56 Носовский - Вопросы дозиметрии и радиационная безопасность на АЭС

Это означает, что разрешается одноразовое облучение в дозе равной ПД. Ограничивается лишь облучение женщин репродуктивного возраста (до 40 лет) в течение календарного года с целью уменьшения вероятности генетических последствий. Доза на область таза не должна превышать 1 мЗв за любые 2 месяца. Это сделано для того, чтобы ограничить дозу, которую может получить эмбрион в первые два месяца беременности, когда она еще не может быть достоверно установлена. На весь период беременности женщины отстраняются от работы, связанной с облучением, а на работах с открытыми источниками — на весь период кормления, так как в этом случае возможно попадание радиоактивных веществ внутрь организма.

Для всех лиц категории А обязателен учет индивидуальных доз внешнего и внутреннего облучения. При этом для лиц, условия труда которых таковы, что доза за год может превышать 0,5 ПД, обязателен индивидуальный дозиметрический контроль.

Для лиц, у которых по условиям труда индивидуальная доза не может превысить 0,5 ПД индивидуальный дозиметрический контроль не является обязательным. Индивидуальная доза облучения в этом случае оценивается по данным о мощности дозы внешнего излучения и концентрации радионуклидов в воздухе рабочих помещений.

Для лиц, категории Б, работающих на радиационно-ядерном объекте, не допускается какое-либо загрязнение кожи, личной одежды и рабочих поверхностей.

Для лиц категории Б средняя индивидуальная эквивалентная доза за календарный год не должна превышать значения соответствующего ПД, указанного в таблице 5.7.

Для ограниченной части населения, по мнению МКРЗ, приемлемый риск от облучения должен быть меньшим или равным риску, характерному для повседневной жизни, но не больше 0,1 приемлемого риска для персонала, то есть 10-5 и менее (10 и менее смертных случаев на 1 млн. чел. в год). Это соответствует пределу эффективной эквивалентной дозы для категории Б HЕ = 5 мЗв (0,5 бэр). При этом имеется в виду, что средняя фактическая доза будет в 10 раз меньше предела дозы, то есть HЕ = 0,5 мЗв (50 мбэр).

Ожидаемая эквивалентная доза для населения интегрируется за 70-летний период. Различие между ПДД и ПД состоит в том, ПДД не может быть превышена ни у кого из

лиц категории А, исключая особые случаи. Тогда как, учитывая малые значения ПД, некоторое превышения ПД у отдельных лиц считаются допустимыми и не создает какой-либо дополнительной опасности для общества в целом и отдельных индивидуумов.

Доза внешнего излучения и поступление радионуклидов в организм для категории Б оценивается путем контроля радиационной обстановки по месту их работы и проживания. По месту работы контролируется мощность эквивалентной дозы внешнего облучения и концентрация радионуклидов в воздухе рабочей зоны и на территории. По месту проживания контролируется доза внешнего излучения и поступление в организм радионуклидов с воздухом, водой и пищей.

Если по результатам длительного наблюдения установлено, что облучение критической группы лиц категории Б не превышает 0,1 ПД, то радиационный контроль за облучением ограниченной части населения, по согласованию с органами Государственного санитарного надзора, может быть сокращен при обязательном сохранении радиационного контроля за источниками выбросов в атмосферу и сбросов в водоемы.

Регламентация и контроль облучения населения осуществляется на основании расчетов годовой эффективной дозы облучения критических групп. Требования к организации и проведению дозиметрического мониторинга населения базируются на условии непревышения предела дозы. Структура, объем, методы и способы этого контроля регламентируются соответствующими разделами ОСП-72/87 , а также, при необходимости, специальными нормативными актами Министерства охраны здоровья Украины.

Ограничение облучения населения осуществляется путем регламентации и контроля: активности объектов окружающей среды (воды, воздуха и т.п.); газо-аэрозольных выбросов и жидкостных сбросов в процессе работы радиацион- но-ядерных объектов.

Для каждой АЭС организуется санитарно-защитная зона (СЗЗ) и зона наблюдения (3H). Их размеры для каждой АЭС устанавливаются индивидуально в зависимости от полной мощности блоков АЭС и с учетом прогностических оценок радиационной обстановки в районе размещения станции при ее длительной эксплуатации. В пределах СЗЗ могут располагаться здания и сооружения подсобного и обслуживающего АЭС назначения и разрешается выращивание сельскохозяйственных культур и выпас скота при обязательном контроле за содержанием радионуклидов в производимой сельскохозяйственной продукции.

Годовые пределы дозы облучения населения, проживающего вблизи АЭС, связанные с АЭС, согласно СПАС-88, не должны превышать 5% от установленного дозового предела для отдельных лиц из населения (категория В).

Аварийное обучение персонала. В каждом учреждении, где проводятся работы с источниками ионизирующих излучений, и, в частности, на АЭС, должны быть разработаны инструкции и план мероприятий по ликвидации последствий аварии на объекте. А в случае ее возникновения, должны быть приняты все практические и возможные экстренные меры по сведению к минимуму внешнего облучения и поступления радионуклидов внутрь организма человека.

ДОПУСТИМЫЕ УРОВНИ

Критерием количественной оценки радиационного воздействия радиоактивных веществ при малых уровнях ионизирующего излучения является эквивалентная доза, поглощенная организмом или его отдельным органом. В соответствии с НРБ-76/87 суммарное воздействие внешних и внутренних источников на каждый критический орган не должно превышать соответствующий ПДД в год.

Однако во многих случаях эту дозу не представляется возможности измерить непосредственно, например, в случае внутреннего облучения. Поэтому для обеспечения требований НРБУ-97 регламентируется набор допустимых уровней.

Допустимый уровень (ДУ) —производный норматив для поступления радионуклидов в организм человека за календарный год, усредненных за год мощности эквивалентной дозы, концентрации радионуклидов в воздухе, питьевой воде и пище, плотности потока частиц и т.п., рассчитанный для референтных условий облучения из значений пределов доз.

Устанавливается такой перечень допустимых уровней, относящихся к радиационноги- гиеническим регламентам первой группы.

Для категории А:

•допустимое поступление (ДПАinhal) радионуклида через органы дыхания;

•допустимая концентрация (ДKАinhal) радионуклида в воздухе рабочей зоны;

•допустимая плотность потока частиц (ДППА);

•допустимоерадиоактивноезагрязнение(ДЗА) кожи, спецодеждыирабочихповерхностей. Для категории Б:

•допустимое поступление (ДПБinhal) радионуклида через органы дыхания;

•допустимая концентрация (ДКБinhal) радионуклида в воздухе рабочей зоны;

Для категории В:

•допустимое поступление радионуклида через органы дыхания (ДПВinhal) и органы пищеварения (ДПinhal);

•допустимая концентрация радионуклида в воздухе (ДКВinhal) и питьевой воде (ДКinhal). При ежегодном поступлении на уровне любого из ДП средняя эквивалентная доза за

любой календарный год у критической группы лиц категории Б будет равна или меньше ПД в зависимости от времени достижения равновесного содержания радионуклида в организме.

При расчетах ПД учитывается вид излучения, физико-химические свойства радиоактивных веществ и биологические константы, характеризующие их поведение в организме. Важнейшие из них это: коэффициенты всасывания в кровь, доля вещества, депонирующего в критическом органе, эффективный период полувыведения из критического органа Тэфф.

Для подавляющего большинства радионуклидов значение Тэфф равен от долей до 100 суток. Для таких радионуклидов ДП рассчитывают исходя из равновесного накопления его в критическом органе. При поступлении в организм 90Sr, 226Ra, 230Th, 232Th и долгоживущих трансурановых элементов с Тэфф ~ 30 лет в отдельных органах (скелет, печень) равновесное содержание радионуклида не достигается в течение всей жизни.

При нормировании поступления радионуклидов с большим Tэфф осуществляется более жесткий подход, В этом случае при недопустимом накоплении радионуклида в организме может возникнуть необходимость исключить дальнейший его контакт с источниками излучений, а это трудно сочетать с требованием законодательства — обеспечить возможностью работы такого человека по избранной специальности в течение всего трудоспособного периода.

На практике измерение величин ДП, как правило, бывает затруднительно. Для этих случаев необходимо ограничивать содержание радионуклидов и осуществлять их контроль в средах обитания человека. Так для осуществления оперативного радиационного контроля внутреннего облучения установлена среднегодовая допустимая концентрация радионуклидов в

воздухе рабочих Помещений и в питьевой воде.

Допустимое поступление через органы дыхания (ДПАinhal, ДПБinhal, ДПВinhal, или в общем случае ДПinhal) — допустимый уровень, обеспечивающий непревышение дозового предела при любых сочетаниях возраста, AMAD и типа соединения ингалируемой примеси. Для персонала рассматривается только референтный возраст "Взрослый", где референтный возраст (PB) — один из шести фиксированных возрастов, используемых в системе нормирования облучения. Шкала референтных возрастов приведена в таблицах 5.8,5.9.

Медианный по активности аэродинамический диаметр (AMAD) — характеристика статистического распределения активности полидисперсного аэрозоля по аэродинамическому диаметру dae. Половина активности рассматриваемого аэрозоля ассоциирована с частицами, имеющими dае больший, чем AMAD. Используется когда доминирующими механизмами, определяющими отложения в органах дыхания, является инерционное и гравитационное осаждения, как правило, при AMAD больших 0,5 мкм. При отсутствии фактических данных предполагается логнормальное распределение частиц.

При ингаляции всех выбранных аэрозолей максимальные значения ожидаемых

эффективных доз на единицу содержания в воздухе, приходится на интервал 0,01 — 0,1 мкм. Величины допустимых поступлений через органы дыхания ДПАinhal, ДПБinhal, ДПВinhal

рассчитаны по формулам:

— для персонала (категории А, Б):

где: ПДЕ — предел эффективной дозы категорий А или Б;

е1,d — годовая эффективная доза при единичном ингаляционном поступлении, рассчитанная

для референтного возраста "Взрослый", типа соединения I и AMAD d;

— для населения (категории В):

где: ПДE — предел эффективной дозы категории В;

е1,d,t—годовая эффективная доза при единичном ингаляционном поступлении, рассчитанная для референтного возраста t, типа соединения I и AMAD d.

Доза на единицу перорального / ингаляционного поступления (et) — годовая эффек-

тивная доза, рассчитанная при единичном (1Бк) пероральном или ингаляционном поступлении для одного из шести референтных возрастов t.

Допустимая концентрация в питьевой воде (ДКВingest) — допустимый уровень, обеспе-

чивающий непревышение дозового предела для любого из референтных возрастов населения.

Величины допустимых поступлений через органы пищеварения ДКВingest рассчитаны по формуле:

где: ПДЕ — предел эффективной дозы категории В;

еt—годовая эффективная доза при единичном пероральном поступлении, рассчитанная

для референтного возраста t.

Допустимая концентрация в воздухе (ДKАinhal, ДKБinhal, ДKВinhal, или в общем случае ДKinhal) — допустимый уровень, обеспечивающий непревышение дозового предела при любых сочетаниях возраста, AMAD и типа соединения ингалируемой примеси. Для населения рассматриваются все референтные возрасты, для персонала — только референтный возраст "Взрослый".

Величины допустимых концентраций в воздухе ДKАinhal, ДKБinhal, ДKВinhal рассчитаны по формулам:

— для персонала (категории А, Б):

где: ПДЕ — предел эффективной дозы категорий А или Б;

gl,d — годовая эффективная доза при единичной концентрации в воздухе, рассчитанная для референтного возраста "Взрослый", типа соединения 1 и AMAD d.

—для населения (категория В)

равняется отношению предела дозы (ПД) к времени облучения (t) на протяжении календарногогода:

ДлялицкатегорииАиБзначенияt= 1700 час. вгод, длялицкатегорииВ— 1 = 8760час. вгод.

Втаблице 5.10 приведены числовые значения допустимой мощностидозыДМДвнешнегоионизирующего излучения для условий облучения всего тела и стандартного времени облучения для лиц категорий А и Б с учетом назначения помещений и территорий и с учетом ПД, регламентированных в НРБУ-97. При нахождении в жилых помещениях и на территории в пределах зоны наблюдения стандартная продолжительность облучения принимается равной 8800 ч в год.

Действие на организм человека изотопов инертных радиоактивных газов (ИРГ) — аргона, криптона, ксенона и короткоживущих нуклидов азота, кислорода определяется внешним β, γ- облучением, т.к. эти радионуклиды мало накапливаются в организме. Допустимая концентрация РБГ ограничивается допустимой мощностью дозы внешнего излучения для таких критических органов как: кожа, подкожные ткани, гонады. В этих случаях ДК производится по модели "погружение в радиоактивное облако". При этом ДК увеличивается с увеличением размеров помещений. При этом может измениться и критический орган. На открытой местности — это. как правило, гонады или все тело, а в помещениях небольшого размера — кожа из-за облучения ее β-частицами.

ВНРБУ-97 значения допустимых уровней приведены для случая воздействия одного радиоактивного фактора: одного вида внешнего облучения или поступления в организм одного определенного вида радионуклида.

Для смеси радионуклидов известного состава числовое значение ДП рассчитывается по формуле:

j

где: ДП — допустимое поступление данной смеси радионуклидов;

Pj — относительное содержание в смеси j-го радионуклида к общей активности смеси, %; ДПj — допустимое поступление j-ro радионуклида.

Допустимое радиоактивное загрязнение поверхности (ДЗ) — допустимый уровень,

установленный на уровне, не допускающем превышения предела дозы за счет радиоактивного загрязнения поверхности рабочих помещений, оборудования, индивидуальных средств защиты и кожных покровов для лиц категории А и рабочих поверхностей, одежды и кожных покровов для лиц категории Б.

В таблице 5.11. приведены значения допустимого радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи, спецодежды, спецобуви, средств индивидуальной защиты персонала, нормируется общее (то, которое снимается и не снимается) радиоактивное загрязнение.

Уровни общего радиоактивного загрязнения кожи определены с учетом проникновения части загрязнения через неповрежденную кожу с соответствующим коэффициентом проникания радионуклида в кожу и в организм. Расчет произведен с учетом, что общая площадь загрязнения не должна превышать 300 см2кожи.

Допустимые уровни загрязнения кожи, спецодежды, внутренней поверхности лицевых частей средств индивидуальной защиты для 40Sr +90Y, 144Ce +144Pr, 106Ru +106Rh устанавлива-

ется в 5 раз меньшими: 40 част·мин-1·см-2. Загрязнение кожи тритием не нормируется, так как не контролируется его содержание в воздухе рабочих помещений и в организме.

Таблица 5.11.

Допустимые уровни общего радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи (на протяжении рабочей смены), спецодежды и средств индивидуальной защиты, част·мин-1·см-2

* К отдельным относятся альфа-излучающие радионуклиды; среднегодовая допустимая объемная активность которых в воздухе рабочих помещений меньше 0,3 Бк·м-1.

Отметим, что 1 Бк/см2~ 3·10-3 част/мин·см2. Однако, при определении численных значений ДЗ сталкиваются с большими неопределенностями. Поэтому они получены на базе приближенных оценок возможных дозовых нагрузок для наиболее радиотоксичных радионуклидов. Это гарантирует малый вклад поверхностного загрязнения на уровне ДЗ в дозу по сравнению с дозой от основных первичных источников.

Таким образом, ДЗ не является дозовой величиной. Их численные значения, принятые в НРБУ-97 и, в частности, для кожных покровов, достаточно малы. Так что не требуется учитывать вклад в дозу от загрязненных поверхностей при определении величины комбинированного воздействия нескольких радиационных факторов. А вклад загрязненных поверхностей в воздушную среду и общий фон излучения регистрируется и учитывается при контроле соответствующих величин на рабочих местах. Таким образом, достижение уровней ДЗ должно сигнализировать о необходимости проведения дезактивации и таким образом исключить распространение радиоактивных веществ в обнаруживаемых количествах за пределы зоны рабочих помещений. При этом в обычных условиях не требуется их трансформация в дозовые величины, а они просто характеризуют надежность герметичности санитарнотехнических барьеров по ограничению распространения загрязнения, эффективность средств индивидуальной зашиты и т.д.

Допустимая плотность потока частиц (фотонов) (ДПП) — допустимый уровень ус-

редненной за годплотностипотока частиц. ДППчисленно равняется отношению допустимой мощностидозы(ДМД) кудельноймаксимальнойдозеhм (Зв·см2/част.) отвнешнегооблучения:

В случае бета-облучения кожи для расчета ДМД используется основной ПД для кожи — 500 мЗв. Удельная максимальная доза hM рассчитывается для слоя кожи толщиной 5мг/см2 под поверхностным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина поверхностного слоя — 40 мг/см2.

В таблицах 5.12, 5.13 приведены допустимые уровни облучения кожи персонала моноэнергетическими электронами и бета-частицами (допустимая плотность потока ДПП и удельная максимальная эквивалентная доза hм).

Допустимый сброс (ДС) — регламентированный максимальный уровень жидкостного сброса. ДС — сброс, при котором суммарная годовая эффективная доза представителя критической группы населения за счет всех радионуклидов, присутствующих в выбросе, не пре-

вышает квоту предела дозы.