Крутиков В.Н., Брегадзе Ю.И., Круглов А.Б. (ред.) Контроль физических факторов окружающей среды, опасных для человека

Подождите немного. Документ загружается.

Предотвращаемая доза за первые 10 суток, мГр

На все тело Щитовидная железа, легкие, кожа

Меры защиты

Уровень А Уровень Б Уровень А Уровень Б

Укрытие 5 50 50 500

Йодная профилактика:

- Взрослые - - 250

2500

- Дети - - 100

1000

Эвакуация 50 500 500 5000

Только для щитовидной железы

Таблица 3.6

Критерии для принятия решений об отселении и ограничении потребления

загрязненных пищевых продуктов

Предотвращенная эффективная доза, мЗв

Меры защиты

Уровень А Уровень Б

Ограничение потребления загрязненных

продуктов питания и питьевой воды

5 за первый год

1/год в последующие годы

50 за первый год

10/год в последующие годы

База нормативной документации: www.complexdoc.ru

191

Предотвращенная эффективная доза, мЗв

Меры защиты

Уровень А Уровень Б

50 за первый год 500 за первый год

Отселение

1000 за все время отселения

На поздних стадиях радиационной аварии, повлекшей за собой загрязнение

обширных территорий долгоживущими радионуклидами, решения о защитных

мероприятиях принимаются с учетом сложившейся радиационной обстановки и

конкретных социально-экономических условий.

Решения применительно к последствиям аварийных прецедентов и локальных

радиоактивных загрязнений принимаются на основе критериев вмешательства на

загрязненных территориях, приведенных в приложении 3.2.

Таблица 3.7

Критерии для принятия решений об ограничении потребления загрязненных

продуктов питания в первый год после возникновения аварии

Удельная активность радионуклида в пищевых продуктах, Бк/кг

Радионуклиды

Уровень А Уровень Б

131

134

Cs,

137

Cs 1 10

Sr 0,1 1,0

238

Pu;

239

Pu,

241

Am 0,01 0,1

Примерно по этому варианту принимались решения при ликвидации

последствий аварии на Чернобыльской АЭС. Мероприятия, проводимые в рамках

ликвидации последствий аварии на ЧАЭС, и необходимость контроля

радиационной обстановки и радиационной безопасности населения на обширных

База нормативной документации: www.complexdoc.ru

192

территориях способствовали разработке законодательной, нормативной и

методической базы (в том числе, дозиметров для населения - бытовых дозиметров)

для эффективного контроля радиационной обстановки в различных ситуациях.

Были разработаны санитарные правила и нормы, включающие в себя

гигиенические требования к качеству и безопасности продовольственного сырья и

пищевых продуктов (в том числе, по радиационному фактору) [37], гигиенические

требования к качеству воды [38], допустимые уровни содержания радионуклидов

осколочного происхождения в продукции лесного хозяйства [41], гигиенические

требования и допустимые уровни физических факторов товаров народного

потребления [42]. Нормативы качества и безопасности (по радиационному

признаку) для человека продовольственного сырья и пищевых продуктов

приведены в приложении 3.3., допустимые уровни содержания цезия-137 и

стронция-90 в продукции лесного хозяйства в приложении 3.4.

Критерии принятия решений и производные уровни для ограничительных мер

при авариях с диспергированием преимущественно урана, плутония, других

трансурановых элементов устанавливаются специальным нормативным

документом.

3.4.4. Требования к контролю за выполнением установленных

норм

Радиационный контроль является важнейшей частью обеспечения радиационной

безопасности, начиная со стадии проектирования радиационноопасных объектов.

Он имеет целью определение степени соблюдения принципов радиационной

безопасности и требований нормативов, включая не превышение установленных

основных пределов доз и допустимых условий при нормальной работе, получение

необходимой информации для оптимизации защиты и принятия решений о

вмешательстве в случае радиационных аварий, загрязнения местности и зданий

радионуклидами, а также на территориях и в зданиях с повышенным уровнем

природного облучения. Радиационный контроль осуществляется за всеми

источниками излучения, кроме упомянутых в п. 3.4.1, на которые не

распространяется действие норм НРБ-99.

Радиационному контролю подлежат:

радиационные характеристики источников излучения, выбросов в атмосферу,

жидких и твердых радиоактивных отходов;

радиационные факторы, создаваемые технологическим процессом на рабочих

местах и в окружающей среде;

радиационные факторы на загрязненных территориях и в зданиях с

повышенным уровнем природного облучения;

База нормативной документации: www.complexdoc.ru

193

уровни облучения персонала от всех источников излучения, на которые

распространяются действующие Нормы.

Основными контролируемыми параметрами являются:

годовая эффективная и эквивалентные дозы;

поступление радионуклидов в организм и их содержание в организме для

оценки годового поступления;

объемная и удельная активность радионуклидов в воздухе, воде, продуктах

питания, строительных материалах и др.;

радиоактивное загрязнение кожных покровов, одежды, обуви, рабочих

поверхностей;

доза и мощность дозы внешнего излучения;

плотность потока частиц.

Переход от измеряемых (операционных) величин к нормируемым определяется

специальными методическими указаниями [14 - 17].

Государственный надзор за выполнением Норм радиационной безопасности

осуществляют органы Госсанэпиднадзора и другие органы, уполномоченные

Правительством Российской Федерации в соответствии с действующими

нормативными актами.

Контроль за соблюдением Норм в организациях, независимо от форм

собственности, возлагается на администрацию этой организации. Контроль за

облучением населения возлагается на органы исполнительной власти субъектов

Российской Федерации.

При возникновении радиационной аварии:

контроль за ее развитием, защитой персонала в организации и аварийных бригад

осуществляется администрацией этой организации;

контроль за облучением населения осуществляется местными органами власти и

государственного надзора за радиационной безопасностью.

Контроль за медицинским облучением пациентов возлагается на администрацию

органов и учреждений здравоохранения.

3.4.5. Значения допустимых уровней радиационного воздействия

База нормативной документации: www.complexdoc.ru

194

Для каждой категории облучаемых лиц значение допустимого уровня

радиационного воздействия для конкретного пути облучения определено таким

образом, чтобы при этом уровне воздействия только данного пути облучения в

течение года величина дозы равнялась величине соответствующего годового

предела (усредненного за 5 лет), указанного в табл. 3.2.

Значения допустимых уровней для всех путей облучения определены для

стандартных условий, которые характеризуются следующими параметрами:

объемом вдыхаемого воздуха V, с которым радионуклид поступает в организм

на протяжении календарного года;

временем облучения t в течение года;

массой питьевой воды М, с которой радионуклид поступает в организм на

протяжении календарного года;

геометрией внешнего облучения ионизирующего излучения.

Для населения установлены следующие значения стандартных параметров: t =

8800 ч в год; M = 730 кг; объем вдыхаемого воздуха V установлен в зависимости от

возраста и приведен в табл. 3.8.

Таблица 3.8

Годовой объем вдыхаемого воздуха для разных возрастных групп населения

Возраст, лет До 1 1 - 2 2 - 7 7 - 12 12 - 17

Взрослые (старше

17)

V, тыс. куб. м в год 1,0 1,9 3,2 5,2 7,3 8,1

В приложении 3.1 приведены значения дозовых коэффициентов, а также

величин ПГП и ДОА

нас

, рассчитанные для аэрозолей с использованием модели

органов дыхания, рекомендованной Публикацией 66 МКРЗ.

В приложение 3.1 не включены радионуклиды

Rb,

115

In,

144

Nd,

147

Sm,

187

Re,

поскольку они нормируются по их химической токсичности. Из-за химической

токсичности урана поступление через органы дыхания его соединений типов Б и П

не должно превышать 2,5 мг в сутки и 500 мг в год. В приложение 3.1 не включены

также инертные газы, поскольку они являются источниками внешнего облучения, а

также изотопы радона с продуктами их распада.

База нормативной документации: www.complexdoc.ru

195

В стандартных условиях многофакторного поступления радионуклидов годовое

поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная

активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать числовых значений

ПГП и ДОА, приведенных в приложении 3.1, где пределы доз для населения

составляют 1 мЗв в год.

В приложении 3.1 приводятся следующие данные:

а) для случая поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом - критическая

возрастная группа, значения дозового коэффициента и предела годового

поступления ПГП

нас

для этой же возрастной группы и типа соединений, для

которых допустимая среднегодовая объемная активность ДОА

нас

оказалась

наименьшей;

б) для случая поступления радионуклидов с водой и пищей - критическая

возрастная группа, значения дозового коэффициента и предела годового

поступления ПГП

нас

для этой же группы, где ПГП

нас

наименьшее, а также уровень

вмешательства по среднегодовой удельной активности в питьевой воде УВ

нас

. УВ в

пищевых продуктах не приводятся и должны определяться по специальным

методическим указаниям с учетом местных особенностей внутреннего и внешнего

облучения населения и с обеспечением непревышения основных пределов доз

(табл. 3.2) в нормальных условиях и критериев, указанных в табл. 3.6 и 3.7 при

аварийном облучении.

В условиях нестандартного поступления радионуклидов величины ПГП и ДОА

устанавливаются методическими указаниями федерального органа

Госсанэпиднадзора.

НРБ-99 устанавливает уровни минимально значимых удельных активностей

(МЗУА) и активностей в помещении или на рабочем месте (МЗА), на которые

действие норм, регламентируемых НРБ-99, не распространяется. При уровнях

активности, которые меньше приведенных в НРБ-99, эффективная индивидуальная

годовая доза облучения лиц из персонала и населения не превысит 10 мкЗв и в

аварийных случаях 1 мЗв, а эквивалентная доза на кожу не превысит 50 мЗв в год.

В течение последних нескольких лет специальная рабочая группа МАГАТЭ

разрабатывает документ, имеющий в настоящее время условное название

«Радиоактивность в материалах, не требующих регулирования с целью

обеспечения радиационной защиты». Предполагается, что этим документом для

широкого спектра радионуклидов будут устанавливаться значения удельной

активности нуклидов в материале, при соблюдении (непревышение) которых

данный материал не следует рассматривать как радиоактивное вещество с точки

зрения системы регулирования радиационной безопасности. Это руководство не

будет охватывать продукты питания и питьевую воду, на радиоактивность которых

накладывают ограничения другие регулирующие документы. После принятия этого

База нормативной документации: www.complexdoc.ru

196

документа как международного руководства национальные органы, ответственные

за регулирование вопросов радиационной безопасности, смогут принять

согласованные правила для своих стран.

3.5. Приборы и методы измерений характеристик

ионизирующих излучений

3.5.1. Определение нормируемых величин по результатам

инструментального радиационного контроля

Правила и нормы предписывают определять облучение источниками

ионизирующего излучения в единицах нормируемых величин, являющихся мерой

ущерба от воздействия излучения на человека (эффективная доза, эквивалентная

доза облучения органа или ткани, ожидаемая эффективная доза) и не поддающихся

непосредственному измерению. В комплексе новых нормативных документов [14 -

17] для соблюдения указанных требований впервые установлены так называемые

операционные величины. Они однозначно определяются через физические

характеристики поля излучения в точке или через физико-химические

характеристики поля аэрозоля в точке и максимально приближены к нормируемым

величинам в стандартных условиях облучения. Операционные величины

предназначены для определения соответствующих индивидуальных доз и при

дозиметрическом контроле являются консервативными оценками этих величин.

Правила и нормы устанавливают, что средства измерений (СИ), используемые в

радиационном контроле, должны градуироваться в единицах операционных

величин. Устанавливается также соотношение между нормируемыми и

операционными величинами.

Как указывалось ранее, воздействие ионизирующих излучений складывается из

внешнего облучения тела человека и внутреннего облучения за счет

радионуклидов, попавших в организм, в первую очередь, через органы дыхания.

Различен и подход к аппаратурно-методическому обеспечению радиационного

контроля внешнего [15, 16] и внутреннего [15, 17] облучения.

Приборы для дозиметрического контроля как внешнего, так и внутреннего

облучения делятся на приборы контроля радиационной обстановки (или приборы

группового контроля) и приборы индивидуального контроля.

Приборы группового контроля предназначены для определения индивидуальных

доз облучения человека на основании результатов измерений характеристик

радиационной обстановки на определенной местности или в определенных

помещениях с учетом времени его пребывания там.

База нормативной документации: www.complexdoc.ru

197

Приборы индивидуального контроля предназначены для определения

индивидуальных доз облучения человека на основании результатов

индивидуальных измерений характеристик облучения тела или отдельных органов

каждого человека.

Для группового дозиметрического контроля (ГДК) используются стационарные

и переносные, так называемые инспекционные дозиметрические приборы. Для

индивидуального дозиметрического контроля (ИДК) применяются

индивидуальные дозиметры.

В течение длительного времени операционными величинами как для ГДК, так и

для ИДК по существу являлись для фотонного излучения экспозиционная доза и ее

мощность, для бета- и альфа-излучений, а также нейтронов плотность потока

частиц, хотя понятия операционной величины и не существовало.

Современное состояние парка приборов для ГДК имеет следующие

особенности:

с одной стороны, в эксплуатации все еще находятся измерители экспозиционной

дозы и ее мощности, разработанные до 1990 г. Они морально и физически

устарели, их выпуск прекращен, однако они значатся в Госреестре СИ,

допущенных к применению в стране. Как отмечалось, переход от экспозиционной

дозы к величинам, нормируемым НРБ-99, затруднен. В некоторых частных случаях

он может быть осуществлен, пользуясь МУ [16];

с другой стороны, к середине 90-х годов был освоен выпуск нового поколения

измерителей эквидозиметрических величин, определенных в РД [11], таких, как

полевая доза и амбиентный эквивалент дозы. При этом ряд новых разработок,

наряду с измерениями этих величин, имеют шкалы, отградуированные в единицах

экспозиционной дозы.

Новые нормативные документы [15, 16] ввели для контроля радиационной

обстановки в рабочих помещениях и на рабочих местах в целях группового

дозиметрического контроля операционную величину - мощность амбиентного

эквивалента дозы

*(d) Рекомендуемая единица этой величины - мкЗв/ч.

Значение параметра d, мм (см. рис. 3.1), определяющего требования к приборам

дозиметрического контроля, зависит от того, для определения какой нормируемой

величины в соответствии с НРБ-99 (см. табл. 3.2) используется ее амбиентный

эквивалент.

База нормативной документации: www.complexdoc.ru

198

Соответствие между нормируемыми и операционными величинами при ГДК

представлено в табл. 3.9.

Таблица 3.9

Соответствие между нормируемыми и операционными величинами при

групповом дозиметрическом контроле

Операционная величина:

мощность амбиентного

эквивалента дозы

Нормируемая величина

d, мм Условное обозначение

Мощность эквивалентной дозы внешнего облучения кожи 0,07

*(0,07)

Мощность эквивалентной дозы внешнего облучения хрусталика

глаза

*(3)

Мощность эквивалентной дозы внешнего облучения на

поверхности нижней части области живота женщины

*(10)

Мощность эффективной дозы внешнего облучения 10

*(10)

База нормативной документации: www.complexdoc.ru

199

Таким образом, при наличии данных группового контроля мощности

амбиентного эквивалента дозы и при отсутствии данных об энергетическом

спектре частиц за значение эффективной дозы внешнего излучения Е

внеш

, мЗв,

следует принимать

где Δt

- длительность пребывания индивидуума в k-ой точке (на местности или в

помещении) в течение контролируемого периода в часах при средней мощности

амбиентного эквивалента дозы

*(10)

, мкЗв/ч. Это значение будет являться консервативной оценкой

эффективной дозы.

Если нет сведений об энергетическом спектре излучения, за значение

эквивалентной дозы в хрусталике глаза, в коже и эквивалентной дозы на

поверхности низа живота женщины Н

, мЗв, полученных в течение

соответствующего контролируемого периода, следует принимать

где Δt

- длительность пребывания индивидуума в k-ой точке (на местности или в

помещении) в течение контролируемого периода в часах при средней мощности

амбиентного эквивалента дозы

*(10)

, мкЗв/ч.

Операционной величиной внешнего облучения для индивидуального контроля

доз облучения человека в [15, 16] принят индивидуальный эквивалент дозы в

мягкой биологической ткани, определяемый на глубине d (мм) под

рассматриваемой точкой на теле (см. рис. 3.2).

База нормативной документации: www.complexdoc.ru

200