Организация работ на АЭС в соответствии с принципом ALARA

Новые Нормы радиационной безопасности (НРБ-99), существенно (в 2.5 раза) ужесточившие основные дозовые пределы облучения персонала, поставили перед АЭС задачи снижения количества персонала с годовой индивидуальной дозой более 20 мЗв и снижения доз облучения до возможно низкого уровня. Эти задачи вытекают из формулировки принципа оптимизации радиационной защиты, получившей в зарубежной практике наименование ALARA[20], – одного из основополагающих принципов обеспечения радиационной безопасности.

Следует заметить, что принцип оптимизации всегда присутствовал в российских Нормах радиационной безопасности, однако высокое значение предельно допустимой дозы (50 мЗв в год в период 1961 – 2001 гг.) позволяло администрации АЭС не обращать на него внимание. С переходом на новые значения основных дозовых пределов этот принцип стал определяющим. Однако формулировка принципа оптимизации обозначает только цель, которая должна быть достигнута, но не содержит описания путей и способов её достижения.

Специалисты западных стран, занимающиеся вопросами радиационной безопасности, разработали и предложили основополагающие правила планирования, подготовки, выполнения и контроля радиационно-опасных работ, применяя которые можно поддерживать дозы облучения на таком низком уровне, достижение которого оправдано[21]. Совокупность этих принципов во всем мире была воспринята как Система управления работами. При правильном применении система управления работами может привести к сокращению числа рабочих, необходимых для выполнения работ, и уменьшению числа человеко-часов, затраченных на ее выполнение, т.е. к минимизации трудозатрат и снижению доз облучения персонала, что и является целью реализации принципа ALARA.

Приняв концепцию «беспорогового» воздействия радиации на организм человека, мы должны принять все необходимые (с учетом экономических и социальных факторов) меры для снижения профессионального облучения персонала вне зависимости от величины получаемой дозы.

Следует отметить, что Система управления работами, будучи предложена специалистами по радиационной безопасности, на самом деле является системой организации и управления работами, т.е. областью деятельности руководителей АЭС всех уровней, участвующих в планировании, подготовке и выполнении работ по ремонту и техническому обслуживанию оборудования АЭС.

Что нужно иметь на АЭС, чтобы организовать работы в духе ALARA?

– На АЭС должна быть разработана специальная программа снижения доз облучения. Полезным при её разработке является проводимый на ряде зарубежных АЭС метод «мозговой атаки», в результате которой, например, на АЭС «Hinley Point A» (Великобритания) были отобраны 500 мероприятий для внедрения.

– На АЭС должны быть созданы необходимые структуры – «Комитет ALARA» (постоянно действующая комиссия при главном инженере АЭС по вопросам радиационной безопасности) и «Группа ALARA» – группа лиц в отделе радиационной безопасности, занимающаяся вопросами контроля, учета и планирования доз облучения персонала.

– На АЭС должны быть разработаны методические документы по ALARA. Полезным подспорьем в решении этой задачи будут рекомендации по оптимизации[22], которые Минатом России выпустил в 2001 г.

– На АЭС должен быть внедрен особый порядок организации радиационно-опасных работ, включающий в себя вовлечение персонала в работу; выбор и планирование работ; подготовку к работе; выполнение работ; анализ и оценку работ, учет полученного опыта.

Рассмотрим составляющие этого «особого» порядка организации работ и, в первую очередь, проблемы вовлечения персонала в работу.

За термином «вовлечение персонала» стоит понятие «создание для персонала таких условий для выполнения работ, при которых работники осознанно выбирают такие способы, приемы и организацию работ, при которых достигаются наивысшие показатели в работе по времени ее выполнения, качеству и безопасности», т.е. работник на всех этапах выполнения работ заинтересован в ее качественном выполнении. Считается, что хороший работник должен сам участвовать в деле снижения дозовых затрат, выполняя работу качественно и с низкими дозовыми затратами. Работник, обученный ALARA-мышлению, избегает облучения автоматически, постоянно и при любых обстоятельствах.

Зарубежный опыт (да и наш собственный) показывает, что при обеспечении заинтересованности работников можно добиться снижения дозовых затрат и повышения качества работ. При обучении и подготовке персонала следует подчеркивать, что внедрение Системы управления работами (методологии ALARA) находится в его интересах. Персонал должен понимать, что он принимает ALARA для своей собственной безопасности (нет «безопасных» доз облучения) и пользы предприятия (а значит, и своей собственной).

Персонал должен автоматически применять меры и способы защиты от ионизирующих излучений, такие как

– защита расстоянием;

– защита временем (быстрая работа);

– использовать средства защиты (всех видов);

– вне работы находиться вдали от источников излучений;

– поддерживать чистоту на рабочем месте;

– поддерживать в процессе работы необходимые контакты со смежниками (исключение задержек);

– участвовать в совершенствовании работы (рационализация, новые инструменты и приспособления, методы проведения работ).

Персонал АЭС должен знать об ALARA, чтобы понимать намерения руководства и быть способным их выполнять.

Другие важные аспекты:

– персонал (рабочие) должен привлекаться к планированию работ;

– при подготовке работы должно учитываться мнение (основанное на опыте) рабочего;

– рабочий должен знать «дозиметрические цели» всей АЭС, своего цеха, подразделения, причем как перспективные (на 5 лет, на год), так и на конкретную работу; данные показатели должны доводиться до сведения персонала (бегущая строка на табло, информационные листы, бюллетени, при проведении инструктажей и т.д.);

– на АЭС должна быть разработана система стимулирования выполнения работ в духе ALARA, формы поощрения должны быть многообразны;

– на АЭС должна применяться требовательность и принуждение (присутствие руководителей среднего звена на рабочих местах персонала, периодические и внезапные обходы, контроль со стороны персонала отдела РБ, инспекции и т.д.).

Важным этапом внедрения философии ALARA является составление перечня «наиболее необходимых работ». Эти работы должны вытекать из требований нормативных документов и быть направлены на поддержание надежной и безопасной эксплуатации АЭС. Как часть «выбора работ» может рассматриваться «Метод отсрочки времени проведения работ». Имеется положительный опыт АЭС Финляндии, Швеции, когда по согласованию с органом надзора за безопасностью сроки выполнения (периодичность) работ, предусмотренные нормативными документами, увеличивались вдвое: с 1-го года до 2-х и с 5 лет до 10.

Всегда необходимость выполнения каждой работы во время останова энергоблока должна быть подвергнута сомнению и выбор работ, включаемых в график ремонта, должен быть основан на результатах анализа: повышается ли от выполнения данной работы уровень безопасности АЭС?

Планирование работ на останов энергоблока должен начинаться за 6 – 9 месяцев. При планировании должен учитываться как собственный, так заимствованный у других АЭС опыт.

Признанным лидером в минимизации продолжительности остановов является АЭС «Ловиза» (Финляндия), где продолжительность ежегодных остановов (1, 2, и 3-й год) составляет 3 недели, останов в четвертый год эксплуатации – 6 – 8 недель.

Дозовых затрат можно избежать, если отказаться от выполнения какой-то работы (с оформлением в установленном порядке), из чего следует принцип ПННН – «прекрасно, но нет необходимости».

Работы, которые не выполняются, не приводят к дозовым нагрузкам и финансовым затратам. Если работа не является необходимой, не делайте ее, даже если она выглядит прекрасно, так как она может привести к дополнительным дозовым нагрузкам.

Специальными исследованиями зарубежных специалистов установлено, что ремонтные рабочие проводят собственно на рабочем месте около 25% времени. Таким образом, даже идеальное обучение рабочего приведет к незначительной экономии времени, и оптимизировать нужно, в большей степени, подготовительные этапы работ, занимающие около 75% рабочего времени.

Важна правильная организация таких подготовительных работ как

– установка временных ограждений;

– установка (разборка) лесов и подмостей;

– наладка режима вентиляции, включая местные отсосы;

– предварительная (и по окончании) дезактивация оборудования (рабочих мест);

– снятие и установка теплоизоляции;

– использование временных защитных экранов (свинцовый лист в полиэтилене, свинцовая дробь в резине и др.).

При организации работ следует также учитывать влияние условий труда и микроклимата на увеличение времени выполнения работ:

– слабая освещенность – 20%

– защитные маски без переговорных устройств – 20%;

– стесненные условия – 20%;

– сильно стесненные условия – 40%.

Оптимальная численность бригады – это минимальное число рабочих, способных выполнить работу вовремя. Предположим, что N человек могут выполнить работу за X часов. Добавляя еще N работников, мы будем иметь в результате 2N человек, выполняющих ту же работу за время, большее, чем X/2 часов. Таким образом, и финансовые затраты, и величина коллективной дозы возрастут с увеличением числа работающих.

Самые большие потери времени, а следовательно, и рост облучаемости, приносят повторные выполнения одной и той же работы. Если, покупая машину, вы руководствуетесь двумя критериями – «дешевая» и «хорошая», то вам потребуется купить две машины. Это то же самое, что сделать работу быстро и хорошо. Вам придется сделать ее дважды: сначала быстро, затем хорошо. В этой связи очень хорошо сформулирована мысль в следующем постулате: «Никогда не хватает времени, чтобы сделать работу хорошо сразу, но всегда найдется время сделать эту работу дважды».

Список работ, которые выполняются дважды, может включать в себя 1) простые работы, такие как сварка, когда после проверки качества сварного шва работа выполняется повторно; 2) большая ошибка – неудачное соединение привода системы управления и защиты с органом регулирования (на АЭС с ВВЭР), в результате чего производится повторное разуплотнение реактора и следует неделя дополнительной работы. Избежать переделок означает сэкономить деньги и дозы.

При непосредственном выполнении работ важным является

– контроль за ходом выполнения работ (производитель и руководитель работ, дежурный дозиметрист, руководитель подразделения, наблюдающий);

– контроль за радиационной обстановкой;

– контроль за допуском в зону строгого режима во время ремонтов и времени нахождения там (для этого на американских АЭС введена должность «вышибалы»);

– сокращение «транзитных» доз (доз, получаемых на этапе подготовки рабочего места, а также доз во время работы, но вне рабочего места);

– выполнение работ в местах, где мощность дозы излучения минимальна;

– создание «зеленых» зон (т.е. зон вне действия источников радиации) для перерывов в работе.

В Системе управления работами эта стадия анализа и оценки работ, учета полученного опыта является заключительной и одновременно первой, поскольку процесс планирования и выполнения работ непрерывен. Анализ выполнения работ особенно важен для часто повторяющихся работ, и все результаты их выполнения должны подвергаться анализу, протоколированию и последующему использованию при планировании работ. Оценка работ должна быть многоплановой и комплексной. Дозиметрические показатели (индивидуальные и коллективные дозы облучения) должны быть увязаны с другими показателями: трудоемкостью работ (чел.-час); временем выполнения работ; количеством персонала; объемом повторных работ; временем задержек.

Обратная связь между людьми, планирующими работы, и непосредственными исполнителями должна быть максимально полной. Это так называемый «внутренний» уровень связи, однако очень полезным может быть и «внешний» уровень обратной связи – обмен данными по результатам выполнения работ на других аналогичных российских и зарубежных АЭС. Обратная связь должна быть настолько действенной, насколько это возможно. Анализ результатов работ может потребовать присутствия на АЭС персонала подрядных организаций после окончания ими работ и оплаты этого дополнительного времени присутствия на АЭС. По крайней мере, на зарубежных АЭС, где Система управления работами применяется, руководство АЭС идет на эти дополнительные затраты.

Описанные методы организации ремонтных работ все шире применяются на российских АЭС. Результатом этой целенаправленной работы стало то, что за последние 10 лет (1994 – 2004 гг.) показатели облучаемости персонала российских АЭС снизились в два раза, а в 2003 г. впервые за всю историю существования атомной энергетики России ни на одной из АЭС не было лиц с годовой дозой более 20 мЗв.

Глава 9

Основные требования нормативных
документов к ОрганизациИ И проведению
радиационного контроля на АЭС

Радиационный контроль является важнейшей и неотъемлемой частью обеспечения радиационной безопасности на радиационно-опасных объектах, к числу которых относятся АЭС. Именно поэтому в основных нормативных документах в области обеспечения радиационной безопасности (НРБ-99, ОСПОРБ-99, ПРБ АС-99,
СП АС-03 и др.) важное место занимают требования к организации радиационного контроля. НРБ-99 и ОСПОРБ-99 устанавливают общие требования, СП АС-03 и ПРБ-АС 99 дополняют и развивают эти требования применительно к атомным станциям.

В соответствии с НРБ-99 целью радиационного контроля является определение степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований нормативов, включая соблюдение основных пределов доз и допустимых уровней при нормальной работе, получение необходимой информации для оптимизации защиты и принятия решений о вмешательстве в случае возникновения радиационных аварий, загрязнения помещений или местности радионуклидами.

В общем случае радиационному контролю подлежат

– радиационные характеристики источников излучения, выбросов в атмосферу, сбросов в поверхностные воды, радиоактивных отходов;

– радиационные факторы, создаваемые технологическим процессом на рабочих местах и в окружающей среде;

– радиационные факторы на загрязненных территориях;

– уровни облучения персонала и населения.

Основными контролируемыми параметрами при эксплуатации АЭС являются

– годовая эффективная и эквивалентная дозы;

– поступление радионуклидов в организм, их содержание в организме для оценки годового поступления;

– объемная или удельная активность радионуклидов в технологических средах, выбросах и сбросах, воздухе, воде, почве, местных пищевых продуктах и др.;

– радиоактивное загрязнение кожных покровов, специальной и личной одежды, обуви, поверхностей оборудования, помещений, транспорта и т.д.;

– мощность дозы облучения в рабочих помещениях, на рабочих местах и в окружающей природной среде;

– плотность потока частиц и т.д.

Конкретные контролируемые параметры, объекты, виды, периодичность, технические средства и методическое обеспечение радиационного контроля, а также состав необходимых помещений и штат работников, осуществляющих радиационный контроль, устанавливаются проектом системы радиационного контроля АЭС. Методическое обеспечение контроля доз профессионального облучения является важнейшим элементом этой системы.

9.1.Организация и методическое обеспечение
контроля доз облучения на АЭС

Задачами методического обеспечения контроля профессионального облучения являются

– обеспечение достоверности результатов дозиметрического контроля;

– оптимизация процедуры определения индивидуальной дозы работника при дозиметрическом контроле;

– унификация требований к приборному обеспечению дозиметрического контроля.

Обеспечение достоверности дозиметрического контроля достигается путем установления общих требований к приемлемой неопределенности результатов дозиметрического контроля[23]. Реализация таких требований позволяет, используя методы и средства радиационного контроля, обладающие приемлемой неопределенностью, не заниматься анализом погрешностей и неопределенностей результатов контроля профессионального облучения и рассматривать результаты контроля как условно истинные величины, не имеющие погрешности.

На АЭС, как правило, используются средства измерения и соответствующие методики определения доз, уровень неопределенности которых ниже установленного уровня приемлемой неопределенности оценки значений дозиметрических величин. Поэтому результаты, полученные с их помощью, считаются лишенными неопределенности, и их можно напрямую сравнивать с пределами доз облучения, установленными НРБ-99.

Дозиметрический контроль персонала вводится для всего персонала АЭС и должен проводиться в соответствии с Регламентом (Программой) дозиметрического контроля. В основе такого Регламента лежат методы группового и индивидуального дозиметрического контроля:

– групповой дозиметрический контроль облучения (ГДК) заключается в определении индивидуальных доз облучения работников на основании результатов измерений характеристик радиационной обстановки в рабочем помещении (на рабочих местах) с учетом времени пребывания персонала в этом помещении;

– индивидуальный дозиметрический контроль облучения (ИДК) заключается в определении индивидуальных доз облучения работника на основании результатов индивидуальных измерений характеристик облучения тела или отдельных органов каждого работника либо индивидуального поступления радионуклидов в организм каждого работника.

Дозиметрические модели, используемые в этих методах, отличаются по сложности и ресурсоемкости. В зависимости от уровня доз профессионального облучения Регламент устанавливает правила выделения отдельных групп персонала, для которых достаточно ограничиться применением малозатратных методов группового контроля.

Очевидно, что требования к неопределенности оценки дозы облучения должны зависеть от уровня облучения: чем выше доза, тем с меньшей неопределенностью следует ее определять, с другой стороны, бессмысленно тратить большие средства на уменьшение неопределенности оценки при определении низких доз облучения.

В нормальных условиях эксплуатации источников излучения для организации контроля облучения персонала устанавливаются уровни введения индивидуального дозиметрического контроля (У_ВК). Значения У_ВК, установленные для АЭС, приведены в табл. 9.1.

Таблица 9.1

Критерии введения индивидуального дозиметрического контроля на АЭС

Индивидуальный дозиметрический контроль используется для определения доз облучения

– персонала в условиях нормальной эксплуатации источника излучения, если по имеющимся данным значение годовой дозы облучения на рабочем месте превышает или по прогнозу может
превысить У_ВК;

– всех лиц, работающих в условиях планируемого повышенного облучения.

Групповой дозиметрический контроль характеризуется значительной неопределенностью оценки индивидуальных доз и может использоваться только в условиях нормальной эксплуатации источника, если по имеющимся данным значение годовой дозы облучения на рабочих местах не превышает или по прогнозу не может превысить У_ВК. Использование методов группового дозиметрического контроля при выполнении работ в условиях планируемого повышенного облучения недопустимо.

Для целей оперативного управления источником облучения персонала устанавливаются контрольные уровни. Контрольный уровень не является допустимым значением контролируемой величины. Он используется для определения необходимых действий, когда значение контролируемой величины превышает или по прогнозу должно превысить контрольный уровень. Действия, которые будут предприняты, должны быть определены при установлении контрольных уровней. Они могут изменяться от простой регистрации информации, проведения исследований в целях выяснения причины наблюдаемых изменений в радиационной обстановке и оценки последствий вплоть до проведения вмешательства в процесс эксплуатации источника путем проведения мероприятий для обеспечения условий более безопасной эксплуатации источника и, как следствие, уменьшения индивидуальной годовой эффективной дозы облучения персонала. Значения контрольных уровней устанавливаются таким образом, чтобы были гарантированы

– соблюдение основных пределов доз;

– планомерное снижение облучения персонала, радиоактивного загрязнения окружающей среды и, следовательно, повышение надежности источника и снижение его опасности.

При установлении контрольных уровней учитывается

– достигнутый уровень радиационной безопасности и защиты персонала;

– облучение всеми подлежащими контролю источниками;

– вариация параметров радиационной обстановки в границах, определяющих условия нормальной эксплуатации источника излучения;

– неопределенность результатов контроля.

В рамках группового дозиметрического контроля используют элементарную модель определения индивидуальных доз, которая включает в себя

– расчет индивидуальных доз облучения по результатам контроля радиационной обстановки (КРО) на рабочих местах;

– распространение на объект контроля стандартных условий облучения.[24]

Приборы, предназначенные для контроля радиационной обстановки и индивидуального дозиметрического контроля, применение которых допускается в радиационном контроле внешнего облучения фотонами и нейтронами, должны характеризовать поле излучения и его возможное воздействие на человека в операционных величинах:

– H_р(d) – индивидуальный эквивалент дозы;

– H^*(d) – амбиентный эквивалент дозы.

Определение индивидуального эквивалента дозы является задачей ИДК, определение амбиентного эквивалента дозы в рабочих помещениях – задачей ГДК. Использование операционных величин в радиационном контроле нацелено на консервативную оценку значений соответствующих нормируемых величин.

Соответствие между нормируемыми и операционными величинами при индивидуальном и групповом контроле иллюстрируют табл. 9.2 и 9.3.

Таблица 9.2

Соответствие между нормируемыми и операционными
величинами при индивидуальном дозиметрическом контроле внешнего облучения

Основными задачами, решаемыми при индивидуальном контроле внутреннего облучения персонала АЭС, являются

– систематическое измерение содержания радионуклидов во всем теле, легких или в щитовидной железе;

– расчет поступления радионуклидов в организм;

– расчет ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения.

В качестве контролируемой величины при этом виде контроля выбрана величина поступления радионуклида. Определение этой величины проводится по результатам измерений объемной активности радионуклидов в рабочих помещениях (при ГДК) или по результатам измерений активности радионуклидов в теле человека (при ИДК).

Таблица 9.3

Соответствие между нормируемыми и операционными
величинами при групповом дозиметрическом контроле внешнего облучения