Радиобиология с основами радиоэкологии

17. Принципы биологического нормирования ионизирующих излучений... 491

диационной обстановки и необходимости принятия мер по ее нормализации.

Для некоторых групп лиц имеются определенные ограничения в радиационном воздействии. Так, лица младше 18 лет и беременные женщины не допускаются к работе с источниками ионизирующих излучений. Запрещается повышенное облучение женщин до 45 и мужчин до 30 лет.

17.4. Допустимые и временно допустимые уровни содержания радионуклидов в продуктах питания

Продукты питания как источник внутреннего облучения человека играют главную роль в формировании дозы общего облучения, и установление гигиенических регламентов содержания радионуклидов в продуктах питания и питьевой воде является одним из важнейших мероприятий в обеспечении радиационной безопасности населения. Поэтому к их качеству

вотношении возможного загрязнения радиоактивными веществами ставятся довольно жесткие требования.

Сцелью ограничения поступления радиоактивных веществ

ворганизм человека введены так называемые допустимые уров­

ни (ДУ) содержания радионуклидов в основных продуктах питания и питьевой воде. Они составляются с учетом, в первую очередь, специфики радиохимических свойств радионуклидов и рациона питания населения и призваны обеспечить непревышение пределов ожидаемой годовой эффективной дозы облучения населения за счет внутреннего облучения от радионуклидов, поступающих в организм с продуктами питания и водой.

В определенных случаях, связанных с радионуклидным загрязнением окружающей среды, в пределах определенных административных регионов или страны принимаются временные допустимые уровни (ВДУ), сориентированные на сложившуюся ситуацию. Так, в связи с аварией на Чернобыльской АЭС в мае 1986 г. в СССР были приняты ВДУ-86. По мере снижения содержания радионуклидов в объектах окружающей среды они пересматривались в 1988 (ВДУ-88) и 1991 гг. (ВДУ-91). Впоследствии в Беларуси, России и на Украине в 1990-х гг. с учетом относительной стабилизации радиационной обстановки были введены ДУ. Данные табл. 17.1 позволяют увидеть динамику повышения требований к содержанию радионуклидов в продуктах питания и питьевой воде с годами после аварии.

Уровень предъявляемых требований к содержанию радио­ нуклида определяется, в первую очередь, уровнем его радиотоксичности, степенью усвоения из продукта и долей продукта в рационе. Требования к содержанию 90Sr в 2–10 раз более жесткие, чем к 137Сs. Это связано с его преимущественной локализацией в скелете и облучением костного мозга – критиче-

17. Принципы биологического нормирования ионизирующих излучений... 493

ского органа первой группы. Он хуже усваивается из продуктов растительного, чем животного происхождения. Поэтому во втором случае различия между 90Sr и 137Сs значимее. Наконец, массовая доля воды, хлеба, овощей, картофеля в рационе значительно больше, чем молока, мяса, рыбы. Поэтому требования к содержанию обоих радионуклидов в первой группе продуктов значительно выше.

17.5. Население в условиях радиационных аварий

Радиационная авария – это незапланированное событие на объекте с радиационной либо радиационно-ядерной техно­ логией, при которой происходит утрата контроля над источ­ ником излучения и реальное (или потенциальное) облучение людей.

Радиационные аварии подразделяются на два типа. К первому типу относятся аварии, сопровождающиеся дополнительным внешним облучением людей, но не приводящие к радионуклидному загрязнению окружающей среды. При втором типе происходят разгерметизация источников излучения и загрязнение среды, в результате чего люди подвергаются дополнительному внешнему и внутреннему облучению.

По своим масштабам, которые определяются размерами территории, радиационные аварии подразделяются на промыш­ ленные и коммунальные. К классу промышленных аварий относятся такие, которые не распространяются за пределы рабочих помещений, промышленной площади объекта и дополнительному облучению подвергается только персонал. При коммунальных авариях их последствия выходят за пределы объекта и охватывают прилегающие к нему территории. Дополнительному облучению в этом случае подвергается и персонал, и население, проживающее на этой территории.

В зависимости от количества населения, подвергнутого в результате аварии дополнительному облучению, коммунальные аварии подразделяются на локальные, затрагивающие территории с населением до 10 тыс. чел.; региональные, при которых количество населения превышает эту численность, и глобаль­ ные, последствия которых охватывают значительную часть или всю территорию страны и соответственно часть или все ее население.

В развитии коммунальных аварий во времени выделяют три фазы, или периода: ранняя, или острая фаза, длительность которой может составлять от нескольких часов до 1–2 мес.;

средняя, или фаза стабилизации, продолжающаяся до 1–2 лет, и поздняя, или фаза восстановления, которая начинается через эти 1–2 года и может продолжаться в течение многих десятилетий.

Противорадиационная защита населения в условиях коммунальных радиационных аварий базируется на системе конт­ рмер, которые практически всегда являются вмешательством в нормальную жизнедеятельность людей, включая сферы хозяйственного, социально-бытового и культурного функционирования. Эти контрмеры направлены на решение двух задач: сведение к минимуму количества лиц из населения, которые подвергаются дополнительному облучению, и предупреждение или снижение уровня радионуклидного загрязнения продуктов питания, питьевой воды, сельскохозяйственных угодий, продукции растениеводства и животноводства, объектов окружающей среды, включая воздух, водоемы, почву и др., строения и со­ оружения.

Хотя целью любого радиозащитного приема является полное предупреждение получения населением дополнительной дозы облучения от аварийного источника как при реализации его, так и при осуществлении комплекса контрмер, обычно предотвращается не вся доза – часть ее остается. Это так называемый остаточный уровень дозы, предотвращение получения которого оказывается невозможным или практически недостижимым по многим причинам, в том числе и экономическим.

В зависимости от типа, масштаба и фазы развития радиационной аварии, а также от уровней прогнозируемых доз облучения людей условно противорадиационные контрмеры подразделяют на срочные, неотложные и долгосрочные.

Ксрочным контрмерам относятся такие безотлагательные приемы и мероприятия, проведение которых направлено на предотвращение у лиц из населения тяжелых радиационных поражений. Это, прежде всего, укрытие и эвакуация.

Кнеотложным контрмерам, которые, как и срочные, реализуются на ранней фазе развития аварии и главной задачей которых является предотвращение проявления близких детерминистических радиобиологических эффектов, кроме укрытия и эвакуации относятся ограничение пребывания людей на открытом воздухе, подавление пылевого подъема, проведение йодной профилактики (прием йодистого калия или других препаратов йода, снижающих накопление в щитовидной железе радиоактивных изотопов йода, которые при радиационных авариях могут составлять значительную часть компонентов загрязнения окружающей среды).

Долгосрочные контрмеры направлены на предотвращение доз облучения, значения которых обычно ниже уровней, индуцирующих проявление детерминистических эффектов у лиц из населения. К ним относятся временное отселение, ограничение потребления загрязненной воды и продуктов питания местного производства, ограничение деятельности в сфере сельского хозяйства, дезактивация территории, зданий и сооружений, гид­

17. Принципы биологического нормирования ионизирующих излучений... 495

рологические, лесотехнические и другие приемы. Их реализуют, как правило, после завершения аварийного радионуклидного загрязнения местности.

Целесообразность проведения контрмер определяется определенными величинами прогнозируемых доз, которые называются уровнями вмешательства. Однако решение о проведении того или иного конкретного мероприятия принимается на основе сопоставления пользы для здоровья уровня предотвращенной дозы и вреда, который может быть нанесен вмешательством при его реализации. Так, в отдельных случаях дорогостоящее мероприятие по переселению людей в другую местность в результате морально-психологического шока, связанного с переменой привычной обстановки, утратой определенных материальных ценностей, может нанести гораздо больший вред здоровью, чем относительно незначительный уровень дополнительной дозы облучения, который при этом удается избежать.

17.6.Радиационно-гигиенические регламенты

Всоответствии с условиями и ситуацией, при которых человек подвергается облучению, нормы радиационной безопасности предусматривают четыре группы радиационно-гигиени- ческих регламентирующих величин, или регламентов.

Первая группа регламентов нормирует облучение персона-

ла и населения на принятых для страны уровнях при нормальной эксплуатации индустриальных источников ионизирующих излучений. Главной их целью является поддержание определенного состояния радиационной обстановки на радиационноядерных объектах и в окружающей среде с позиций ограничения облучения людей и снижения вероятности возникновения аварий. К этой группе регламентов относятся упомянутые выше пределы доз, допустимые уровни и контрольные уровни.

Вторая группа регламентов нормирует ограничение облучения человека от медицинских источников. В нее входят устанавливаемые для типичных рентгенологических и радиологических диагностических и лечебных процедур величины доз и мощностей доз ионизирующих излучений, а также уровни радиоактивности препаратов. Однако пределы доз для ограничения медицинского облучения не устанавливаются, а необходимость проведения той или иной процедуры определяется врачом на основе медицинских показаний. Но при проведении профилактического облучения населения годовая эффективная доза ограничивается – в большинстве стран она не превышает 1 мЗв.

Третья группа регламентов нормирует облучение населения в условиях радиационных аварий. В нее входят уровни вмешательства и уровни действия. Уровень вмешательства –

доза облучения, при превышении которой в случае аварийного или хронического облучения необходимо применение определенных контрмер. Уровень действия – это конкретные показатели радиационной обстановки (мощность дозы γ-излучения, плотность радиоактивных выпадений на почве, концентрация радионуклидов в продуктах питания, воде, воздухе), при превышении определенных значений которых решается вопрос о реализации контрмер.

Четвертая группа регламентов направлена на уменьшение доз хронического облучения человека от техногенных источников природного происхождения в условиях проведения работ в гранитных карьерах, с некоторыми видами минеральных удобрений, строительных материалов. В нее также входят уровни вмешательства и уровни действия. Противорадиационная защита в таких условиях представляет собой систему контрмер, которые фактически являются постоянным вмешательством в жизнедеятельность человека, а также сферу хозяйственного и социально-бытового функционирования региона.

17.7. Группы радиотоксичности радиоактивных веществ

Все радиоактивные изотопы в зависимости от вреда, который они могут нанести здоровью человека, условно разделены на четыре группы радиотоксичности.

Радиотоксичность – это свойство радиоактивных изото­ пов вызывать патологические изменения при попадании в ор­ ганизм. Вред радиоактивного изотопа определяется характером радиоактивного распада, типом и энергией излучения, периодом полураспада, участием его в процессах метаболизма и некоторыми другими факторами. Наиболее опасными из них являются изотопы с высокой энергией излучения, высокой плотностью ионизации, продолжительными периодами полураспада и полувыведения, способностью накапливаться в больших количествах в определенных органах и тканях организма, особенно в критических. В основе классификации лежит величина минимально значимой радиоактивности на рабочем месте.

Группа А – радиоактивные изотопы особо высокой токсичности, максимальная допустимая радиоактивность которых на рабочем месте не должна превышать 1 кБк. В нее входят 39 изотопов, в том числе 210Pb, 210Po, 226Ra, 239Pu, 240Pu, 241Am и другие трансурановые элементы.

Группа Б – изотопы высокой токсичности, допустимая радиоактивность которых на рабочем месте составляет не более 10 кБк. К ней относятся 23 изотопа, в том числе 90Sr, 106Ru, 131I,

134, 137Cs, 144Ce, 223, 224Ra, 227Th, 230, 233-236, 238U.

Группа В – изотопы со средней токсичностью, допустимая радиоактивность которых на рабочем месте – не более 100 кБк.

17. Принципы биологического нормирования ионизирующих излучений... 497

Она включает 162 изотопа, в том числе 22, 24Na, 32P, 35S, 42K, 60Co,

65Zn, 85, 89Sr, 140Ba, 231Th.

Группа Г – изотопы с малой токсичностью, допустимая концентрация которых на рабочем месте может достигать 1000 кБк. В нее входят 45 изотопов, в том числе 3H, 7Be, 14C, 40K, 69Zn.

Такое разделение радиоактивных изотопов по группам радиотоксичности носит довольно условный характер, потому что степень их вреда может определяться не только вышеперечисленными, но и некоторыми другими факторами. В частности, она весьма существенно может зависеть от химического соединения, вещества, в состав которого входит радиоактивный изотоп. Так, например, тритий (3Н) – низкоэнергетический β-излучатель, средняя длина пробега частиц которого в ткани составляет всего 1 мкм, отнесен к группе Г. Действительно, попав в организм в составе воды (3Н2О), он через несколько недель практически полностью выводится, не нанеся существенного вреда. Но, поступив в составе меченых нуклеотидов или нуклео­зидов, которые часто используются в научных исследованиях, может концентрироваться в ДНК, нанося ей существенное повреждение. В этой ситуации по своей токсичности он может быть приравнен к изотопам группы Б и даже А. То же самое относится к 14С и некоторым другим радиоактивным изотопам.

17.8. Принципы защиты от закрытых и открытых источников ионизирующих излучений

Обеспечение радиационной безопасности профессиональных работников и населения как правило предусматривает проведение комплекса защитных мероприятий в зависимости от конкретных условий работы с источниками ионизирующих излучений, уровня радиационной нагрузки в местах проживания, типа источников излучений. Среди последних различают закрытые и открытые источники ионизирующих излучений.

Закрытые источники ионизирующих излучений – это та­ кие, правила эксплуатации которых не допускают попадания радиоактивных веществ в окружающую среду. К ним относятся γ-излучатели различного предназначения, источники α- и β-излучений, используемые в различной аппаратуре, которые заключаются в специальные контейнеры. Изготовленные обычно в виде твердых металлических стержней, дисков они могут быть только источниками внешнего облучения. К таким источникам относятся и рентгеновские аппараты, ускорители электронов, источники нейтронных излучений и некоторые другие источники ионизирующих излучений.

17. Принципы биологического нормирования ионизирующих излучений... 499

ионизирующего излучения, тем меньшей будет полученная доза. Сокращение продолжительности рабочего дня лиц категории А, ограничение общего времени работы на предприятиях ядерной энергетики являются примерами реализации данного принципа.

Второй принцип – защита количеством. Его суть заключается в том, что чем меньшей будет мощность источника излучения, чем меньшим будет уровень активности радиоактивного вещества на рабочем месте или в окружающей среде, тем меньшей будет полученная человеком доза. Отселение жителей из районов радиационных аварий – один из примеров осуществления этого принципа.

Третий принцип – защита расстоянием. Он совершенно очевиден – чем большим будет расстояние между источником излучения и человеком, тем меньшей окажется полученная доза. Примеров его реализации множество — от применения специальных дистанционных инструментов, удлинителей и манипуляторов, позволяющих профессионалам работать с радиоактивными веществами на расстоянии, до введения ограничительных по расстоянию санкций по расположению предприятий ядерной энергетики (10-, 30-километровая зона). Отселение людей из районов радиационных аварий является осуществлением не только второго принципа защиты, но и третьего.

Четвертый принцип – защита экранированием предполагает изоляцию источников излучения и (или) человека с помощью материалов, поглощающих высокоэнергетические кванты

ичастицы.

Впервом случае защитными экранами могут быть обнесены рабочие помещения, где расположены источники излучения или проводятся работы с радиоактивными веществами (кирпичные и железобетонные стены определенной толщины, земляные валы). К этому типу защиты относится также использование различных контейнеров, обычно железобетонных, металлических, нередко свинцовых для хранения радиоактивных веществ и радиоактивных отходов.

Во втором случае – индивидуальные средства защиты человека: всевозможные щитки, экраны, перчатки, защитные фартуки и другие элементы специальной одежды.

При реализации отдельных защитных приемов или их комплекса необходимо обязательно учитывать вид излучения (α-, β-, γ-, нейтроны и др.) и их энергию. Так, защита от внешнего α-излучения практически не нужна, потому что пробег α-частиц в воздухе составляет несколько сантиметров, а в воде

идругих материалах измеряется микронами. И обычная одежда, рабочий халат полностью обеспечивает защиту от них. Это

же относится к некоторым видам «мягкого» – низкоэнергетического β-излучения, например, трития. Но в случаях работы

с потоками высокоэнергетических β-частиц, например 32Р, используют экраны из органического стекла, пластмасс, легких металлов. Защита от γ-излучения обеспечивается экранами из просвинцованного стекла, тяжелых металлов и других материалов, толщина которых определяется слоем половинного ослабления излучения, зависящего от от линейного коэффициента ослабления излучений (глава 2).

Слой половинного ослабления ионизирующих излучений – это толщина слоя любого вещества, при которой доза излуче­ ния уменьшается в два раза. В табл. 17.2. в качестве примера приведены значения слоев половинного ослабления γ-излучения для различных материалов, наиболее часто используемых для экранирования. Прослеживается четкая обратно пропорциональная зависимость между толщиной слоя материала, значениями его плотности и линейного коэффициента ослабления излучения.

Толщина слоя половинного ослабления дозы очень зависит от энергии излучения. Его значения, приведенные в табл. 17.2, относятся лишь к γ-излучению с энергией 1 МэВ (60Со). При увеличении же энергии с 0.2 до 2.0 МэВ, например, для свинца – наиболее эффективного экранирующего материала, она возра­ стает примерно с 0.2 до 20.0 см.

Совершенно очевидно, что перечисленные принципы защиты от облучения в основном относятся к закрытым источникам внешнего облучения. Но, безусловно, ими следует руководствоваться и при защите от возможного внутреннего облучения при работе с открытыми источниками ионизирующих излучений. Дополнительно разрабатываемые приемы и мероприятия защиты от внутреннего облучения должны обязательно предусматривать предупреждение загрязнения окружающей среды радиоактивными веществами (герметизация контейнеров с радиоактивными­ веществами и помещений, специальные режимы работы вентиляции, противопылевые и пылегасящие

Таблица 17.2

Величина слоя половинного ослабления дозы γ-излучения с энергией 1 МэВ для различных экранирующих материалов