CC BY
28ва и объекты в области использования атомной энергии». В ст. 2 п. 1.7. ФЗ от 8 марта 2011 г. № 35: работники эксплуатирующих организаций обязаны проходить медицинские осмотры и ПФО в медицинских организациях, подведомственных уполномоченному федеральному органу исполнительной власти. В соответствии со ст. 2 п. 2. ФЗ № 35 работники, не прошедшие медицинские осмотры и ПФО, не допускаются к ведению работ в области использования атомной энергии и отстраняются от работы в соответствии со ст. 76 Трудового кодекса РФ.
Заключение. В настоящее время имеются все предпосылки для скорейшего внедрения ПФО в систему медицинского обеспечения работников радиационно- и ядерно-опасных производств, что будет способствовать повышению профессиональной надежности этой категории лиц.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Бобров А.Ф., Торубаров Ф.С., Щебланов В.Ю. // Место и роль психофизиологического обследования в системе обеспечения лиц опасных профессий: Материалы IX Всерос. конгресса «Профессия и здоровье» и IV Всерос. съезда врачей-профпатологов. Москва, 24—26 ноября 2010 г. С. 73—75.
2. Бушманов А.Ю., Торубаров Ф.С., Сорокин А.В. / / Система медико-психофизиологического обследования работников атомных электростанции России: Тезисы Всерос. научно-исследовательской конференции. 11—12 ноября 2004 г. С. 14—16
3. Бушманов АЮ, Щебланов В.Ю., Бобров А.Ф., Торубаров Ф.С. // Медицинские и психофизиологические мероприятия в экспертизе профпригодностии и профессиональной реабилитации работников потенциально опасных предприятий: Материалы VII Всерос. конгресса «Профессия и здоровье». Москва, 25—27 ноября 2009 г. С. 95—98
4. Гончаров С.Ф., Жаров И.Б., Лядов К.В. и др. УДК 621.039.58
«Профессиональная и медицинская реабилитация спасателей». М., 1999.
5. Положение по организации медицинских осмотров и психофизиологических обследований работников объектов использования атомной энергии. Москва, 1998.
6. Торубаров Ф.С., Зверева З.Ф., Исаева Н.А. // Психофизиологическое обследование в комплексной оценке состояния здоровья персонала радиационных и ядерных предприятий и производств: Материалы VII Всерос. конгресса «Профессия и здоровье». Москва, 25—27ноября
2009 г. С. 502—503.
7. Торубаров Ф.С., Котенко К.В. // Современные подходы к охране труда и здоровья работников радиационных и ядерно опасных предприятий и производств.Третий международный конгресс. Сочи, 2011. С. 275—276.
8. Торубаров Ф.С., Кочетков О.А. // Журн. мед. экстремальных ситуаций. 2011. № 4. С. 39—51.
9. Торубаров Ф.С., Кочетов О.А., Бушманов А.Ю. и др. // Журн. атомной энергетики России. 2003. № 1
(48). С. 40—42.
10. Торубаров Ф.С., Приходько А.Е. Медицинские и психофизиологические подходы к отбору руководящих работников объектов, использующих атомную энергию.
М., 2000.
Поступила 28.08.12
СВЕДЕНИЯ ОБ АВТОРАХ:
Торубаров Феликс Сергеевич,
зав. лабораторией, врач-невролог, канд. мед. наук., профессор. E-mail: [email protected] Исаева Надежда Анатольевна,
врач-невролог, ст. научн. сотрудник, канд. мед. наук.
Тел./факс 8 (499) - 190-94-66
Зверева Зоя Федоровна,
врач-электрофизиолог, ст. научн. сотрудник, докт.
мед. наук. Тел./факс 8 (499) - 190-94-66 Денисова Елена Анатольевна,
мед. психолог. Тел./факс 8 (499) - 190-94-66 Метляева Нэля Андреевна,
ведущий научн. сотрудник, канд. мед. наук. E-mail: [email protected]
В.И. Рубцов, В.Н. Клочков, Д.П. Осанов, И.О. Чибаков
ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ И ИНДИВИДУАЛЬНОЙ ЗАЩИТЫ ПЕРСОНАЛА ПРИ ПРОВЕДЕНИИ РАБОТ В УСЛОВИЯХ ВНЕШНЕГО ОБЛУЧЕНИЯ
ФГБУ ФМБЦ им. А.И. Бурназяна ФМБА России, Москва
В статье проанализированы современные научные подходы и практические достижения в области организации индивидуальной защиты персонала при проведении работ в условиях внешнего облучения и загрязнения воздуха и поверхностей радиоактивными веществами. Изложены пути
совершенствования средств индивидуальной защиты (СИЗ). Показана ошибочность достаточно распространенных в настоящее время попыток создания СИЗ от гамма-излучения с энергией более 0,1 МэВ.
Актуальность проблемы создания легких СИЗ от бета-излучения и мягкого фотонного излучения в настоящее время существенно возросла в связи с предложенным МАГАТЭ снижением годовой эквивалентной дозы профессионального облучения хрусталика глаза со 150 до 20 мЗв — это требует создания легких и удобных в работе защитных щитков (очков) по отношению к бета-излучению и фотонному излучению с энергией до 0,06 МэВ.
Ключевые слова: средства индивидуальной защиты, внешнее облучение, облучение хрусталика глаза, гамма-излучение, бета-излучение.
V.I. Rubtsov, V.N. Klochkov, D.P. Osanov, I.O. Chibakov. Assurance of safety and personal protection of the personnel working in conditions of external radiation exposure
FSBI Burnazyan FMBC of FMBA of Russia, Moscow
The article contains detailed analysis of current scientific approaches and practical achievements in organizing personal protection of the personnel working in conditions of external radiation exposure and air and surface contamination with radioactive substances. The ways of improvement of personal protection equipment are described. The incorrectness of attempts to create PPE from gamma radiation with the energy of over 0,1 MeV — which are currently quite common — is shown.
Today the challenge of creating light PPE from beta radiation and soft photon radiation becomes more urgent due to decreasing the annual equivalent dose of occupational exposure of the crystalline lens from 150 to 20 mSv proposed by IAEA. This requires creation of light and usable protective visors (goggles) from beta radiation and photon radiation with the energy of up to 0,06 MeV.
Keywords: personal protective equipment, external radiation exposure, exposure of crystalline lens, gamma radiation, beta radiation
Основной особенностью условий труда персонала на предприятиях атомной промышленности и энергетики является возможность воздействия радиационных факторов. В настоящее время роль радиационного фактора в помещениях постоянного пребывания персонала, в которых работники находятся в течение всего рабочего дня, минимальна, и дозы облучения, как правило, не превышают фоновых значений.
Роль радиационного фактора значима в помещениях периодического пребывания персонала, особенно при проведении ремонтных работ со вскрытием технологического оборудования, приводящих к загрязнению радиоактивными веществами воздуха рабочей зоны, поверхностей помещений и оборудования. В этом случае радиационная опасность обусловлена двумя факторами: внешним облучением от источников ионизирующих излучений и внутренним облучением от радиоактивных веществ, попавших в организм и находившихся ранее на загрязненных поверхностях рабочих помещений, оборудования, спецодежды, а также в воздухе в виде аэрозолей, газов и паров. В последнем случае радиационное воздействие имеет более сложный комплексный характер, т.к. обусловлено как внешним облучением (гамма и бета-облучение), так и внутренним облучением за счет поступления радионуклидов в организм ингаляционным, перкутанным и пероральным путем.
Цель исследования — оценка возможности и целесообразности разработки и внедрения СИЗ от внешнего облучения для персонала при выполнении штатных и нештатных работ.
М а т е р и а л ы и м е т о д и к и. При выполнении настоящей работы были использованы результаты экспериментальных исследований защитных свойств различных материалов по отношению к бета- и гамма-излучению, а также применены расчетные методы определения оптимальных параметров защитных материалов с использованием стандартных и оригинальных компьютерных программ.
Р е з у л ь т а т ы и и х о б с у ж д е -н и е. Безопасность персонала при воздействии радиационного фактора обеспечивается, в первую очередь, коллективными средствами: защитными экранами, защитными стенками, боксами, применением оборудования для дистанционного обращения с источниками излучений (защита расстоянием), очисткой воздуха за счет работы приточно-вытяжной вентиляции, дезактивацией загрязненных поверхностей. Один из важнейших путей обеспечения радиационной безопасности — ограничение времени работы в условиях радиационного воздействия, которое устанавливается в наряде-допуске, обязательно оформляемом при проведении радиационно опасных работ (защита временем).
Однако, как правило, при проведении ремонтных работ и особенно в условиях нештатных и аварийных ситуаций не удается обеспечить безопасность персонала только за счет организационных мероприятий и коллективных средств защиты. Поэтому в этих условиях часто применяются СИЗ, которые являются последним барьером, защищающим работника от воздействия вредных и опасных факторов как радиационной, так и нерадиационной природы.
СИЗ от внешнего и внутреннего облучения принципиально отличаются: для защиты от бета-и гамма излучений необходимы СИЗ достаточно большой массы, изготовленные из материалов, эффективно поглощающих бета- или гамма-излучения. СИЗ органов дыхания и кожных покровов, предотвращающие поступление радионуклидов в организм и на кожные покровы, изготавливают из фильтрующих или изолирующих материалов. Сочетание защитных свойств от внешнего и внутреннего облучения в одном изделии достаточно трудно и, как правило, неоправданно.
Создание носимых человеком СИЗ от внешнего облучения является гораздо более трудной задачей, чем разработка стационарных или передвижных защитных экранов, защитных кабин, боксов и другого оборудования. Эти трудности обусловлены достаточно жесткими требованиями к массе СИЗ, носимых человеком для защиты от вредных и опасных факторов внешней среды. По эргономическим требованиям масса всего комплекта СИЗ, который здоровый и тренированный человек средних физических кондиций может носить без значительного напряжения функциональных систем организма и без существенного снижения работоспособности, составляет около 20 кг. При большей массе СИЗ неизбежно происходит снижение работоспособности, что требует увеличения пребывания в зоне повышенных уровней внешнего облучения. Возрастает также вероятность получения травм в результате падения.
Если учесть, что высокие уровни внешнего облучения, как правило, сочетаются с высокими уровнями радиоактивного загрязнения поверхностей и большой объемной активностью воздуха, то в состав защитного комплекта СИЗ должно входить изолирующее средство индивидуальной защиты органов дыхания, имеющее массу 5 —10 кг. Таким образом, масса защитного костюма реально не должна превышать 10—15 кг. Если учесть, что площадь поверхности защитного костюма составляет около 3 м2, то для изготовления костюмов можно применять материалы, с массовой поверхностной плотностью до 0,5 г/см2. Применение материалов с большей поверхностной плотностью допустимо только на
ограниченной поверхности изделий, например, в области ладоней, стоп, которые часто имеют минимальное расстояние до источника излучения.
Такие жесткие требования делают практически невозможным создание СИЗ от внешнего гамма-излучения. Достаточно открыть любой справочник по защите от ионизирующих излучений, например, один из лучших справочников на данную тему, подготовленный В.П. Машко-вичем [2], чтобы получить информацию о наиболее эффективных материалах для защиты от гамма-излучения. Кванты гамма-излучения при прохождении через вещество теряют энергию за счет трех основных процессов: фотоэффект, ком-птоновское рассеяние и образование электрон-позитронных пар. Вероятность этих эффектов растет с ростом атомного номера элемента. Для тяжелых элементов фотоэффект преобладает в диапазоне энергий гамма-квантов до 0,2—0,3 МэВ, в диапазоне от 0,2—0,3 МэВ до 1,5—2 МэВ основную роль играет комптон-эффект, при больших энергиях — эффект образования пар.
Защитные свойства всех веществ уменьшаются с ростом энергии гамма-квантов. В табл. 1 представлены толщины защиты различных материалов, обеспечивающие двукратную защиту от гамма-излучения различной энергии. Из этой таблицы видно, что наилучшие защитные материалы (свинец, вольфрам) обеспечивают всего лишь двукратную защиту от гамма-излучения с энергией 0,1 МэВ при толщине защитного слоя 1,1 — 1,3 г/см2, то есть при толщине, вдвое большей установленной по эргономическим соображениям. При большей энергии гамма-излучения требуемая толщина защитного слоя из свинца и вольфрама превышает 0,5 г/см2 в десятки раз. Следует отметить, что на реальных объектах атомной энергетики и промышленности, например на АЭС, в помещениях периодического пребывания персонала поля гамма-излучения формируются за счет излучения (Еу = 0,667 МэВ), 60Со (Еу = 1,25 МэВ) и других радионуклидов с энергией
Т а б л и ц а 1
Толщина защитного слоя, обеспечивающего двукратную защиту от гамма-излучения
Энергия гамма-излучения, МэВ Толщина защитного слоя, г/см2
Вода Железо Свинец Вольфрам
0,1 21 6,312 1,134 1,351
0,3 28 14,202 3,402 4,825
0,6 27 22,092 7,938 8,299
1,25 28 54,441 17,01 21,23
излучения в диапазоне от 0,15 до 1 МэВ. За счет многократного рассеяния при прохождении излучения через защитные материалы спектр гамма-излучения несколько изменяется и его максимум располагается в диапазоне 0,3—0,5 МэВ.
Таким образом, создание носимых человеком СИЗ от жесткого гамма-излучения невозможно. Имеющаяся в проспектах различных фирм и в Интернете информация рекламного характера о эффективных СИЗ от гамма-излучения противоречит фундаментальным законам физики и не подтверждена результатами сертификационных испытаний.
В атомной промышленности имеется ограниченное количество производственных участков, радиационную обстановку на которых определяет мягкое фотонное излучение. Одним из примеров таких производств является производство связанное с плутонием, на котором фотонное излучение формируется излучением 241Ат (энергия квантов 0,059 МэВ). Наш опыт показал, что для подобных условий создание СИЗ для защиты от гамма-излучения с коэффициентом защиты 5—10 является возможным, но не в виде полных костюмов, а в виде изделий для защиты отдельных частей тела: радиационно-защитных перчаток, фартуков, нарукавников и т.п. В России налажено мелкосерийное производство подобных радиаци-онно-защитных СИЗ по заявкам потребителей.
Существенно отличной является ситуация при выборе защитных материалов от бета-излучения. Бета-частицы при прохождении через вещество теряют энергию за счет рассеяния при взаимодействии с электронами, находящимися на электронных оболочках атомов. Наибольшее количество электронов в расчете на единицу массы вещества имеет водород (1Н — 1 электрон на одну атомную единицу массы). В два раза меньше электронов в расчете на единицу массы содержат углерод, азот, кислород и другие легкие элементы (12С, 160 — 0,5 электрона на одну атомную единицу массы). Именно эти элементы входят в состав большинства полимерных материалов. Для сравнения: тяжелые элементы содержат меньше электронов в расчете на единицу массы (207РЬ, 184^ — 0,4 электрона на одну атомную единицу массы). Поэтому по защитной эффективности наилучшими защитными материалами по отношению к бета-излучению являются полимерные материалы с максимальным содержанием атомов водорода, например полиэтилен. Эти же материалы являются наилучшими по другому показателю: выходу тормозного излучения. При прохождении через вещество часть энергии бета-частиц переходит в тормозное излучение с энергией, определяемой энергией тормозящихся бета-частиц, от
которого, так же как от гамма-излучения, СИЗ не защищают. Поскольку выход тормозного излучения увеличивается при переходе от легких элементов к тяжелым примерно в 10 раз, вывод по защитным свойствам также в пользу легких элементов. Выход тормозного излучения на полиэтилене составляет 0,1 %, а на свинце — до 17 %.
Проведены расчеты доз облучения персонала при работе в помещениях, в которых поверхности загрязнены бета-гамма-активными нуклидами, характерном для АЭС России в условиях нормальной эксплуатации [1]. Результаты расчетов показали, что защита кожных покровов от бета-излучения в этих условиях неактуальна, т.к. мощность эффективной дозы, обусловленной гамма-излучением радионуклидов, отнесенная к пределу эффективной дозы по НРБ-99/2009 [4] (20 мЗв/год), больше чем мощность эквивалентной дозы облучения кожных покровов, отнесенная к пределу эквивалентной дозы облучения кожи по НРБ-99/2009 (500 мЗв/год). Ситуация существенно меняется в случае аварийного выброса радионуклидов из реактора, а также при проведении ремонтных работ на вскрытом технологическом оборудовании первого контура реактора: в составе загрязнения в этих условиях могут присутствовать нуклиды с большим выходом жесткого бета-излучения (например, 141Се, 144Се). Расчеты показывают, что в этом случае необходима защита кожных покровов от бета-излучения с помощью СИЗ с коэффициентом защиты около 10.
К аналогичным выводам приводит анализ необходимости защиты хрусталика глаза. Согласно примечанию к табл. 3.1 НРБ-99/2009 «предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц». Следовательно, в настоящее время при штатной работе оборудования специальная защита кожных покровов и хрусталика глаза не нужна. Ситуация принципиально изменится после введения в России новых норм радиационной безопасности, учитывающих рекомендованные в Основном стандарте безопасности МАГАТЭ [3] новые пределы доз облучения хрусталика глаза: эквивалентная доза в хрусталике глаза 20 мЗв в год, усредненная за пять последовательных лет (100 мЗв за 5 лет), и 50 мЗв за любой отдельный год.
В этом случае хрусталик глаза становится своеобразным «критическим органом», лимитирующим облучение персонала. Поэтому придется применять специальные СИЗ для защиты хрусталика глаза от облучения (щитки или очки).
Расчет оптимальной толщины материала для защиты от бета-излучения является нетривиальной задачей, поскольку реальный спектр бета-излучения является непрерывным, к тому же он
деформируется за счет потери энергии бета-частиц на пути от источника до кожных покровов и хрусталика глаза работника. Нами по специально разработанным методикам и программам были выполнены расчеты толщины защитного полимерного материала для СИЗ от бета-излучения [1]. Они показали, что для защиты от бета-излучения оптимальной является толщина материала 0,4 — 0,5 г/см2. Такой материал обеспечивает коэффициент защиты в диапазоне от 10 до 40 в зависимости от состава бета-активных нуклидов, присутствующих в источнике излучения. Из такого материала целесообразно изготавливать СИЗ кожных покровов аварийного назначения, а также щитки или очки для защиты хрусталика глаза.
Но ограничиться только защитой хрусталика глаза от бета-излучения нельзя — необходима защита и от гамма-излучения. Данные, приведенные в Публикации 74 МКРЗ [7], позволяют рассчитать отношение эквивалентной дозы в хрусталике к эффективной дозе в диапазоне энергии фотонного излучения от 0,01 до 10 МэВ (см. табл. 2). Полученные результаты показывают, что в диапазоне энергий гамма-излучения от 0,06 до 10 МэВ эквивалентная доза в хрусталике численно превышает эффективную дозу примерно на 20 %. А в диапазоне менее 0,05 МэВ это превышение достигает нескольких раз и даже десятков раз.
Поэтому в слой прозрачного полимерного материала щитка или очков, защищающих от бета-излучения, расположенный ближе к коже и глазам, необходимо ввести добавки, эффективно ослабляющие фотонное излучение в указанном диапазоне энергий.
Анализ защитных свойств различных элементов показал, что диапазоне энергий фотонов от 0,01 до 0,06 МэВ наиболее эффективными являются некоторые редкоземельные элементы, олово, вольфрам, барий и свинец. Для определения минимального количества добавок и оптимального вклада каждого элемента необходимо провести набор информации о спектрах фотонного излучения в диапазоне от 0,01 до 0,06 МэВ на различных производственных участках предприятия атомной промышленности и энергетики.
При этом следует подчеркнуть, что невозможно создать очки или щитки, обеспечивающие защиту хрусталика от гамма-излучения с энергией более 0,1 МэВ. Это означает, что снижение допустимой среднегодовой эквивалентной дозы облучения хрусталика до 20 мЗв приведет к необходимости ограничения допустимой среднегодовой эффективной дозы до 16—17 мЗв.
В ы в о д ы. 1. В условиях воздействия внешнего ионизирующего излучения защи-
Т а б л и ц а 2
Отношение эквивалентной дозы в хрусталике глаза к эффективной дозе
Энергия Отношение эквивалентной дозы
фотонного в хрусталике глаза к эффективной дозе
излучения, Для фронтального Для изотропного
МэВ облучения облучения
0,010 46,55 32,36
0,015 16,52 19,19
0,02 7,48 10,08
0,03 2,88 3,66
0,04 1,69 1,96
0,05 1,28 1,45
0,06 1,14 1,26
0,07 1,09 1,19
0,08 1,08 1,18
0,10 1,10 1,21
0,15 1,13 1,28
0,20 1,16 1,28
0,30 1,17 1,27
0,40 1,17 1,26
0,50 1,16 1,24
0,60 1,15 1,22
0,80 1,13 1,19
1 1,11 1,17
2 1,06 1,13
4 1,00 1,11
6 0,00 1,11
8 0,00 1,11
10 0,94 1,11
та персонала, осуществляющего ремонтные работы, и персонала АСФ должна обеспечиваться прежде всего организационными мероприятиями и коллективными средствами защиты. 2. СИЗ должны применяться для защиты от бета- и мягкого фотонного излучения (0,01 — 0,06 МэВ), значимость которого возрастает в соответствии с новыми международными стандартами безопасности. 3. Материалы для защиты от бета- и мягкого фотонного излучения должны в лобовом слое содержать легкие химические элементы, а в слое, обращенном к телу человека, — тяжелые химические элементы, эффективно поглощающие фотонное излучение. 4. В России налажено мелкосерийное производство необходимых радиаци-онно защитных СИЗ, которые имеются в большинстве АСФ и на основных участках производства, где есть мягкое фотонное излучение либо проводятся работы с чистыми
бета-излучателями. Применение этих СИЗ регламентируется Типовым табелем [6] и Типовыми отраслевыми нормами [7].
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Клочков В.Н. // Аппаратура и новости радиационных измерений. 2009. № 2 (57). С. 27—36.
2. Машкович В.П. Защита от ионизирующих излучений: Справочник. 3-е изд., перераб. и доп. М.: Энер-гоатомиздат, 1982.
3. Радиационная защита и безопасность источников излучения: Международные основные нормы безопасности. Промежуточное издание. Вена: МАГАТЭ, , 2011.
4. Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523 — 09 «Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009. Утв. Постановлением Главного гос. сан. врача РФ от 07.07.2009 г. № 47. Зарегистрированы Министерством юстиции РФ 14.08.2009 г., рег. № 14534.
5. Типовой табель оснащения средствами индивидуальной защиты аварийно-спасательных формирований Госкорпорации «Росатом». Утв. заместителем Генерального директора по ядерной и радиационной безопасности Гос. корпорации по атомной энергии «Росатом» 02.06.2008.
6. Типовые нормы бесплатной выдачи специальной одежды, специальной обуви и других средств индивидуальной защиты работникам предприятий по добыче
и переработке урановых руд, по обращению с ураном и его соединениями, по изготовлению топлива для ядерных реакторов и по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях, занятым на работах с вредными и (или) опасными условиями труда, а также на работах, выполняемых в особых температурных условиях или связанных с загрязнением. Утв. Приказом Министерства здравоохранения и социального развития РФ от 24.12.2009 г. № 1028н. Зарегистрированы Министерством юстиции РФ от 16.02.2010 г. № 16444.
7. ICRP Publication 74: Conversion Coefficients for use in Radiological Protection against External Radiation. 1997: Annals of the ICRP Vol. 26/3.
Поступила 28.08.12
СВЕДЕНИЯ ОБ АВТОРАХ:
Рубцов Виктор Иванович,
зав. лабораторией, докт. техн. наук. E-mail: fmbc-fmba@bk .ru Клочков Владимир Николаевич,
ведущий научн. сотрудник, докт. техн. наук. E-mail: fmbc-fmba@bk .ru Осанов Дмитрий Павлович,
ведущий научн. сотрудник, докт. техн. наук. E-mail: fmbc-fmba@bk .ru Чибаков Игорь Олегович,
ст. научн. сотрудник. E-mail: [email protected]
УДК 621.039.7:65.012.8
С.Г. Монастырская, О.А. Кочетков, В.Г. Барчуков, Л.И. Кузнецова
ПРОБЛЕМЫ РЕГУЛИРОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ОБРАШЕНИИ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ В РОССИИ
ФГБУ ФМБЦ им. А.И. Бурназяна ФМБА России, Москва
В статье на основе анализа требований Федерального закона № 190-ФЗ «Об обращении с радиоактивными отходами (РАО) и о внесении изменений в отдельные законодательные акты Российской Федерации», действующих и планируемых к изданию нормативно-законодательных документов по обеспечению радиационной безопасности персонала и населения показаны проблемы регулирования, возникающие в связи с различными подходами Роспотребнадзора, ФМБА России, Ростехнадзора и Минприроды к классификации и категорированию РАО, захоронению, выводу из-под регулирующего контроля и т. д. Сформулированы предложения по совершенствованию системы регулирования безопасности при обращении с РАО и взаимодействию различных ветвей органов власти.
Ключевые слова: радиоактивные отходы, регулирование безопасности, классификация, вывод из-под контроля.
S.G. Monastyrskaya, O.A. Kochetkov, V.G. Barchukov, L.I. Kuznetsova. Problems of safety regulation under radioactive waste management in Russia
State research center Burnasyan FMBC of the FMBA of Russia, Moscow
