5 курс / ОЗИЗО Общественное здоровье и здравоохранение / Организация_санитарно_гигиенических_и_лечебно_профилактических_мероприятий

Уровень 4. Значительное повреждение активной зоны реактора или барьеров радиационной безопасности или облучение персонала в очень высоких дозах

О п р е д е л е н и е : любое расплавление активной зоны энергетиче­ ского реактора или утечка более 0,1% материала из тепловыделяющих сборок; события на нереакторных установках с выбросом нескольких ты­ сяч ТБк активности из их первичной оболочки* при невозможности вер­ нуть ее в зону безопасного хранения, внешнее облучение одного или не­ скольких лиц из числа персонала в дозе выше 5 Гр.

Уровень 3. Обширное радиоактивное загрязнение и/или переоблу­ чение персонала, приводящее к острым лучевым поражениям

Оп р е д е л е н и е : события, вызывающие такую мощность дозы или уровень загрязнения, при которых один или несколько работников могут получить дозу, приводящую к острым лучевым поражениям (например, суммарная доза на все тело порядка 1 Гр или на поверхности тела по­ рядка 10 Гр**). События, приводящие к выделению нескольких тысяч ТБк активности во вторичную* оболочку, откуда материал может быть возвращен в зону безопасного хранения.

Уровень 2. Значительное загрязнение и/или переоблучение персонала

Оп р е д е л е н и е : события, в результате которых доза облучения одного или нескольких работников превышает нормативно установленную годовую предельную дозу для персонала; события, в результате которых суммарная мощность дозы гамма - и нейтронного облучения превышает 50 мЗв/ч в обслуживаемой зоне установки (мощность дозы измеряется на расстоянии 1 м от источника). События, которые приводят к наличию значительных количеств радиоактивности в зонах установки, где это не предусмотрено проектом, и требуют принятия корректирующих мер. Вдан­ ном контексте «значительное количество» следует интерпретировать как:

а - загрязнение жидкостями, содержащими суммарную активность всех нуклидов, эквивалентную нескольким сотням ГБк l06Ru;

б - выброс твердого радиоактивного материала в количестве, ра­ диологически эквивалентном нескольким сотням ГБк 106Ru, который приводит к уровням поверхностного и аэрозольного загрязнения, превы­ шающим в 10 раз величины, допустимые для контролируемых зон;

в - выброс аэрозольного радиоактивного материала внутри здания

вколичестве, радиологически эквивалентном нескольким десяткам ГБк 1311. Коэффициенты относительной эффективности основных изотопов при

расчете радиологической эквивалентности по воздействию на площадке приведены в табл. 2.

* В данном контексте термины «первичная» и «вторичная» означают оболочку, вмещающую радиоактивные материалы в нереакторных установках, и их не сле­ дует путать с подобными терминами, означающими защитные (противоаварийные) оболочки реактора

** Оценка зависит от мощности дозы, времени и мер защиты

81

Таблица 2

Радиологическая эквивалентность при воздействии на площадке

* Тип поглощения в легких: S - медленное; М - среднее; F - быстрое. В слу­ чае неопределенности принимается наиболее консервативное значение

Значение фактической активности в выбросе следует умножить на этот коэффициент и затем сравнить ее с величинами, указанными в оп­ ределениях каждого уровня для 1311 или l06Ru.

Оценка радиологической эквивалентности Ниже приводятся коэффициенты относительной эквивалентности, на

которые необходимо умножить активность определенного радионуклида в выбросе, чтобы получить величину, сравнимую с активностью 13|1 (табл. 3).

В этом анализе использованы значения коэффициентов ингаляции, которые были включены в Основные стандарты безопасности (ОСБ или BSS) МАГАТЭ*.

* Продовольственная и сельскохозяйственная организация ООН, Международ­ ное агентство по атомной энергии, Международная организация труда, Агентство по ядерной энергии ОЭСР, Панамериканская организация здравоохранения, Все­ мирная организация здравоохранения. Международные основные стандарты безо­ пасности по защите от ионизирующего излучения и по безопасности источников излучения. Серия изданий по безопасности № 115, МАГАТЭ, Вена, 1996 г.

8 2

*Расчет радиологической эквивалентности к «Руководству для пользователей ИНЕС», письмо С.Хьюза С.Дж.Мортину, 2000 г.

**Тип поглощения в легких: S —медленное; М - среднее; F - быстрое. При

неопределенности использовать наиболее консервативное значение

а - При оценке воздействия за пределами площадки рассматриваются два пути облучения:

• ингаляционная доза (эффективная, для взрослого человека) от кон­ центрации радионуклидов в воздухе, при объеме дыхания 3,3-10'4 м3/с и коэффициенте ингаляционной дозы Dinh (Зв/Бк);

• внешняя доза гамма-излучения (эффективная, для взрослого челове­ ка), интегральная за 50 лет, от выпавших на землю радионуклидов. Вы­ падение на землю выражается через концентрацию в воздухе и скорость осаждения Vg, равную Ю"2 м/с для элементарного йода и 1,5-1О*3 м/с - для других веществ. Интегральная доза за 50 лет от единичного выпадения

83

каждого радионуклида Dgnd (Зв на 1 Бк/м2) умножается на коэффици­ ент 0,5, чтобы учесть шероховатость почвы.

Суммарная доза Dtot за все время от выброса с активностью Q при при­ земной концентрации радионуклида в воздухе X (Бк с/м3 на 1 Бк выбро­ са) равна:

Dm “ Qx '(Dinh объем дыхания + Vg-Dgnd 0,5).

Таким образом, можно для каждого радионуклида подсчитать относи­ тельную радиологическую эквивалентность по |311 как отношение соот­ ветствующих значений Dtot/(QX).

б - При оценке последствий на площадке учитывается только ингаля­ ционный путь поступления радионуклида с коэффициентами ингаляции для персонала.

Коэффициенты ингаляции во втором и третьем столбцах табл. 3 заимст­ вованы из ОСБ, за исключением природного U. Значения для природного U вычислены суммированием вкладов от 238U, 2:15U, 234U и основных продук­ тов их распада. Если радионуклиду свойственны различные типы поглоще­ ния в легких, то принято максимальное значение коэффициента ингаляции.

Интегральные дозы за 50 лет от внешнего гамма-излучения были вы­ числены Национальным управлением радиологической защиты (Велико­ британия). Данные для 235U включают 23'Th, а для 238U - 234Th и 234mPa. Значения для природного урана вычислены при следующих соотношениях: 234U (48,9%), 235U (2,2%) и 238U (48,9%).

Коэффициенты-множители, применяемые для воздействия на площадке, получают путем деления значений для каждого радионуклида на значе­ ние для 1311. Они приведены в табл. 4 и в округленной форме —в табл. 5.

Таблица 4

Воздействие на площадке, только ингаляция

84

* Тип поглощения в легких: S - медленное, М - среднее, F - быстрое; при не­

определенности использовать наиболее консервативное значение

чае неопределенности принимается наиболее консервативное значение ** В скобках указаны значения, приведенные в ОСБ

85

Эти коэффициенты могут несколько отличаться от опубликованных в предыдущем пояснительном документе по ИНЕС*.

Расчет коэффициентов, применяемых для воздействия за пределами площадки, представлен в табл. 6.

Внешняя доза на 1 Бк-с/м3 (4-й столбец) складывается с дозой от ин­ галяции (7-й столбец) и дает сумму от обоих путей облучения (8-й стол­ бец). В свою очередь, деление этих величин для каждого радионуклида на значение для 1311 дает коэффициенты-множители, указанные в по­ следнем столбце и округленно - в табл. 5. Они тоже могут несколько от­ личаться от опубликованных в пояснительном документе.

Список литературы

1.Положение о классификации чрезвычайных ситуаций природного

итехногенного характера: Постановление Правительства Российской Фе­

дерации от 13.09.96. № 1094. —> АП 2.1,оГ<2.0бЧ- а « SC>4.

2. Источники и эффекты ионизирующего излучения: Отчет Науч. ко­ митета ООН по действию атомной радиации 2000 г. Генеральной Ассам­ блее ООН с научными приложениями // Эффекты / Под ред. Л.АИльина и С.П.Ярмоненко, пер. с англ. Т. 2. Ч. 4. М.: РАДЭКОН, 2002. 320 с.

3. Сержинский В.И. Социально-экономические приоритеты в политике минимизации последствий катастрофы на ЧАЭС // Подходы к экономи­ ческой оценке ущербов, связанных с радиационными авариями и загряз­ нениями: Сб. матер, раб. совещ. 25 апр. 1994 г. Объедин. науч. совет РАН по пробл. экологии. Информац. бюлл. Вып. 2. М., 1994. С. 34-41.

4.Кархов А.Н. Методика оценки ущербов от крупной аварии на АЭС. Там же. С. 42-60.

5.Рекомендации по вводу в опытную практику Международной шка­ лы ядерных событий на АЭС (IAEA/NEA): Совещ. техн. комитета,

26-28 марта 1990 г.

6. Положение о порядке объявления аварийной обстановки, оператив­ ной передачи информации и организации экстренной помощи атомным станциям в случае радиационно опасных ситуаций: НП-005-98: утв. постановлением Госатомнадзора России от 05.01.98 № 1. Изменение 1 от 30.08.02 № 8. Введ. с 01.11.02. М., 2002.

7.Классификация аварий с ядерными боеприпасами по радиационным последствиям: Методические указания. МУ 2.6.1.057.02 / Федер. управл. «Медбиоэкстрем». М., 2002.

8.Руководство по организации санитарно-гигиенических и лечебно­ профилактических мероприятий при крупномасштабных радиационных авариях / Под ред. Л.А.Ильина. М.: ВЦМК «Защита», 2000. 244 с.

* Международное агентство по атомной энергии. «Разъяснения по возникшим вопросам» - дополнение к «Руководству для пользователей ИНЕС». МАГАТЭ, Вена, 1996 г.

8 7

5. НАУЧНЫЕ И ПРАКТИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ МЕДИЦИНСКОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ ПРИ РАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ

5.1. Ограничение облучения при нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего облучения

Главной целью радиационной защиты при нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующих излучений (ИИИ) явля­ ется охрана здоровья людей без необоснованных ограничений по­ лезной деятельности, связанной с использованием этих источников.

Указанные требования закреплены в НРБ-99 и ОСПОРБ, до­ стигаются ограничением (регламентацией) дополнительного об­ лучения, вызванного эксплуатацией ИИИ, и основываются на следующих принципах:

•непревышение допустимых пределов индивидуальных доз об­ лучения граждан от всех ИИИ (принцип нормирования);

•запрещение всех видов деятельности по использованию ИИИ,

при которых полученная для человека и общества польза не пре­ вышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным

кестественному радиационному фону облучением (принцип обоснования);

•поддержание на возможно низком и достижимом уровне с уче­ том экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого

ИИИ (принцип оптимизации) [1, 2J.

Установлены следующие категории облучаемых лиц:

•персонал - лица, работающие с техногенными ИИИ (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);

•население - все население, включая лиц из персонала вне сфе­

ры и условий их производственной деятельности.

Для обеих категорий облучаемых лиц установлены три класса нормативов:

• основные дозовые пределы (табл. 5.1);

8 8

*Дозы облучения, как и все остальные допустимые производные уровни для персонала группы Б, не должны превышать 1/4 значений для персонала группы А

**Относится к среднему значению в слое толщиной 5 мг/см2 под покровным

слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см2

* допустимые уровни монофакторного (для одного радионуклида или одного вида внешнего излучения, пути поступления) воздей­ ствия, являющиеся производными от основных дозовых пределов: предела годового поступления, допустимой среднегодовой объемной активности, допустимой среднегодовой удельной активности и др.;

• контрольные уровни (дозы и уровни), устанавливаемые админис­ трацией учреждения по согласованию с органами госсанэпиднадзора; их численные значения должны учитывать достигнутый в учрежде­ нии уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Основные дозовые пределы облучения лиц из персонала и на­ селения не включают в себя дозы от природных, медицинских

ИИИ и дозы, полученные вследствие радиационной аварии. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

5.2. Критерии вмешательства

Целью радиационной защиты населения при радиационной аварии является предотвращение возникновения детерминиро­ ванных и сведение к минимуму стохастических эффектов путем восстановления контроля над источником, снижения доз облучения и числа облученных лиц, а также уменьшения радиоактивного загрязнения окружающей среды.

Ограничение облучения населения достигается введением защит­ ных мер, которые могут приводить к нарушению жизнедеятельности

89

населения, хозяйственного и социального функционирования тер­ ритории, т.е. будут вмешательством, влекущим за собой не только экономический и экологический ущерб, но и неблагоприятное воз­ действие на здоровье населения.

При принятии решений о характере вмешательства следует ру­ ководствоваться следующими принципами:

• предлагаемое вмешательство должно принести обществу и, преж­ де всего, облучаемым лицам больше пользы, чем вреда, т.е. уменьшение ущерба в результате снижения дозы должно быть достаточным, чтобы оправдать вред и стоимость вмешательства, включая его социальную стоимость (принцип обоснованности вмешательства) ;

• форма, масштаб и длительность вмешательства должны быть оптимизированы таким образом, чтобы чистая польза от снижения радиационного ущерба, за вычетом ущерба, связанного с вмеша­ тельством, была бы максимальной (принцип оптимизации вме­ шательства) .

Планирование мер радиационной защиты населения при аварии осуществляется на основе критериев для принятия решений в виде:

•уровней ожидаемых (прогнозируемых) доз, при превышении которых возможны клинически определяемые эффекты (для ост­ рого облучения) или неприемлемо высокий риск стохастических эффектов, которые являются обоснованными для данного защит­ ного мероприятия;

•уровней облучения, предотвращаемых защитным мероприятием (предотвращенная доза).

ВНРБ-99 установлены критерии для принятия решений по за­ щите населения (табл. 5.2-5.4)'.

90