Основи_радіобіології_та_радіоекології

відстані 0,1 м від пацієнта не повинна перевищувати 1 мР за год. (при виході з радіологічного відділення).

1.3.3.Радіаційно-гігієнічні регламенти третьої групи - втручання в умовах радіаційної аварії

Види радіаційних аварій та їх класифікація

Радіаційна аварія - незапланована подія на будь-якому об’єкті з радіаційною чи радіаційно-ядерною технологією, при якій відбувається втрата контролю над джерелом випромінення і реальне (або потенційне) опромінення людей.

Усі радіаційні аварії поділяються на дві групи:

а) аварії, які не супроводжуються радіоактивним забрудненням виробничих приміщень, проммайданчика об’єкта та навколишнього середовища;

б) аварії, в результаті яких відбувається розгерметизація закритих джерел і радіоактивне забруднення середовища виробничої діяльності та проживання людей.

Аварії першої групи супроводжуються додатковим зовнішнім γ-, рентгенівським, β- і нейтронним опроміненням людей.

Аварії другої групи супроводжуються додатковим зовнішнім і внутрішнім опроміненням людей.

Масштаб радіаційної аварії визначається розміром території, а також чисельністю людей, які втягнуті до неї. За своїм масштабом радіаційні аварії поділяють на два класи:

•промислові;

•комунальні.

До класу промислових аварій належать такі, що не поширюються за межі території виробничих приміщень і проммайданчика об’єкта, а аварійне опромінення може отримати лише персонал.

До класу комунальних належать аварії, наслідки яких поширюються як на територію об’єкта, так і на оточуючі території, де проживає населення.

Комунальні радіаційні аварії поділяють на:

а) локальні, якщо в зоні аварії проживає населення загальною чисельністю до 10 тисяч чоловік;

б) регіональні - території населених пунктів, адміністративних районів, областей, де чисельність населення перевищує 10 тисяч чоловік;

в) глобальні - аварії, в результаті яких значна частина, або вся територія країни і її населення зазнає негативного впливу.

У розвитку комунальних аварій виділяють три основні часові фази:

а) рання (гостра) фаза - тривалість від декількох годин до одного-двох місяців;

б) середня фаза, або фаза стабілізації - починається через один-два місяці і завершується через 1-2 роки;

21

в) пізня фаза, чи фаза відновлення - починається через 1-2 роки після початку аварії.

Населення в умовах радіаційної аварії

При виникненні комунальної радіаційної аварії окрім термінових робіт щодо стабілізації радіаційного стану, включаючи відновлення контролю над джерелом, мають бути одночасно здійснені заходи, спрямовані на:

а) зведення до мінімуму кількості осіб з населення, які зазнають аварійного опромінення;

б) запобігання чи зниження рівня радіаційного забруднення продуктів харчування, питної води, сільськогосподарської сировини та угідь, об’єктів довкілля (повітря, води, ґрунту, рослин тощо), а також будівель і споруд.

Протирадіаційний захист населення в умовах радіаційної аварії базується на системі контрзаходів. При реалізації контрзаходу, як правило, відвертається не вся доза від аварійного джерела. Деяка її частка зберігається, це так званий залишковий (невідвернутий) рівень дози опромінення, запобігання якої даним контрзаходом стає неприйнятим тому, що суттєво збільшується збиток.

Залежно від масштабів і фаз радіаційної аварії, а також від рівнів прогнозованих доз опромінення контрзаходи умовно поділяють на термінові, невідкладні та довгострокові.

Термінові контрзаходи

До термінових належать такі контрзаходи, проведення яких спрямоване на запобігання виникнення в осіб з населення важких радіаційних уражень, що виявляється клінічно. До таких контрзаходів належать укриття та евакуація.

Рівні безумовно виправданих термінових контрзаходів (втручань) визначаються значеннями прогнозованих поглинених доз при гострому опроміненні за період менше 2 діб (табл. 6) та значеннями річних еквівалентних доз при хронічному опроміненні (табл. 7).

6. Рівні безумовно виправданого термінового втручання при гострому опроміненні

*Гр (грей) - одиниця поглиненої дози іонізуючого випромінення у системі СІ.

22

7. Рівні відвернутої річної еквівалентної дози хронічного опромінення органів та тканин, при яких термінове втручання безумовно виправдане

Невідкладні контрзаходи

Контрзаходи кваліфікуються як невідкладні, якщо їх реалізація спрямована на відвернення детерміністичних ефектів.

Основні та найбільш ефективні невідкладні контрзаходи на початковій фазі аварії такі: укриття, евакуація, йодна профілактика та обмеження перебування людей на відкритому повітрі.

Для проведення цих контрзаходів вводяться рівні виправданості та безумовної виправданості, які визначаються значеннями відвернутої дози за перші два тижні після аварії (табл. 8).

8. Найнижчі межі виправданості та рівні безумовної виправданості для невідкладних контрзаходів

Крім основних контрзаходів, на ранній фазі аварії застосовуються допоміжні контрзаходи, доцільність введення яких розглядається у кожній конкретній ситуації, але для них рівні втручань не вводяться (заходи пилоподавлення, спеціальний режим роботи підприємств, шкіл, дитячих садків та ін.).

23

Довгострокові контрзаходи

До довгострокових належать контрзаходи, спрямовані на відвернення доз опромінення, значення яких, як правило, нижче порога виникнення детерміністичних ефектів у осіб з населення.

Довгострокові контрзаходи включають: тимчасове виселення, обмеження вживання забруднених радіонуклідами води і продуктів харчування на досить тривалий час, обмеження сільськогосподарської діяльності, дезактивацію території та забруднених будівель і споруд, гідрологічні, лісотехнічні та інші контрзаходи.

Довгострокові контрзаходи проводять після повного завершення аварійного радіоактивного забруднення території з урахуванням аналізу результатів детального радіаційного моніторингу.

Втручання слід вважати безумовно виправданим, якщо довгостроковим контрзаходом запобігається така прогнозована доза, яка перевищує значення рівнів, наведених у таблиці 9, або пов’язаних з ним рівнів дій.

9. Нижні межі виправданості, безумовно виправдані рівні втручання і рівні дії для прийняття рішення про переселення

Заборона чи обмеження споживання продуктів харчування місцевого виробництва вводиться на ранній, середній і, частково, пізній фазах аварії.

Проте використання значень рівнів дії, вказаних в таблиці 10, вимагає постійного застосування процедури зважування за принципом «користь - збиток», оскільки не виключені ситуації, коли при вкрай обмежених можливостях підвозу чистих продуктів харчування, заборона чи обмеження споживання місцевих продовольчих ресурсів може викликати пряму загрозу голоду. При цьому наслідки для здоров’я людей дефіциту продуктів можуть

24

виявитися набагато важчими, аніж ті, які пов’язані з радіаційним фактором – стохастичними ефектами.

Рішення на проведення інших довгострокових контрзаходів приймається на основі процедури зважування за принципом «користьзбиток». На них не вводяться ні межі виправданості, ні безумовні рівні втручання.

Будь-який довгостроковий контрзахід має бути припинений, якщо оцінки доз показують, що подальше його продовження не виправдане, оскільки величина невідвернутого залишкового рівня дози виявляється нижче прийнятого.

НРБУ-97 встановлює такий залишковий прийнятий сумарний рівень ефективної дози:

а) 1 мЗв за рік для хронічного опромінення тривалістю понад 10 років; б) 5 мЗв сумарно за період 2 роки; в) 15 мЗв сумарно за перші 10 років.

Ці значення враховуються при визначенні границь зони комунальної аварії.

10. Нижні межі виправданості та безумовно виправдані рівні втручань і дії прийняття рішення про вилучення, заміну й обмеження вживання забруднених радіонуклідами продуктів харчування

* Для інших немолочних продуктів харчування рівні дії у два рази вищі.

1.3.4. Радіаційно-гігієнічні регламенти четвертої групи – зменшення доз хронічного опромінення населення

Регламенти цієї групи спрямовані на зменшення доз хронічного опромінення населення від техногенно-посилених джерел природного

25

походження, які в результаті господарської та виробничої діяльності людини були піддані концентруванню або збільшилась їх доступність, внаслідок чого утворилося додаткове до природного радіаційного фону опромінення.

НРБУ-97 вводять обмеження на вміст природних радіонуклідів у мінеральній сировині та будівельних матеріалах, питній воді, мінеральних добривах, виробах із скла, порцеляни та глини, мінеральних барвниках, а також на концентрацію ізотопів радону в повітрі приміщень та робочих місць, на потужність дози γ-випромінення у приміщеннях.

Будівельні матеріали і мінеральна сировина з питомою активністю

226Ra (радій), 232Th (торій) і 40K (калій) у межах 370 Бк/кг використовують без обмежень для всіх видів будівництва (1 клас); активність 370-740 Бк/кг - для промислового будівництва та будівництва шляхів (2 клас); активністю 7401350 Бк/кг - для будівництва підземних споруд, спорудження гребель, шляхів поза межами населених пунктів (3 клас).

Для матеріалів, що мають естетичну цінність питома активність не повинна перевищувати 3700 Бк/кг. Їх використовують з обмеженнями для внутрішнього та зовнішнього оздоблення об’єктів громадського призначення.

Потужність дози γ-випромінення в приміщенні:

а) у житлових приміщеннях, дитячих та лікувально-профілактичних закладах, які проектуються, будуються та реконструюються потужність дози становить не більше 30 мкР/год;

б) у приміщеннях будівель і споруд, які експлуатуються з постійним перебуванням людей, у тому числі житлових, - 50 мкР/год (за винятком дитячих, санаторно-курортних та оздоровчо-лікувальних закладів).

Рівень 222Rn (радон) у приміщеннях та спорудах, які будуються та

реконструюються для експлуатації з постійним перебуванням людей, становить 50 Бк/м3 повітря; 220Rn (торон) - 3 Бк/м3. У приміщеннях та

спорудах, які експлуатуються з постійним перебуванням людей, рівень 222Rn у зоні дихання становить 100 Бк/м3, а для 220Rn - 6 Бк/м3 (для дитячих та

лікувально-профілактичних закладів - у два рази нижчий).

Питома активність природних радіонуклідів у воді джерел господарсько-питного водопостачання не повинна перевищувати:

•для 222Rn - 100 Бк/л;

•для ізотопів урану - 1 Бк/л;

•для 226Ra - 1 Бк/л.

Допустима концентрація (питома активність) 238U та 232Th у мінеральних добривах становить 1,9 кБк/кг.

Тема 2. Основні санітарні правила протирадіаційного захисту

2.1. Загальні положення “Основних санітарних правил протирадіаційного захисту України” (ОСПУ-2001)

26

Дія цих “Правил” поширюється на всі види практичної діяльності, що включають: виробництво джерел і використання іонізуючого випромінення або радіоактивних речовин для медичних, промислових, ветеринарних, сільськогосподарських потреб, навчання, підготовки кадрів, наукових досліджень, включаючи будь-яку пов’язану з таким використанням діяльність, що може створювати загрозу опромінення; виробництво ядерної енергії, у тому числі всі види діяльності в межах ядерного паливного циклу чи будь-якої його частини, що пов’язана або може бути пов’язана з опроміненням; практичну діяльність, пов’язану з опроміненням від природних джерел, що визначені МОЗ як такі, що потребують контролю; будь-які інші види практичної діяльності, визначені МОЗ.

Вимоги цих “Правил” поширюються на будь-яке опромінення персоналу і населення, що супроводжує практичну діяльність. Відповідно до положень НРБУ-97 обмеженню підлягають:

•поточне опромінення,

•потенційне опромінення.

Джерела в рамках будь-якої практичної діяльності, на яку відповідно до положень НРБУ-97 поширюються вимоги цих “Правил”, включають:

-радіоактивні речовини і пристрої, що їх містять, чи пристрої, які створюють випромінення, включаючи споживчу продукцію, закриті та відкриті джерела, генератори випромінення, що включають пересувне радіографічне устаткування;

-пристосування й об’єкти, на яких є радіоактивні речовини чи пристрої, що створюють випромінення, включаючи опромінюючі пристрої, рудники і підприємства з переробки радіоактивних руд, пристрої з переробки радіоактивних речовин, ядерні пристрої й пристосування (технологічні лінії) для поводження з радіоактивними відходами;

-будь-які інші джерела, визначені МОЗ.

Зі сфери дії цього документа виключаються такі джерела опромінення

природного походження:

- джерела, пов’язані з природним вмістом 40К, 226Ra, 87Rb та інших елементів в організмі;

- інші техногенно підсилені джерела природного походження, стосовно яких МОЗ не передбачені спеціальні умови регулювання і контролю.

Будь-яка практична діяльність із джерелами іонізуючих випромінень здійснюється з дозволу Державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ (Держсанепідслужби) і Міністерства охорони навколишнього природного середовища та ядерної безпеки (Мінекобезпеки).

Дозвільним документом Мінекобезпеки на проведення робіт з джерелами іонізуючого випромінення є Ліцензія. Даний документ видається установі в разі виконання нею технічних норм, правил і стандартів щодо радіаційної безпеки.

Документом Держсанепідслужби, що підтверджує право виконання організацією (підприємством) робіт з джерелами іонізуючого випромінення є

27

Санітарний паспорт. Він не видається до того часу, поки установа не забезпечить умови, необхідні для виконання вимог радіаційно-гігієнічних регламентів НРБУ-97 та інших вимог санітарного законодавства. Термін дії Санітарного паспорта встановлюється в ньому, але не більше 5 років.

Орган Держсанепідслужби, який видав Санітарний паспорт, здійснює санітарний нагляд, у тому числі за дотриманням умов, на яких він виданий, за списком дозволених у ньому робіт тощо. Після закінчення терміну дії Санітарного паспорта всі роботи з джерелами іонізуючих випромінень мають бути припинені.

2.2.Типи джерел випромінення

Забезпечення радіаційної безпеки професійно зайнятих осіб, як правило, вимагає проведення цілого комплексу захисних заходів залежно від конкретних умов праці з джерелами іонізуючих випромінень і, передусім, від типу джерела випромінення.

Розрізняють закриті і відкриті джерела іонізуючих випромінень.

Закрите джерело іонізуючих випромінень – радіоактивні речовини у твердій захисній оболонці з неактивного матеріалу чи інкапсульована у тверду неактивну захисну оболонку - досить міцну, щоб запобігти будьякому розповсюдженню речовини за нормальних умов експлуатації та зносу протягом установленого терміну служби, а також в умовах непередбачених неполадок. Поняття "закрите джерело" включає як радіоактивні речовини, так і оболонку чи капсулу, за винятком таких випадків:

а) капсула й оболонка призначені тільки для збереження, транспортування і поховання радіоактивних речовин;

б) радіоактивні речовини в ядерному реакторі або ядерний тепловиділяючий елемент (твел).

До них належать γ-опромінювачі різноманітного призначення, джерела α- і β-випромінення та інші, що виготовлені у вигляді дисків, сплавів, стрижнів, сталевих ампул, а також рентгенівські апарати. Вони можуть викликати тільки зовнішнє опромінення, тому всі захисні заходи розробляються з урахуванням цієї обставини.

Закриті джерела іонізуючих випромінень за характером впливу можна поділити на дві групи:

1)джерела випромінення безперервної дії;

2)джерела, що генерують випромінення періодично.

До першої групи належать γ-установки різного призначення, нейтронні, β- і γ-випромінювачі. До другої - рентгенівські апарати і прискорювачі заряджених часток до енергій, що перевищують 10 Мев.

Відкрите джерело іонізуючих випромінень - радіонуклідне джерело,

при проведенні робіт з яким можливе надходження наявних радіонуклідів до навколишнього середовища: будь-яке джерело, що не підпадає під визначення закритого джерела. При цьому можливе не лише зовнішнє, але й додаткове внутрішнє опромінення персоналу.

28

Це також радіоактивні ізотопи, що застосовуються у вигляді газів, аерозолей, рідин, сипучих матеріалів, порошків. До джерел надходження радіонуклідів у навколишнє середовище належать виробництва, що використовують зразки проб чи реактиви, котрі містять радіоактивні речовини в концентраціях, що дають змогу віднести їх до твердих або рідких радіоактивних відходів, а також лабораторії, які проводять радіологічний моніторинг навколишнього середовища.

2.3. Групи радіотоксичності Радіотоксичність - властивість радіоактивних ізотопів викликати

патологічні зміни при надходженні їх в організм. Радіотоксичність ізотопів залежить від ряду їх характеристик і факторів, головними з яких є такі: 1) вид радіоактивного перетворення; 2) середня енергія одного акту розпаду; 3) схема радіоактивного розпаду; 4) шляхи надходження радіоактивних речовин в організм; 5) розподіл радіоактивних речовин по органах і системах; 6) час перебування радіонукліда в організмі; 7) тривалість часу надходження радіоактивних речовин в організм людини.

Усі радіонукліди, як потенційні джерела внутрішнього опромінення, залежно від величини мінімально значущої активності на робочому місці розподіляються на чотири групи радіотоксичності:

- група А - радіонукліди з особливо високою радіотоксичністю,

мінімально значуща активність яких на робочому місці становить 1 кБк. До цієї групи належать 39 ізотопів, у тому числі 210РЬ, 210Ро, 226Ra, 239Pu, 240Pu,

241Am, 232Th та інші трансуранові елементи.

- група Б - радіонукліди з високою радіотоксичністю, мінімально

значуща активність котрих на робочому місці становить не більше 10 кБк. У

ній 38 ізотопів, у тому числі 90Sr, 131І, 144Ce, 106Ru, 223Ra, 235U, 243Pu, 137Cs, 134Cs

та ін.

- група В - радіонукліди із середньою радіотоксичністю, мінімально

значуща активність котрих на робочому місці становить не більше 100 кБк. У цій групі 143 ізотопи, в тому числі 24Na, 32P, 35S, 42К, 47Ca, 56Со, 60Со, 89Sr,

65Zn, 105Ru, 140Ва, 90Y.

- група Г - радіонукліди з малою радіотоксичністю, мінімально значуща

активність яких на робочому місці становить не більше 1000 кБк. У цій групі 75 ізотопів, зокрема 3Н, 14С, 15O, 33Р, 64Сu, 53Mn, 123I, 197Pt, 222Rn, а також усі

короткоживучі радіоізотопи, період напіврозпаду яких менше 24 годин.

2.4. Основні принципи захисту від закритих джерел іонізуючих випромінень

Закриті джерела іонізуючих випромінень зумовлюють лише зовнішнє опромінення організму.

Принципи захисту від зовнішнього опромінення можна вивести з таких основних закономірностей розподілу іонізуючих випромінень і характеру їх взаємодії з речовиною:

29

•доза зовнішнього опромінення пропорційна інтенсивності та часу впливу випромінення;

•інтенсивність випромінення від джерела прямо пропорційна кількості квантів або частинок, що виникають у ньому за одиницю часу і обернено пропорційна квадрату відстані;

•проходячи через речовину, випромінення нею поглинаються і їх пробіг залежить від густини цієї речовини.

Основні принципи захисту від зовнішнього опромінення базуються на: а) захисті часом (скорочення часу роботи з джерелами); б) захисті кількістю (зменшення потужності джерела або кількості активності радіоактивних речовин на робочому місці); в) захисті екранами (екранування джерел матеріалами, що поглинають іонізуючі випромінення); г) захисті відстанню (збільшення відстані від джерела до максимально можливих величин).

У комплексі захисних заходів треба враховувати і вид випромінення радіоактивних речовин (α-, β-частинки, γ-кванти).

Захист від зовнішнього випромінення α-частинками не потрібен, оскільки пробіг їх у повітрі становить 2,4-11 см, а у воді і тканинах живого організму – лише 100 мк. Спецодяг повністю захищає від них.

При зовнішньому опроміненні β-частинки впливають на шкіряний покрив та роговицю очей і у великих дозах викликають сухість й опіки шкіри, ламкість нігтів, катаракту. Для захисту від потоків β-частинок використовують гумові рукавиці, окуляри і екрани, що виготовлені з матеріалів з малою атомною питомою масою (органічне скло, пластмаси, алюміній). У разі особливо потужних потоків β-частинок слід використовувати додаткові екрани, призначені для захисту від гальмівного рентгенівського випромінення: фартухи і рукавиці із просвинцьованої гуми, просвинцьоване скло, ширми, бокси тощо.

Захист від зовнішнього γ-випромінення може забезпечуватись скороченням часу безпосередньої роботи з джерелами випромінення, застосуванням захисних екранів, що поглинають випромінення, збільшенням відстані від джерела та використанням для роботи джерел з мінімально можливим виходом іонізуючих випромінень.

Вищезгадані способи захисту можна застосовувати окремо або в різних комбінаціях, але так, щоб дози зовнішнього фотонного опромінення осіб категорії А не перевищували 7 мР/день і 0,04 Р/тиждень.

Захист шляхом скорочення часу безпосередньої роботи з джерелами фотонного випромінення досягається швидкістю маніпуляцій з препаратом,

скороченням тривалості робочого дня і робочого тижня.

Приклад. Препарат 60Co створює потужність дози 1,5 Р/год на відстані 50 см від джерела. Визначити безпечний час роботи з даним препаратом.

Рішення. Знаючи, що ГДД не може перевищувати 7 мР за 6 год робочого часу, визначимо безпечний час t у секундах:

t - 3600 · 7: 1500= 16,8 с

30