуклідів з питною водою.

- Надходження радіонуклідів з продуктами харчування.

- Інгаляційний.

- Зовнішнє гама-опромінення, дистанційне та контактне бета-опромінення шкіри.

- Випадкове проковтування дрібних фрагментів речовини РАВ.

Д.4.6 Для кожного з п'яти обов'язкових референтних сценаріїв опромінення далі встановлюється мінімальний, але достатній набір референтних параметрів і характеристик (припущень, допущень), що забезпечують і необхідну консервативність, і реалістичність сценарних дозових оцінок.

Д.4.7 Якщо для даної місцевості, де планується відведення майданчика під сховище РАВ, а також для конкретного складу цих РАВ і запропонованих конструктивно-технологічних рішень є дані відносно інших (у порівнянні з референтними) значень сценарних параметрів, використання яких спричиняє більш високі розрахункові дози потенційного опромінення, тоді повинен використовуватися саме цей (а не референтний) набір параметрів.

Д.4.8 Набори сценарних параметрів, які відрізняються від референтних і використання яких призводить до менш консервативних дозових оцінок (ніж у випадку референтних наборів), допускається лише за умови надання у органи Держсанепідслужби детального обґрунтування такого вибору і отримання відповідного узгодження.

Д.4.9 Сценарій 1. Надходження радіонуклідів з питною водою.

* При формуванні даного сценарію припускається, що незалежно від типу критичної події, яка викликала заповнення тіла сховища водою (протікання атмосферних опадів, підтоплення внаслідок ординарних або аномальних паводків, поступове обводнення місцевості через зміни річищ водних артерій), питома активність цієї води виявляється, з одного боку, максимальною, а з іншого - ця концентрація за рахунок збалансованості водних джерел і стоків підтримується постійною (умова стаціонарності).

* Перерахованим вище умовам відповідає окремий сценарій заповнення водою сховища, за яким постійним "маловодним" джерелом є атмосферні опади. Всі інші, більш "багатоводні" джерела (підвищення рівня ґрунтових вод, паводки та ін.) спричиняються до істотно більшого розбавлення активності радіонуклідів, відповідно меншої їхньої концентрації у потенційному джерелі питного водопостачання, а отже, і до менш консервативних дозових оцінок.

* Приймається, що джерело питного водопостачання (наприклад, криниця) споруджене або безпосередньо над тілом обводненого сховища РАВ, або на несуттєвій відстані від сховища.

* В обох випадках консервативно приймається, що питома радіоактивність питної води не відрізняється від питомої радіоактивності води у зруйнованому сховищі.

* Обсяг питної води, що споживається з забрудненого джерела однією людиною в залежності від віку дорівнює референтним значенням, наведеним в НРБУ-97.

Д.4.10 Сценарій 2. Надходження радіонуклідів з продуктами харчування.

* У цьому сценарії припускається, що радіоактивне забруднення ґрунту відбувається за рахунок рівномірного змішування з ним РАВ зі зруйнованого сховища. Це, зокрема, може відбуватися у випадку екскаваційних або інших ґрунтових робіт.

* У кінцевому підсумку питома радіоактивність продуктивного шару ґрунту досягає 0.1 від питомої активності РАВ. Значення, менш ніж 0.1, не відповідають умові консервативності сценарних оцінок, а вміст у ґрунті більше 10% матеріалів РАВ може зробити такий ґрунт непридатним для сільськогосподарського використання.

* Серед різних варіантів землекористування картоплярство (та рослинництво в цілому) є й достатньо розповсюдженим видом сільськогосподарської діяльності і водночас забезпечує достатньо консервативні оцінки доз внутрішнього опромінення. Використання подібних радіоактивно забруднених ґрунтів під луки та пасовища (м'ясо-молочне виробництво) менш значуще з точки зору формування дози.

* Використовуються також референтні значення річного споживання продуктів рослинництва, вироблених на забруднених РАВ ґрунтах ( НРБУ-97) .

Д.4.11 Сценарій 3. Інгаляція радіоактивних аерозолів.

Цілісність сховища порушена внаслідок рекультивації, екскаваційних або інших ґрунтових робіт, і опромінення населення відбувається за рахунок вдихання радіоактивних аерозолів, що утворюються при вітряному або механічному (антропогенному) підйомі. Розглядаються три окремих сценарних варіанти інгаляції.

Як підсумкове приймається максимальне значення дози, отримане в результаті розрахунків, що використовують як весь заданий в кожному з сценаріїв інтервал AMAD, так і шість референтних вікових груп разом з трьома референтними типами системного надходження (Додаток 2 п. Д.2.2.6 НРБУ-97) .

* Підсценарій 3а. Населення, що проживає безпосередньо на території колишнього сховища, інгалює аерозолі в умовах слабкого запилення. Для цього окремого сценарію встановлюється наступний набір референтних параметрів:

- Частка радіоактивних матеріалів у складі пилу, що інгалюється - 10%;

- Час інгаляції (протягом року) радіоактивних аерозолів - 8760 годин;

- AMAD радіоактивних аерозолів перебуває в діапазоні 0.01 - 30 мкм.

* Підсценарій 3б. Населення періодично присутнє або безпосередньо на території колишнього сховища, або в межах території, забрудненої матеріалами з тіла сховища (наприклад, якщо територія ввійшла до складу зони рекреації та використовується для спортивних ігор).

Референтні параметри сценарію 3б:

- Частка радіоактивних матеріалів у складі інгальованого пилу - 100%;

- Сумарний час (протягом року) інгаляції радіоактивних аерозолів - 100 годин;

- AMAD радіоактивних аерозолів - у діапазоні 0.01 - 30 мкм;

* Підсценарій 3в. Опромінюються особи, зайняті в будівельних, дорожніх або сільсько-господарських роботах (з інтенсивним запиленням) на території колишнього сховища.

Референтні параметри сценарію 3в:

- Частка радіоактивних матеріалів у складі інгальованого пилу 30%;

- Сумарний час (протягом року) інгаляції радіоактивних аерозолів - 100 годин;

- AMAD радіоактивних аерозолів - у діапазоні 0.1 - 100 мкм.

Додатково до трьох викладених вище варіантів сценарію інгаляції в деяких випадках необхідно розглядати інгаляційне надходження радіоактивних пари та газів, що виділяються з тіла сховища, якщо внаслідок властивостей РАВ можливо їхнє утворення.

Всі сценарії накладають обмеження як на сумарну активність окремих радіонуклідів у захороненні, так і на локальну питому активність їх у складі РАВ.

Д.4.12 Сценарій 4. Зовнішнє опромінення.

Зовнішнє опромінення населення може мати місце як в випадку збереження цілісності сховища, так і при його руйнуванні. Опроміненню може підлягати:

- населення, яке безпосередньо проживає в межах території колишнього сховища;

- населення віддалених територій (якщо ґрунт з території сховища був переміщений у результаті ґрунтових робіт);

- населення, що періодично присутнє на території колишнього сховища (наприклад, якщо територія увійшла до складу зони рекреації).

Сценарій обмежує як сумарну активність окремих радіонуклідів у сховищі, так і їхню локальну питому активність у складі РАВ (при розгляді контактного бета-опромінення шкіряних покривів).

Референтні параметри сценарію 4:

* Матеріали, що містяться у сховищі, утворюють верхній шар ґрунту завтовшки 0.15 м.

* Час опромінення протягом року - 2000 годин.

Д.4.13 Сценарій 5. Проковтування дрібних фрагментів речовини РАВ.

Розглядається випадкове проковтування часток радіоактивних матеріалів або забрудненого радіонуклідами ґрунту, наприклад, з забруднених рук при виконанні будівельних, ґрунтових та сільськогосподарських робіт. Для дітей може бути характерне випадкове проковтування часток ґрунту та дрібних фрагментів з тіла сховища. Сценарій обмежує як сумарну активність окремих радіонуклідів у сховищі, так і їхню локальну питому активність у складі РАВ (при розгляді випадкового ковтання дрібних фрагментів з тіла сховища).

Д.4.14 При розрахунку доз потенційного опромінення максимальна консервативність одержуваних оцінок досягається за рахунок виконання ряду умов:

- повинні враховуватися всі без винятку i-ті радіонукліди, присутні в РАВ;

- для кожного i-того радіонукліду, що є родоначальником ланцюга радіоактивного розпаду, у розрахунок повинні залучатися всі його j-ті дочірні продукти розпаду, а також всі можливі k-ті референтні хімічні форми як для материнських, так і для дочірніх радіонуклідів;

- дози повинні розраховуватися для кожного s-того референтного сценарію.

Д.4.15 Ефективна річна доза опромінення, отримана на час t після захоронення РАВ деяким індивідуумом віку t (враховуються всі вікові групи населення, в тому числі діти, які опромінюються внутрішньоутробно, та новонароджені, до яких радіонуклід може надходити з молоком матері), від j-того дочірнього продукту розпаду i-того радіонукліда окремо для кожної хімічної форми та p-того шляху опромінення, буде позначатися індексованим символом , де d означає референтне значення AMAD аерозолів, що вдихаються (тільки для інгаляційного шляху надходження).

Д.4.16 Дотримання вимоги консервативності оцінок річної ефективної дози забезпечується тим, що обирається максимальне значення з того ряду результатів, який отриманий для різних груп населення. Оператор "МАХ" визначає процедуру вибору максимуму серед всіх розглядуваних s-тих сценаріїв, вікових груп t і часів t, для яких досягається максимум. Формально це записується у вигляді формули (Д.4.1), в якій складання проводиться в будь-якій точці:

де: i - індекс радіонукліда, наявного в складі РАВ у початковий момент часу;

j - індекс дочірніх продуктів розпаду i-того радіонукліда;

p - індекс шляху формування доз опромінення у випадку реалізації даного сценарію s;

s - індекс референтного сценарію;

k - індекс референтного типу хімічної сполуки;

d - індекс референтного значення AMAD;

t - час з моменту захоронення РАВ (розглядається інтервал часу, що починається з моменту надання звільнення);

t - вік групи населення, що розглядається;

f - ефективна річна доза;

S - знак суми.

Д.4.17 Річна еквівалентна доза в кришталику ока або шкіряних покривах розраховується так:

де - річна еквівалентна доза в кришталику ока або шкіряних покривах, що формується при реалізації s-того сценарію.

Д.4.18 Для оцінки річних еквівалентних доз в органах та тканинах використовується формула:

Д.4.19 У розрахунках доз потенційного опромінення використовується така саме система референтних параметрів, як і в Додатку 2 НРБУ-97. Необхідні додаткові референтні параметри вказані окремо в описі сценаріїв.

Д.5.1 При вирішенні питання щодо припустимості (неприпустимості) захоронення твердих РАВ у сховище поверхневого типу склад проекту подібного об'єкту повинен відповідати всім вимогам даного документа, включаючи повний опис тих розрахункових процедур, що обґрунтовують запропоновані технічні рішення.

Д.5.2 В порядку попередньої кількісної оцінки припустимості приповерхневого захоронення РАВ може виявитися корисним застосування спрощених розрахунків, які в цілому відповідають положенням даного документа, але приводять до істотно більш консервативних оцінок. Інакше кажучи, якщо результати, отримані по схемі викладеного нижче попереднього аналізу, свідчать про припустимість захоронення у приповерхневих сховищах цих РАВ, тоді і результати обов'язкових детальних розрахунків по формулам (Д. 4.1) - (Д. 4.3) скоріше за все підтвердять цей висновок. В той же час, якщо по схемі попередньої оцінки отримано негативного висновку, то це зовсім не означає, що до такого ж негативного результату приведуть і розрахунки по обов'язковій повній схемі.

Д.5.3 В основу розрахункової схеми попередньої оцінки покладені наступні умови.

* Для кожного з радіонуклідів, що входять до складу РАВ, розглядається лише такий рівень питомої активності, який відповідає її максимальному значенню дози на всьому часовому інтервалі.

Д.5.5 Справедливість нерівності (Д.5.1)(а) забезпечує достатнє обмеження потенційного опромінення за рахунок процесів, до яких втягується вся маса РАВ (або її значна частка). При цьому вважається, що в цьому разі неоднорідності концентрації радіонуклідів в складі РАВ не виявляють істотного впливу на рівень опромінення (наприклад, сценарій забруднення питної води).