4 курс / Медицина катастроф / Организация_санитарно_гигиенических_и_лечебно_профилактических_мероприятий
.pdfДля 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
Примечания
1Например, в г. Припяти после Чернобыльской аварии эвакуация бы ла начата через 36,5 ч после возникновения аварии и проведена за 2,5 ч. Основной причиной эвакуации было реальное ухудшение радиационной обстановки вследствие продолжающегося выброса РВ и высокая вероят ность превышения ДУВ, установленных на тот момент времени [10]. Своевременно и хорошо спланированная эвакуация обеспечила соблю дение аварийного регламента с большим запасом: фактически получен ная до эвакуации доза внешнего облучения составила в среднем 15 мГр, а для 99% жителей оказалась менее 50 мГр при нижнем уровне вмеша тельства (А) 250 мГр [11]. Эвакуация сельских населенных пунктов 30-километровой зоны была проведена позже - с 8-х по 13-е сутки по сле аварии. Причем при принятии решения об эвакуации учитывалась как фактическая радиационная обстановка, так и угроза парового взрыва вследствие проплавления днища реактора и взаимодействия высоко активных масс с водой, заполняющей подреакторные помещения, т.е. в связи с потенциальной опасностью резкого осложнения радиационной обстановки. До эвакуации сельских жителей дозы внешнего облучения, как правило, не превысили нижнего уровня вмешательства, и лишь для нескольких населенных пунктов оказались в диапазоне 250—750 мГр.
Часть населения 30-километровой зоны после эвакуации была времен но размещена в загрязненных селах близлежащих районов, где получи ла дополнительную дозу за счет внешнего излучения и потребления ме стных продуктов, загрязненных в основном 1311.
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)
1.3. Концентрация |
Определение обязательно при наличии Определение |
|
РВ в воде (по сум |
жидких сбросов |
не обязательно |
марной бета-актив |
|
|
ности) |
|
|
Средства контроля |
Определение обяза |
Средства контроля те же, что и в ходе |
по п. 1.1-1.3 |
тельно при наличии |
нормальной деятельности предприятия. |
|
жидких сбросов |
Схема размещения станций и объем |
|
|
контроля могут быть изменены |
Методы определе |
Методы определений не отличаются от методов, применяе |
|
ний по п. 1.1-1.3 |
мых в ходе нормальной деятельности предприятия |
2. Показатели радиационной обстановки, определяемые в системе периодичес кого (систематического) контроля (по отношению к типам контроля в ходе нормальной деятельности предприятия)
2.1. Концентрация |
Определение обязательно на всех фазах |
Определение обя |
РВ в атмосферном |
аварии |
зательно при нали |
воздухе на уровне |
|
чии долгоживущих |
земли (по суммарной |
|
радиологически |
бета-активности |
|
значимых нуклидов |
летучих продуктов |
|
|
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
MoKJCiunviH, с р ед ства |
Ранняя ф а за |
П р о м е ж у то ч н а я ф а з а |
П о зд н я я ф а з а |
|
и м етоды к о н тр о л я |
||||
|
|
|
||
2.2. Концентрация |
Определение обяза Определение обяза |
Определение |
||
радионуклидов в ат |
тельно. Перечень |
тельно. Перечень |
не обязательно |
|
мосферном воздухе |
радионуклидов ус |
радионуклидов ус |
|
|
на уровне земли |
танавливается по |
танавливается по |
|
|
|
ходу аварии |
вторно в соответ |
|
|
|
|
ствии с их вкладом |
|
|
|
|
в суммарную актив |
|
|
|
|
ность и их радио |
|
|
|
|
логической значи |
|
|
|
|
мостью |
|
|
2.3. Концентрация |
Определение обяза |
Определение обяза |
Определение обяза |
|
радионуклидов |
тельно в источни |
тельно в источни |
тельно в открытых |
|
в воде |
ках водоснабжения |
ках водоснабжения, |
водоемах, являю |
|
|
населения, в кото |
в которые может |
щихся источника |
|
|
рые может произой |
произойти жидкий |
ми водоснабжения, |
|
|
ти жидкий сброс. |
сброс или которые |
в случае жидких |
|
|
Перечень радио |
размещены на тер |
сбросов. Определе |
|
|
нуклидов устанав |
ритории зоны ава |
ние не обязательно |
|
|
ливается по ходу |
рийного воздействия |
в случае выброса |
|
|
аварии |
при выбросе в ат |
в атмосферу. (Осу |
|
|
|
мосферу. Перечень |
ществляется по про |
|
|
|
радионуклидов ус |
грамме исследова |
|
|
|
танавливается по |
тельского контроля) |
|
|
|
вторно |
|
|
Средства контроля |
Средства контроля |
1. Средства контроля те же, что и в хо |
||
по п. 2.1-2.3 |
те же, что и в ходе |
де нормальной деятельности предприя |
||
|
нормальной деятель |
тия. Схема размещения станций и объ |
||
|
ности предприятия |
ем контроля могут быть изменены. |
||
|
|
2. Мобильные лаборатории с временной |
||
|
|
фиксацией местоположения, оснащенные |
||
|
|
средствами отбора проб воздуха и воды |
||
|
|
и измерения их активности. |
||
|
|
3. Мобильные отряды, осуществляющие |
||
|
|
отбор проб |
|
|
Методы определе |
Методы определений могут не отличать |
Методы определе |
||
ний по п. 2.1—2.3 ся от принятых в ходе нормальной дея |
ний могут не отли |
|||
|
тельности предприятия. Может возник |
чаться от принятых |
||
|
нуть необходимость измерения проб толь |
в ходе нормальной |
||
|
ко в стационарных лабораториях из-за |
деятельности пред |
||
|
высокого и переменного радиационного |
приятия |
||
|
фона в местах размещения станций кон |
|
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