какие дозы выступают в качестве основных пределов доз
Какие дозы выступают в качестве основных пределов доз
*1 В среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год.
*2 В среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 12,5 мЗв в год.
*3 В среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год.
Для персонала группы А стандартное время облучения принимается равным 1700 ч/г., для персонала группы Б — 2000 ч/г., для лиц из населения — 8800 ч/г.
Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.
3.2.2. Годовое поступление радионуклидов через органы дыхания
Годовое поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать пределов годового поступления (ПГП) и допустимой среднегодовой объемной активности (ДОА), приведенных в приложениях П-1 (для персонала) и П-2 (для населения) Норм радиационной безопасности НРБ–99 [1].
3.2.3. Значения допустимых уровней радиационного воздействия
Для каждой категории облучаемых лиц значение допустимого уровня радиационного воздействия для данного пути облучения определяется таким образом, чтобы при том же уровне воздействия только одного данного фактора облучения в течение года величина дозы равнялась величине соответствующего годового предела (усредненного за пять лет), указанного в табл. 3.5.
Значения допустимых уровней для всех путей облучения определены для стандартных условий, которые характеризуются следующими параметрами:
объем вдыхаемого воздуха V, с которым радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;
время облучения t в течение календарного года;
масса питьевой воды M, с которой радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года.
Значения стандартных параметров приведены в табл. 3.6.
Для целей нормирования поступления радионуклидов через органы дыхания (в форме их радиоактивных аэрозолей) химические соединения разделены на три типа в зависимости от скорости перехода радионуклида из легких в кровь:
« М» (медленнорастворимые соединения);
« П» (соединения, растворимые с промежуточной скоростью);
« Б» (быстрорастворимые соединения).
Значения стандартных параметров для персонала и населения
Основные пределы доз
20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год
1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год:
в хрусталике глаза
* Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам
** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А.
Основные дозовые пределы облучения лиц из персонала и населения не включают в себя дозы от природных, медицинских источников ионизирующего излучения и дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.
При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать пределов доз, установленных в табл.2.
Приведенные нормативы и критерии для различных ситуаций значительно различаются между собой. Минимально значимое облучение людей соответствует эффективной дозе, равной 0,01 мЗв/год. Дозовый предел профессионального облучения для персонала группы А равен 20 мЗв/год, для персонала группы Б и облучения природными источниками в производственных условиях – 5 мЗв/год.
РАДИАЦИОННЫЙ ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ является неотъемлемой частью системы радиационной безопасности учреждения и должен обеспечивать получение необходимой информации:
о дозе облучения персонала.
о состоянии радиационной обстановки в учреждении, во внешней среде.
В соответствии с Основными санитарными правилами обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99) радиационный контроль при работе с техногенными источниками излучения должен осуществляться за всеми основными радиационными показателями, определяющими уровни облучения персонала и населения.
Вклад природных источников излучения в облучение персонала в производственных условиях должен контролироваться и учитываться при оценке доз в тех случаях, когда он превышает 1 мЗв в год.
Индивидуальный контроль за облучением персонала в зависимости от характера работ включает:
— радиометрический контроль за загрязненностью кожных покровов и средств индивидуальной защиты;
— контроль за характером, динамикой и уровнями поступления радиоактивных веществ в организм с использованием методов прямой и косвенной радиометрии;
— контроль с использованием индивидуальных дозиметров за дозой внешнего бета-, гамма- и рентгеновского излучений, нейтронов, а также смешанного излучения.
По результатам радиационного контроля должны быть рассчитаны значения эквивалентных и эффективных доз у персонала.
Контроль за радиационной обстановкой в зависимости от характера проводимых работ включает:
— измерение уровней загрязнения радиоактивными веществами рабочих поверхностей, оборудования, транспортных средств, средств индивидуальной защиты, кожных покровов и одежды персонала;
— измерение мощности дозы рентгеновского и гамма-излучений, плотности потоков бета-частиц, нейтронов и других видов ионизирующего излучения на рабочих местах, в смежных помещениях, на территории организации, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения;
— определение объемной активности газов и аэрозолей в воздухе рабочих помещений;
— измерение или оценку выбросов и сбросов радиоактивных веществ;
— контроль за уровнями загрязнения радиоактивными веществами транспортных средств;
— определение уровня загрязнения в контролируемых зонах.
В системе мероприятий по обеспечению радиационной безопасности различных групп населения исключительно важное значение принадлежит инструментальному объективному дозиметрическому контролю. В отличие от многих других физических и химических факторов окружающей среды ионизирующая радиация субъективно не воспринимается органами чувств человека (даже при весьма высоких уровнях). Поэтому объективное суждение о наличии, характере и уровнях радиации достоверно может быть только в результате инструментально-дозиметрического исследования.
Объекты и задачи такого исследования разнообразны. Главными из них являются:
1. Определение фактической дозы внешнего ионизирующего облучения в естественных условиях, а также в различных условиях использования искусственных источников радиации или аварийных ситуациях.
2. Определение эффективности устройств и средств защиты от ионизирующего излучения.
3. Определение наличия и уровней загрязнения объектов окружающей среды радиоактивными нуклидами.
4. Определение содержания радиоактивных нуклидов в воздухе, почве, воде, пищевых продуктах.
При необходимости определения нуклидного состава дозиметрическое исследование сочетается с химическим.
Раздел 2. Источники ионизирующих излучений и загрязнений окружающей среды радиоактивными веществами
Ю.А. Александров
Основы радиационной экологии
Учебное пособие. – Йошкар-Ола: Мар. гос. ун-т, 2007. – 268 с.
Раздел 2. Источники ионизирующих излучений и загрязнений окружающей среды радиоактивными веществами
2.6. Защита от радиационного излучения
2.6.1. Принципы нормирования в области радиационной безопасности
Проблема защиты населения от действия ионизирующих излучений имеет глобальный характер, а потому соответствующие научно-исследовательские и организационные мероприятия разрабатываются международными организациями, рекомендации которых используются отдельными странами при составлении собственных национальных регламентов.
Первый международный акт такого рода был предпринят в 1928 г., когда на II Международном радиологическом конгрессе в Стокгольме был создан Комитет по защите от рентгеновских лучей и радия. В 1950 году Комитет был реорганизован в Международную Комиссию по радиологической защите (МКРЗ). В 1956 году МКРЗ вступила в организационные отношения со Всемирной организацией здравоохранения (ВОЗ) в качестве «неправительственной соучаствующей организации». Согласно уставу, МКРЗ анализирует и обобщает все достижения в области защиты от ионизирующих излучений и периодически разрабатывает соответствующие рекомендации, исходя из основных научных принципов. В декларациях МКРЗ подчеркивается, что она предоставляет национальным комиссиям по защите от излучений отдельных стран право и ответственность за применение рекомендуемых в ее публикациях инструкций или правил соответственно внутригосударственным условиям. Такая комиссия по радиационной защите (РНКРЗ) существует и в России.
МКРЗ в настоящее время состоит из главной комиссии и четырех комитетов, состав которых обновляется один раз в четыре года. В число членов МКРЗ входят и представители России. Членом Главной комиссии МКРЗ в период с 1993 по 2001 гг. был академик РАМН Л.А. Ильин, а с 2001 г. этот пост занимает академик РАСХН P.M. Алексахин.
МКРЗ тесно сотрудничает с Международной комиссией по радиационным единицам и измерениям (МКРЕ).
В 1955 году при ООН организован Научный комитет по действию атомной радиации (НКДАР), осуществляющий сбор и анализ международной информации о различных аспектах действия ионизирующих излучений на живые организмы. НКДАР периодически получает задания от Генеральной Ассамблеи ООН и осуществляет их выполнение, привлекая для этих целей МКРЗ, МКРЕ и другие организации в тесном сотрудничестве с ВОЗ. Изучением последствий облучения занимается и американский Комитет по биологическому действию ионизирующих излучений (BEIR).
Все перечисленные международные организации в своих публикациях и других документах предлагают лишь рекомендации по основным принципам регламентирования действия радиации, а также обосновывают проблемы, нуждающиеся в дальнейшей научной разработке. Эти рекомендации не являются обязательными для принятия в законодательные акты и документы отдельных стран.
Существует еще одна международная организация – Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ), курирующая вопросы, связанные с радиационной безопасностью на всех этапах работ по мирному использованию атомной энергии. МАГАТЭ является официальной организацией ООН, и все страны – члены МАГАТЭ – обязаны выполнять утвержденные ею официальные нормы и правила обращения с источниками ионизирующих излучений, если возникающие при этом вопросы касаются межгосударственных отношений.
Наиболее представительной и авторитетной международной организацией, обобщающей и анализирующей научные данные по действию ионизирующих излучений на организм человека и человечество в целом, является НКДАР ООН. В плане подготовки конкретных рекомендаций для разработки национальных стандартов и регламентов при работе с ионизирующими излучениями такой организацией является МКРЗ, а в плане официальных международных соглашений по вопросам использования атомной энергии – МАГАТЭ.
Вопросами гигиенического нормирования (регламентации) ионизирующих излучений в России занимается научная комиссия по радиационной защите, действующая в качестве консультативного органа при РАМН.
К 2004 году существуют следующие основные регламентирующие документы:
1. Федеральный закон «О радиационной безопасности населения» – ФЗ №3 от 09.01.1996 г.
2. Федеральный закон «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» – ФЗ №52 от 30.03.1999 г.
3. «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности» – ОСПОРБ-99 г.
4. «Нормы радиационной безопасности» – НРБ-99 г.
НРБ-99 являются основополагающим документом, регламентирующим требования Федерального закона «О радиационной безопасности населения» – ФЗ №3 от 09.01.1996 г.
Нормы устанавливают, что обеспечение радиационной безопасности основывается на 3 принципах:
Принцип нормирования – непревышение допустимых пределов
индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения.
Принцип обоснования – запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением.
Принцип оптимизации – поддержание на возможно низком и достижимом уровне, с учетом экономических и социальных факторов,
индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц.
Нормы (НРБ-99) распространяются на облучение человека:
− в условиях радиационной аварии;
− от природных источников облучения;
− при облучении в медицинских целях.
Для нормальных условий работы источников излучения установлены три категории облучаемых лиц: персонал, подразделяемый на группы А и Б, и население, которое включает и лиц из персонала, но вне сферы их производственной деятельности.
Устанавливаются три класса нормативов.
Основные пределы доз для персонала и населения. Для персонала группы Б основные пределы доз равны 1/4 значений для персонала группы А. Пределы годовой эффективной дозы, приведенные в таблице 29 не должны превышаться и в случаях одновременного воздействия на человека источников внешнего и внутреннего облучения.
По нормам радиационной безопасности (НРБ-99) установлены
основные пределы доз (табл. 29)
Таблица 29 – Основные пределы доз для персонала и населения
население (группа В)
20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год
1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год в:
Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) 1000 мЗв, а для населения за период
жизни (70 лет) – 70 мЗв. Начало периодов вводится с 1 января 2000 года.
Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв/мес, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала. В этих условиях эквивалентная доза облучения плода за 2 мес. невыявленной беременности не превысит 1 мЗв. Для сравнения приведем дозы, получаемые жителями Москвы за одну рентгенодиагностическую процедуру в 1999 г.: при рентгенографии – 1,33 мЗв; рентгеноскопии – 5,02 мЗв; флюорографии – 0,6; компьютерной томографии – 3 мЗв. Наибольшую дозу человек получал при обзорной рентгенографии почек и урографии – 46 мЗв. В среднем на одного жителя эффективная годовая доза составила 2 мЗв.
Основные дозовые пределы приведены в единицах эквивалентной дозы (Зв), используемой при радиационном нормировании и оценке опасности хронического воздействия ионизирующего излучения произвольного состава.
Эквивалентную дозу (Н) в органе или ткани определяют из уравнения:
где D – средняя поглощенная доза в органе или ткани,
WR – взвешивающий коэффициент для излучения R. При воздействии нескольких видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз. Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучений, учитывающие их относительную эффективность в индуцировании биологических эффектов, представлены ниже. Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) – 70 мЗв (начало периодов вводится с 1 января 2000 г.).
Помимо перечисленных понятий, в радиационной безопасности широко используются термины годовой и коллективной эффективной или эквивиалентной дозы.
Годовая эффективная (эквивалентная) доза – это сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением за этот же год в организм радионуклидов.
Коллективная эффективная доза – это мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения, равная сумме индивидуальных коллективных доз; она измеряется в человеко-зивертах (чел. × Зв).
Единицей эффективной дозы также является зиверт (Зв).
Взвешивающие коэффициенты (WT), используемые для учета различной чувствительности органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации, приведены ниже.
Допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), они являются производными от основных пределов доз: пределов годового поступления радионуклидов (ПГП), допустимой среднегодовой объемной активности (ДОА) и среднегодовой удельной активности (ДУА) и др.
Контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и др.). Их значения должны учитывать достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.
Особые меры предосторожности требуются при работе с радиоактивными препаратами в лабораториях, где обслуживающий персонал подвергается ежедневному длительному воздействию ионизирующего излучения. При работе с альфа-излучающими препаратами особого экранирования не требуется, поскольку пробег альфа-частиц в воздухе не превышает нескольких сантиметров. В этом случае достаточной мерой защиты можно считать удаление от источника радиации. Для защиты от бета-излучения необходимы не очень толстые экраны из материалов, не содержащих тяжелые элементы (во избежание возникновения тормозного излучения). Наиболее подходящий материал для защиты от бета-лучей – оргстекло. Для изоляции персонала от гамма-квантов требуются толстые экраны (желательно свинцовые).
Следует строго контролировать время пребывания людей вблизи
источников радиоактивного излучения.
Предельно допустимые концентрации радионуклидов (ПДК) в почвах, воде, воздухе, продуктах питания и в организме человека, а также предельно допустимые дозы облучения для разных категорий населения приведены в специальном справочнике «Нормы радиационной безопасности» (НРБ-99) и в «Основных санитарных правилах обеспечения
радиационной безопасности» (ОСПОРБ-99).
Пригодность природных материалов, а также отходов промышленности для изготовления строительных материалов оценивается с помощью удельной эффективной активности естественных радионуклидов, которая определяется по формуле:
где ARa и ATh – удельные активности радия-226 и тория-232, находящиеся в равновесии с остальными членами уранового и ториевого естественных рядов;
AK – удельная активность калия-40 (Бк/кг).
Нормы радиационной безопасности рекомендуют применять для строительства зданий материалы с активностью менее 370 Бк/кг, для дорожного строительства в пределах населенных пунктов – менее 740 Бк/кг, для дорожного строительства вне населенных пунктов – менее 1500 Бк/кг. При 1500 Бк/кг 4000 Бк/кг материалы не должны использоваться в дорожном строительстве. Нормативы пригодности минерального сырья для строительства желательно применять еще на стадии поисков и разведки месторождений. Согласно Нормам радиационной безопасности максимальная интенсивность гамма-излучения в помещениях не должна превышать мощность дозы на
открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч (20 мкР/ч).
В таблице 30 приведены данные по радиоактивности горных пород, которыми можно пользоваться при подборе природного материала для строительства. Максимальной удельной эффективной активностью обладают щелочные и кислые магматические породы (сиениты и граниты), которые не желательно использовать для сооружения зданий. Минимальное количество радионуклидов будет содержать щебень, приготовленный из ультраосновных и основных горных пород, а также известняков и мраморов (карбонатные породы). Для строительства зданий предпочтительнее еще применение строительных материалов из ультраосновных и основных магматических пород и, с другой стороны – они обладают высокой плотностью, а значит эффективнее защищают помещение от внешних источников радиации.
Таблица 30 – Ориентировочная радиоактивность горных пород,
применяемых в строительстве
Удельная активность, Бк/кг
Основную активность обуславливают радиоактивные газы: радон и торон. Поставщиками радиоактивных газов являются стены, сооруженные из природных строительных материалов, а на первых этажах существенная роль в накоплении радона принадлежит горным породам, подстилающим здание, которые непрерывно эманируют.
Выделение радона из стен внутрь помещения можно уменьшить соответствующей отделкой (окраска стен, покрытие их обоями, пластиком и другими искусственными материалами), а также тщательной изоляцией пола первого этажа от подстилающих здание горных пород. Важное значение для уменьшения дозы облучения от радона имеет вентиляция и проветривание жилых и производственных помещений.
Таблица 31 – Требования НРБ-99 по ограничению облучения людей
от радона и торона
Значения нормируемого показателя
Эффективные дозы за год
Нормы для персонала группы А, работающего с радоном, чел. /год
Допустимая среднегодовая объемная активность (ДОА) в воздухе 1 :
Rn: ДОА = 0,10 А RaA + 0,52 А RaB + 0,38 A RaC
Tn: ДОА = 0,91 А TnB + 0,09 А TnC
Пределы годового поступления (ПГП):
Нормы для любых работников в производственных условиях, чел./год
Предел дозы на рабочих местах от всех естественных источников излучений
В том числе при монофакторном воздействии
изотопов радона:
среднегодовая ЭРОА для Rn 2
среднегодовая ЭРОА для Тn 2
Нормы для населения, чел./год
При проектировании новых зданий ЭРОА 3 изотопов радона не должна превышать
В эксплуатируемых зданиях ЭРОА 3 изотопов радона не должна превышать
Примечания. 1. При облучениях от различных источников сумма отношений регламентируемой для каждого источника величины к ее годовому пределу не должна превышать единицу.
2. Сумма отношений регламентируемой величины к ее допустимому пределу для всех природных источников не должна превышать единицу.
3. Годовые эффективные дозы для населения рассчитаны с учетом лозовых коэффициентов (в НРБ-99 не указаны).
4. В отмеченных случаях под ЭРОА подразумевается сумма (ЭРОА Rn + 4,6 ЭРОА Tn).
Современные приборы позволяют производить непрерывное слежение за активностью эманации с автоматической регистрацией суммарной активности газообразных радионуклидов за равные промежутки времени (например, за 1 час, 1 сутки и т.д.). Результаты слежения выводятся на печатающее устройство или монитор. Кроме того, отечественная промышленность выпускает сигнализатор-экспозиметр радона «СЭР-01» для оповещения об опасном превышении концентрации радона внутри зданий.
Уровень радиоактивности внутри помещений в первую очередь зависит от качества строительных материалов, содержащих естественные радионуклиды. Радиоактивность природных материалов обычно характеризуется удельной активностью нормируемых радионуклидов, к которым относятся: радий-226, торий-232 (или торий-228) и калий-40. Удельная активность естественных радионуклидов определяется с помощью гамма-спектрометров, которые работают по принципу сравнения скорости счета от калибровочного источника и исследуемой пробы в стандартных каналах, соответствующих определенным энергетическим диапазонам гамма-спектра. Обычно гамма-спектрометры настроены на следующие энергетические окна:
для регистрации калия-40 – 1461 кэВ;
для регистрации тория-232 – 2600 кэВ;
для регистрации радия-226 – 1760 и 1120 кэВ.
Источниками облучения населения могут быть материалы и изделия с повышенным содержанием как искусственных, так и естественных радионуклидов. Критерием для принятия решения о возможности применения в хозяйственной деятельности сырья, материалов и изделий, содержащих радионуклиды, является ожидаемая индивидуальная годовая эффективная доза облучения, которая при планируемом виде их использования не должна превышать 10 мкЗв. На использование любых материалов, изделий и сырья с удельной активностью менее 0,3 кБк/кг не вводится никаких ограничений. Сырье, материалы и изделия с удельной бета-активностью от 0,3 до 100 кБк/кг или с удельной альфа-активностю от 0,3 до 10 кБк/кг, или с активностью трансурановых радионуклидов от 0 до 1 кБк/кг подлежат обязательному радиационному контролю и могут ограниченно использоваться только с разрешения органов государственного санитарно-эпидемиологического надзора.
В случае аварийных ситуаций на объектах атомной энергетики и техногенных загрязнений население может быть подвергнуто радиационному воздействию в дозах, во много раз превосходящих допустимые уровни. При прохождении радиоактивного облака люди подвергаются внешнему облучению и внутреннему действию вдыхаемых радиоактивных газов и пыли. Внутреннее облучение может усиливаться в результате потребления загрязненных радионуклидами воды и пищевых продуктов. Основная роль во внешнем и внутреннем облучении человека в этом случае принадлежит твердым радиоизотопам цезия, стронция, йода, плутония, америция, циркония, бария, рутения, ниобия, а также радиоактивным газам – криптону-85 и ксенону-133.
Таблица 32 – Эффективный период полувыведения искусственных
радионуклидов, сутки