3 курс / Гигиена / Организация_санитарно_гигиенических_и_лечебно_профилактических_мероприятий

Для более сложных измерений, когда спектральный состав гам­ ма-излучения неизвестен, может быть использован гамма-спект­ рометр полупроводниковый «Прогресс-гамма (ППД)». Это чисто лабораторная и существенно более дорогая установка.

Для рутинного гамма-спектрометрического радионуклидного анализа можно использовать автоматизированные спектрометры МКГ 1309 (EL 1309) и МКГ 1308 (EL 1308). Они оснащаются персональным компьютером со встроенными АЦП. Модификация МКГ 1308 является в 3 раза более чувствительной за счет блока детектирования больших размеров (минимально регистрируемая активность l37Cs с использованием сосуда Маринелли емкостью 1,5 л - 1 Бк/кг), однако она примерно и в 3 раза тяжелее (около 290 кг без ПК и электронного блока).

Портативные спектрометры «Прогресс-спектр», также как «Прогресс» и УСК «Гамма-плюс», являются многофункциональ­ ным измерительным комплексом. В зависимости от решаемой задачи измерительный пульт комплектуется альфа-, бета-, гам­ ма- и нейтронными блоками детектирования. Прибор сам распоз­ нает тип подключаемого датчика и может сохранять в памяти до 30 спектров. Для их обработки он может передавать спектры в ПЭВМ. Обработка осуществляется по упомянутой выше програм­ ме «Прогресс». Комплекс «Прогресс-спектр» может использо­ ваться как в лабораторных, так и в полевых условиях. Его отли­ чает простота исполнения и сравнительно низкая стоимость.

Для анализа сложных спектров или проведения полевых изме­ рений необходимы спектрометры более высокого уровня типа СКС-07(09)П(-А, -Б, -Г) или типа SBS-60, -70 производства НИЦ «СНИИП», отличающиеся более мощным АЦП, системой стаби­ лизации пика, полнообъемной «библиотекой» нуклидов, мощным программным обеспечением анализа пиков, восстановления спект­ ра и идентификации нуклидов. Для полевых измерений удобен кар­ манный спектрометр СКС-08П «Колибри», также производства НИЦ «СНИИП».

Радиометр спектрометрический РПГ-9П позволяет зарегистри­ ровать спектр гамма-излучения и получить информацию о пре­ вышении заданного уровня излучения, после чего по желанию оператора может быть осуществлена идентификация типа источ­ ника излучения. Прибор имеет малую массу (около 1 кг) и бла­ годаря развитому программному обеспечению прост в управле­ нии (всего 5 кнопок). Это позволяет легко обучить работе с ним даже малоквалифицированный персонал и использовать его как массовый прибор в службах радиационного контроля. В приборе предусмотрена возможность сохранения измерительной инфор­ мации с последующей выдачей ее на ПЭВМ.

181

Приложение 6.1

Работа Национальной комиссии по радиационной защите по принятию оперативных решений в период ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС

В ходе ликвидации последствий аварии на 4-м энергоблоке ЧАЭС был накоплен уникальный опыт по оперативному принятию решений о мерах защиты участников работ по ЛПА и населения. В этот период был при­ нят ряд временных регламентов, определяющих допустимые уровни за­ грязнения различных поверхностей, объектов внешней среды и продуктов питания. Решение этих вопросов осуществлялось в условиях сложной радиационной обстановки с высокими уровнями мощностей доз гаммаизлучения и загрязненности различных объектов. Обоснование введе­ ния того или иного временного регламента строилось, с одной стороны, на основе решения задачи быстрого и эффективного осуществления работ по локализации основных источников загрязнения, с другой сто­ роны, на основе обеспечения безопасного для здоровья регламента работ в этих условиях. Поэтому вводимые допустимые уровни носили четко очерченный временной характер и ужесточались по мере улучшения ра­ диационной обстановки.

Регламентация временных пределов доз базировалась на действовав­ ших в этот период нормативных документах НРБ-76 и ОСП-72/80. Сразу же после аварии, учитывая необходимость быстрейшей локализа­ ции источника высокой радиационной опасности, Правительственной комиссией было принято решение об установлении суммарной предель­ ной индивидуальной дозы внешнего облучения, равной 25 бэр для пер­ сонала на время выполнения работ, связанных с ЛПА. Этот уровень был утвержден Минздравом СССР и действовал до конца 1986 г.

В январе 1987 г. НКРЗ было принято решение о приравнивании лиц, привлекаемых для проведения аварийных и спасательных работ, к кате­ гории А в соответствии с НРБ-76 и распространению на них всех со­ ответствующих требований этих норм. В соответствии с этим решением

Минздрав СССР 28.01.87 утвердил следующие временные нормативы внешнего облучения:

1.Эксплуатация 1, 2, 3-го энергоблоков; строительно-монтажные, на­ ладочные работы 3-й очереди; работы в 30-километровой зоне - 5 бэр.

2.Дезактивация 3-го энергоблока; строительно-монтажные и ремонт­ но-восстановительные работы на 2-м энергоблоке; работы на промплощадке I и II очереди - до 10 бэр.

Облучение в дозе 10 бэр в 1987 г. допускалось для персонала, ранее не облучавшегося или получившего в 1986 г. дозу не более 5 бэр. Пер­ сонал, получивший в 1986 г. дозу более 5 бэр, мог в 1987 г. продолжить профессиональную деятельность в полях излучения так, чтобы не была

превышена возрастная формула п. 4.1. НРБ-76, т.е. чтобы к возрасту 30 лет суммарная доза облучения не превысила 12 ПДД или 60 бэр.

183

Лица, получившие в 1986 г. или ранее дозу более 25 бэр, в соответст­ вии с п. 4.11а НРБ-76 не должны были больше подвергаться повышен­ ному планируемому облучению. Для этих лиц максимально возможная годовая доза за 1987 г. составляла 5 бэр. При этом привлечение лиц, об­ лученных ранее в дозах более 25 бэр/год или за аварию, допускалось только по заключению ВКК, учитывающей и медицинские противопока­ зания, и выполнение формулы 4.1. НРБ-76.

Каждое аварийное или планируемое повышенное облучение в дозах 2 или 5 ПДД должно было быть компенсировано так, чтобы в последую­ щий период, не больший чем 5 или 10 лет соответственно, накопленная доза не превысила значения, установленного по формуле п. 4.1. НРБ-76.

В исключительных случаях при планировании особо важных работ не­ обходимо было получить разрешение Минздрава СССР на превышение дозы облучения 25 бэр для ограниченного числа лиц, участвовавших

вэтих работах.

Вранней фазе аварии основным решением явилось недопущение об­ лучения населения в дозах, превышающих значения, установленные

в1983 г. Критериями для принятия решения о мерах защиты населения

вслучае аварии ядерного реактора. События на ЧАЭС показали, что дли­

тельность ранней фазы составила примерно 10 сут. При этом только в ог­ раниченном количестве населенных пунктов значения доз внешнего облу­ чения могли превысить уровень А Критериев и составить 30-40 рад, но они нигде не достигали величин, соответствующих верхнему уровню Б (75 рад).

После завершения этапа экстренной эвакуации Минздрав СССР уста­ новил для населения, продолжавшего находиться на радиоактивно загряз­ ненной территории, в качестве предела дозу 0,1 Гр (в сумме за счет внеш­ него и внутреннего облучения) за первый год после аварии. Учитывая, что биологическое действие пролонгированной дозы всегда меньше равной по величине разовой дозы, доза 0,1 Гр за год является близкой по дей­ ствию разовой дозе 0,04 Гр.

В ранней фазе аварии с целью принятия оперативных решений были выделены три зоны.

1.Зона постоянного отселения —территория, ограниченная изодозой

сминимальным значением мощности дозы гамма-излучения в перерас­ чете на 15-й день после аварии («Д» + 15), —20 мР/ч. Предполагалось,

что в пределах этой территории дозы облучения людей существенно пре­ высят установленный предел годовой дозы и нормализации радиацион­ ной обстановки в последующие годы не будет. Эти обстоятельства обус­ ловили эвакуацию населения из данной зоны навсегда.

2.Зона временного отселения —территория, лежащая на «Д» +15 меж­ ду изодозными линиями 20 и 5 мР/ч. В эту зону предполагалось возвра­ щение населения по мере нормализации радиационной обстановки.

3.Зона контроля —территория между изодозными линиями 5—2 мР/ч. Население из данной зоны не эвакуировалось, но в ней вводился дозиме­ трический контроль за объектами внешней среды, продуктами питания

184

и водой из питьевых водоисточников. Дети и беременные женщины в ор­ ганизованном порядке были вывезены в «чистые» районы страны на лет­ ний оздоровительный период.

Впроцессе осуществления защитных мероприятий зоны постоянного

ивременного отселения трансформировались в 30-километровую зону вокруг ЧАЭС, из пределов которой было эвакуировано все население.

Наряду с зонированием территории по мощности дозы гамма-излуче­

ния в июле 1986 года было введено зонирование по плотности загрязне­ ния 90Sr, l37Cs, 239Pu и 240Pu. При обосновании допустимой плотности за­ грязнения учитывались:

•равновесный характер поступления радионуклидов в организм людей при продолжительности воздействия, соизмеримой с продолжительнос­ тью жизни;

•критические пути поступления (воздействия);

•метаболические константы организма человека;

•значения коэффициентов переноса и миграции радионуклидов во внеш­

ней среде;

•принятые в НРБ-76 значения ПДД и ПГП.

Всоответствии с этим предельно допустимая загрязненность поч­

вы радионуклидами 239Pu, 24(,Ри была принята на уровне 0,1 Ки/км2 (3,7-109 Бк/км2), а для 90Sr - 3 Ки/км2 (1,1*10*1Бк/км2).

Проведенные детальные исследования подтвердили, что территории, загрязненные изотопами 239Pu, 24(,Ри и ’"Sr на уровне принятых допус­ тимых уровней (т.е. 0,1 и 3 Ки/км2 соответственно), находятся в преде­ лах 30-километровой зоны, где была проведена эвакуация населения.

Предельно допустимым значением загрязнения местности для I37Cs было принято 15 Ки/км2 (5,55-1011 Бк/км2), с учетом соотношения в вы­ падениях 137Cs и l34Cs - 2 : 1 .

Основной задачей, решаемой в период промежуточной фазы аварии, являлось сведение до минимума возможных отдаленных стохастических последствий с введением соответствующих временных пределов доз го­ дового облучения населения. С учетом характера реальной радиацион­ ной обстановки, а также существующих в отечественной и международ­ ной практике подходов НКРЗ были предложены, а Минздравом СССР

впоследствии утверждены следующие временные основные дозовые пре­ делы для населения, оказавшегося в зоне аварии: 100 мЗв —за первый год; 30 мЗв за 1987 календарный год; 25 мЗв/год за 1988 и 1989 гг.

Соблюдение указанных пределов контролировалось по средней дозе для критической группы населения каждого населенного пункта, оказав­ шегося в зоне радиационной аварии.

При установлении допустимых уровней радиоактивного загрязнения различных поверхностей основными критериями являлись:

• оценка уровней возможного облучения кожи с учетом условий тру­ да персонала и жизнедеятельности населения в той или иной зоне за­ грязнения;

185

• оценка вероятности контактного переноса РВ с одного загрязненного объекта на другой.

Начиная с мая 1986 г., по рекомендации НКРЗ Правительственной комиссией были регламентированы контрольные уровни радиоактивного загрязнения спецодежды и транспортных средств и установлен порядок их контроля, В зависимости от существовавших уровней загрязнения норми­ рование осуществлялось дифференцированно для различных зон. В пер­ вое время после аварии уровни радиоактивного загрязнения поверхностей нормировались в единицах мощности экспозиционной дозы гамма-излу­ чения (мР/ч), а не в принятых единицах (бета-част./минсм2). Такой подход позволил существенно повысить оперативность контроля в усло­ виях дефицита времени и большого числа людей и объектов, требующих проведения измерений.

На основе первоначально разработанных контрольных уровней 02.07.86 были утверждены Временные уровни допустимого загрязнения № 129-254, в которых были учтены данные по загрязнению различных объектов в раз­ личных режимных зонах, а также возможные дозовые нагрузки на кожу и коэффициенты контактного переноса. При регламентируемом загрязне­ нии кожных покровов облучение базального слоя эпидермиса в условиях реального режима работы было в 7,5 раза ниже дозового предела (150 бэр при 25 бэр на все тело), установленного в этот период для участников ликвидации аварии.

По прошествии нескольких месяцев после аварии радиационная обста­ новка на промплощадке и на прилегающей территории улучшилась за счет распада короткоживущих радионуклидов и выполнения комплекса противоаварийных работ. Это позволило несколько ужесточить нормати­ вы радиоактивного загрязнения. В ноябре 1986 г. было завершено соору­ жение объекта «Укрытие». В результате радиационная обстановка на тер­ ритории и в помещениях АЭС существенно улучшилась. Таким образом, были созданы условия для снижения дозового предела до 5 бэр/шд (30 бэр на кожу) для персонала, принимавшего участие в ликвидации последствий аварии. Это потребовало изменения производных нормативов на уровни загрязнения кожных покровов и поверхностей различных объектов. При разработке новых ВДУ № 32/1747 (утверждено 09.07.87) была изменена и ранее принятая схема зонирования. В частности, к зоне наиболее небла­ гоприятной радиационной обстановки были отнесены не вся промплощадка и г. Припять, а только 3-й энергоблок АЭС и отдельные наиболее загрязненные участки зоны отчуждения (для персонала, участвовавшего в дезактивационных работах на 3-м энергоблоке, в указанных нормах в ка­ честве дозового предела было принято значение индивидуальной дозы внешнего облучения на уровне 10 бэр на период до завершения этих ра­ бот). В этом случае при нормируемых уровнях и максимально возможном времени контакта также имелся 3-8 кратный запас по дозе облучения на третью группу критических органов.

К середине 1989 г. стало очевидно, что ВДУ № 32/1747 требуют пе­ ресмотра в направлении ужесточения нормативов. В октябре 1990 г.

186

были утверждены Временные допустимые уровни радиоактивного за­ грязнения (ДЗА) различных объектов в зоне ЧАЭС. Исходным критери­ ем, как и прежде, являлась оценка возможного облучения базального слоя эпидермиса при различных условиях труда и быта персонала в дан­ ной режимной зоне. Так, для вахтового персонала в 1-й и 2-й зонах со­ чли возможным сохранить рекомендуемый НРБ-76 норматив радиоак­ тивного загрязнения кожных покровов, равный 100 бета-част./мин ем2. Для 3-й зоны, т.е. для вахтовых поселков в 30-километровой зоне, в ка­ честве допустимого уровня загрязнения кожных покровов было принято значение 50 бета-част./мин-см2 в целях уменьшения вероятности контакт­ ного переноса в чистые помещения и за пределы 30-километровой зоны.

Для уменьшения контактного переноса РВ за пределы 30-километро­ вой зоны ЧАЭС с первых дней после аварии проводилась дезактивация дорог и автотранспорта, были развернуты пункты специальной обработ­ ки. Здесь же осуществлялся контроль уровней загрязнения. При разра­ ботке допустимых уровней загрязнения поверхностей на выезде из 30-ки­ лометровой зоны исходили из необходимости надежно обеспечить безопасные условия для населения, а также исключить необоснованное изъятие значительного количества одежды и создать условия для эффектив­ ного использования автотранспорта при доставке грузов в зону аварии.

Временные нормативы радиоактивного загрязнения одежды, обуви, транспортных средств, оборудования при выезде из 30-километровой зо­ ны в различные периоды после аварии разрабатывались с учетом: веро­ ятности попадания РВ в организм; возможности внешнего облучения окружающих людей от загрязненной одежды, транспорта и оборудова­ ния; возможности внешнего облучения самого владельца одежды.

В 1989 г. были разработаны и утверждены ВДУ №129-252-3, явивши­ еся критерием безопасности при оценке возможности использования на всей территории страны грузов и оборудования, вывезенных из 30-кило- метровой зоны. При этом принималось в расчет исключение нефиксиро­ ванного загрязнения для всех грузов, оборудования и транспортных средств, вывозимых из 30-километровой зоны. В этом случае возможное дополнительное облучение населения для реально возможных наиболее продолжительных контактов не выходило за пределы 10% от естествен­ ного фона.

Учитывая, что в начальный период аварии ведущим фактором внутрен­ него облучения являлся |3|1, Минздравом СССР 3 и 6 мая 1986 г. были утверждены временные нормативы допустимого содержания 1311 в пить­ евой воде, молоке, молокопродуктах, а также допустимый предел суточ­ ного поступления РВ в организм человека. Кроме того, были введены нормативы допустимого содержания 1311 в мясе, птице, яйцах, ягодах, рас­ тительном лекарственном сырье. Эти нормативы были рассчитаны на непревышение дозы облучения щитовидной железы у детей свыше 30 рад.

В дальнейшем после снижения содержания 1311 в различных объектах внешней среды стало возрастать значение долгоживущих радионукли­ дов. В связи с этим 30.05.86 Минздрав СССР по рекомендации НКРЗ

187

утвердил Временные допустимые уровни содержания РВ в продуктах пи­ тания, питьевой воде, лекарственных травах. Данные нормативы оп­ ределяли допустимое содержание радионуклидов цезия в указанных объектах. При этом НКРЗ исходила из того, что потребление продуктов питания на уровне ВДУ будет соответствовать дозе внутреннего облу­ чения 5 бэр/год.

В 1987 г. в соответствии с установленным на этот период временным дозовым пределом 3 бэр/год и улучшением радиационной обстановки НКРЗ были пересмотрены действовавшие ВДУ и с учетом оценок сред­ несуточного рациона по основным продуктам питания разработаны новые ВДУ-88, регламентирующие допустимые уровни суммарного содержания радионуклидов l34Cs и ,37Cs в продуктах питания и питьевой воде. По проведенным оценкам, потребление всех продуктов на уровне предло­ женных ВДУ обеспечивало дозу внутреннего облучения ниже 1 бэр/год. Новые нормативы были введены в действие на всей территории страны 15.12.87 взамен ВДУ № 129-252. При сравнении указанных допустимых уровней с аналогичными временными нормативами, принятыми после аварии на ЧАЭС в других странах, можно отметить, что, например, со­ держание радиоцезия в молоке регламентировалось в США на уровне 2,4 10-7 Ки/л, в Англии - МО 7, в Финляндии - 2,7 10'8 Ки/л (в СССР - 110~8 Ки/л). Распоряжением Главного государственного санитарного врача СССР от 23.03.90 срок действия указанных нормативов был про­ длен до 01.06.90.

Последней разработкой НКРЗ по регламентации содержания радио­ нуклидов цезия и стронция явились ВДУ-91, которые следовало рассма­ тривать в качестве единого нормативного документа, направленного на ограничение внутреннего облучения населения загрязненных территорий и страны в целом за счет потребления пищевых продуктов, загрязненных в результате аварии. Эти нормативы были рассчитаны таким образом, что в реальных условиях средние годовые дозы внутреннего облучения у жителей населенных пунктов зоны жесткого контроля не превышали 0,15-0,18 бэр. Для ограниченного числа лиц при условии, что они будут питаться продуктами, все виды которых постоянно загрязнены на уров­ не не ниже ВДУ, могла существовать маловероятная на практике воз­ можность накопления годовой дозы на уровне 0,4-0,6 бэр.

При установлении ВДУ-91 Национальная комиссия по радиационной за­ щите исходила из того, что еще более жесткое нормирование загрязнен­ ности пищевых продуктов может привести к неоправданному расширению зон с ограничениями по режиму питания, что, в свою очередь, может при­ вести к прямому ущербу для здоровья, в значительной мере превыша­ ющему риск от дополнительного облучения в результате потребления продуктов с содержанием радионуклидов на уровне установленного регламента.

188

Приложение 6.2

Схема организации радиационного контроля в окружающей среде в различных фазах аварии*

Показатели, средства

иметоды контроля Ранняя фаза Промежуточная фаза Поздняя фаза

1.Показатели радиационной обстановки, определяемые в системе непрерывного контроля (по отношению к типам контроля в ходе нормальной деятельности предприятия)

1.1.Мощность экс­ Определение обязательно на всех фазах аварии позиционной дозы (на высоте 1—1,5 м над землей)

1.2.Мощность по­ Определение обязательно на всех фазах аварии глощенной в воз­

духе дозы (на вы­ соте 1-1,5 м над землей)

2. Показатели радиационной обстановки, определяемые в системе периодичес­ кого (систематического) контроля (по отношению к типам контроля в ходе нормальной деятельности предприятия)

иаэрозолей)

*В ходе начальной фазы аварии целью радиационного контроля является по­ лучение информации о возможности выброса в атмосферу или жидкого сброса в водоем. На этой фазе аварии, когда средства контроля в большинстве случаев не в состоянии дать информацию о возможности выброса из-за отсутствия ощу­ тимых изменений в радиационной обстановке или из-за быстротечности этой фа­ зы, информация может быть получена с помощью средств технологического кон­ троля. (Романов Г.Н. Ликвидация последствий РА: Справочное руководство. М.: ИздАт, 1993)

189

Продолжение приложения 6.2

троля. Периодичность отбора проб долж­ на быть сокращена до пределов, определя­ емых необходимостью оценки динамики изменения концентрации и чувствитель­ ностью метода определения. Выбранные для анализа образцы должны быть пред­ ставительными для территории, входящей в прогнозируемую или реальную зону аварийного воздействия

190