11.4 Приборы измерения загрязнений

Прочитав и изучив этот раздел Вы должны:

Познакомиться с приборами для измерения загрязнений;.

Поверхности при загрязнении их радиоактивными веществами становятся источниками внешнего ионизирующего излучения , а контакт с ними приводит к загрязнению работающих. В связи с этим должен производиться систематический контроль за уровнем загрязнения поверхностей.

При проведении контроля удобно рассматривать два вида загрязнения поверхностей: нефиксированное (снимаемое) и фиксированное (неснимаемое).

Нефиксированная загрязненность является источником загрязнения воздуха, воды и других предметов; поверхности с фиксированным загрязнением являются источником только внешнего излучения .

В целях контроля радиоактивной загрязненности рабочих поверхностей планы всех таких поверхностей наносят на специальные картограммы. На картограммах указываются контрольные точки. Каждая точка периодически по графику проверяется на загрязнение.

Измерение поверхностей следует начинать с измерения гамма-фона. При наличии последнего следует убедиться, что он создается именно исследуемой поверхностью, а не отраженным или рассеянным излучением . Для этого пользуются щелевым детектором. Затем определяется нефиксированное загрязнение поверхности методом мазков. Метод позволяет определить лишь порядок величины загрязнения, а не его точное значение.

Радиационный контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений включает в себя контроль стационарными и переносными приборами , а также контроль загрязненности поверхностей методом мазков.

В качестве примера рассмотрим характеристики применяемых для контроля загрязненности поверхностей дозиметрических приборов на Калининской АС и правила пользования ими.

11.4.1 Стационарные приборы измерения загрязнений

Рис.11.4.1 Установка сигнальная РЗБ-04-04

Многоканальная установка для контроля и сигнализации о загрязнении одежды и участков тела человека бета-активными веществами РЗБ-04-04 (см рисунок Рис. 11.4.1).

Предназначена для сигнализации превышения порогового уровня загрязненности бета-активными радионуклидами основной спецодежды (на выходе из гермообъемов, на входах в гардеробы спецодежды) или кожных покровов персонала (на выходе из душевых в зону свободного режима и в машзале).

Установка оснащена 12-16 блоками детектирования бета-частиц.

Компенсация фона до 0,4 мкР/с осуществляется автоматически. Время измерения фиксированное и не превышает 4 с. Имеется плавная регулировка порога срабатывания сигнализации, который устанавливается по образцовым источникам бета-излучения (90Sr + 90Y) с площадью активной поверхности до 160 см2.

Установка выполнена в виде двух стоек и основания с блоками детектирования и блока обработки информации, смонтированного в типовом кожухе.

Установка обеспечивает принудительный контроль загрязненности, а также световую и звуковую сигнализацию о превышении заданного порога.

Правила пользования:

Проводить измерение можно, если горит сигнал "ГОТОВ".

Для проведения измерения необходимо снять три блокировки: - при горящем световом табло "ГОТОВ" встать на датчики контроля подошв обуви; - переместить подвижную панель на себя до упора; - положить руки ладонями на блоки детектирования и нажать на рычаги ребром ладони. Должен включиться сигнал "ИЗМЕРЕНИЕ". После его появления через 0,5 - 4,0 с появится сигнал "ЧИСТО" или "ГРЯЗНО".

С появлением сигнала "ЧИСТО" отодвинуть подвижную панель стойки (откроется замок), легким движением отодвинуть запорную планку и выйти из устройства. Если после выхода из стойки замок планки не закрылся, закрыть его легким нажатием на планку.

С появлением сигнала "ГРЯЗНО" определить на сигнальном табло панели загрязненный участок, отодвинуть подвижную панель и выйти назад для замены или дезактивации спецодежды, спецобуви или дезактивации кожных покровов.

Рис.11.4.2 Установка УЗБ-2-1еМ

УЗБ-2-1еМ - установка контроля бета-загрязненности поверхностей одежды и тела. (см рисунок Рис.11.4.2)

Предназначена для контроля загрязненности рук и спецобуви.

Если имеется выносной датчик, то можно контролировать и другие поверхности.

Исходное состояние - установка включена в розетку, включен тумблер "СЕТЬ", на верхней панели светится нижняя левая лампочка. Время прогрева установки до начала измерения - не менее пяти минут после включения.

Правила пользования:

1. Снять перчатки.

2. Встать одной ногой на середину рамы (основание установки), при этом должны включиться 4 табло " ИЗМЕРЕНИЕ ".

3. Поставить ноги на решетки рамы, защищающие рабочие поверхности блоков детектирования.

4. Ладони рук наложить на рабочие поверхности блоков детектирования, расположенные на боковых стенках сигнальной стойки.

5. Сохраняя положение рук и ног, дождаться включения табло "ЧИСТО" или "ГРЯЗНО". Время измерения - около 10 сек. Включение табло "ГРЯЗНО" показывает на загрязнение измеряемого участка выше контрольных уровней.

6. По окончании контроля сойти с установки.

Примечание. При наличии одновременного сигнала " ИЗМЕРЕНИЕ " и "ГРЯЗНО" или "ЧИСТО", или отсутствии указанной сигнализации, необходимо сообщить о неисправности на ЩРК и проконтролировать загрязненность на другой установке.

УИМ-2 - измеритель скорости счета с автоматическим переключением диапазонов. (см. рисунок Рис.11.4.3)

Рис. 11.4.3 Измеритель скорости счета УИМ-2-2

Предназначен для измерения средней скорости счета импульсов и сигнализации о превышении ее заданных пороговых значений. Применяется для определения загрязненности контролируемой поверхности бета- и гамма-излучающими радионуклидами.

Импульсы поступают от унифицированных блоков детектирования.

БДБ2-01 и БДБ2-02 измеряют плотность потоков бета-частиц. Прибор может работать в комплекте с блоками детектирования гамма-излучения типов ДГ-02, ДГ-1 и ДГ-3, в которых детекторами являются газоразрядные счетчики СИ-1Г, СИ-13Г, СИ-3БГ.

Исходное состояние:

датчик подключен к прибору и нажата клавиша "ДАТЧИК";

прибор включен в сеть - нажата клавиша "СЕТЬ" и освещено одно из табло множителя (умножать на 1, 10, 100 или 1000) шкалы прибора.

Определение загрязненности поверхности:

Определить фоновую скорость счета прибора Nф (имп/с) по шкале стрелочного прибора . Показания прибора определяются как произведение светящегося верхнего или нижнего множителя на показания стрелочного прибора по верхней или нижней шкале.

Запомнить показания фона. При естественном фоне в месте установки прибора (<25 мкР/ч) показания не должны превышать 5 имп./с.

Поднести рабочую поверхность датчика к измеряемой поверхности на расстояние 1-2 см. При контроле рук или мелких предметов можно поднести руки или предмет к датчику.

Дождаться установки показаний. Определить скорость счета N от совместного воздействия фона и излучения от измеряемой поверхности.

Определить скорость счета, обусловленную излучением от измеряемой поверхности N изм: N изм.= N - Nф (имп./с)

Определить загрязненность контролируемой поверхности: Загр. = N изм * К сч. (бета-част/см2*мин),где К сч. - коэффициент, указанный на лицевой панели прибора . Его значение (от 1.5 до 5-ти) определяется чувствительностью датчика.

Примечание. При наличии отклонений в исходном состоянии или наличии загрязненности выше допустимых уровней необходимо сообщить на ЩРК.

РЗГ-04-01 - установка сигнальная.

Рис. 11.4.4 Установка сигнальная РЗГ-04-01

Предназначена для наблюдения за изменением уровня гамма-излучения во время прохода через контрольное пространство персонала при выходе с территории АС и световой и акустической сигнализации в случае превышения установленного уровня. Выделенный объект подлежит для детальному обследованию другими измерительными средствами.

Контроль осуществляется автоматически во время прохода работников АС через контрольное пространство установки.

Принцип действия установки основан на накоплении числа импульсов, поступающих от блоков детектирования гамма-излучения в течение 2 с, и сравнении этого числа с заранее набранным числом импульсов фона и некоторым пороговым значением.

Установка состоит из блоков детектирования БДЗГ-04Р, БДЗГ-06Р для контроля загрязненности одежды; блока детектирования БДЗГ-05Р для контроля загрязненности обуви; устройства обработки, узла сигнализации и узла подсветки.

Каждый из блоков детектирования БДЗГ-04Р, БДЗГ-06Р представляют собой колонну, основанием которой является швеллер. В лотке профиля швеллера находятся 7 держателей с установленными в них попарно счетчиками СИ-22Г. Счетчики помещены в комбинированный экран, состоящий из свинца,кадмия, стали.

Контролируемая мощность дозы (50 - 500 мкбэр/ч) 0,5 - 5,0 мкЗв/ч.

РЗГ-04-01 установлены на проходных выхода персонала с территории АС.

Правила пользования:

Войти в контролируемое пространство, при этом на световом табло высветится сигнал КОНТРОЛЬ. По истечении времени контроля, равного 2 с, световой сигнал выключится. При появлении светового сигнала "ЧИСТО" объект должен покинуть контролируемое пространство.

Если в течение времени контроля на световом табло появляется сигнал "ГРЯЗНО ОДЕЖДА", "ГРЯЗНО ОБУВЬ" - это означает, что уровень загрязненности одежды или обуви выше установленного порога. В этом случае необходимо сообщить на ЩРК.

РЗГ-05 - установка сигнальная.

Предназначена для:

наблюдения за изменением уровня гамма-излучения во время проезда через контрольное пространство транспорта при выезде с территории АС

сигнализации, в случае превышения установленного уровня с целью выделения объекта для детального обследования другими измерительными средствами.

РЗГ-05 установлены на воротах главного и запасного выезда с территории АЭС. Устройство РЗГ-05 аналогично устройству установки РЗГ-04-01 для контроля гамма-излучения на проходной (см. выше).

Правила пользования:

Транспортное средство, подлежащее контролю, должно двигаться со скоростью, не превышающей 5 км/ч. Допускается остановка транспорта в пределах контролируемого пространства.

Время контроля составляет 2(+- 0,1) с.

Если в течение времени нахождения транспортного средства в контролируемом пространстве на световом табло блока сигнализации БСП-06Р появится сигнал ГРЯЗНО, сопровождаемый звуковым сигналом, это означает, что уровень загрязненности отдельных элементов транспорта выше установленного порога. В этом случае водитель транспортного средства обязан вернуться на территорию АС и вызвать дежурного дозиметриста для определения загрязненных мест транспортного средства и провести совместно с работниками цеха дезактивации или самостоятельно под контролем дозиметриста дезактивацию транспортного средства.

11.4.2 Переносные приборы измерения загрязнений

Для измерения загрязненности поверхностей используют приборы , к которым предъявляют следующие требования:

приборы должны иметь автономное питание;

в приборах должен компенсироваться внешний фон;

приборы должны иметь выносные датчики, удобные для измерения пола, стен и т. п.

Перед началом работы производится проверка работоспособности прибора по контрольному источнику.

При градуировке прибора в част./мин.см2 суммарное загрязнение поверхности определяется непосредственно по шкале с вычетом фона. В других случаях при известном коэффициенте счета загрязнение поверхности определяется из выражения:

A = h (Nпов. - Nф),

где Nпов. - показание прибора при расположении датчика у поверхности; Nф - уровень фона.

При наличии смешанных потоков излучения их можно разделить, используя различную чувствительность детекторов к различным видам излучения . Можно использовать метод фильтрации - разделять, например, бета- и гамма-излучения.

При определении альфа-загрязненности рекомендуется применять метод мазков. Это объясняется тем, что альфа-частицы имеют малую длину пробега, следовательно, датчик при непосредственных измерениях будет находиться в постоянном контакте с поверхностью и быстро загрязняется.

При бета-измерениях нужно следить за тем, чтобы все измерения проводились на одном расстоянии от поверхности.

На Калининской АС для контроля степени загрязненности поверхности применяются следующие приборы :

Радиометр КРБ-1 (см. рисунок Рис.11.4.5) применяется для контроля степени загрязненности поверхностей b-активными веществами.

Рис.11.4.5 Радиометр КРБ-1

Прибор обеспечивает измерение b-излучения в диапазоне от 1*101 до 1*107 расп./мин. см2. Погрешность - (20 - 50%).

Принцип действия прибора основан на измерении средней скорости счета электрических импульсов, которые возникают в блоке детектирования в результате воздействия b-частиц на самогасящиеся счетчики Гейгера-Мюллера (СИ-19БГ и СИ-8Б).

Электрические импульсы из блока детектирования, скорость следования которых пропорциональна величине внешнего излучения , поступают по кабелю на измерительный пункт, где они нормируются по амплитуде и регистрируются измерителем скорости счета.

С помощью преобразователя напряжение аккумуляторов преобразуется в стабилизированное напряжение питания блока детектирования и измерительной схемы.

Радиометр КРА-1 применяется для контроля степени загрязненности поверхностей альфа-активными веществами.

Радиометр обеспечивает измерение альфа-излучения в диапазоне от 1 до 104 расп./мин. см2. Погрешность - (20-50%).

Принцип действия переносного радиометра основан на измерении средней скорости счета импульсов, поступающих с блока детектирования при облучении детектора альфа-частицами .

Электрические импульсы, скорость следования которых пропорциональна величине внешнего излучения , поступают по кабелю с блока детектирования в измерительный пульт, где они нормируются по амплитуде и регистрируются измерителем скорости счета.

Напряжение на интегрирующем конденсаторе, пропорциональное средней частоте поступления входных импульсов, измеряется вольтметром с большим входным сопротивлением. Отсчет производится по стрелочному прибору , шкала которого отградуирована в расп./мин. см2.

С помощью преобразователя напряжение питания преобразуется в стабилизированное напряжение питания блока детектирования и измерительной схемы.

Радиометр-дозиметр МКС-01Р (см. рисунок Рис.11.4.6) применяется для измерения степени загрязненности поверхности альфа -, бета-активными веществами (плотности потока и флюенса альфа - и бета-частиц), эквивалентной дозы и мощности эквивалентной дозы рентгеновского, гамма-излучений.

Рис.11.4.6 Радиометр-дозиметр МКС-01Р

Кроме этого, радиометр-дозиметр МКС-01Р позволяет измерять плотность потока и флюенс тепловых, быстрых и промежуточных нейтронов, эквивалентную дозу и мощность эквивалентной дозы нейтронного излучения .

Оперативный персонал ОРБ использует МКС-01-Р для измерения загрязнения поверхности бета-активными веществами и определения гамма- и рентгеновского излучения .

Радиометр-дозиметр состоит из пульта-регистрации и сменных блоков детектирования.

Для определения бета-, гамма- и рентгеновского излучения используется блок детектирования типа БДКБ-01Р.

Диапазон измерения БДКБ-01Р, приведены ниже:

бета-излучение: диапазон измерения от 1*105 част./мин. см2;

флюенс бета-частиц - от 10 до 105 част./см2;

мощность эквивалентной дозы рентгеновского и гамма-излучения - от 10-2 до 3*103 мкЗв/ч.

Радиометр-дозиметр имеет сигнализатор разряда источника питания с индикацией на светодиоде.

При переполнении схема управления прибора обеспечивает "мигание" табло.

Радиометр-дозиметр включает в себя логарифмический интенсиметр, предназначенный для измерения средней частоты импульсов, поступающих с блоков детектирования, а также для измерения мощности эквивалентной дозы рентгеновского и гамма-излучений, измеряемых газоразрядным счетчиком типа СБМ-21. Измерение с помощью логарифмического интенсиметра не производится, если частота импульсов, поступающих с дискриминатора, менее 10 Гц. В этом случае радиометр-дозиметр позволяет обнаружить очень малые уровни излучения с помощью устройств световой и звуковой сигнализации.

Метод мазков

Загрязненность поверхностей помещения и оборудования контролируют также методом мазков, радиоактивность которых измеряют радиометрическими приборами . Контроль этим методом осуществляется в следующих случаях:

повышении гамма-фона, мешающего применению переносных радиометров;

когда форма поверхности ограничивает применение этих радиометров;

когда снимаемое (нефиксированное) загрязнение не допускается.

Метод мазков используется также для определения "снимаемой" радиоактивной загрязненности поверхностей оборудования, транспортных средств и т. п.

Загрязненность поверхностей методом мазков определяют как среднее значение по пяти точкам на площади 1 м2. В качестве сорбентов-пробоотборников используют хлопчатобумажную ткань, марлю, фильтровальную бумагу.

19 марта 2012 г. исполняется 60 лет со дня рождения Виктора Алексеевича Чиркова – начальника Западно-Сибирского Центра мониторинга окружающей среды (Западно-Сибирский ЦМС), ФГБУ «Новосибирский ЦГМС-РСМЦ».

В 1983 г. Виктор Алексеевич был принят в Западно-Сибирское УГМС на должность начальника региональной лаборатории мониторинга радиоактивного загрязнения Западно-Сибирского ЦМС. Руководил организацией всех работ по оперативному анализу, как плановых так и «штормовых» проб радиоактивного загрязнения окружающей среды. В периоды радиационных аварий в Советском Союзе, Российской Федерации и Сибирском регионе он активно участвовал в отборе проб и их анализе. Весной 1986 г. В.А. Чирков был отправлен в двухнедельную командировку в загрязнённую аварийную зону Чернобыля, где участвовал в проведении радиометрического анализа экстремальных проб окружающей среды.

В апреле 1993 г., после аварии на Сибирском химическом комбинате (СХК), лично руководил в зоне наблюдения Радиационно опасного объекта (РОО) работами группы оперативного контроля радиоактивного загрязнения Западно-Сибирского ЦМС. Проводил обследования загрязнённой территории Томской области. В последующем участвовал в разработке «Программы работ по организации мониторинга радиоактивного загрязнения зоны наблюдения РОО территории Томской области.

В июле 1999 г. Виктор Алексеевич был назначен на должность начальника Западно-Сибирского ЦМС.

Руководимый им коллектив успешно выполняет государственное задание по организации и производству мониторинга качества атмосферного воздуха, поверхностных вод суши, снежного покрова, осадков, почвы, донных отложений по химическим и радиационным показателям, а также за высокими уровнями загрязнения в периоды чрезвычайных и аварийных ситуаций. Органы государственной власти, отрасли экономики, МЧС России, Вооруженные Силы РФ и население обеспечиваются информационной продукцией о фактическом и прогнозируемом загрязнении окружающей среды. Систематически проводится анализ и оценка состояния качества природной среды, динамика её загрязнения во времени и по территории. Своевременно ведется подготовка и издание режимных и оперативных материалов наблюдений по территории деятельности Западно-Сибирского УГМС.

На посту начальника ЦМС Виктор Алексеевич всегда оказывает неоценимую помощь специалистам лабораторий в организации трудового процесса и в обучении вновь поступающих сотрудников и студентов-практикантов, проведении лекций и экскурсий для студентов ВУЗов и колледжей Новосибирска. Активно участвует в организации ремонта и наладки приборов со сложной электронной базой вместе с ведущими электрониками ЦМС. Можно с уверенностью сказать, что за годы работы в ЦМС через его руки прошло всё старое и новое оборудование и электронные приборы всего Центра.

К своим должностным обязанностям Чирков В.А. относится ответственно, постоянно повышает свою квалификацию. Глубокие знания в области техники и мониторинга окружающей среды, природная смекалка помогают ему находить оптимальные пути решения всех производственных задач, стоящих перед ЦМС.

Виктор Алексеевич участвует в выставках, ярмарках, совещаниях и семинарах по темам экологии и мониторинга загрязнения окружающей среды. Проводит консультации по экологическим проблемам специалистов - экологов на территории всего Сибирского региона.

Личные качества В.А. Чиркова всегда способствовали созданию благоприятной обстановки в коллективе. По нашему мнению, Виктор Алексеевич – уникальная личность и демократичный руководитель, который приветствует любую инициативу в работе. Он никогда не ставит консервативных рамок, наоборот, обозначив задачу, начальник дает полную свободу действий. Решая плановые, текущие задачи, сотрудники могут дать выход своим талантам. Кто-то отличается качеством вычерчивания графиков и диаграмм, кто-то блистает литературными талантами в написании докладов, отчетов и презентаций, кто-то мастерит очередное «ноу-хау» на ПНЗ. Начальник ЦМС с теплотой относится к молодому поколению. Вновь пришедших сотрудников окружает заботой, старается донести до них значимость, перспективы и духовный смысл экологической работы. Пестует и взращивает ответственных, думающих работников. Виктор Алексеевич прекрасно понимает, что отличными химиками и экологами не рождаются. Должно пройти немало времени, чтобы вложенные силы и знания дали свои результаты.

С терпением и пониманием руководитель относится и к старшему – опытному поколению сотрудников. Всегда вежлив, корректен, доброжелателен. Выслушает, обсудит, если в его силах – поможет.

Но не только работой жив человек. Есть частная, личная жизнь с ее неожиданностями, радостями и печалями. И здесь есть чем гордиться Виктору Алексеевичу. Семьянин - вырастил и воспитал трёх замечательных детей, спортсмен – по сей день преодолевает некороткие дистанции в бассейне, поэт – сочиняет по любому поводу. В общем – он чрезвычайно живой человек, который хочет честно трудиться; воспитать счастливых, нашедших себя в жизни детей.

На посту начальника Западно-Сибирского ЦМС Виктор Алексеевич неоднократно получал премии и благодарности за успехи в выполнении Государственного задания, за рационализаторские предложения, за отличную подготовку лабораторий к аккредитации, был награждён «Почетными грамотами» ФГБУ «Новосибирский ЦГМС-РСМЦ», Западно-Сибирского УГМС и Росгидромета.

Коллеги и друзья желают Виктору Алексеевичу доброго здоровья, благополучия, новых трудовых успехов и свершений, личного и семейного счастья!

Коллектив Западно-Сибирского ЦМС

Внутренняя радиационная опасность на рабочем месте оценивается путем измерения уровней загрязнения поверхностей и воздуха и сравнения измеренных значений с потенциальными дозами. Такое сравнение проводится для поверхностного загрязнения с использованием величины, называемой допустимым уровнем поверхностного загрязнения , а для загрязнения воздуха с использованием величины, называемой допустимая объемная активность (ДОА).

1.1 Допустимые уровни поверхностного загрязнения

Допустимые уровни (ДУ) могут использоваться для оценки и контроля опасности от поверхностного загрязнения на рабочем мете. Они определяются в единицах беккерель на квадратный сантиметр (Бк/см2) для легкого сравнения с измеренными уровнями загрязнения, и часто используется для классификации рабочих зон (как это обсуждается в Разделе 4.2.1 этого модуля).

Метод определения допустимых уровней (ДУ) достаточно сложен, но по существу они рассчитывается, приминая во внимание наивысшие потенциальные дозы, которые связаны с загрязнением кожи, ингаляционным или пероральным поступлением отдельного радионуклида, и учитывают основные дозовые пределы МКРЗ. Хотя допустимые уровни не определены на международном уровне, они обычно основываются на однократном пределе дозы. Например, в Австралии облучению одним допустимым уровнем (ДУ) в течение 2000 часов (8 часов в день, 5 дней в неделю, 50 недель в год) соответствует ожидаемая эффективная доза в 20 мЗв (то есть однократный дозовый предел МКРЗ для профессионалов). Однако, в других обстоятельствах облучение в один допустимый уровень за 2000 часов может соответствовать доле или кратному числу дозовых пределов МКРЗ. Поэтому при ссылке на допустимые уровни важно, чтобы Вы знали значение допустимого уровня в конкретной рассматриваемой стране.

Когда ссылаетесь на допустимые уровни, важно, чтобы Вы знали четкое его определение в отдельной стране или государстве, в котором Вы находитесь.

Потенциальное воздействие радионуклида при попадании в организм, зависит от величины ущерба наносимого этим радионуклидом. Это называется радиотоксичность отдельного радионуклида и зависит от:

вида излучения, испускаемого радионуклидом;

его эффективного периода полувыведения; и

радиочувствительности органов тела в которых он накапливается (органы-мишени).

Для облегчения использования допустимых уровней (ДУ) в радиационной защите радионуклиды с одинаковой радиотоксичностью объединены в группы. В Приложение В приведены данные по отнесению радионуклидов к той или иной группе и соответствующие допустимые уровни загрязнения поверхностей в классифицированных зонах, принятые в Австралии. Примеры радионуклидов из каждой группы приведены в Таблице 4.

Таблица 4

Радиотоксичность и допустимые уровни поверхностного загрязнения

Группа Радиотоксичность Пример Допустимый предел* (Бк/см2)

1 Очень высокая Am-241 0.1

2 Высокая U-238 1

3 Выше средней Sr-90 10

4 Ниже средней I-131 100

5 Низкая Tc-99m 1000

* Основан на дозовом пределе 20 мЗв в год, рекомендуемом МКРЗ в Публикации 60.

Отметим, что радионуклиды 1 и 2 групп являются альфа-излучателями и классифицируются как высоко радиотоксичные из-за тяжелых эффектов при их поступлении. Поэтому для них допустимые уровни загрязнения намного ниже, чем для других групп.

Пример 4 показывает, как возможно сравнивать и оценивать опасности от поверхностного загрязнения , используя допустимые уровни (ДУ).

ПРИМЕР 4

Вопрос

При обычном обследовании лаборатории на йод-131 Вы обнаружили нефиксированное поверхностное загрязнение с уровнем около 50 Бк/см2. Выразите этот уровень загрязнения в терминах допустимых уровней загрязнения и оцените, какова ожидаемая годовая эффективная доза, которая может быть получена в результате облучения при этом уровне поверхностного загрязнения ?

Ответ

Их Таблицы 4 допустимый уровень загрязнения для йода-131 (I-131), установленный в Австралии, составляет 100 Бк/см2.

Следовательно, измеренный уровень эквивалентен 0.5 допустимого уровня.

Согласно принятого в Австралии допустимого уровня облучение в 1 ДУ в течение 2000 часов (8 часов в день, пять дней в неделю, 50 недель в году) приводит к ожидаемой годовой эффективной дозе в 20 мЗв.

Следовательно, мы можем сказать, кто облучение в 0.5 допустимого уровня в течение 2000 часов будет соответствовать ожидаемой годовой эффективной дозе в (0.5 x 20 мЗв) 10 мЗв.

Очевидно, это поверхностное загрязнение будет снижаться со временем за счет радиоактивного распада, но в соответствии с принципом ALARA, сами уровни и их величина должны быть уменьшены так низко, насколько это возможно. Следовательно, этот пример показывает, как с использованием долей допустимых уровней мы можем оценить уровень внутренней опасности.

Отметим, что в целях сравнения, измерения поверхностного загрязнения обычно усредняются по определенным площадям. Например, загрязнение кожи усредняется на 100 см2 (за исключением рук, где усредняется по всей руке). Для стен, полов и потолков загрязнение усредняется на 1000 см2. Обычная площадь для других поверхностей составляет 300 см2.

1.2 Допустимая объемная активность

Допустимая объемная активность в воздухе (ДОА) используется на рабочем месте для сравнения измеренных уровней загрязнения воздуха с уровнями, которые должны быть при поступлении в 1 ПГП.

ДОА – это концентрация радионуклида в воздухе (в Бк/м3), которая соответствует одному пределу годового поступления (ПГП), ингаляционным путем.

Согласно модели Стандартного человека объем вдыхаемого воздуха составляет 2 400м3 в год (т. е. номинальная скорость дыхания 1.2м3 в час в течение 8-часового дня, 5 дней в неделю и 50 недель в год).

Математическое определение ДОА приведено в Формуле 5:

ДОА = ПГП (ингаляционное) [5]

2 400

Как рассчитываются ДОА для рабочей зоны, показано в Примере 5.

ПРИМЕР 5

Вопрос

Используя пределы годового поступления, приведенные в Таблице 3, рассчитайте допустимую объемную активность (ДОА) для фосфора-32.

Ответ

Из Таблицы 3:

ПГП (ингаляционное) = 6.9 x 106 Бк

Используя Формулу 5:

ДОА = 6.9 x 106 = 2.875 x 103 Бк/м3

2400

Следовательно, ДОА для фосфора-32 составляет 2.875 x 103 Бк/м3

Пример 6 показывает, как можно оценить внутреннюю опасность, путем сравнения измеренной активности в воздухе с допустимой объемной активностью в воздухе (ДОА) и, следовательно, с рекомендованными дозовыми пределами.

ПРИМЕР 6

Вопрос

Загрязнение воздуха в лаборатории, в которой работают с йодом-131, измерено и составляет 75 Бк/м3. Каков уровень загрязнения воздуха в терминах допустимой объемной активности в воздухе (ДОА) и какова ожидаемая годовая эффективная доза, связанная с этим уровнем загрязнения воздуха?

Ответ

Из Таблицы 3:

ПГП (ингаляционное) = 1.8 x 106 Бк

Используя Формулу 5:

ДОА = 1.8 x 106 = 7.5 x 102 Бк/м3= 750 Бк/м3

2400

Измеренный уровень загрязнения воздуха в лаборатории составляет 75 Бк/м3.

Следовательно, загрязнение воздуха в терминах допустимой объемной активности в воздухе составляет:

75 = 0.1 ДОА

750

Помня, что ДОА – это концентрация радионуклида, которая соответствует ПГП при ингаляционном поступлении, то 0.1 ДОА будет обуславливать 0.1 ПГП в год. Также помня, что поступление в 1 ПГП соответствует дозе внутреннего облучения в 20 мЗв, поступление в 0.1 ДОА соответствует ожидаемой годовой эффективной дозе в (0.1 x 20) 2 мЗв.

Следовательно, используя ДОА, можно сравнивать и оценивать внутренние радиационные опасности от загрязнения воздуха для определенных рабочих зон. К тому же, уровни ДОА могут использоваться для классификации рабочих зон в терминах связанных с уровнем внутренней радиационной опасности. Эта концепция будет обсуждаться дальше в Разделе 4.2.1 данног модуля.

2. Контроль внутренних радиационных опасностей

Существует три основных метода контроля внутренних радиационных опасностей в определенных зонах:

1. Минимизация количества активности, с которой работают;

2. Административный контроль; и

3. Элементы физической защиты для ограничения активности.

2.1 Минимизация количества радиоактивных веществ

Во всех процессах, включающих непосредственную работу с радионуклидами, количество активности должно быть уменьшено настолько, на сколько это возможно. Это требование принципа ALARA. К тому же снижение опасностей от загрязнения путем минимизации активности также приводит к снижению мощности дозы внешнего облучения работников.

В качестве примера, рассмотрим ситуацию, в которой радиоактивный материал используется в опыте с применением меченых атомов. Минимальное используемое значение активности будет зависеть от минимального количества, которое может быть зарегистрировано измерительной аппаратурой и количеством активности, которое может быть потеряно по пути к измерительной аппаратуре. Пример 7 показывает, как оценить необходимую минимальную активность.

ПРИМЕР 7

Вопрос

Проводится эксперимент с использованием фосфора-32 (P-32), чтобы изучить миграцию фосфора в системе почва – растения. Математическое моделирование показывает, что только 10 % P-32 поступит в растения. 1кБк – это минимальная активность, которая может быть зарегистрирована измерительной аппаратурой. Предыдущие эксперименты установили фактор неопределенности равный 2. Какую минимальную активность фосфора-32, Вы бы порекомендовали?

Ответ

Минимально детектируемая активность = 1 кБк.

Прогнозируемый фактор перехода = 10 %

Следовательно:

Начальная активность = 10 x 1 кБк= 10 кБк

Учитывая фактор неопределенности 2:

Минимальная рекомендуемая активность = 2 x 10 кБк = 20 кБк

2.2 Административный контроль

Административный контроль – это метод управления, который предотвращает или минимизирует облучение от радиационных опасностей. Административный контроль внутренней радиационной опасности очень похож на таковой для внешних радиационных опасностей, хотя основной акцент должен быть сделан на предотвращении попадания радиоактивных веществ в организм. Следующий перечень дает несколько полезных примеров методов административного контроля:

Классификация зон.

Размещение соответствующих знаков в каждой из классифицированных зон.

Обучение работников и руководителей радиационной защите.

Рабочие процедуры, которые включают использование элементов физической защиты.

Местные правила (например, ограничение доступа в определенные зоны) и условия работы (например, требование носить защитную одежду и респиратор).

Разработка инвентаризационного перечня источников для каждой зоны или помещения.

Аудит системы радиационной безопасности, включающий оценку безопасности рабочих процедур, производства и оборудования.

Использование уровней расследования при индивидуальном дозиметрическом контроли и мониторинге рабочих мест.

Классификация зон и местные правила, которые имеют особую значимость при внутренней радиационной опасности, будут обсуждаться в следующих двух разделах. Другие методы административного контроля будут обсуждаться в соответствующих модулях Частей 3 и 4 данных материалов для дистанционного обучения.

2.2.1 Классификация рабочих зон

Рабочие зоны могут быть классифицированы в соответствии с уровнем внутренней радиационной опасности. Система классификации, в которой зоны могут быть классифицированы как контролируемая зона и зона наблюдения, рекомендована МАГАТЭ в Основных нормах безопасности. Определения, приведенные ниже, такие же, как даны в Модуле 2.2 «Защита от внешних радиационных опасностей».

Контролируемая зона – это зона, где требуются или могут потребоваться специальные меры защиты и обеспечения безопасности при контролируемом нормальном облучении или для предотвращения и ограничения уровня потенциального облучения.

Зона наблюдения – это зона, где осуществляется контроль за условиями профессионального облучения, но не требуется специальных мер защиты.

Неклассифицированная зона – это зона, где не требуются мер защиты и нет необходимости осуществлять контроль за профессиональным облучением.

В целом, классификация зон различается в соответствии со специфическими потребностями рабочего места и обычно базируется на опыте работы и установленных требованиях. Если главная радиационная опасность исходит от внешнего излучения, то система классификации, предложенная в Модуле 2.2 «Защита от внешних радиационных опасностей», может обеспечивать также и достаточный контроль внутренней радиационной опасности. Однако, если внешняя радиационная опасность меньше по сравнению с внутренней радиационной опасностью, полезно классифицировать зоны в соответствии с потенциальным загрязнением воздуха и поверхностным загрязнением. Классификация зон определяется путем рассмотрения того, какие радионуклиды используются, как они используются и какова максимальная активность, которая используется. Таблица 5 приводит пример того, как ДУ поверхностного загрязнения и ДОА могут использоваться для классификации зон, которые имеют фактор занятости 1 (т. е. 100% занятость классифицированной зоны). Конечно, на практике эти уровни должны быть установлены с учетом условий работы в рабочей зоне и реального значения фактора занятости.

Таблица 5

Классификация зон в зависимости от уровней поверхностного загрязнения и загрязнения воздуха

Тип в соответствии с классификацией Уровни поверхностного загрязнения Уровни загрязнения воздуха

Контролируемая Больше 0.3 ДУ Больше 0.3 ДОА

Наблюдения 0.05 – 0.3 ДУ 0.05 – 0.3 ДОА

Неклассифицированная Меньше 0.05 ДУ Меньше 0.05 ДОА

2.2.2 Местные правила

Местные правила используются на рабочем месте для контроля уровней загрязнения и уменьшения вероятности поступления радиоактивных веществ в организм. Представленный ниже перечень включает несколько примеров местных правил и инструкций:

Запрещение принятия пищи, потребления воды, курения или применения косметики в классифицируемых зонах.

Поддержка хороших административно-хозяйственных инициатив.

Использование защитной одежды и защиты органов дыхания.

Регулярный контроль загрязнения территории и персонала.

Контроль доступа в классифицированные зоны.

Специальные процедуры по организации входа и выхода из классифицированной зоны.

Периодическая инвентаризация источников.

2.3 Элементы физической защиты

Не смотря на то, что административный контроль обеспечивают основу программы радиационной защиты, этот контроль полагается на знание работниками инструкций и письменно установленных процедур. Если новый работник не знает этого, или эти правила им не исполняются по каким-либо причинам, то существует возможность его аварийного облучения ионизирующим излучением. Для того, чтобы гарантировать, что вероятность аварийного облучения низка, настолько насколько это разумно, на рабочем месте применяется элементы физической защиты для предотвращения распространения радиоактивных веществ. Следующий список дает несколько полезных примеров элементов физической защиты:

Разбрызгивающие лотки.

Барьеры.

Вытяжные шкафы.

Защитные перчаточные камеры

Защитные камеры.

Блокировки.

2.3.1 Системы защитных барьеров

Системы защитных барьеров состоят из физических устройств, (которые могут быть настолько просты, как разбрызгивающие лотки, или сложны, как система герметичных контейнеров с вытяжной вентиляцией), которые удерживают радиоактивные материалы и препятствуют распространению загрязнения. Выбор оборудования для эффективного удержания радиоактивных материалов зависит от их общей активности и физического состояния. Так как физическое состояние может изменяться (например, при кипении жидкости образуются пары), важно при проектировании подходящей системы защитных барьеров знать все об операциях, выполняемых в данном производственном помещении или рабочей зоне.

Большинство систем защитных барьеров для открытых источников имеет по крайней мере два защитных барьера. На Рисунке 3 показаны четыре защитных барьера, применяющиеся в лабораториях при работе с радиоактивными жидкостями.Защитные барьеры:

1. Колба, содержащая радиоактивную жидкость.

2. Разбрызгивающий лоток.

3. Вытяжной шкаф

4. Барьер с монитором загрязнения

Рисунок 3

Защитные барьеры при работе с радиоактивными жидкостями в лаборатории

Больше защитных барьеров необходимо при опасности загрязнения воздуха парами и пылью радиоактивных веществ. Перчаточные камеры (т.е. камеры с установленными перчатками) и защитные камеры с дистанционными манипуляторами позволяют обращаться с радиоактивными материалами исключая в принципе загрязнение тела человека. Перчаточные камеры, такие как показана на рисунке 4, используются только при работе с альфа- и бета- излучателями, так как они обычно сделаны из плексигласа и имеют малую или вообще не имеют физической защиты от внешней опасности.

Рисунок 4

Схематическое изображение перчаточной камеры

При высокой мощности дозы гамма-излучателей сопровождающейся опасностью поверхностного загрязнения и загрязнения воздуха используются защитные камеры, подобные показанной на Рисунке 5.

Рисунок 5

Работа, проводимая в защитной камере

Система вентиляции для перчаточных и защитных камер обычно включают входное отверстие и выпускные фильтры. Внутри камеры поддерживается более низкое давление воздуха, чем снаружи, это препятствует выходу загрязнения.

Более низкий уровень сдерживания загрязнения обеспечивается вытяжным шкафом (как показано на Рисунке 6), в нем работают с материалами через отверстие на лицевой стороне шкафа. Воздух поступает через переднее отверстие, а удаляется через выпускное отверстие и может быть отфильтрован перед выходом наружу. Средства управления и сервиса, такие как электричество и вентиляция, располагают снаружи вытяжного шкафа, чтобы не влиять на поток воздуха, проходящий через переднее отверстие. Важно, чтобы вытяжной шкаф использовался правильно, чтобы обеспечить контроль загрязнения. Это означает, что следует ограничить количесто оборудования в вытяжном шкафу (без лишнего накопления), пространство около лицевой стороны вытяжного шкафа не должно загромождаться, следует контролировать поток воздуха перед вытяжным шкафом и площадь отверстия на лицевой стороне вытяжного шкафа должна быть минимальной.

Рисунок 6

Вытяжной шкаф

2.3.2 Контроль радиоактивных отходов

Контроль за обращением радиоактивных отходов является важным аспектом контроля загрязнения и часто подобные загрязнения не выявляется. Вы узнаете о безопасных методах захоронения и обращения с радиоактивными отходами из Модуля 3.4 «Безопасное обращение с радиоактивными отходами».

2.3.3 Проектирование лаборатории

Проектирование и оснащение лаборатории, в которой используются открытые радиоактивные вещества, также считается одним из элементов физической защиты. Важно, чтобы поверхности, которые могут быть загрязнены (рабочие поверхности стола, полы, стены и т. д.), были легко очищаемы, и чтобы не было абсорбирующих поверхностей или трещин, которые могут задерживать и накапливать загрязнение.

Основные понятия

Внутренняя радиационная опасность существует, когда есть возможность нанесения вреда ионизирующим излучением радиоактивного источника попавшего внутрь тела человека

Открытый радиоактивный материал, находящийся в нежелательном месте, называется загрязнением.

Закрытые источники определяются как радиоактивные вещества, которые находятся в защитной оболочке или в твердой форме, при этом исключается, что при его использовании часть радиоактивного вещества может быть утеряна.

Открытый источник – это радиоактивный материал, находящийся в форме, которая допускает потерю небольшого количества радиоактивного материала при его нормальном использовании (например, порошок, жидкость или газ).

Нефиксированное загрязнение – это загрязнение поверхности или воздуха, которое может свободно удаляться. Фиксированное загрязнение закреплено на определенной поверхности.

Весьма малое количество загрязнения, которое может представлять незначительную внешнюю радиационную опасность может вызвать значительную внутреннюю опасность.

Вообще, только открытые источники радиоактивных веществ считаются представляющими внутреннюю опасность, но если закрытый источник случайно или осознанно нарушен, то он также может представлять внутреннюю опасность.

Альфа-излучение представляет наиболее существенную внутреннюю радиационную опасность из-за его относительно высокой энергии и малого пробега в органах и тканях.

Открытые радиоактивные вещества могут попасть в организм ингаляционным, пероральным путем и путем всасывания через кожу и раны.

Отрезок времени, в течение которого радионуклид остается в организме, зависит от химической и физической форм загрязнения и физиологии человека.

МКРЗ рекомендует Стандартного Человека в качестве модели для расчетов по оценке внутренней радиационной опасности.

Термин «эффективная постоянная выведения» (leff) используется для описания одновременного распада и выведения радиоактивных веществ из организма.

Эффективный период полувыведения (Teff) радиоактивного вещества из организма – это время, в течение которого содержание радиоактивного вещества в организме уменьшается на половину за счет процессов радиоактивного распада и биологического выведения.

Период радиоактивного полураспада (Tr) вещества – это время, в течение которого распадется половина радиоактивного вещества по отношению к его первоначальному количеству в результате радиоактивного распада.

Биологический период полувыведения (Tb) радиоактивного вещества – это время, необходимое для уменьшения содержания радиоактивного вещества в организме на половину от его первоначального количества за счет биологического выведения.

Дозовые коэффициенты могут использоваться для расчета общей активности, попавшей в организм по ожидаемой эффективной дозе.

Предел годового поступления (ПГП) определяется как такое поступление определенного радионуклида ингаляционным, пероральным путем или путем поглощения кожей или раной, которое будет приводить к ожидаемой годовой эффективной дозе равной основному дозовому пределу.

Допустимые уровни (ДУ) – это такие уровни поверхностного загрязнения , ДОА, ПГП при которых основные дозовые пределы облучения тела, кожи и конечностей не превышены.

Допустимая объемная активность (ДОА) в воздухе определяется как концентрация определенного радионуклида, которая приведет к профессиональному облучению человека соответствующему ингаляционному поступлению одного ПГП в год.

Зоны могут быть классифицированы в терминах внутренней радиационной опасности (ДОА и ДУ).

Внутренняя радиационная опасность может контролироваться путем минимизации количества радиоактивных веществ, а также средствами административного и физического контроля.

Местные правила необходимы в зонах, где используются открытые радиоактивные вещества.

Системы защитных барьеров состоит из физических устройств, которые удерживают и препятствуют распространению радиоактивного загрязнения.

Заключительное задание

Это задание должно быть завершено перед тестовым заданием, поэтому потратьте некоторое время, чтобы изучить этот модуль. Затем свяжитесь с вашим руководителем, чтобы договориться о подходящем времени, чтобы завершить это задание.

Приложение А

некоторые характеристики стандартного человека

Некоторые органы стандартного человека (Взрослый мужчина)

Орган Масса (кг) % от всего тела

Все тело 70 100

Скелет 10 14

Мышцы 28 40

Жировая ткань 13.3 19

Кровь 5.5 7.9

Желудочно-кишечный тракт 2.2 3.1

Щитовидная железа 0.02 0.029

Водный баланс

Способ поступления Литры/день Выведение Литры/день

Пища 0.70 Моча 1.40

Жидкость 1.95 Пот 0.65

Окисление пищи 0.35 Малозаметно* 0.85

Совокупный 3.00 Фекалии 0.10

* С выдыхаемым воздухом, и в результате диффузии через кожу и очень низкой скорости потовыделения

Объемы вдыхаемого воздуха

Объем воздуха, вдыхаемый в течение 8 часового рабочего дня 9.6 м3

Объем воздуха, вдыхаемый в течение 16 часового рабочего дня 13.2 м3

Приложение В

Предельно допустимые уровни поверхностного загрязнения

100

Бк/см2

0.1

Бк/см2 1

Бк/см2 10

Бк/см2 1000

Бк/см2

Th-230 Sm-147 Sr-90 Na-22 Ag-110m H-3 Br-77 Ce-139

Th-232 Sm-153 Ra-223 P-32 Cd-109 C-14 Rb-81 Ce-141

Pa-231 Pb-210 Ra-224 Co-56 In-113m Na-24 Sr-85 Nd-147

U-232 Po-210 Co-60 Sb-124 S-35 Sr-87m Gd-153

Pu-238 Ra-226 Cu-64 I-125 Cl-36 Y-87 Tb-160

Pu-239 Th-227 Cu-67 I-131 Ca-45 Y-88 Eb-169

Am-241 Th-228 Zn-65 Cs-134 Ca-47 Mo-99 Tm-170

Cm-244 U-234 Ga-68 Cs-137 Sc-46 Tc-99m Yb-169

U-235 Se-75 La-140 Sc-47 Tc-99 Lu-177

U-236 Rb-86 Pm-147 Cr-51 Ru-103 Hf-181

U-238 Sr-89 Eu-152 Mn-54 Ag-111 W-185

Все остальные альфа-излучатели с периодом полураспада >3 месяцев

Y-90 Eu-154 Fe-55 In-111 Re-186

Ru-106 Bi-210 Fe-59 Sn-113 Ir-192

Co-57 Sb-125 Au-198

Все остальные радионуклиды не являются альфа-излучающими

Co-58 I-123 Hg-197

Ni-63 Cs-129 Hg-203

Ga-67 Cs-131 Tl-201

Ge-68 Ba-133 Tl-204

Взято из Recommended limits on radioactive Contamination on Surfaces in Laboratories (1995), Radiation Health Series No. 38, Australian National Health and Medical Research Council.

ГлоссарийБиологический период полувыведения Время, необходимое для уменьшения активности радионуклида в организме на половину от его первоначального количества за счет биологического выведения.

Внешняя радиационная опасность Ионизирующее излучение от радиоактивного источника вне тела человека потенциально способное нанести ущерб.

Внутренняя радиационная опасность Опасность, которая существует, когда есть потенциальная возможность попадания источника ионизирующего излучения в организм и причинения ущерба.

Дозовые коэффициенты Коэффициенты, используемые для определения ожидаемой эффективной дозы на единицу поступления радиоактивного вещества для взрослых (Зв/Бк), рассчитываемые за 50 лет с момента поступления.

Допустимая объемная активность (ДОА) Концентрация радионуклида в воздухе (в беккерелях на кубический метр), которая соответствует ингаляционному поступлению в один ПГП за рабочий год.

Допустимый уровень поверхностного

загрязнения (ДУ) Предельный уровень поверхностного загрязнения для того, чтобы удержать дозы ниже соответствующих дозовых пределов.

Загрязнение Радиоактивное вещество, если оно в результате небрежности или аварийной ситуации локально загрязняет какие-либо объекты, где его не должно быть (включая в или на поверхности тела человека) определяют как загрязнение.

Закрытый источник Радиоактивные вещества находящиеся в защитной оболочке препятствующей их утечке при нормальных условиях работы.

Зона наблюдения Зона, где осуществляется контроль за условиями профессионального облучения, но не требуется мер защиты.

Контролируемая зона Зона, где требуются или могут потребоваться специальные меры защиты и обеспечения безопасности при контролируемом нормальным облучении для предотвращения или ограничения уровня потенциального облучения.

МАГАТЭ Международное агентство по атомной энергии.

МКРЗ Международная комиссия по радиологической защите. Организация, которая разрабатывает рекомендации и руководства по практической реализации фундаментальных принципов радиационной защиты.

Неклассифицированная зона Зона, где не требуются мер защиты и не нужно осуществлять контроль за профессиональным облучением.

Нефиксированное загрязнение Радиоактивное загрязнение, которое не фиксируется поверхностью.

Открытый источник Радиоактивный материал, без защитной оболочки для которого возможна частичная утеря при нормальных условиях работы.

Период полураспада Время, необходимое для уменьшения радионуклида на половину от его первоначального количества за счет радиоактивного распада.

Предел годового поступления (ПГП) Количество радиоактивности, измеренное в беккерелях, которое поступая в организм стандартного человека, будет соответствовать ожидаемой годовой эффективной дозе , равной основному дозовому пределу.

Радиотоксичность Мера ущерба, который может быть вызван поступлением радионуклидов в организм.

Система защитных

барьеров Состоит из физических устройств, удерживающих радиоактивные материалы и препятствующих распространению загрязнения.

Стандартный человек, уроженец Азии Модель стандартного человека, разработанная Международным агентством по атомной энергии специально для населения Азии.

Стандартный человека Модель, разработанная МКРЗ для оценки доз, вызванных поступлением радионуклидов. Модель описывает средние характеристики человека.

Фиксированное загрязнение Загрязнение, фиксированное на поверхности.

Эффективный период полувыведения Время, в течение которого активность радионуклида в организме уменьшается на половину от его первоначального значения за счет процессов радиоактивного распада и биологического выведения.

Статей по этой теме больше нет

Транспортировки радиоактивных и ядерных материалов являются неотъемлемой частью функционирования ядерного топливного цикла России. Определенную долю в объеме перевозок радиоактивных материалов занимают перевозки радиоактивных отходов (РАО).

Особую актуальность и значимость проблема безопасного транспортирования РАО приобрела в настоящее время в связи со следующими обстоятельствами: большое количество накопленных РАО, размещенных на значительном расстоянии от мест переработки и хранения (захоронения);

отсутствие или недостаточное наличие на действующих предприятиях и объектах технологических систем и установок для переработки и кондиционирования РАО, а также сооружений для долговременного хранения кондиционированных РАО;

наличие (создание новых) специализированных предприятий, занимающимися вопросами переработки, кондиционирования и долговременного хранения РАО.

Рост стоимости услуг на обращение с РАО, в первую очередь на долговременное хранение (захоронение) твердых радиоактивных отходов (ТРО), обуславливает при выборе варианта обращения с РАО необходимость передачи отходов на специализированные предприятия, что, в свою очередь, требует значительного увеличения объема перевозок.

В связи с этим возникает необходимость разработки и внедрения в широкую практику универсальных крупнотоннажных контейнеров, позволяющих осуществлять безопасную перевозку больших объемов ТРО с объектов, на которых они образуются, на специализированные перерабатывающие предприятия с целью уменьшения объема и кондиционирования с последующей передачей на долговременное хранение (захоронение).

Краткая информация о предприятии ЗАО «ЭКОМЕТ-С»

Акционерное общество «ЭКОМЕТ-С» (г. Санкт-Петербург) создано в 1994 г. в целях внедрения природоохранных, ресурсосберегающих и экологических технологий в области обращения с твердыми радиоактивными отходами, образующимися на объектах атомной энергетики и промышленности. Основной деятельностью предприятия является оказание услуг по переработке и утилизации металлических отходов, загрязненных радиоактивными веществами (МОЗРВ), в целях уменьшения объема ТРО, направляемых на захоронение, и возврата металла в промышленность для повторного использования.

Предприятие располагает собственными производственными мощностями по переработке МОЗРВ мощностью до 6000 тонн/год, расположенными в г. Сосновый Бор Ленинградской области. Имеющиеся у предприятия технологическое оборудование и лицензии позволяют проводить работы с МОЗРВ, относящимися в соответствии с требованиями действующих нормативных документов к категории низкоактивных ТРО.

Для доставки отходов на свои производственные мощности и отправки вторичных ТРО на долговременное хранение (захоронение) предприятие использует два типа металлических транспортных контейнеров: контейнер транспортный базовый для низкоактивных отходов КТБН-3000 и универсальный крупнотоннажный транспортный контейнер УКТН-24000.

Описание и основные характеристики транспортных контейнеров

Контейнер транспортный базовый для низкоактивных отходов КТБН-3000 разработан и используется ЗАО «ЭКОМЕТ-С» с 1999 г. Контейнер сертифицирован в установленном порядке как упаковка типа «А» для перевозки и хранения металлических радиоактивных отходов, относящихся к материалам с низкой удельной активностью (НУА-I и НУА-II) и объектам с поверхностным радиоактивным загрязнением (ОПРЗ-I и ОПРЗ-II). Грузоподъемность – 3000 кг, объем - 2,0 м3. (габаритные размеры контейнера: длина - 2050 мм; ширина – 1125 мм; высота – 1170 мм, масса (нетто) - 3000 кг). Полная информация о контейнере КТБН-3000 приведена в докладе [1]. Данный контейнер используется при необходимости перевозки незначительных по объему партий отходов или при отсутствии технических возможностей для работы с крупнотоннажными контейнерами (подъездные пути, грузоподъемные механизмы и др.).

Универсальный крупнотоннажный транспортный контейнер УКТН-24000 разработан в 2005 г. ЗАО «ЭКОМЕТ-С» и ОАО СПИИ «ВНИПИЭТ» на базе универсального контейнера типоразмера IСС 20 и представляет собой его модернизированный вариант [2]. Внешний вид контейнера представлен на рис.1.

Рис. 1. Внешний вид контейнеров УКТН-24000

Контейнер УКТН-24000 соответствует требованиям, предъявляемым к промышленным упаковкам типа 2 (ПУ-2). Контейнер предназначен для хранения и перевозки автомобильным, железнодорожным и морским видами транспорта низкоактивных ТРО, соответствующих требованиям, предъявляемым к материалам с низкой удельной активностью II группы (НУА- II) и объектам с поверхностным загрязнением II группы (ОПРЗ-II).

Основные технические характеристики контейнера УКТН-24000 приведены в табл. 1.

Таблица 1. Основные технические характеристики контейнера УКТН-24000

№ п/п

Наименование

Единица измерения

Значение по ТУ

1.

Максимальная масса брутто

кг

24000

2.

Масса порожнего контейнера

кг

2550

3.

Внутренние размеры:

-длина

-ширина

-высота

мм

мм

мм

5895

2270

2381

4.

Наружные размеры

-длина

-ширина

-высота

мм

мм

мм

6058

2438

2591

5.

Размеры дверного проема

-ширина

-высота

мм

мм

2336

2293

6.

Вместимость

м3

32,2

Контейнер изготавливается в соответствии с конструкторской документацией КГ 255-00.00.000 и соответствует техническим условиям ТУ 3177-001-55224399-2005. Срок эксплуатации контейнера 10 лет.

Материалы и технология изготовления контейнера соответствует требованиям Российского Морского Регистра. Контейнер УКТН-24000 имеет сертификат Российского морского регистра судоходства как специализированный контейнер для перевозки низкоактивных отходов класса 7.

На контейнер УКТН-24000 ЗАО «ЭКОМЕТ-С» выдан сертификат-разрешение Федерального Агентства по атомной энергии RUS/6051/I-96T (Rev.2). Срок действия сертификата-разрешения по 18.12.2011 г.

Характеристика и радиационный контроль грузов, перевозимых в УКТН-24000

В универсальных крупнотоннажных транспортных контейнерах УКТН-24000 разрешается перевозка и хранение низкоактивных твердых радиоактивных отходов в виде: металлических элементов оборудования, трубопроводов и т.п. объектов атомной энергетики, промышленности и морских судов;

изделий из стекла, керамики, полимеров, резины, строительного мусора, грунта, сорбентов, ионообменных смол, изделий из бумаги, картона, древесины, биологических отходов, помещенных в первичную упаковку (пластикатовые или крафт-мешки);

соответствующих требованиям, предъявляемым к материалам с низкой удельной активностью II группы (НУА-II) и объектам с поверхностным радиоактивным загрязнением II группы (ОПРЗ-II).

При этом удельная активность радионуклидов в материалах НУА-II не должна превышать значений, приведенных в табл.2, а радиоактивное загрязнение объектов ОПРЗ-II не должно превышать значений, приведенных в табл.3.

Таблица 2. Удельная активность радионуклидов в материалах НУА-II

Радионуклид

Предельно допустимая удельная активность, кБк/г

Калий - 40

9.104

Марганец - 54

1.105

Железо - 59

9.104

Кобальт - 60

4.104

Цинк - 65

2.105

Стронций 90

3.104

Ниобий - 94

7.104

Цирконий - 95

8.104

Рутений - 106

2.104

Цезий - 134

7.104

Цезий - 137

6.104

Церий - 144

2.104

Европий - 154

6.104

Радий - 226

300

Торий - 232

Не ограничено

Уран - 232

100

Уран - 234

600

Уран – 235*

Не ограничено

Уран - 238

Не ограничено

Известно, что присутствуют только бета- или гамма-излучатели

2.103

Известно, что присутствуют альфа- излучатели

9

Нет соответствующих данных

9

*Суммарная активность радионуклида уран-235 в УКТН-24000 не должна превышать 1,2 МБк (15 г).

Таблица 3. Допустимые уровни радиоактивного загрязнения объектов ОПРЗ-II

Вид загрязнения

Уровни радиоактивного загрязнения , Бк/см2

Для бета-, гамма-излучателей, альфа-излучателей низкой токсичности

Для всех другие альфа-излучателей

Нефиксированное радиоактивное загрязнение на доступной поверхности

400

40

Фиксированное радиоактивное загрязнение на доступной поверхности

8.105

8.104

Нефиксированное радиоактивное загрязнение + фиксированное радиоактивное загрязнение на недоступной поверхности

8.105

8.104

Суммарная активность радионуклидов в материалах НУА-II и ОПРЗ-II, загружаемых в контейнер, при выполнении указанных требований по удельной активности и поверхностному загрязнению, ограничивается и контролируется по допустимым уровням излучения, значения которых приведены в табл.4.

Таблица 4. Допустимые уровни излучения и радиоактивного загрязнения контейнера УКТН-24000

Уровни излучения от контейнера, не находящегося в условиях исключительного пользования

≤ 2 мЗв/час (200 мбэр/час) на внешней поверхности контейнера

≤ 0,033 мЗв/час (3,3 мбэр/час) на расстоянии 1 м от внешней поверхности контейнера

Нефиксированное (снимаемое) радиоактивное загрязнение внешней поверхности контейнера

≤ 4 Бк/см2 для бета- и гамма-излучателей и альфа- излучателей низкой токсичности

≤ 0,4 Бк/см2 для всех других альфа-излучателей

Уровень излучения от порожнего контейнера

≤ 0,005 мЗв/час (0,5 мбэр/час) на внешней поверхности контейнера

Радиоактивное загрязнение внутренней поверхности порожнего контейнера

≤ 400 Бк/см2 для бета- и гамма-излучателей и альфа- излучателей низкой токсичности

≤ 40 Бк/см2 для всех других альфа-излучателей

Радиационный контроль производится перед загрузкой, при загрузке и после загрузки контейнера путем измерения мощности эквивалентной дозы гамма-излучения от контейнера и поверхностной загрязненности. После каждой перевозки низкоактивных ТРО, необходимо контролировать уровень радиоактивного загрязнения наружной и внутренней поверхности контейнера.

Перевозка грузов в контейнере УКТН-24000

Перевозка контейнера УКТН-24000 с низкоактивными ТРО может осуществляться железнодорожным, автомобильным и морским видами транспорта при соблюдении правил безопасности перевозки опасных грузов класса 7 ГОСТ 19433-88, предусмотренных для каждого вида транспорта, по транспортной категории «III-ЖЕЛТАЯ».

Транспортный индекс (ТИ) должен быть не более 10. Количество контейнеров, размещаемых на транспортном средстве, должно быть таким, чтобы ТИ не превышал 50. При перевозке на морском судне суммарный ТИ не должен превышать 200.

Контейнер УКТН-24000 относится к большим грузовым контейнерам и его перевозка может осуществляться железнодорожным, автомобильным и морским видами транспорта на условиях исключительного использования по транспортной категории «III-ЖЕЛТАЯ на условиях исключительного использования». При выполнении требований к условиям исключительного использования ТИ контейнера с грузом может быть больше 10, а суммарный ТИ контейнеров на транспортном средстве не ограничен.

ТРО могут поставляться на загрузку в контейнеры УКТН-24000 в охранных (первичных) емкостях или без первичных емкостей (фрагменты оборудования) в следующих видах: в контейнерах прямоугольной формы объемом 1-4 м3;

в контейнерах в виде бочек объемом 200 л и более;

трубы диаметром от 100 до 200 мм и длиной до 5,8 метра, связанные в пучки;

крупногабаритное оборудование массой до 5 тонн единицы оборудования.

Размещение и крепление грузов должно производиться в соответствии с «Техническими условиями крепления грузов в контейнерах» ЦМ-943. При размещении крупногабаритного оборудования весом 3-5 т возможно размещение 6-4 единиц оборудования, соответственно, с общим весом груза в контейнере не более 20 т. При размещении груза в бочках (размер бочки: Д=624 мм, Н=820 мм, масса ~ 400 кг) общее количество бочек, помещаемых в контейнер, - 34 шт. с общим весом груза до 14 т. При размещение груза, предварительно помещенного в контейнере КТБН-3000, в контейнере УКТН-24000 размещается 5 единиц груза с общим весом до 15 т.

Транспортирование контейнеров осуществляется железнодорожным, автомобильным и морским видами транспорта.

Транспортирование по железной дороге осуществляется на специализированных платформах и в полувагонах в соответствии с действующими Правилами перевозок грузов железнодорожным транспортом. Транспортирование контейнеров автомобильным транспортом осуществляется на специально оснащенных автомобилях-контейнеровозах, прицепах-контейнеровозах и полуприцепах-контейнеровозах. Морские перевозки контейнеров осуществляются на специализированных судах-контейнеровозах и на универсальных сухогрузных судах.

Опыт эксплуатации

По состоянию на середину 2009 г. контейнерный парк предприятия состоит из 68 контейнеров УКТН-24000 и 81 контейнера КТБН-3000. Имеющийся контейнерный парк обеспечивает единовременную загрузку, транспортировку или временное хранение до 1500 т ТРО. Опыт эксплуатации показал, что для временного хранения поступающих МОЗРВ или вторичных ТРО постоянно используется ~30 % из общего числа контейнеров УКТН-24000.

Основная масса отходов с объектов перевозится железнодорожным транспортом с использованием контейнеров УКТН-24000. Целесообразность использования контейнеров УКТН-24000 определяется наличием вблизи объектов железнодорожных станций, осуществляющих операции с крупнотоннажными контейнерами, а также подведенной железной дороги к объекту и соответствующих подъемно-транспортных механизмов с грузоподъемностью не менее 30 т. При отсутствии подъездных путей, условий и необходимых грузоподъемных механизмов, а также при необходимости перевозки незначительных по объему партий отходов, используется контейнер КТБН-3000.

ЗАО «ЭКОМЕТ-С» использует контейнеры КТБН-3000 с 1999 г. Контейнеры использовались для доставки опытных партий МОЗРВ с ОАО «Чепецкий механический завод» при отработке технологии перед вводом в эксплуатацию в 2002 г. промышленного комплекса по переработке и утилизации МОЗРВ, а также для доставки небольших партий МОЗРВ с предприятий и объектов, расположенных в г.Санкт-Петербург и Ленинградской области..

С использованием данных контейнеров в 2004 г. по контракту между ФГУП «СевРАО» и ЗАО «ЭКОМЕТ-С» была проведена доставка и выполнены опытные работы по переработке и утилизации партии низкоактивных МОЗРВ с технической территории ФГУП «СевРАО» в губе Андреева. Состав МОЗРВ - фрагменты демонтированного технологического оборудования, трубопроводов, арматуры, металлоконструкций, части рельсов и цепей из углеродистой стали со значительным присутствием на поверхности коррозионных отложений. Количество МОЗРВ – 40,6 тонн в 20-ти контейнерах КТБН-3000. В результате проведенных работ помимо выбора оптимальной технологии переработки была отработана транспортно-технологическая схема доставки МОЗРВ с данной территории.

Контейнеры УКТН-24000 ЗАО «ЭКОМЕТ-С» использует с октября 2005 г. Контейнеры применяются, в основном, для транспортирования МОЗРВ на производственные мощности предприятия с атомных станций концерна «Энергоатом» и отправки вторичных ТРО на долговременное хранение. С начала эксплуатации с объектов концерна перевезено более 3500 т грузов. Грузы в виде МОЗРВ за исключением крупногабаритного оборудования транспортируются в первичной упаковке (металлические ящики, контейнеры производственного назначения). Вторичные ТРО транспортируются в бочках в соответствии с руководством по эксплуатации на контейнер.

Имеется положительный опыт использования данного контейнера для транспортирования крупногабаритного неразборного оборудования атомных станций. В 2006 г. была осуществлена транспортировка железнодорожным транспортом бывшей в эксплуатации и имеющей высокий уровень радиоактивного загрязнения выемной части ГЦН-310 (вес 21 т) с Кольской АЭС на Нововоронежскую АЭС.

Помимо использования для собственных нужд ЗАО «ЭКОМЕТ-С» передало по договору ФГУП Саратовский зональный специализированный комбинат «Радон» один контейнер УКТН-24000 для последующей эксплуатации с целью перевозки в данном контейнере радиоактивных материалов, поставляемых на спецкомбинат.

Опыт эксплуатации транспортных контейнеров показал, что для организации перевозок в настоящее время оформляются следующих сопроводительные документы: накладная на отпуск материалов, паспорт на каждый контейнер, санитарно-эпидемиологическое заключение. аварийная карточка, справка МВД о принадлежности груза, справка о взрыво-пожаробезопасности груза.

Приемка грузов от перевозчика (железной дороги) осуществляется на основании накладной с проверкой целостности груза и его соответствия сопроводительным документам. По результатам приемки груза по количеству и качеству составляется Акт приёма-передачи.

К настоящему времени ЗАО «ЭКОМЕТ-С» отработаны транспортно-технологические схемы доставки низкоактивных ТРО на производственные мощности предприятия из большинства регионов, в которых расположены крупные объекты атомной энергетики и промышленности. С начала эксплуатации перевезено более 800 т ТРО с использованием контейнеров типа КТБН-3000 и более 4300 т ТРО с использованием контейнеров УКТН-24000.

По результатам эксплуатации транспортных контейнеров было установлено, что стоимость перевозки 1 т низкоактивных ТРО железнодорожным транспортом в контейнере УКТН-24000 составляет 1,8-1,9 руб на 1 км. Для контейнеров КТБН-3000 эта величина составляет от 6,1 до 9,1 руб на 1 км. В целом, стоимость перевозки 1 т низкоактивных ТРО с использованием транспортных контейнеров ЗАО «ЭКОМЕТ-С» в десятки раз меньше по сравнению с стоимостью услуг на перевозку со стороны специализированных комбинатов «Радон» (40-60 руб на 1 т/км).

Перспективные направления деятельности

Перспективные направления деятельности предприятия в области организации перевозок радиоактивных материалов направлены на разработку (доработку имеющихся упаковок), сертификацию и ввод в эксплуатацию среднетоннажных (20 тонн) контейнеров и крупнотоннажных (60 тонн) вагон-контейнеров с верхней загрузкой, предназначенных для перевозки низкоактивных ТРО. Внешний вид среднетоннажного контейнера, аналогичного по техническим характеристикам контейнеру УКТН-24000, со съемной верхней крышкой приведен на рис.2.

Рис.2 Внешний вид контейнера типа IСС-20` со съемной верхней крышкой (Container 20’x8’x8’6” HARD TOP Type- IP2 (MOD.SICOM OT20/TA1-IP2)

Исходя из имеющейся практики эксплуатации УКТН-24000 это позволит: упростить и ускорить операции загрузки отходов, при этом сократится время простоя и увеличится оборачиваемость контейнеров;

производить загрузку крупногабаритного оборудования без дополнительной фрагментации;

увеличить степень заполняемости контейнеров.

В конечном итоге ввод в оборот контейнеров с верхней загрузкой обеспечит в целом снижение транспортной составляющей в стоимости услуг на обращение с РАО.

Одним из перспективных направлений в области организации перевозок является расширение контейнерного парка по видам перевозимых грузов. В настоящее время ЗАО «ЭКОМЕТ-С» проводит работы по сертификации специализированных танк-контейнеров (цистерн), предназначенных для перевозки ЖРО. Внешний вид контейнера представлен на рис.3.

Вид упаковки: танк - контейнер типа IMO1, выполненный в соответствии со стандартами ISO и IMO по нормам ASME CODE, статья VIII, раздел 1. Контейнер спроектирован согласно требованиям Международных правил грузовых перевозок в части опасных грузов 3,6,8 (RID /ADR). Характеристики контейнера: вместимость – 24 000 л, длина – 6058 мм, ширина – 2438 мм, высота – 2591 мм, максимальный вес брутто – 36 000 кг, обечайка и днище – из нержавеющей стали.

Вид радиоактивного материала: жидкие отходы, загрязненные радиоактивными веществами, относящиеся к материалам с низкой удельной активностью (НУА-II), в виде водных растворов с примесями твердых веществ, не горючие, не токсичные, не взрывоопасные. Ориентировочный химический состав ЖРО: солесодержание – до 10 000 мг/л, РН – до 7, взвеси – до 1000 мг/л, содержание нефтепродуктов – до 100 мг/л.

Тип транспортного средства и условия перевозок – железнодорожный, автомобильный и морской вид транспорта при соблюдении правил безопасности перевозки опасных грузов класса 7 ГОСТ 19438-88, предусмотренных для каждого вида транспорта по транспортной категории III ЖЕЛТАЯ.

После завершения сертификации данные танк-контейнеры предполагается использовать для оказания услуг по организации перевозок сторонним организациям больших объемов ЖРО для переработки на специализированных предприятиях.

Внешний вид танк-контейнера

Заключение

Имеющийся опыт эксплуатации транспортных контейнеров показал, что перевозка низкоактивных ТРО не представляет радиационной опасности как для персонала, так и для населения. За все время перевозок не было случаев аварии, инцидентов или отклонений от нормальных условий перевозок.

Разработка и внедрение ЗАО «ЭКОМЕТ-С» в практику универсальных большеобъемных крупнотоннажных контейнеров явились качественно новым уровнем в организации перевозок ТРО в Российской Федерации. Учитывая то обстоятельство, что суммарные затраты на транспортирование низкоактивных РАО, включая затраты на транспортирование порожних контейнеров и вторичных ТРО с использованием контейнеров УКТН-24000 составляют не более 3-5 % от стоимости услуг по их переработке, можно говорить, в целом, об экономической целесообразности использования крупнотоннажных контейнеров для перевозки РАО с объектов, где они образуются, на специализированные перерабатывающие предприятия. Актуальность использования крупнотоннажных контейнеров возрастает в связи с необходимостью вывода из эксплуатации объектов использования атомной энергии и перемещения больших объемов РАО в пункты окончательной изоляции.

Расширение контейнерного парка позволит ЗАО «ЭКОМЕТ-С» стать ведущей логистической компанией в сфере обращения с радиоактивными отходами в Российской Федерации.

Литературные источники

1. Агапов А.М. и др. Организация транспортирования металлических радиоактивных отходов на перерабатывающие мощности ЗАО «ЭКОМЕТ-С». Сб. докладов VI международной конференции «Радиационная безопасность: транспортирование радиоактивных материалов. АТОМТРАНС-2003», г. Санкт-Петербург, 22.09-26.09.2003 г., с. 58-64.

2. Андреев Д.Е., Гелбутовский А.Б., Трошев А.В., Черемисин П.И. Универсальный крупнотоннажный транспортный контейнер УКТН-24000 для низкоактивных РАО. Опыт ЗАО «ЭКОМЕТ-С» по перевозке металлических отходов, загрязненных радиоактивными веществами. Материалы международного ядерного форума, Международной конференции «Стратегия безопасности использования атомной энергии», IX Международной конференции «Безопасность ядерных технологий: обеспечение безопасности при транспортировании радиоакти

ПРАВИЛА ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ САНИТАРНО - ГИГИЕНИЧЕСКОГО РЕЖИМА ПРИ СТРОИТЕЛЬСТВЕ И ЭКСПЛУАТАЦИИ ОБЪЕКТОВ ТЭК В УСЛОВИЯХ РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ МЕСТНОСТИ

Настоящие Правила разработаны Московским центром проблем здоровья по заказу Министерства топлива и энергетики Российской Федерации. Для разработки были привлечены ведущие специалисты Головной и базовой метрологической лаборатории радиационного контроля Минтопэнерго России, ТОО "Потенциал-М" и филиала НИИ радиационной гигиены (г. Новозыбков Брянской области).

Использован практический опыт по обеспечению санитарно - гигиенического режима при эксплуатации и строительстве объектов различных министерств и ведомств в условиях радиоактивно загрязненной местности, включая аварию на Чернобыльской АЭС.

Правила содержат организационные и методические требования, выполнение которых является обязательным при разработке аналогичных правил для объектов ТЭК России, находящихся на радиоактивно загрязненной искусственными радионуклидами местности.

Авторский коллектив:

Разумов А.Н., доктор медицинских наук, профессор,

Москаленко В.А., канд. технич. наук, с.н.с.,

Чепенко Б.А., канд. технич. наук, с.н.с.,

Шрамченко А.Д., канд. технич. наук, доцент,

Бродер Д.Л., доктор физико - математических наук, профессор,

Карлин Н.Е., канд. мед. наук, с.н.с.,

Перминова Г.С., начальник отдела радиационной гигиены Госкомсанэпиднадзора России.

Правила должны пересматриваться один раз в 3 года с доведением принятых изменений и дополнений до исполнителей, а 1 раз в 5 лет Правила подлежат переизданию.

В этой связи все предложения по изменению и дополнению Правил просим направлять в адрес Управления промышленной и экологической безопасности и охраны труда Минтопэнерго России по адресу: 103074, г. Москва, Китайский проезд, д. 7.

ПРЕДИСЛОВИЕ

Работники объектов топливно - энергетического комплекса (ТЭК) России, включая строителей, эксплуатационников, подвергаются воздействию ионизирующих излучений на местностях, загрязненных искусственными радионуклидами в результате имевших место радиационных аварий и катастроф.

Регулирование вопросов радиационной защиты и социально - экономических вопросов для этих категорий лиц осуществляется на основе Закона Российской Федерации "О социальной защите граждан, пострадавших от радиации вследствие катастрофы на Чернобыльской АЭС", в соответствии с Концепцией радиационной, медицинской, социальной защиты и реабилитации населения Российской Федерации, подвергшегося аварийному облучению (разработанной и утвержденной 4 марта 1994 г. Российской научной комиссией по радиационной защите), и Федерального закона "О радиационной безопасности населения" от 9 января 1996 г. N 3-ФЗ. Их практическая реализация должна обеспечить более высокие показатели физического и психического здоровья, а также социального благополучия как работающих, так и населения.

На территориях, где сохраняется обусловленное радиационной аварией или подземными ядерными взрывами, проводившимися в мирных целях, загрязнение местности, осуществляется ее зонирование по величине годовой эффективной дозы облучения. Под годовой дозой здесь понимается средняя эффективная доза у критической группы работников и жителей населенного пункта за текущий год, обусловленная искусственными радионуклидами и рассчитанная при условии отсутствия или прекращения активных мер радиационной защиты.

На территории, где годовая эффективная доза не превышает 1 мЗв (0,1 бэр), проводится обычный мониторинг радиоактивного загрязнения объектов, окружающей среды и сельскохозяйственной продукции, по результатам которого оценивается доза облучения работников и населения. Хозяйственная деятельность и проживание населения на этой территории не ограничиваются. Осуществляются меры защиты, предусмотренные п. 10 Концепции... от 04.03.94 и НРБ-96.

На разных стадиях радиационной аварии вмешательство регулируют зонированием загрязненных территорий. В настоящих Правилах рассмотрено зонирование только на восстановительной стадии.

Зона радиационного контроля - от 1 мЗв до 5 мЗв (от 0,1 до 0,5 бэр) в год. В этой зоне помимо мониторинга радиоактивности объектов, окружающей среды, сельскохозяйственной продукции и определения доз внешнего и внутреннего облучения критических групп населения осуществляются меры по снижению доз на основе принципа оптимизации и другие необходимые активные меры защиты как работающих, так и населения.

Зона ограниченного проживания населения - от 5 мЗв до 20 мЗв (от 0,5 до 2,0 бэр) в год. В этой зоне осуществляются те же меры мониторинга и защиты населения, что и в зоне радиационного контроля. Добровольный въезд на указанную территорию для постоянного проживания не ограничивается. Лицам, въезжающим на указанную территорию для постоянного проживания и проживающим на указанной территории, разъясняется риск ущерба здоровью, обусловленный воздействием радиации.

Зона отселения - от 20 мЗв до 50 мЗв (от 2,0 до 5,0 бэр) в год. Въезд на указанную территорию для постоянного проживания не разрешен. В этой зоне запрещается постоянное проживание лиц репродуктивного возраста и детей. Здесь осуществляется радиационный мониторинг людей, производственных предприятий, мест проживания и объектов внешней среды, а также необходимые меры радиационной и медицинской защиты.

Зона отчуждения - более 50 мЗв (более 5,0 бэр) в год. В этой зоне постоянное проживание не допускается, а хозяйственная деятельность и природопользование регулируются специальными актами. Осуществляются меры мониторинга и защиты работающих с обязательным индивидуальным дозиметрическим контролем.

Зонирование территории и предприятий проводится на основании их санитарно - гигиенической характеристики в порядке, определенном органами Госсанэпиднадзора России в соответствии с нормами радиационной безопасности НРБ-96 (НРБ) и Основными санитарными правилами ОСП-72/87 (ОСП).

Все положения настоящих Правил действуют при отнесении работающих к группе А (персонал). При отнесении работающих к группе Б пункты настоящих Правил используются дифференцированно в зависимости от зоны ограничения и характеристики конкретных рабочих мест по согласованию с региональными органами Госсанэпиднадзора России.

Правила предназначены для отраслевого нормативно - правового регулирования деятельности работников предприятий ТЭК на основе и в соответствии с требованиями "Норм радиационной безопасности НРБ-96" и "Основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87".

Правила разработаны для использования на предприятиях ТЭК России, расположенных на радиоактивно загрязненной местности, и согласованы Госкомсанэпиднадзором России (исх. N 01-06/312-11 от 14.03.95).

Правила доработаны в соответствии с требованиями Федерального закона "О радиационной безопасности населения" и "Норм радиационной безопасности НРБ-96".

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

1. Бэр - биологический эквивалент рентгена, внесистемная единица эквивалентной дозы.

2. Внешнее облучение - облучение тела от находящихся вне его источников ионизирующих излучений (ИИИ).

3. Внутреннее облучение - облучение тела от находящихся внутри него источников ионизирующих излучений.

4. Группа радиационной опасности радионуклида - характеристика радионуклида как потенциального источника внутреннего облучения. В порядке убывания радиационной опасности выделены четыре группы с индексами А, Б, В и Г.

5. Дезактивация - удаление радиоактивных веществ с какой-либо поверхности или из какой-либо среды, включая организм человека.

6. Доза - поглощенная доза, доза на орган, эквивалентная доза или ожидаемая эффективная доза. Определяющие прилагательные часто опускаются, если они не нужны для определения интересующей величины.

Доза поглощенная - фундаментальная дозиметрическая величина, равная отношению средней энергии, переданной ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, к массе вещества в этом объеме: D = de / dm.

В системе СИ поглощенную дозу измеряют в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), называющийся грей (Гр).

Доза эквивалентная - поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного излучения, W(R):

H(T, R) = W(R) x D(T, R),

где D(T, R) - средняя поглощенная доза в органе или ткани T, а W(R) - взвешивающий коэффициент для излучения R.

Если поле излучения состоит из нескольких излучений с различными величинами W(R), то эквивалентная доза определяется в виде:

H(T) = SUM W(R) x D(T, R).

R

Единицей измерения эквивалентной дозы является Дж/кг, имеющий специальное название зиверт (Зв).

Доза эквивалентная или эффективная ожидаемая за время, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм. Она определяется в виде:

t(0) + тау

H(тау, T) = интеграл H(T) (t) x dt,

t(0)

где t(0) - момент поступления, а H(T) (t) - мощность эффективной или эквивалентной дозы к моменту времени t на орган или ткань T. Когда тау не определено, то его следует принять равным 50 годам для взрослых или 70 годам для детей.

Доза эффективная - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органе H(T) на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного органа или ткани:

E = SUM W(T) x H (тау T),

T

где H (тау T) - эквивалентная доза в ткани T за время тау, а W(T) - взвешивающий коэффициент для ткани T.

Единица измерения эффективной дозы - Дж/кг, имеющая название зиверт (Зв).

7. Зиверт - единица измерения эквивалентной или эффективной дозы.

8. Ионизирующее излучение - излучение, взаимодействие которого с веществом приводит к образованию в этом веществе ионов разного знака.

Ионизирующее излучение состоит из потоков заряженных и незаряженных частиц, а также фотонов.

9. Группа А облучаемых лиц, или персонал (профессиональные работники) - лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с техногенными источниками ионизирующих излучений.

10. Группа Б облучаемых лиц - лица, которые не работают непосредственно с ИИИ, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию радиоактивных веществ и других источников ионизирующих излучений, применяемых в учреждении и (или) удаляемых во внешнюю среду. Уровень их облучения определяют по критической группе.

11. Мощность дозы - отношение приращения дозы (поглощенной, эквивалентной, эффективной) за интервал времени к этому интервалу времени. Сокращенное наименование мощности дозы.

В системе СИ единица мощности эквивалентной дозы - зиверт в секунду, Зв/с, 1 Зв/с = 100 бэр/с. На практике за единицу времени могут приниматься час, сутки, год.

Внесистемная единица мощности эквивалентной дозы - бэр в секунду, бэр/с. Обычно используют производные единицы - миллибэр в час, мбэр/ч и др.

12. Мощность экспозиционной дозы - в системе СИ измеряется в зивертах в секунду, Зв/с. На практике за единицу времени принимают час, Зв/ч. Используют производные единицы: мЗв/ч, мкЗв/ч. Внесистемная единица - рентген в час, Р/ч, или производные: мР/ч, мкР/ч.

13. Неснимаемое (фиксированное) радиоактивное загрязнение поверхности - радионуклиды, которые самопроизвольно или при эксплуатации не переходят с загрязненной поверхности в окружающую среду и не удаляются применяемыми эффективными способами дезактивации. Такие поверхности являются источником только внешнего излучения.

14. Открытый источник - радионуклидный источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду.

15. Поглощенная доза - фундаментальная дозиметрическая величина. Равна отношению приращения средней энергии, переданной ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, к массе вещества в этом элементарном объеме.

16. Предел годового поступления (ПГП) - поступление данного радионуклида в течение года в организм условного человека, которое приводит к облучению в ожидаемой дозе, равной соответствующему пределу годовой эффективной или эквивалентной дозы.

17. Предел годовой эффективной (или эквивалентной) дозы - величина эффективной (или эквивалентной) дозы техногенного облучения, которая не должна быть превышена за год; пределы дозы устанавливают на уровнях, которые должны быть признаны в качестве предельно допустимых в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов; вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

18. Радиационный контроль - получение информации об уровнях облучения людей, о радиационной обстановке в учреждении и в окружающей среде с использованием специальной аппаратуры.

19. Радиационная опасность радионуклида - радиационные и гигиенические характеристики радиоактивного вещества, определяющие его опасность для облучаемого объекта.

20. Радиоактивность - самопроизвольное превращение неустойчивого нуклида в другой нуклид, сопровождающееся испусканием ионизирующего излучения.

21. Радиоактивные отходы - неиспользуемые жидкие и твердые радиоактивные вещества, образующиеся в результате деятельности учреждения, общая активность, удельная активность и радиоактивное загрязнение поверхностей которых превышает уровни, установленные в НРБ-96, ОСП-72/87 и других нормативных документах.

22. Радионуклид - любой радиоактивный атом с данным массовым числом и атомным номером, а для изомерных атомов - и с данным определенным энергетическим состоянием атомного ядра. Радионуклиды (и нерадиоактивные нуклиды) данного химического элемента называют его изотопами.

Радионуклид йод-131 - самый распространенный радиоактивный изотоп йода, образующийся при делении ядер урана в атомных реакторах. Период полураспада 8,04 сут. Относится к группе Б радиационной опасности. Концентрируется в щитовидной железе (критическом органе). Является бета-, гамма - излучателем. Энергия фотонов 0,72, 0,63, 0,36, 0,03 МэВ. Энергия бета - излучения 0,248, 0,304, 0,334, 0,607, 0,630, 0,807 МэВ. Допустимая объемная активность ДОАнас в атмосферном воздухе 18,0 Бк/куб. м (4,86 - 13 Ки/л), допустимая удельная активность ДУАнас в воде 57,0 Бк/кг (1,54 - 9 Ки/кг).

Радионуклид плутоний-239 получается в реакторах, работающих на природном уране-238. Распадается с испусканием альфа - частиц с энергией 5,14 МэВ. Период полураспада 24065 лет. Относится к группе Б радиационной опасности. Концентрируется в костях, легких, желудочно - кишечном тракте (ЖКТ) и нижних отделах толстого кишечника (НКТ). Допустимая объемная активность ДОАнас в атмосферном воздухе 2,9 - 3 Бк/куб. м (7,84 - 17 Ки/л), допустимая удельная активность ДОАнас в воде 5,0 Бк/кг (1,35 - 10 Ки/кг).

Радионуклид стронций-90 образуется при делении урана-235. Является бета - излучателем. Энергия бета - излучения 0,546 МэВ. Период полураспада 29,12 года. Относится к группе Б радиационной опасности. Концентрируется в костях, легких, ЖКТ (НКТ). Допустимая объемная активность ДОАнас в атмосферном воздухе 5,7 Бк/куб. м (1,54 - 13 Ки/л), допустимая удельная активность ДОАнас в воде 45,0 Бк/кг (1,22 - 9 Ки/кг).

Радионуклид цезий-137 - один из наиболее распространенных долгоживущих продуктов деления урана-235 и плутония-239. Является бета-, гамма - излучателем. Энергия бета - излучения 0,514 МэВ. Энергия фотонов 0,661 МэВ. Период полураспада 30 лет. Относится к группе Б радиационной опасности. Критический орган для растворимого состояния цезия: все тело, печень, селезенка, мышцы; для нерастворимого состояния - легкие, ЖКТ (НКТ). Допустимая объемная активность ДОАнас в атмосферном воздухе 29,0 Бк/куб. м (7,84 - 13 Ки/л), допустимая удельная активность ДОАнас в воде 96,0 Бк/кг (2,59 - 9 Ки/кг).

Радионуклид цезий-134 - продукт деления урана-235 и плутония-239. Является гамма-, бета - излучателем. Энергия фотонов 1,36, 1,16, 0,80, 0,79, 0,60, 0,56 МэВ. Энергия бета - излучения 0,089, 0,415, 0,658, 0,891, 1,454 МэВ. Период полураспада 2,062 года. Относится к группе Б радиационной опасности. В растворимом состоянии распределяется во всем теле, в нерастворимом состоянии концентрируется в легких, ЖКТ (НКТ). Допустимая объемная активность ДОАнас в атмосферном воздухе 20,0 Бк/куб. м (5,4 - 13 Ки/л), допустимая удельная активность ДУАнас в воде 66,0 Бк/кг (1,78 - 9 Ки/кг).

23. Санпропускник - помещения, предназначенные для смены одежды, санитарной обработки персонала и контроля радиоактивного загрязнения кожи и спецодежды.

24. Снимаемое (нефиксированное) радиоактивное загрязнение поверхности - радионуклиды, которые самопроизвольно или при эксплуатации переходят с загрязненной поверхности в окружающую среду и удаляются применяемыми способами дезактивации.

25. Средства индивидуальной защиты (СИЗ) - технические средства защиты персонала от поступления радионуклидов внутрь организма, радиоактивного загрязнения кожи и внешнего облучения.

26. Уровень контрольный - численные значения контролируемых величин дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.д., устанавливаемые руководством учреждения и органами Госсанэпиднадзора для оперативного радиационного контроля, закрепления достигнутого в учреждении уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды.

27. Экспозиционная доза измеряется внесистемными единицами рентгенами, Р. Один рентген - это такая доза рентгеновского или гамма - излучения, которая создает в 1 куб. см воздуха при

9

температуре 273 K и давлении 760 мм рт. ст. 2,09 x 10 пар ионов.

В практике используются кратные доли рентгена: миллирентген

-3 -3 -6

(мР), микрорентген (мкР). 1 мР = 10 Р; 1 мкР = 10 мР = 10 Р.

В системе СИ экспозиционная доза измеряется в кулонах на кг

-4

(1 Р = 2,58 x 10 Кл/кг).

Экспозиционная доза в рентгенах достаточно надежно характеризует потенциальную опасность воздействия ионизирующих излучений при общем и равномерном облучении тела человека.

28. Эффекты излучения детерминированные - биологические эффекты излучения, в отношении которых предполагается существование порога, выше которого тяжесть эффекта зависит от дозы.

29. Эффекты излучения стохастические - вредные биологические эффекты излучения, не имеющие дозового порога. Принимается, что вероятность возникновения этих эффектов пропорциональна дозе, а тяжесть их проявления не зависит от дозы.

1. ПРАВИЛА ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ САНИТАРНО - ГИГИЕНИЧЕСКОГО РЕЖИМА ПРИ СТРОИТЕЛЬСТВЕ И ЭКСПЛУАТАЦИИ ОБЪЕКТОВ ТЭК В УСЛОВИЯХ РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ МЕСТНОСТИ

1.1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

Работники, занятые строительством и эксплуатацией предприятий ТЭК на радиоактивно загрязненной местности (РЗМ), по условиям работы могут быть отнесены к любой категории облучаемых лиц в соответствии с НРБ-96.

Для работающих на РЗМ нормирование доз облучения связано, главным образом, с наличием риска отдаленных последствий облучения, оцениваемых по величине эффективной дозы.

Организация санитарно - гигиенического режима при строительстве и эксплуатации объектов в условиях РЗМ должна быть направлена, прежде всего, на снижение индивидуальной дозы облучения работающих как за счет проведения комплекса защитных мероприятий, мер профилактики, так и за счет сокращения числа работающих механизацией и автоматизацией производственных процессов.

Законом Российской Федерации от 1992 г. "О социальной защите граждан, пострадавших от воздействия радиации вследствие катастрофы на ЧАЭС" годовым допустимым уровнем облучения для живущих и работающих в условиях РЗМ установлена эффективная эквивалентная доза 0,1 бэр/год над дозой от естественного и сложившегося техногенного фона до аварии.

Если по условиям радиационной обстановки на местности и содержания радионуклидов в продуктах местного производства обеспечивается указанный уровень дозы облучения (так называемый "уровень невмешательства"), то работа на РЗМ проводится без ограничений, но при соответствующем радиационном контроле. В случае возможности превышения дозы облучения уровня 0,1 бэр/год для работающих должны быть введены ограничительные условия, призванные обеспечить непревышение установленной годовой дозы.

Требования санитарно - гигиенического режима должны быть разработаны для конкретных условий работы и согласованы с местными органами Госсанэпиднадзора России. Руководители всех рангов ответственны за обеспечение и контроль за соблюдением настоящих Правил. Работающие обязаны соблюдать установленные Правила работ и личной гигиены на РЗМ.

В случае нарушения работающими настоящих Правил и личной гигиены они могут быть отстранены от работ на РЗМ, на этот период им прекращают выплату денежной компенсации и действие других льгот, установленных законодательством.

1.2. ТРЕБОВАНИЯ К РЕЖИМУ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

1.2.1. Допуск к работам на РЗМ

К работам на РЗМ должны допускаться лица не моложе 21 года, не имеющие медицинских противопоказаний (см. Приложения 1 и 2 ) и добровольно согласившиеся трудиться в условиях воздействия ИИИ.

1.2.1.1. Перед допуском к работам на РЗМ для изучения условий труда, правил санитарно - гигиенического режима и обеспечения радиационной безопасности, обязанностей, прав и льгот работающим в условиях РЗМ поступающие на работу проходят обучение и вводный инструктаж.

Занятия должны завершаться инструктажем на конкретном для каждого специалиста рабочем месте с записью в журнале инструктажа и росписью проинструктированного.

В дальнейшем не реже одного раза в полугодие производят проверку знаний работающими правил работы на РЗМ с соответствующей записью в журнале инструктажа.

1.2.1.2. Поступающие на работу в условиях РЗМ должны пройти медицинский осмотр, целью которого является установление отсутствия медицинских противопоказаний для работы с источниками ионизирующих излучений.

Перечень заболеваний, при наличии которых лица не должны быть допущены к работам на РЗМ, соответствует приведенным в Приложениях 1 и 2.

1.2.1.3. При изменении характера работы производят внеочередной инструктаж и проверку знаний правил безопасности в новых условиях труда.

1.2.2. Установление и поддержание зон режима радиационной безопасности

1.2.2.1. Установление правил режима РБ производят в зависимости от социального статуса территории (см. с. 5 - 6 и п. 1.2.2.2 настоящих Правил), характера деятельности предприятия и конкретной радиационной обстановки на объекте и окружающей территории.

1.2.2.2. Законом Российской Федерации 1992 г. "О социальной защите граждан, пострадавших от воздействия радиации вследствие катастрофы на Чернобыльской АЭС" определен следующий статус территорий в зависимости от уровней излучений и концентрации основных радионуклидов в почве:

- зона проживания с льготным социально - экономическим статусом - плотность радиоактивного загрязнения почвы цезием-137 от 1 до 5 Ки/кв. км (условно обозначим ее как зону "А") - зона радиационного контроля;

- зона проживания с правом на отселение - плотность радиоактивного загрязнения почвы цезием-137 от 5 до 15 Ки/кв. км (зона "Б") - это зона ограниченного проживания населения;

- зона отселения - плотность радиоактивного загрязнения почвы цезием-137 от 15 до 40 Ки/кв. км (зона "В");

- зона отчуждения - плотность радиоактивного загрязнения почвы цезием-137 более 40 Ки/кв. км (зона "Г").

1.2.2.3. Предприятия, расположенные на РЗМ, при наличии различных зон загрязнения разграничивают свою территорию на участки постоянного пребывания работников, временного и эпизодического. При этом выделяются зоны отдыха, приготовления и приема пищи.

1.2.2.4. Специальными дезактивационными мероприятиями администрация добивается снижения уровней радиационных факторов в зонах отдыха, приготовления и приема пищи и постоянного пребывания работников до значений, обеспечивающих непревышение годового предела дозы с учетом облучения людей в местах проживания.

1.2.2.5. На границах между зонами устанавливают посты радиационного контроля, оснащенные радиометрической аппаратурой для проверки уровней загрязнения радионуклидами обуви и спецодежды входящих людей. При необходимости посты обслуживают радиометристы (принудительный контроль).

Посты должны иметь запас чистой спецодежды, обуви, а также быть оборудованы умывальниками (душевыми устройствами) для санитарной обработки людей.

1.2.3. Организация питания работников в условиях РЗМ

1.2.3.1. Радиоактивные вещества могут попадать в организм человека при курении, с пищевыми продуктами и водой, ранее подвергшимися радиоактивному загрязнению, а также переноситься в чистые продукты и воду с загрязненных поверхностей рук и одежды, кухонного инвентаря, посуды и пр.

Они также могут быть занесены с пылью при приготовлении пищи на открытой местности, если не будут приняты специальные меры против вторичного пылеобразования.

1.2.3.2. За своевременность и правильность проведения всех мероприятий по обеспечению безопасности питания работников в зонах радиоактивного загрязнения и организацию питания отвечает руководитель подразделения.

1.2.3.3. Организация безопасного питания на РЗМ требует от руководителей подразделений и от должностных лиц службы продовольственного снабжения строгого и своевременного выполнения комплекса мероприятий, направленных на предупреждение загрязнения пищевых продуктов и питьевой воды при транспортировке, хранении, приготовлении пищи и ее выдаче. Эти мероприятия проводят при периодическом дозиметрическом контроле радиоактивного загрязнения и санитарно - гигиеническом обеспечении со стороны подразделений радиационного контроля и медицинской службы.

1.2.4. Меры безопасности при организации питания на РЗМ

1.2.4.1. Предупреждение попадания радионуклидов внутрь организма при обеспечении питания на РЗМ достигают:

- снабжением работников пищевыми продуктами и водой, отвечающими санитарно - гигиеническим нормативам;

- соблюдением работниками продовольственной службы санитарно - гигиенических требований и правил личной гигиены.

1.2.4.2. Основным принципом организации питания на РЗМ является исключение или сведение до минимума контакта продуктов, посуды, инвентаря и готовой пищи с окружающей загрязненной средой, с поверхностями загрязненных предметов и грунта на всех стадиях подготовки продуктов, приготовления, выдачи и приема пищи.

1.2.4.3. Безопасность питания работников в зонах РЗМ обеспечивают:

- регулярной поставкой чистых продуктов, а также созданием заблаговременно подготовленных запасов высокопитательных консервированных, концентрированных продуктов в защитной таре и упаковке;

- надежным укрытием запасов продовольствия при транспортировке и хранении;

- защитой кухонь, термосов и водяных цистерн от загрязнения радиоактивными веществами (РВ) путем герметизации котлов, бачков, емкостей и пр.;

- применением защитных чехлов из полиэтиленовой пленки для укрытия кухонного оборудования, инвентаря, тары и посуды;

- созданием необходимых запасов материалов, моющих средств и воды и своевременным (при необходимости) проведением дезактивации кухонного оборудования, технических средств, инвентаря, тары, одежды поварского состава;

- организацией своевременного контроля радиоактивного загрязнения продовольствия, технических средств, спецодежды и рук поварского состава, занятого подготовкой, приготовлением и выдачей пищи;

- строгим выполнением специалистами службы продовольственного снабжения санитарно - гигиенического режима и контролем со стороны медицинской службы;

- проведением санитарно - просветительской работы по радиационно - гигиенической и технической подготовке поварского состава к работе в условиях радиоактивного загрязнения местности (территории).

1.2.4.4. Для предупреждения внутреннего облучения организма человека необходимо также учитывать возможное загрязнение радионуклидами поверхностных, а в ряде случаев и подземных водоисточников. Использование для хозяйственно - бытовых нужд и питья не проверенных в радиационном отношении источников недопустимо.

1.2.4.5. Запрещается использование в пищу не проверенных на содержание радионуклидов даров природы и рыбы.

1.2.5. Размещение и обустройство жилых и производственных помещений

1.2.5.1. Размещение вновь строящихся жилых и производственных объектов на РЗМ производится на наиболее "чистых" площадках, выбранных по согласованию с местными органами власти, Госсанэпиднадзора, Госкомэкологии России и с соблюдением требований Земельного кодекса РСФСР.

Перед выбором площадки должно быть проведено радиационное обследование местности, включающее измерение уровней излучений и определение загрязненности грунта радионуклидами цезия-137, стронция-90, а также, при необходимости, других радионуклидов, попавших в окружающую среду.

1.2.5.2. Временные жилые поселки для размещения персонала, технические и материальные базы и другие объекты должны быть расположены в чистой зоне, а если это невозможно, то на площадках с уровнями излучения и загрязнения почвы радионуклидами не выше установленных администрацией и согласованных с местными органами Госсанэпиднадзора России. Если радиационные факторы выбранной площадки имеют превышение над установленными уровнями, то специальными приемами (снятие грунта, засыпка площадки чистым грунтом, асфальтирование, бетонирование и т.д.) производят снижение уровней излучений и загрязнений до допустимых значений.

Размещение вновь строящихся объектов на грунтах, загрязненных выше допустимых уровней, разрешается при наличии соответствующего обоснования и согласования с органами Госсанэпиднадзора России.

1.2.5.3. Выбор площадки закрепляется актом, подписанным руководством предприятия и подразделения радиационного контроля, а также представителями местной санэпидстанции, отдела природопользования и утвержденным местной администрацией.

1.2.5.4. Во временных строительных жилых поселках, расположенных в зоне радиоактивного загрязнения , категорически запрещается постоянное проживание детей и лиц репродуктивного возраста, неработающих женщин, где годовая эффективная доза превышает 20 мЗв (2 бэра).

1.2.5.5. Временный жилой поселок может быть разделен на две зоны - жилую и вспомогательную.

В жилой зоне помимо сооружений и объектов социально - бытового назначения должен быть предусмотрен медицинский пункт и кабинет по радиационной безопасности.

Во вспомогательной зоне размещают здания, площадки производственного назначения, основные сооружения и объекты обеспечения радиационной безопасности. К ним относятся:

- санитарный пропускник, оборудованный постом радиационно - дозиметрического контроля;

- спецпрачечная для дезактивации спецодежды и СИЗ;

- площадка для дезактивации техники и транспортных средств;

- склад моющих средств и дезактивационных растворов;

- помещение (закрытая площадка) для сбора и временного хранения твердых радиоактивных отходов.

1.2.5.6. В целях снижения запыленности территории жилпоселка жилая зона должна быть отделена от вспомогательной зеленой полосой с травяным покровом шириной не менее 100 м.

Вертолетные площадки должны быть заасфальтированы (забетонированы) и расположены от жилой зоны на расстоянии не менее 300 м.

1.2.5.7. Проезд техники и транспортных средств, эксплуатирующихся на РЗМ и не прошедших дезактивацию до установленных уровней, в жилую зону запрещается.

1.2.5.8. Проход работников из радиоактивно загрязненной местности в жилую зону осуществляется через санпропускник с обязательным радиометрическим контролем уровней радиоактивного загрязнения одежды, обуви, кожных покровов и головы.

1.2.5.9. Все сооружения временного жилого городка должны иметь плотно закрывающиеся двери, окна и тамбуры. Вентиляция помещений должна производиться через фильтровентиляционные установки или через форточки, затянутые несколькими (3 - 4) слоями марли.

Стены и пол должны быть покрыты материалом, позволяющим проводить дезактивацию.

Мебель, используемая в помещениях, должна быть изготовлена из малосорбирующих материалов с легко дезактивируемыми покрытиями. Рекомендуется мебель, окрашенная нитроэмалями или покрытая пластиком.

Вводят специальный режим уборки помещений (использование метода вакуумирования, проведение только влажной уборки и т.п.).

1.2.5.10. Для организации содержания временных жилых поселков в условиях РЗМ приказом по предприятию (объединению) назначает лицо, ответственное за обеспечение радиационной безопасности на всей территории жилого городка, за создание нормальных жилищных и бытовых условий, организацию питания, медицинского и культурного обслуживания проживающих.

1.2.5.11. Контроль за обеспечением безопасных социально - бытовых условий в жилом городке возлагают на одного из заместителей руководителя предприятия (объединения).

1.2.5.12. Режим работы всех служб городка, независимо от их подчиненности, включая службу радиационной безопасности (СРБ) и медпункт, устанавливает руководитель (комендант) жилого городка. Распоряжения коменданта, связанные с обеспечением безопасности, являются обязательными для всех проживающих в городке и обслуживающего персонала.

1.2.5.13. Распоряжения, связанные с выполнением требований радиационной безопасности, должны быть подписаны комендантом жилого городка и руководителем участковой СРБ. Распоряжения по радиационной безопасности обязательны к неукоснительному выполнению всеми лицами, находящимися на территории жилого городка, включая прибывших из других организаций.

1.2.5.14. Периодичность радиационного контроля зданий, сооружений, оборудования, машин и мест отдыха устанавливает руководитель участкового подразделения радиационного контроля с учетом местных условий и уровня радиационной обстановки на окружающей жилой городок радиоактивно загрязненной местности.

1.2.5.15. Территория жилого городка должна регулярно очищаться от радиоактивных отходов, строительного и бытового мусора.

1.2.5.16. Дезактивационные воды от специальной обработки техники, транспорта, спецодежды, обуви и т.п., образующиеся во вспомогательной зоне, собирают в приемные ямы с предотвращением их прямого попадания в открытые водоемы. Объем приемной ямы определяют из расчета планируемого количества дезактивационных вод. Практически оптимальным диапазоном величины объема приемной ямы является объем от 8 до 32 куб. м. При заполнении одной из таких ям слив дезактивационных вод производят в другую приемную яму, а заполненную яму оставляют на самофильтрацию с последующей засыпкой грунтом слоем не менее 0,4 м.

Выбор мест расположения приемных ям производят с учетом стояния грунтовых вод, возможного влияния ливневых потоков и паводковых вод. При необходимости приемные ямы обваловывают и/или окапывают обводными канавами.

1.2.5.17. На основе результатов радиационного контроля местный орган Госсанэпиднадзора России может установить иной порядок удаления сливов.

1.2.5.18. Для сбора и временного хранения твердых радиоактивных отходов (ТРО) на "грязной" половине санпропускников и площадок для дезактивации устанавливают специальные контейнеры или сборники. Твердые отходы считают радиоактивными, если их удельная активность больше:

3 -7

7,4 x 10 Бк/кг; 2 x 10 Ки/кг - для загрязненных альфа -

активными нуклидами;

4 -6

7,4 x 10 Бк/кг; 2 x 10 Ки/кг - для загрязненных бета -

активными нуклидами;

3 -7

3,7 x 10 Бк/кг; 1 x 10 г-экв. радия/кг - для источников гамма -

излучения.

Твердыми отходами считают также технические изделия, их отдельные части, оборудование, инструмент, спецодежду и обувь, личные вещи работников, загрязненные выше предельно допустимых уровней и не поддающиеся дезактивации после трехкратного цикла дезактивации.

Продукты питания, дары природы, растительность, биологические объекты, удельная активность которых превышает установленные Госсанэпиднадзором России нормы.

1.2.5.19. Перед началом строительства объекта необходимо снять картограмму гамма - полей и бета-, альфа - загрязненности почвы для определения фоновых значений. Полученные данные занести в журнал и на план.

При эксплуатации производственных объектов периодически измерять уровни общего радиоактивного загрязнения внешних и внутренних поверхностей помещений, специального оборудования и спецодежды.

1.2.5.20. Кабины автотранспорта, обеспечивающего работы на РЗМ, должны быть загерметизированы, водители обеспечены респираторами.

При плюсовой температуре воздуха ежедневно водители транспортных средств и специальной техники должны проводить влажную уборку кабин поливом их из шланга. По окончании каждой смены дозиметрист измеряет мощность дозы гамма - излучения и уровни общего радиоактивного загрязнения поверхностей всех работавших транспортных средств и специальной техники.

При обнаружении загрязнения выше допустимых уровней и/или при достижении контрольных уровней мощности дозы гамма - излучения загрязненную технику отправляют на дезактивацию в специально отведенном месте вне строительной площадки (территории предприятия), а если требуемая эффективность не достигнута, то технику направляют на специально оборудованные площадки (пункты) дезактивации.

Наиболее представительными точками дозиметрических измерений поверхностей и узлов специальной и транспортной техники являются масляные и воздушные фильтры двигателей, различные замасленные места, колесные ниши, пол кабины.

1.2.5.21. Перед началом работ по подготовке строительной площадки на РЗМ работники должны быть обеспечены средствами индивидуальной защиты кожи, органов дыхания и зрения.

1.2.5.22. В лесистых местностях наиболее радиационно опасными работами могут быть обрубка сучьев и раскряжевка.

Условия рубки древесины определяются специальными правилами Госкомлеса России. При этом:

- запрещается использование древесины в качестве топлива при ее загрязнении радионуклидами выше установленных уровней;

- обрубку сучьев и сжигание порубочных остатков проводят на лесосеке, образовавшуюся золу закапывают на глубину не менее 0,4 м;

- окорку древесины проводят на месте рубки.

1.2.5.23. Перед началом земляных работ и их проведении необходимо:

- обеспечить работников спецодеждой (комбинезоны, халаты), сапогами, рукавицами, телогрейками, шапками и индивидуальными полотенцами;

- организовать места для душевых и места для раздельного хранения спецодежды и личной одежды работников, а также места хранения рабочего инвентаря;

- в зависимости от зоны загрязнения систематически дезактивировать спецодежду;

- работы, сопровождающиеся образованием пыли, проводить с использованием пылеподавления, респираторов и при возможности осуществлять увлажнение пылящих объектов;

- при движении и групповом использовании техники на пыльных дорогах и на полях увеличивать дистанцию между машинами, чтобы пыль успела осесть или сместиться в сторону до подхода следующей машины;

- входить в кабину только после проведения очистки от пыли верхней одежды;

- ограничить ручной и механизированный труд на пересыхающей почве и при сильном ветре;

- при работах на спецмашинах при наличии ветра направление движения должно быть боковым к направлению ветра, перед разворотом машины снижать скорость движения;

- максимально ограничивать въезд землеройной техники в населенные пункты и машинные дворы без их предварительной мойки. Смывные жидкости собирать в специальные ямы, которые после прекращения их использования запахивать.

При проведении земляных работ, связанных со снятием слоя грунта для последующей рекультивации, следует иметь в виду, что глубина распространения радионуклидов в почве на целинных участках достигает 5 - 10 см, а на вспаханных почвах - до 20 см и более.

1.2.5.24. Периодически определять активность грунта в отвалах, образовавшихся при рытье траншей и пр., по мощности дозы гамма - излучения.

1.2.5.25. При проведении земляных, сварочно - монтажных, изоляционно - укладочных работ в конце рабочей смены обязателен выборочный контроль уровней общего радиоактивного загрязнения кожных покровов работников и их спецодежды. Контроль уровней загрязнения техники следует проводить не реже 1 раза в неделю.

1.2.5.26. Для исключения ингаляционного поступления радионуклидов, содержащихся в отходящих газах, образующихся при проведении сварочно - монтажных работ на местности с повышенными уровнями радиоактивного загрязнения , необходима хорошая очистка (дезактивация) мест сварки, наличие естественной или искусственной вентиляции и применение работниками СИЗ.

1.2.5.27. При проведении изоляционно - укладочных работ на РЗМ, при выполнении мероприятий радиационной безопасности также необходимо предусматривать защиту органов дыхания, т.к. в противном случае кроме внешнего воздействия гамма - фона может быть значительное ингаляционное поступление радионуклидов с пылью, образующейся при чистке загрязненного трубопровода перед изоляционно - укладочными работами.

1.2.5.28. Лица, занятые на работах по дезактивации, сбору и локализации радиоактивных отходов, должны ежедневно проходить радиометрический контроль.

1.3. ТРЕБОВАНИЯ К НОРМАЛИЗАЦИИ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ

1.3.1. Радиационная обстановка на объектах и на окружающей территории в условиях РЗМ в общем случае неравномерна, недостаточно стабильна и может ухудшаться. Основными причинами ухудшения радиационной обстановки на местности являются:

- миграция радиоактивных веществ за счет ветровых переносов;

- выпадение радионуклидов из облака дыма, образовавшегося в результате лесных пожаров на РЗМ;

- перенос радиоактивных веществ техническими средствами, людьми, животными и птицами.

1.3.2. Ухудшение радиационной обстановки в помещениях объектов может происходить за счет осаждения и адсорбции радионуклидов из атмосферы на различных технологических воздушных фильтрах и системах прокачки воздуха, при использовании в качестве технологического сырья загрязненных продуктов, а также за счет переноса радиоактивных веществ человеком и животными.

1.3.3. С целью предупреждения и (или) своевременного обнаружения ухудшения радиационной обстановки на объектах администрация предприятий должна предусматривать периодическое радиационное обследование объекта и окружающей территории, а также радиационный контроль технических средств и спецодежды работников, прибывающих на объект из других районов РЗМ.

1.3.4. По данным многократных радиационных наблюдений на объекте и окружающей территории администрация составляет годовой прогноз и выявляет возможную динамику изменения радиационной обстановки для обоснования комплекса мероприятий по нормализации обстановки и защите персонала.

1.3.5. Если по прогнозным данным суммарная годовая доза облучения превысит установленный законом годовой дозовый уровень, то администрация объекта использует вахтовый метод работы или ставит вопрос о приостановке работ и о разработке и проведении комплекса мероприятий по нормализации радиационной обстановки, включая дезактивационные работы на технологическом оборудовании, дезактивацию помещений, снятие и вывоз загрязненного грунта и т.п.

1.3.6. При резком ухудшении радиационной обстановки, а также проведении дезактивационных работ персонал объекта использует средства индивидуальной защиты органов дыхания, а при проведении дезактивационных работ, кроме того, и средства защиты кожи (прорезиненные или пластиковые костюмы, передники, плащи, перчатки, бахилы, головные уборы и т.п.).

На предприятии должен быть предусмотрен запас таких средств защиты и место их хранения.

Приложение 1

Выписка из приложения 1

к Приказу Минздравмедпрома России

от 14 марта 1996 г. N 90

ВРЕМЕННЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ ВРЕДНЫХ, ОПАСНЫХ ВЕЩЕСТВ И ПРОИЗВОДСТВЕННЫХ ФАКТОРОВ, ПРИ РАБОТЕ С КОТОРЫМИ ОБЯЗАТЕЛЬНЫ ПРЕДВАРИТЕЛЬНЫЕ И ПЕРИОДИЧЕСКИЕ МЕДИЦИНСКИЕ ОСМОТРЫ РАБОТНИКОВ, МЕДИЦИНСКИХ ПРОТИВОПОКАЗАНИЙ, А ТАКЖЕ ВРАЧЕЙ - СПЕЦИАЛИСТОВ, УЧАСТВУЮЩИХ В ПРОВЕДЕНИИ ЭТИХ МЕДИЦИНСКИХ ОСМОТРОВ И НЕОБХОДИМЫХ ЛАБОРАТОРНЫХ И ФУНКЦИОНАЛЬНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ

----T----------T--------------------T-------------T-------------T------------¬

¦ N ¦Вредные, ¦ Периодичность ¦ Участие ¦Лабораторные ¦Медицинские ¦

¦п/п¦опасные ¦ осмотров ¦ врачей - ¦и функцио- ¦противопока-¦

¦ ¦вещества и¦ ¦ специалистов¦нальные ¦зания в до- ¦

¦ ¦производ- +-----------T--------+-------------+исследования ¦полнение к ¦

¦ ¦ственные ¦в лечебно -¦в центре¦ ¦ ¦общим меди- ¦

¦ ¦факторы ¦профилак- ¦профпа- ¦ ¦ ¦цинским ¦

¦ ¦ ¦тическом ¦тологии ¦ ¦ ¦противопока-¦

¦ ¦ ¦учреждении ¦ ¦ ¦ ¦заниям ¦

+---+----------+-----------+--------+-------------+-------------+------------+

¦ 1 ¦ 2 ¦ 3 ¦ 4 ¦ 5 ¦ 6 ¦ 7 ¦

+---+----------+-----------+--------+-------------+-------------+------------+

¦5. ¦Физические¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦

¦ ¦факторы ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦

¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦

¦5.1¦Ионизи- ¦1 раз в год¦1 раз в ¦Терапевт ¦гемоглобин ¦Приведены в¦

¦ ¦рующие ¦(персонал, ¦3 года ¦Невропатолог ¦ ¦приложении ¦

¦ ¦излучения.¦привлекае- ¦ ¦Офтальмолог ¦эритроциты ¦10 к настоя-¦

¦ ¦Радиоак- ¦мый на про-¦ ¦Отоларинголог¦ ¦щему Прика- ¦

¦ ¦тивные ¦ведение ¦ ¦Дерматовене- ¦тромбоциты ¦зу, выписка¦

¦ ¦вещества и¦аварийно - ¦ ¦ролог ¦ ¦дана в При- ¦

¦ ¦источники ¦ремонтных ¦ ¦ ¦лейкоцитарная¦ложении 3 ¦

¦ ¦ионизи- ¦работ, свя-¦ ¦ ¦формула ¦настоящих ¦

¦ ¦рующих ¦занных с ¦ ¦ ¦ ¦Правил ¦

¦ ¦излучений ¦возможным ¦ ¦ ¦ЭКГ ¦ ¦

¦ ¦ ¦облучением,¦ ¦ ¦ ¦ ¦

¦ ¦ ¦проходит ¦ ¦ ¦ФВД и ¦ ¦

¦ ¦ ¦предвари- ¦ ¦ ¦рентгеногра- ¦ ¦

¦ ¦ ¦тельные ¦ ¦ ¦фия легких ¦ ¦

¦ ¦ ¦медицинские¦ ¦ ¦ ¦ ¦

¦ ¦ ¦осмотры и ¦ ¦ ¦ ¦ ¦

¦ ¦ ¦последующие¦ ¦ ¦ ¦ ¦

¦ ¦ ¦осмотры ¦ ¦ ¦ ¦ ¦

¦ ¦ ¦согласно ¦ ¦ ¦ ¦ ¦

¦ ¦ ¦ОСП-72/87 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦

¦ ¦ ¦N 4422-87 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦

¦ ¦ ¦п. 3.14) ¦ ¦ ¦ ¦ ¦

L---+----------+-----------+--------+-------------+-------------+-------------

Разъяснения. 1. Работникам, подвергающимся предварительным и периодическим медицинским осмотрам, в обязательном порядке проводится исследование крови: НВ, лейкоциты, СОЭ. При предварительном медицинском осмотре обязательно проводится рентгенограмма грудной клетки в прямой проекции, при периодическом медосмотре 1 раз в 3 года.

При проведении предварительных и периодических медицинских осмотров женщины осматриваются акушером - гинекологом с проведением бактериологического (на флору) и цитологического (на типичные клетки) исследований. Сроки осмотров совпадают со сроками периодических медицинских осмотров, но не реже 1 раза в год.

Приложение 2

Выписка из приложения 1

к Приказу Минздравмедпрома России

от 14 марта 1996 г. N 90

ПЕРЕЧЕНЬ ОБЩИХ МЕДИЦИНСКИХ ПРОТИВОПОКАЗАНИЙ К ДОПУСКУ В КОНТАКТЕ С ВРЕДНЫМИ, ОПАСНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ И ПРОИЗВОДСТВЕННЫМИ ФАКТОРАМИ, А ТАКЖЕ НА РАБОТЫ В СООТВЕТСТВИИ С ПРИЛОЖЕНИЯМИ N 1 И N 2 (С КОТОРЫМИ РАБОТНИКИ НЕ ДОПУСКАЮТСЯ К РАБОТАМ С РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ И ДРУГИМИ ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ)

1. Врожденные аномалии органов с выраженной недостаточностью их функций.

2. Органические заболевания центральной нервной системы со стойкими выраженными нарушениями функций.

3. Хронические психические заболевания и приравненные к ним состояния, подлежащие обязательному диспансерному динамическому наблюдению в психоневрологических диспансерах, эпилепсия с пароксизмальными расстройствами.

В случаях выраженных форм пограничных психических заболеваний вопрос о пригодности к соответствующим работам решается комиссией психоневрологического учреждения индивидуально.

4. Наркомании, токсикомании, хронический алкоголизм.

5. Болезни эндокринной системы с выраженными нарушениями функций.

6. Злокачественные новообразования (после проведенного лечения вопрос может решаться индивидуально при отсутствии абсолютных противопоказаний).

7. Все злокачественные заболевания системы крови.

8. Гипертоническая болезнь III стадии.

9. Болезни сердца с недостаточностью кровообращения.

10. Хронические болезни легких с выраженной легочно - сердечной недостаточностью.

11. Бронхиальная астма тяжелого течения с выраженными функциональными нарушениями дыхания и кровообращения.

12. Активные формы туберкулеза любой локализации.

13. Язвенная болезнь желудка, 12-типерстной кишки с хроническим рецидивирующим течением и наклонностью к кровотечениям.

14. Циррозы печени и активные хронические гепатиты.

15. Хронические болезни почек с явлениями почечной недостаточности.

16. Болезни соединительной ткани.

17. Болезни нервно - мышечной системы и опорно - двигательного аппарата со стойкими нарушениями функций, мешающие выполнению обязанностей по профессии.

18. Беременность и период лактации.

19. Привычное невынашивание и аномалии плода в анамнезе у женщин, планирующих деторождение.

20. Нарушения менструальной функции, сопровождающиеся маточными кровотечениями (кроме работ, связанных с напряжением зрения).

21. Глаукома декомпенсированная.

Начальник Управления

профилактической медицины

С.И.ИВАНОВ

Начальник Управления

организации медицинской

помощи населению

А.А.КАРПЕЕВ

Приложение 3

Выписка из приложения 1

к Приказу Минздравмедпрома России

от 14 марта 1996 г. N 90

ПЕРЕЧЕНЬ ДОПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕДИЦИНСКИХ ПРОТИВОПОКАЗАНИЙ К ДОПУСКУ НА РАБОТУ, СВЯЗАННУЮ С ВРЕДНЫМИ, ОПАСНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ И ПРОИЗВОДСТВЕННЫМИ ФАКТОРАМИ

5. ФИЗИЧЕСКИЕ ФАКТОРЫ

5.1. Ионизирующие излучения. Радиоактивные вещества и

источники ионизирующих излучений

5.1.1. Содержание гемоглобина менее 130 г/л у мужчин и 120 г/л

у женщин.

9

5.1.2. Лейкоцитов менее 4,5 x 10 в/л, тромбоцитов менее

180000.

5.1.3. Облитерирующие заболевания артерий, ангиоспазмы

периферических сосудов.

5.1.4. Предопухолевые заболевания, склонные к перерождению и

рецидивированию; злокачественные опухоли;

новообразования (без индивидуального допуска).

5.1.5. Доброкачественные опухоли и заболевания, препятствующие

ношению спецодежды и туалету кожных покровов.

5.1.6. Лучевая болезнь II - IV степени тяжести или наличие

стойких последствий (при лучевой болезни I степени

тяжести годность определяется индивидуально).

5.1.7. Хронические гнойные заболевания придаточных пазух носа,

хронические средние отиты с частыми обострениями (при

атрофических процессах годность определяется

индивидуально).

5.1.8. Хронические и грибковые заболевания.

5.1.9. Острота зрения с коррекцией не менее 0,5 на одном глазу

и 0,2 на другом. Рефракция скиаскопически:

близорукость при нормальном глазном дне до 10, ОД,

дальнозоркость до 8, ОД, астигматизм не более 3, ОД.

5.1.10. Катаракта.

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ

1. Закон Российской Федерации "О социальной защите граждан, пострадавших от радиации вследствие катастрофы на Чернобыльской АЭС". 1992 г.

Закон Российской Федерации "О внесении изменений и дополнений в Закон Российской Федерации "О социальной защите граждан, пострадавших от радиации вследствие катастрофы на Чернобыльской АЭС". 1992 г.

2. Закон Российской Федерации "Об охране окружающей природной среды". 1992 г.

3. Нормы радиационной безопасности НРБ-96. - М.: Информационно - издательский центр Госкомсанэпиднадзора России, 1996. - 127 с.

4. Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87 / Минздрав СССР. - М.: Энергоатомиздат, 1988. - 160 с.

5. Концепция радиационной, медицинской, социальной защиты и реабилитации населения Российской Федерации, подвергшегося аварийному облучению. Утверждена НКРЗ 04.03.94.

6. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. - М.: Энергоатомиздат, 1991. - 352 с.

7. Моисеев А.А., Иванов В.И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене. - М.: Энергоатомиздат, 1990. - 252 с.

8. Сборник правил и норм по радиационной безопасности в атомной энергетике. МЗ СССР. - М.: 1989. - 391 с.

9. Методические принципы и рекомендации для расчета доз внешнего и внутреннего облучения населения, проживающего на территории, подвергшейся радиационному воздействию в результате аварии на ЧАЭС. Сборник методических материалов. Под ред. К.И. Гордеева. МЗ СССР. Ин-т биофизики. - М.: 1991. - 72 с.

10. Сб. методических документов по контролю за природной средой, продуктами питания и др., подвергшимися радиоактивному загрязнению в результате аварии на Чернобыльской АЭС. - М.: Штаб ГО СССР, 1991. - 158 с.

11. Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций (ПРБ АС-89). Минатом СССР. - М.: 1988. - 96 с.

12. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПО РО); СанПиН 42-129-11-3938-85. - М.: МЗ СССР. 1985. - 52 с.

13. ГОСТ 17.0.0.04-90. Охрана природы. Экологический паспорт промышленного предприятия. Основные положения. Госкомитет СССР по охране природы. - М.: 1990. - 22 с.

14. Основные концепции и величины, используемые МКРЗ: Публикация 42 МКРЗ: Пер. с англ. / Под. ред. А.А. Моисеева и Р.М Алексахина. - М.: Энергоатомиздат, 1987.

15. Кириллов В.Ф., Черкасов Е.Ф. Радиационная гигиена. - М.: Медицина, 1982. - 248 с.

Бани из оцилиндрованного бревна от производителя: бани из калиброванного бр

CОДЕРЖАНИЕ

1. ОСНОВНЫЕ ИСТОЧНИКИ РАДИОЭКОЛОГИЧЕСКОЙ ОПАСНОСТИ

2, ВОЗДЕЙСТВИЕ РАДИАЦИИ НА ЧЕЛОВЕКА. БИОЛОГИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

3. СРЕДСТВА ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ РАДИАЦИОННОГО МОНИТОРИНГА

1. ОСНОВНЫЕ ИСТОЧНИКИ

АДИОЭКОЛОГИЧЕСКОЙ ОПАСНОСТИ

Источники радиации разделяют на естественные и искусственные (техногенные), созданные человеком. Ниже описываются основные источники ионизирующего, излучения (ИИЙ), а также тот вклад, который они вносят, в среднем, в облучение населения.

Космическая радиация и космические радионуклиды. Космическое пространство пронизывается ионизирующим излучением различного происхождения и энергии. Первичная космическая радиация солнечного или галактического происхождения состоит, в основном, из протонов с энергией, изменяющейся в очень широком диапазоне. Вторичная космическая радиация включает продукты взаимодействия первичной радиации и атмосферы Земли. Глобальная годовая эффективная доза от космической радиации на одного человека составляет около 0,38 мЗв (38 мбэр), однако сильно зависит от абсолютной высоты (например, около 0,27мЗв (27 мбэр) на уровне моря (г. Мехико) и около 2 мЗв (200 мбэр) на высоте 3,9 км над уровнем моря (Ла-Пас, Боливия)). Космическое излучение в результате взаимодействия с элементами в атмосфере образует разнообразные радионуклиды. Наиболее значимым является углерод-74, который, попадая в организм, приводит к образованию годовой индивидуальной эффективной дозы около 0,012мЗв (1,2мбэр) [1].

Земная радиация. Только долгоживущие радионуклиды с периодом полураспада, соизмеримым с возрастом Земли, до сих пор существуют в ее веществе. Воздействие земной радиации может осуществляться тремя путями: прямое воздействие внешнего облучения, внутреннее облучение при потреблении пищи и внутреннее облучение при вдыхании воздуха. Годовая индивидуальная эффективная доза от внешнего облучения составляет около 0,46мЗв (46мбэр), хотя эта величина может значительно изменяться в зависимости от местных геологических условий; в некоторых регионах доза может оказаться больше в 10 раз, а для ряда ограниченных территорий - в 100 раз. Доза, вызванная поступлением естественных радионуклидов из воздуха, продуктов питания и воды (исключая вдыхания радона), составляет около 0,23 мЗв (23 мбэр); калий-40 вместе с радионуклидами уранового и ториевого рядов составляет около 75% от этой дозы. Доза от калия-40 варьируется обычно незначительно, тогда как доза от урана и тория может изменяться значительно [2]

Радон представляет собой наиболее опасный природный источник радиации [3]. Он является инертным газом и представлен двумя изотопами: радоном-222, радиологически наиболее значимым (продукт распада радия-226), и радоном-226, который часто называют тороном (продукт распада радия-225). Уровень концентрации радона в помещениях зависит от скорости его образования, определяемой концентрацией радия-226 в почве и других материалах, а также от интенсивности, с которой он переносится в воздух помещений и удаляется из них. На эти процессы влияют многие факторы (местные геологические условия, характеристики почвы, строительные материалы, тип постройки, тип вентиляционной системы и т.д.). В зависимости от этих факторов эффективная доза от вдыхания радо-на-222 и его дочерних продуктов оценивается в 1,2 мЗв (120 мбэр) и примерно в 0,07 мЗв (7 мбэр) - от вдыхания торона. Однако в некоторых географических районах индивидуальная доза может в 10 раз превышать среднюю. Особенности геологического строения земной коры в регионе, а также тип постройки могут оказаться причиной увеличения дозы внутри помещения в несколько сот раз по сравнению со средними значениями. Поэтому снижение поступления радона в помещение является одной из главных задач в области радиационной экологии.

Основным путем решения этой задачи является оценка потенциальной радоноопасности территорий застройки с целью определения требуемой радонозащиты зданий и сооружений. Концептуально подход к оценке потенциальной радоноопасности очевиден. Он должен быть основан на анализе фактических значений объемной активности (OA) радона в воздухе помещений, изучении зависимости между плотностью потока радона с поверхности грунта и OA радона в помещениях и, наконец, установлении закономерностей процесса выделения радона с поверхности земли.

Искусственные источники. Определение групп населения, подвергающихся воздействию облучения от искусственных источников, и оценка степени этого облучения производятся исходя из сведений о способе производства этих источников и характере их использования. Персонал, непосредственно связанный с производством и применением источников радиации, подвергается воздействию облучения в процессе работы. Население подвергается как прямому (например, в медицине), так и косвенному (например, в результате выброса радиоактивных материалов в окружающую среду при штатной работе ядерных установок или в аварийных ситуациях) воздействию.

В медицине ионизирущее излучение широко применяется как для диагностики, так и при лечении травм и заболеваний (рис.1). Индивидуальная годовая эффективная доза в Европе при диагностике (рентгеновское излучение при медицинских обследованиях) составляет около 1,1 мЗв (ПО мбэр). Средние дозы в европейских странах сильно меняются (от 0,4 до 1,6 мЗв, или 40-160 мбэр). Индивидуальная эффективность терапии составляет около 0,7 мЗв (70 мбэр) (исключая воздействие на органа или ткани, специально подвергшиеся терапии) и значительно меняется по странам.

Атмосферные испытания ядерного оружия. Атмосферные испытания ядерного оружия начались в 1945 г. и продолжались до 80-х гг.; более интенсивные периоды испытаний приходились на 50-е годы и начало 60-х годов. В результате таких испытаний в атмосферу были выброшены огромные количества радиоактивных продуктов. Прежде чем выпасть на земную поверхность, они равномерно рассеялись в стратосфере в глобальном масштабе. Во время испытаний ядерного оружия в атмосферу выбрасывались самые разнообразные продукты деления, образовавшиеся при взрыве, но современное глобальное загрязнение представлено наиболее долгоживущими радионуклидами. В основном это цезий-737 и стронций-90, имеющие период полураспада около 30 лет. Наиболее значительное облучение происходило в периоды испытаний ядерного оружия; с прекращением испытаний в 60-х гг. оно сильно уменьшилось. Индивидуальная годовая эффективная доза в 7996 г. на 40-50° северной широты (где уровни глобального загрязнения самые высокие) составляет около 0,009 мЗв (0,9 мбэр); при этом основной вклад вносит цезий-757 [4].Удобрения. Большинство разрабатываемых фосфатных месторождений содержат уран в довольно высокой концентрации. В процессе добычи и переработки руды выделяется радон. Удобрения также радиоактивны и содержащиеся в них радиоизотопы проникают из почвы в пищевые культуры. Радиоактивное загрязнение в этом случае обычно незначительно, но возрастает, если удобрения вносят в землю в жидком виде или содержащие фосфаты вещества скармливают скоту.

Другие источники. К другим источники облучения относится производство атомной энергии в мирных и военных целях, исключая топливный цикл (добыча урана, его обогащение, изготовление топлива, работа реактора, регенерация топлива и т.д.), производство ядерного оружия и радиоизотопов, падение спутников с ядерными двигателями, использование промышленных источников радиации (например, промышленная радиография, стерилизация, скважинный каротаж) и т.д. В целом, за исключением крупных аварий (таких как Чернобыльская), влияние этих источников на формирование полной индивидуальной дозы по сравнению с другими источниками облучения невелико. По состоянию на конец 80-х - начало 90-х гг. годовая индивидуальная эффективная доза, вызванная производством атомной энергии, оценивается в 0,1 мкЗв, а вызванная производством радиоизотопов - в 0,02 мкЗв. Несколько более высокие дозы получают лю­ди, проживающие вблизи ядерных установок. Так, проживающие вблизи работающих ядерных реакторов, могут получить дозу до 1-20 мкЗв, проживающие вблизи крупных регенерационных установок - до нескольких сот мкЗв (несколько десятков мбэр). Источником облучения являются и многие общеупотребительные предметы, содержащие радиоактивные вещества. Едва ли не самый распространенный - часы со светящимся циферблатом. Они дают годовую дозу, в 4 раза превышающую обусловленную утечками на АЭС. Обычно при изготовлении таких часов используют радий, что приводит к облучению всего организма, хотя на расстоянии 1 мот циферблата излучение в 10 ООО слабее, чем на расстоянии 7 см. Сейчас пытаются заменить радий тритием, облучение от которого меньше. Радиоактивные изотопы используют также в светящихся указателях входа-выхода, компасах, телефонных дисках, прицелах и т.д.

При изготовлении особо тонких оптических линз применяют торий, который может привести к существенному облучению хрусталика глаза. Для придания блеска искусственным зубам широко используется уран, который может служить источником облучения тканей полости рта.

Источниками рентгеновского излучения являются цветные телевизоры, однако при правильной настройке и эксплуатации дозы облучения от современных их моделей ничтожны. При ежедневном просмотре передач по 4 ч доза за год составит 7 мбэр. Рентгеновские аппараты для проверки багажа пассажиров в аэропортах также практически не вызывают облучения пассажиров.

Расчетные годовые дозы облучения человека показаны на рис.2 [5].

В результате реализации в послевоенные десятилетия широкомасштабных программ использования атомной энергии в целях развития военной техники и мирных технологий существенно возросло влияние антропогенных источников радиоактивных загрязнений окружающей среды.

■ земная радиация

■ космическая радиация

Рис.. Расчетные годовые дозы облучения человека: 1- космические лучи (0,37мЗв); 2 - радионуклиды (0,015 мЗв); 3 - калий-*0 (0,33 мЗв); 4 - другие элементы (из серии V-238, Th-232) (0,4мЗв); 5-радон (1,3 мЗв); 6 - рубидий 87 (0,006мЗв)

Так, только на Центральном (Новая Земля) и Семипалатинском испытательных полигонах за это время было произведено 586 ядерных взрывов (атмосферных, подводных и подземных). Общее же количество ядерных испытаний и взрывов за период с 1949 по 1990 годы составило 715 [б].

По данным Госатомнадзора России, в настоящее время на территории России расположено свыше 60 радиационно-опасных для населения и окружающей среды промышленных объектов, главным образом, предприятий ядерно-топливного и ядерно-оружейного циклов. К концу 1993 года на территории России работало 9 атомных электростанций с 29 энергоблоками и реакторами различных типов. На Европейской части России атомными электростанциями вырабатывается около 25% всей электроэнергии. Поскольку более эффективной альтернативы атомной энергетике в настоящее время нет, в ближайшей перспективе предусматривается увеличение доли атомных электростанций в выработке электроэнергии до 35-37 %.

С ростом количества ядерных реакторов и взаимодействующих с ними обогатительных комбинатов повышается опасность того, что число стран, владеющих ядерным оружием, увеличивается [7]. Именно по этой причине была создана международная организация под эгидой ООН-МАГАТЭ (Международное Агентство по Атомной Энергии). Потенциал разрушающего военного применения ядерных технологий привел общественность к учреждению дорогого и сложного органа контроля.

Вместе с тем, атомные электростанции являются потенциальными источниками катастрофической радиоэкологической опасности - особенно в случае запроектных аварий с разрушением активной зоны реакторов (6-7-й класс по шкале МАГЛТЭ). Примером такой аварии является авария на Чернобыльской АЭС (1986 г.) (рис.3), приведшая к крупномасштабным загрязнениям окружающей среды в 12 областях с населением более 5 млн.' человек только на территории Российской Федерации, большим материальным потерям, серьезным медико-биологическим и социально-экономическим последствиям. Суммарная активность всего радиоактивного материала, выбросы которого произошли во время аварии, в настоящее время составляет, согласно оценкам, около 12»1018 Бк, включая около 6-7»1018 Бк активности инертных газов (количество конкретного радионуклида выражается количественной величиной "активность", которая соответствует числу спонтанных ядерных превращений, испускающих излучение в единицу времени). В выбросах содержалось около 3-4% топлива, находившегося в реакторе во время аварии, а также до 100% инертных газов и 20-60% летучих радионуклидов. Эта современная оценка активности содержащегося в выбросах материала превышает оценку активности, предложенную СССР, которая была сделана на основе суммирования активности материала, выпавшего на территории стран бывшего СССР [8]. Тридцатикилометровая зона повышенного риска вокруг Чернобыля обрекла город на неопределенное будущее без каких-либо надежд на восстановление внутри десятикилометровой зоны. По подсчетам советского правительства, ущерб от катастрофы составил более 14 миллиардов долларов. Западные источники называют более высокие цифры [9]. По официальным данным, к апрелю 2000 года количество погибших в результате Чернобыльской катаст­рофы составило порядка 55 ООО человек. По масштабам воздействия на окружающую среду, здоровье и экономику Чернобыль также остается самой большой аварией в истории атомной индустрии.

Значительную группу радиационно-опасных объектов составляют объекты Минобороны России, в том числе атомные подводные лодки и специальные виды вооружений.

В процессе функционирования радиохимических предприятий, атомных реакторов АЭС, судов атомного флота и некоторых других ядерно-физических установок образуется большое количество радиоактивных отходов и отработанных материалов. Интенсивность накопления радиоактивных отходов возрастает в связи с истечением плановых сроков эксплуатации энергетических ядерных реакторов, снятием с вооружения большого количества атомных подводных лодок и ликвидацией значительного количества ядерных боеголовок.

Проблема безопасного обращения с радиоактивными отходами и надежной защиты биосферы от их воздействия до сих пор не нашла удовлетворительного решения. Временные хранилища, в которых они сегодня находятся, не всегда отвечают требованиям безопасности.

Так, в результате ряда инцидентов, связанных с неудовлетворительным обращением с радиоактивными отходами в Челябинском производственном объединении "Маяк", оказались существенно загрязненными несколько районов Челябинской и Свердловской областей, в которых проживает более полумиллиона человек. Аналогичная ситуация имела место и в г. Виндскейл (переименован в Сэллафилд) в Великобритании [10]. Поэтому хранилища радиоактивных отходов и места их захоронения требуют тщательного наблюдения и контроля как потенциальные высокоактивные источники радионуклидного загрязнения среды.

Старение оборудования, финансовые и материально-технические трудности в проведении плановых профилактических и ремонтных работ, снижение уровня технологической дисциплины, отток квалифицированных кадров приводят к повышению вероятности возникновения аварийных ситуаций на радиационно-опасных объектах.

Внедрение радиационных технологий и методов в промышленность, медицину и науку привело к широкому распространению радиоизотопных источников. В настоящее время примерно в 13 тысячах учреждений и предприятий эксплуатируются источники ионизирующих излучений. Общее их количество по данным Госатомнадзора России превышает 700 тысяч единиц, а активность некоторых из них достигает десятков кКюри. Как свидетельствует международная практика, такие источники могут быть причиной серьезных радиационных ситуаций, причиняющих значительный вред здоровью населения и окружающей среде. Социально-политические и экономические изменения в стране создали дополнительные предпосылки для возникновения радиоэкологических ситуаций, связанных с попаданием радиоактивных веществ этих источников в окружающую среду в результате небрежного обращения с ними или преднамеренного вскрытия изотопных источников.

Во все более возрастающих масштабах осуществляются перевозки радиационно-опасных грузов по территории страны, в том числе в связи с реализацией программы частичного уничтожения ядерного оружия в соответствии с международными договоренностями. Существенное увеличение общего числа случаев нарушения правил безопасности на транспорте , отмечаемое в последнее время в стране из-за падения уровня трудовой и технологической дисциплины, требует повышения эффективности радиационного контроля на транспорте .

В настоящее время создалась реальная угроза радиоактивного загрязнения морей в экономической зоне страны. В декабре 1992 года Россия официально признала факты захоронения радиоактивных отходов и отработанных ядерных реакторов атомных подводных лодок и ледоколов на дне морей. По состоянию на начало 1993 года в 20 местах захоронения в Баренцевом, Охотском, Карском и Японском морях затоплено 17 ядерных реакторов, несколько сотен контейнеров с радиоактивными отходами и слиты тысячи кубометров жидких радиоактивных отходов. Радиоактивное загрязнение омывающих Россию морей обусловлено также сбросами и захоронениями радиоактивных отходов Японией (Японское море), Англией, Францией и Бельгией (Балтийское, Баренцево и Карское моря). Контрольные замеры, проводимые радиологическими службами Северного и Тихоокеанского флотов, фиксируют превышения фоновых уровней по цезию-137 до 10-15 раз, а также появление других техногенных радионуклидов (например, кобальт-60), что может быть связано с процессами разрушения конструкционных элементов затопленных реакторов с невыгруженным топливом. Следует отметить, что официальное признание фактов морских захоронений и сливов радиоактивных отходов означает и принятие Россией ответственности за ликвидацию их возможных последствий.

Одним из источников возможных радиационных загрязнений территории страны являются трансграничные (главным образом атмосферные) переносы радиоактивных веществ с сопредельных территорий. Примером могут быть систематически фиксируемые выпадения радиоактивных загрязнений в различных местах нашей территории после проведения продолжающихся до сих пор испытательных ядерных взрывов на полигоне Лобнор, расположенном на примыкающей территории Китая. Всего там было произведено около 50 ядерных взрывов [11].

Радионуклидное загрязнение окружающей среды происходит также в результате проникновения в нее и радионуклидов естественного происхождения. К источникам таких загрязнений и соответствующих дозовых нагрузок на население относятся тепловые электростанции, работающие на угле. По данным сравнительных исследований, уровни дозовых нагрузок от этих станций могут в десятки раз превышать уровни, создаваемые атомными станциями при их нормальной эксплуатации. Активность радионук-лидных выбросов крупных электростанций, работающих на угле, составляет от 8 до 20 Кюри в сутки.

Источниками радиоактивного загрязнения , территорий и поверхностных вод естественными радионуклидами являются также отвалы горных пород на горнодобывающих и перерабатывающих предприятиях. Причем радиоэкологическую опасность представляют не только предприятия по добыче и переработке расщепляющихся материалов, но и предприятия добычи неурановых руд и органических энергоносителей. Отмечены случаи крупномасштабных радиационных загрязнений естественными радионуклидами в районах добычи нефти и газа (например, на нефтепромыслах Ставропольского края). Добавим к этому усиливающуюся политическую нестабильность в мире. Все это означает, что вторая глобальная авария АЭС чернобыльского масштаба может случиться в пределах 10-20 лет [12]. Это вызывает необходимость организации действенного контроля за техногенным проникновением радионуклидов естественного происхождения в биосферу.

Таким образом, представленные материалы позволяют констатировать, что опасность, которую представляет собой ионизирующее излучение, обуславливает необходимость осуществления не просто контроля, а непрерывного наблюдения (мониторинга), как за источниками ионизирующих излучений, так и за их распространением в окружающей среде.

2, ВОЗДЕЙСТВИЕ РАДИАЦИИ НА ЧЕЛОВЕКА.

БИОЛОГИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ РАДИАЦИОННОЙ

БЕЗОПАСНОСТИ

Жизнь на Земле возникла и развивалась на фоне ионизирующей радиации. Поэтому биологическое действие ее не является каким-то новым раздражителем в пределах естественного радиационного фона. Считают, .что, часть наследственных изменений и мутаций у животных и растений связана с радиационным фоном [13].

В основе повреждающего действия ионизирующих излучений лежит комплекс взаимосвязанных процессов. Ионизация и возбуждение атомов и молекул дают начало образованию высокоактивных радикалов, вступающих в последующем в реакции с различными биологическими структурами клеток. В повреждающем действии радиации важное значение имеют возможный разрыв связей в молекулах за счет непосредственного действия радиации, а также внутри- и межмолекулярной передачи энергии возбуждения. В последующем развитие лучевого поражения проявляется в нарушении обмена веществ с изменением соответствующих функций.

Реакция человеческого организма на ионизирующее облучение зависит от дозы и времени облучения, размера поверхности тела, подвергшегося облучению, типа излучения и мощности дозы. Степень чувствительности человеческих тканей к облучению различна. Чувствительность их в порядке уменьшения следующая: кроветворные органы, половые органы, ткань кожного покрова внутренних и наружных органов, ткань мозга и мышечная ткань, костные и хрящевые клетки, клетки нервной ткани. Чем моложе человек, тем выше его чувствительность к облучению. Человек в возрасте 30-50 лет наиболее устойчив к облучению.

Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса норма-

тивов: '

- основные пределы доз (ПД), приведенные в табл.1;

- допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (Я/77), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие;

- контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и др.). Их значения должны учитывать достигнутый уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого [14].

Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

- персонал (группы ,4 и Б);

- все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.

- Таблица 1Нормируемые Пределыдоз

величины* Персонал (группа А)** Население

Эффективная доза 20 мЗв в год в среднем 1 мЗв в год в среднем

за любые последовательные за любые последователь-

5 лет, но не более 50мЗв ные 5 лет, но не более

в год 5мЗввтод

Эквивалентная доза за год:

в хрусталике глаза*** 150мЗв 15мЗв

** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы Л.

*** Относится к дозе на глубине 300 мг/см2.

**** Относится к среднему по площади в 1 см2 значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см2. Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого / см2 площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.

-

Контроль за облучением при всех нормальных условиях необходимо осуществлять путем контгюля за источником, а не за окружающей средой [15].

Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) - 70 мЗв. Начало периодов вводится с 1 января 2060 года.

При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать пределов доз, установленных в табл.1.

,. Особую опасность представляют радиоактивные вещества, попавшие внутрь организма в виде пара, газа, брызг и пыли вместе с воздухом, пищей и водой, а также через раны, кожные дефекты и даже через здоровую кожу (рис.4). Вредное воздействие радиоактивных веществ, попавших в организм, сильно зависит от степени их радиоактивности, скорости их распада и выведения из организма. Если радионуклиды, попавшие в организм, однотипны элементам, которые потребляет человек с пищей (натрий, хлор, калий, вода и т.п.), то они не задерживаются длительное время в организме и удаляются вместе с продуктами выделения.

Радиоактивные вещества распределяются в организме более или менее равномерно, но отдельные из них концентрируются во внутренних органах избирательно. Например, в костных тканях откладываются радий, уран, плутоний (альфа-источники), щитовидной железе - йод, селезенке и печени - полоний, легких - радон. Все радиоактивные элементы с большим атомным номером долгое время задерживаются в организме. Так, период полувыведения радия из организма достигает 45 лет и в течение всего времени пребывания в костной ткани он интенсивно поражает кост ный мозг. Легче всего из организма удаляются газообразные радиоактивные вещества.

Чрезмерное местное внутреннее облучение обычно вызывает злокачественные новообразования (рак, саркому) через разные сроки (10-20 лет при введении небольших количеств).

Основные особенности действия излучений:

- отсутствие первичных ощущений у человека при облучении;

- видимые поражения проявляются спустя некоторое время;

большие однократные дозы вызывают смерть или серьезные заболевания, малые дозы, получаемые ежедневно, переносятся в течение длительного времени.

Так, пороговая величина, которая вызывает помутнение роговицы и ухудшение зрения при остром облучении рентгеновскими и гамма-лучами, составляет 200-1000 рад/год, при хронической многолетней экспозиции -15 рад/год.

Большие дозы облучения приводят к комплексу болезненных явлений в органах и системах человеческого организма — лучевой болезни:

- менее 50 рад - явного лучевого поражения не происходит;

- 50-200 рад — рвота у 50% облученных через 24 ч после облучения, снижение работоспособности, смертность - до 5% вследствие различных осложнений. Это - признаки лучевой болезни первой степени, она излечима с восстановлением работоспособности;

- 200-400 рад - лучевая болезнь средней тяжести, смертность - до 50%, потеря работоспособности;

- 400-600 рад - тяжелая лучевая болезнь, смертность - от 50% до 95% к концу второй недели болезни;

- свыше 1000 рад - молниеносная форма болезни, смертность, как правило, 100% в течение нескольких часов или дней.

Соматические последствия облучения проявляются через много месяцев или лет после облучения. К ним относятся: лейкемия (рак крови), сокращение продолжительности жизни, катаракты, стерильность, рак различных органов. Кратковременное местное облучение кожи в дозе свыше 1000 рад может вызвать рак кожи. Как показывают эксперименты на животных, каждый рентген (0,96 рад) общего лучевого воздействия укорачивает среднюю продолжительность жизни на 1-10 дней.

В промышленно развитых странах, продолжительность жизни в которых составляет, в среднем, 70 лет, около 20% смертных случаев приходится на рак. Рак - наиболее серьезное из всех последствий облучения че-18 ловека при малых дозах. Обширные обследования, охватившие около 100000 человек, переживших атомные бомбардировки Хиросимы и Нагасаки в 1945 г., показали, что пока рак является единственной причиной повышенной смертности в этой группе населения.

Самые распространенные виды рака, вызываемые действием радиации, - рак молочной железы и рак щитовидной железы . По оценкам, примерно у 10 человек из 1000 облученных отмечается рак щитовидной железы, л у 10 женщин из 1000 - рак молочной железы (в расчете на каждый грэй (Гр) индивидуальной поглощенной дозы).

Радиация может воздействовать на разные химические и биологические агенты, что может приводить в каких-то случаях к дополнительному увеличению частоты заболевания раком. Серьезные доказательства были получены только для одного агента - табачного дыма. Оказалось, что шахтеры урановых рудников из числа курящих заболевают раком гораздо раньше. В остальных случаях данных явно недостаточно и необходимы дальнейшие исследования.

Наконец, и это, пожалуй, самое трагичное, генетические изменения, полученные в результате радиоактивного облучения, могут передаваться от поколения к поколению, потенциально поражая потомство всего живущего на Земле .

Например, в Саратовской области, в том числе в Балаково, мирный атом принес увеличение раковых заболеваний и болезней крови. За период работы БАЭС количество раковых заболеваний на 100 тысяч человек возросло со 189 до 258 случаев. Число заболеваний щитовидной железы у детей дошкольного возраста за этот период увеличилось на 19%, лейкопенией - на 36%, моноцитопенией - на 59% .

Во всем мире понимают опасность, которую представляет ионизирующее излучение, и поэтому уделяют должное внимание радиационной безопасности людей, обеспечению их жизнедеятельности.

Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья населения, включая персонал, от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании излучения в различных областях хозяйства, в науке и медицине.

Основу системы радиационной безопасности составляют современные международные научные рекомендации, опыт стран, достигших высокого уровня радиационной защиты населения, и отечественный опыт. Данные мировой науки показывают, что соблюдение основных международных норм безопасности надежно гарантирует безопасность работающих с источниками излучения и всего населения.

Радиационная безопасность достигается путем ограничения воздействия от всех основных видов облучения (природных источников излучения, медицинского облучения, в результате радиационных аварий и в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения). Возможности регулирования разных видов облучения существенно различаются, поэтому регламентация их осуществляется раздельно с применением разных методологических подходов и технических способов.

Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучения необходимо руководствоваться следующими основными принципами:

- непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);

- запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением (принцип обоснования).

Для обоснования расходов на радиационную защиту при реализации принципа оптимизации принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 чел.-Зв приводит к потенциальному ущербу, равному потере 1 чел.-года жизни населения. Величина денежного эквивалента потери 1 чел.-года жизни населения устанавливается методическими указаниями федерального органа Госсанэпиднадзора в размере не менее 1 годового душевого национального дохода.

Годовая доза облучения населения не должна превышать основные пределы доз (табл.1). Указанные пределы доз относятся к средней дозе критической группы населения, рассматриваемой как сумма доз внешнего облучения за текущий год и ожидаемой дозы до 70 лет вследствие поступления радионуклидов в организм за текущий год.

Облучение населения техногенными источниками излучения ограничивается путем обеспечения сохранности источников излучения, контроля технологических процессов и ограничения выброса (сброса) радионуклидов в окружающую среду, а также другими мероприятиями на стадии проектирования, эксплуатации и прекращения использования источников излучения.

Допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников излучения, для населения не устанавливается.-Снижение облучения населения достигается путем установления системы ограничений на облучение населения от отдельных природных источников излучения.

Принципы контроля и ограничения радиационных воздействий в медицине основаны на получении необходимой и полезной диагностической информации или терапевтического эффекта при минимально возможных уровнях облучения. При этом не устанавливаются пределы доз, но используются принципы обоснования назначения радиологических медицинских процедур и оптимизации мер защиты пациентов. Имеет место много аварий в лечебных учреждениях и еще большее число случаев, когда такие источники использовались небрежно или не по назначению. Одним из примеров является лечение онкологических заболеваний, когда предписанная доза радиации должна быть исключительна точной, с тем чтобы оказывать необходимое терапевтическое воздействие, с одной стороны, и в то же время не причинять ненужного вреда.

При радиационной аварии или обнаружении радиоактивного загрязнения ограничение облучения осуществляется защитными мероприятиями, применимыми, как правило, к окружающей среде и (или) к человеку. Эти мероприятия могут приводить к нарушению нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории, т.е. являются вмешательством, влекущим за собой не только экономический ущерб, но и неблагоприятное воздействие на здоровье населения, психологическое воздействие на население и неблагоприятное изменение состояния экосистем. Поэтому при принятии решений о характере вмешательства (защитных мероприятий) следует руководствоваться следующими принципами:

- предлагаемое вмешательство должно принести обществу и, прежде 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 обоснования вмешательства);

- форма, масштаб и длительность вмешательства должны быть оптимизированы таким образом, чтобы чистая польза от снижения дозы, т.е. польза от снижения радиационного ущерба за вычетом ущерба, связанного с вмешательством, была бы максимальной (принцип оптимизации вмешательства).

Если предполагаемая доза излучения за короткий срок (2 суток) достигает уровней, при превышении которых возможны клинически определяемые детерминированные эффекты (табл. 2), необходимо срочное вмешательство (меры защиты). При этом вред здоровью от мер защиты не должен превышать пользы здоровью пострадавших от облучения.

I Таблица 2

Прогнозируемые уровни облучения, при которых необходимо срочноеОрган или ткань Поглощенная доза в органе или ткани за 2 суток, Гр

Все тело 1

Лекгие 6

Кожа 3

Щитовидная железа 5

Хрусталик глаза 2

Гонады 3

Плод 0,1

При хроническом облучении в течение жизни защитные мероприятия становятся обязательными, если годовые поглощенные дозы превышают значения, приведенные в табл.2. Превышение этих доз приводит к серьезным детерминированным эффектам.Так, при радиационной аварии на Южном Урале, в качестве мер радиационной защиты населения были предприняты: эвакуация (отселение) населения, дезактивация части сельскохозяйственной территории, контроль за уровнем радиоактивного загрязнения сельскохозяйственной продукции продовольствия, введение режима ограничения сельского и лесного хозяйства с созданием специализированных совхозов и лесхозов, работающих по специальным рекомендациям. Непосредственно вскоре после аварии (в течение 7-10 дней) было выселено из близлежащих населенных пунктов 1150 человек, в последующие 1,5 года - около 9000 человек. Всего было отселено 10730 человек.аким образом, сложившаяся сегодня в стране радиационная обстановка определяется следующими основными факторами.

увеличение глобального радиационного фона, связанное с добычей и переработкой радиоактивных ископаемых,

- последствия Чернобыльской аварии,

- последствия ядерных испытаний, работа предприятий ядерно-энергетического комплекса и хранилищ

радиоактивных отходов,

- деятельность предприятий, использующих в своих технологиях радиоактивные материалы.

Все это указывает на необходимость создания новых или дальнейшего развития существующих систем радиационного мониторинга по фактору радиационной безопасности.

3. СРЕДСТВА ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ РАДИАЦИОННОГО

МОНИТОРИНГА

Опыт работ по ликвидации последствий крупнейших аварий и катастроф техногенного характера (например, катастрофа на Чернобыльской АЭС, аварии на химических предприятиях в Бхопале, Индия, Севезо, Италия, и др.) свидетельствует о том, что проведение *их в полном объеме требует огромных финансовых затрат, привлечения большого числа специалистов, техники, материальных ресурсов [26]. С учетом указанных обстоя-, тельств в общем комплексе чрезвычайных мер по обеспечению экологической безопасности окружающей среды, а также защиты населения прилегающих районов при экстремальных ситуациях сейчас за рубежом особое значение придается решению задачи быстрого и точного контроля складывающейся реальной обстановки на зараженных территориях. С этой целью на практике используются авиационные средства, передвижные лаборатории, полевые измерения .

Аэро-гамма-спектрометры, установленные на борту самолетов или вертолетов, приспособленных к полетам на малых высотах (25-100 м) со скоростью 100-300 км/ч, использовались для проведения оперативной съемки радиоактивного загрязнения поверхности земли и акваторий. Этот метод изначально разрабатывался для использования в геологии, но впоследствии стал чаще применяться для измерения радиоактивного загрязнения . Съемка на изучаемой территории проводится обычно путем проложе-ния параллельных маршрутов, находящихся на расстоянии 0,1-10 км друг от друга, в зависимости от необходимого вида деятельности исследования и наличия летных ресурсов. Вдоль маршрута фиксируются спектры гамма-излучения и информация о пространственном положении летательного аппарата, получаемая с помощью навигационных систем (таких как радиомаяки или системы GPS - всемирная система расположений), а также данных измерений высоты с помощью радара. При надлежащей обработке данных этот метод позволяет дать оценку уровня мощности дозы и загрязнения местности радионуклидами с точностью, превышающей точность наземных методов, при этом охват территории при одном измерении с учетом дальности обзора бортовых спектрометров может превосходить охват при наземном пробоотборе на 6-7 порядков. В современных авиационных спектрометрах используются сцинтилляционные детекторы большого объема (обычно 1-50 л) и полупроводниковые детекторы, обладающие более высокой разрешающей способностью, но меньшей чувствительностью.

Данные системы могут работать в автоматическом и полуавтоматическом режиме и дают надежные результаты измерений даже при низких уровнях загрязнения (время одного измерения при этом составляет несколько секунд для сцинтилляционных и минуты для полупроводниковых детекторов).

Однако крупномасштабные съемки радиоактивного загрязнения для целей мониторинга могут выполняться без отбора почвенных проб средствами наземной гамма- спектрометрии.При использовании этого метода гамма-спектрометры устанавливаются в фиксированном положении относительно земной поверхности. Этот метод может быть стационарным (гамма-спектрометрия in-situ) иГ мобильным (гамма-спектрометрическая аппаратура устанавливается на автомобиле). Мобильная гамма-спектрометрия применялась, например, в Финляндии, где для построения карты загрязнения цезием-757 на территории около 19000 кв. км использовалась комбинация гамма-спектрометрических и GM-tube измерений с использованием автомобильной техники. Современные оперативные действия подобных подвижных сил и средств радиационно-химической разведки (РХ-разведки) обеспечивают быстрый сбор, обобщение и выдачу непосредственно на пункты управления необходимой информации из пострадавших районов [27]. Это является особенно важным с учетом большой вероятности выхода из строя (полностью или частично) при крупных авариях и катастрофах стационарных систем связи, контроля и управления.

В зарубежной печати приводится описание рекогносцировочного автомобиля пожарной службы типа AC-E4k.Kw ]. Он демонстрировался в ФРГ на 26 общегерманском съезде пожарных как один из перспективных образцов вспомогательной разведывательной техники. Эта разведывательная машина является полноприводной модификацией автомобиля "UW-комби" и предназначается для быстрого выявления в очагах поражения складывающейся обстановки, в том числе и установления наличия РХ-заражения (например, для измерения радиоактивного заражения местности при падении искусственных спутников Земли). На машине имеется соответствующая специальная измерительная РХ-аппаратура; экипаж - 2 чел. При действиях в системе защиты от катастроф машина может использоваться самостоятельно в составе специальных подразделений химической защиты для решения узко ограниченных РХ-задач.

Ряд зарубежных публикаций касается различных аспектов проблемы оснащения разведывательных подразделений современными мобильными средствами РХ-разведки. В частности отмечается, что поступление в ФРГ новых многофункциональных РХ-машин типа "Фукс" на базе трехосного военного бронетранспортера, обеспечивающих быстрое и надежное выяв-ление зон РХ-заражения на больших территориях, является крупным шагом в этом направлении. По отзывам многих специалистов, машины типа "Фукс" являются эффективнейшим подвижным средством наземной РХ-разведки, с помощью которого можно квалифицированно решать все возложенные на нее разведывательные задачи, в том числе: проводить радиационную разведку окружающей территории, обнаруживать химическое заражение на местности и в атмосфере, устанавливать знаки ограждения зараженных участков, отбирать пробы грунта, воды и других предметов в разных средах, заражение которых наиболее вероятно [29-31]. В связи с этим машины типа "Фукс", выпускаемые фирмой "Тиссен-Хеншель" [32], можно считать наиболее эффективными мобильными средствами для комплексного выявления фактической РХ-обстановки, в том числе при катастрофах на АЭС, предприятиях химической промышленности, складах, базах и арсеналах, рассчитанных на хранение опасных химических материалов.

Различные методы РЛГ-измерений имеют свои плюсы и минусы, поэтому при хорошо продуманной стратегии мониторинга, является целесообразной их комбинация. Лабораторные анализы проб почвы (рис. 7) наиболее полно характеризуют загрязнение в точке пробоотбора, но подвержены влиянию изменчивости полей загрязнения в локальном масштабе. Наземные методы измерения in-situ обладают высокой чувствительностью, но требуют исследования распределения радионуклидов по глубине. Аэрогамма-спектральная съемка дает возможность провести быстрые и представительные измерения на больших территориях, но также зависит от распределения активности в окружающей среде. Поэтому производится отбор ограниченного числа проб для исследования вертикального распределения радионуклидов в почве как при проведении спектрометрических измерений in-situ, так и при аэро-гамма-спектральной съемке, что дает возможность наиболее точно определить уровни радиоактивного загрязнения местности. Таким образом, комбинация аэро-гамма-спектральной съемки и наземных измерений - является наиболее эффективным методом измерений .

В результате радиационной разведки территории выявляются аномалии по радиоактивному загрязнению местности. Проводится приготовление препаратов из проб внешней среды (для каждого вида свои препараты). Эти препараты поступают на анализы:

- физико-химический (дисперсный анализ, радиография), который базируется на переходе радиоактивности в раствор;

-радиохимический, основанный на химическом разделении отдельных радионуклидов;

- радиометрический, при котором используются методы, позволяющие при оптимальных затратах времени и средств с помощью доступной аппаратуры получить достоверные результаты с приемлемой для радиационной безопасности погрешностью измерения. При определении активности бета-излучателей широко используются сцинтилляционные и газоразрядные 4/7-счетчики [33], активность гамма-излучателей, как правило, измеряют с помощью сцинтилляционных детекторов, активность нуклидов в ряде случаев определяется с использованием метода совпадений;

спектрометрический, необходимый для определения радиационной обстановки на местности по результатам спектрометрических исследований при оценке фоновых доз внешнего облучения от 40К, 226Ra, 232Th, содержащихся в почве.В настоящее время наиболее широкое применение нашли следующие приборы (табл.3):

- Таблица 3№ п Наименование установки Назначение, пределы измерения Геометрия измерения

1 , 2 3 4

1.

Гамма-спектрометрическая установка на основе БД БДКГ-ОЗП, -v АЦП совместимый с PC/AT. Калибровочный * источник Csl37+K40

Измерение активности Cs-137, Nh-232,

Ra-226, К-40 в счетных образцах.

Пределы измерений: Cs-137 3-10000 Бк Ra-232 8-10000 Бк Th-226 5-10000 Бк

Сосуд Мари-

Маринелли емкостью 1 л; чашка Петри емкостью 75 мл

2. Бета-Спектрометрическая установка на основе РБМК-227Н, АЦП совместимый с PC/AT. Калибровочный источник Sr-90

К-40, 40-10000 Бк Погрешность:./5-50% Измерение активности Sr-90 в счетных

образцах. Пределы измерений:

0,7-10000 Бк Погрешность: 15-50% Специализированная кювета емкостью 20 мл

3. Гамма-спектрометрическая ;.. установка на основе БД БДЭГ-3-2, АЦП совместимый с PC/A Т комплект для мониторинга радона. Калибровочный источник Csl37+K40

Измерение активности Cs-137, Th-232,

Ra-226, К-40 в счетных образцах.

Пределы измерений: Cs-137 3-10000 Бк Ra-232 8-10000 Бк Th-226 5-10000 Бк К-40 40-10000 Бк Погрешность: 10-60% Сосуд Мари-нелли г емкостью 1л чашка Петри ИК-63

г.4. Бета-спектрометрйческая установка на основе БД 234-98, АЦП совместимый с PC/AT. Калибровочный источник «, Sr-90 Измерение активности Sr(Y)-90 в счетных образцах. Пределы измерений: 0,7-10000 Бк Штатная кювета

5. Альфа-спектрометрическая установка на основе БДАП, АЦП совместимый с PC/AT. Калибровочный Источник (238,239,242)

Измерение активно-' сти альфа-излучаю-

щих радионуклидов в счетных образцах.

Пределы измерений: 180-1000000 Бк

Погрешность: 10-60% "Толстый" слой под штатной пленкой и без пленки

6.

Гамма-спектрометрическая установка наоснове БД БДЭГ-3-4 №305-7, АЦП совместимый^ PC/AT.

Калибровочный источник Na-22 - - Измерение активности Cs-137, Th-232, Ra-226, К-40 в счетных образцах. Пределы измерений: Cs-137 3-10000 Бк Ra-232 8-10000 Бк Th-226 5-10000 Бк К-40 40-10000 Бк Погрешность:./0-60% Сосуд Мари-нелли 0,5л, 4Pi, штатная кювета

7. Спектрометр излучения человека "Прогресс СИЧ'

Определяет содержание гамма-излуча-ющих радионуклидов

в теле человека. Пределы измерений, Бк:

Cs-137 во всем теле -800;

1-131 в щитовидной

железе - 50; Со-60, Cs-137, Мп-

51-200. Погрешность: не более 20%

Заказывайте: рефераты - 150 р. курсовые - 700 р. дипломы - 2500 р.

Оценить/Добавить комментарий:Имя:

Оценка:

Неудовлетворительно

Удовлетворительно

Хорошо

Отлично

Работы, похожие на Реферат: Источники и особенности радиационного загрязнения окружающей средыРадиационная безопасность при эксплуатации и ремонте оборудования ...

Федеральное агентство по атомной энергии Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский государственный концерн по производству ...

2.4 С целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности на Курской АЭС устанавливаются контрольные уровни для основных параметров радиационной безопасности - мощности ...

9.2 Радиационно-опасными работами на Курской АЭС считаются работы: с отработавшим ядерным топливом; по ремонту реакторной установки; по ремонту оборудования, трубопроводов КМПЦ и ... Раздел: Рефераты по безопасности жизнедеятельности

Тип: учебное пособие Просмотров: 888 Комментариев: 0 Похожие работы

Оценило: 0 человек Средний балл: 0 Оценка: неизвестно Скачать

Радиационное загрязнение

Экопогическая катастрофа.. Данное словосочетание страшное даже (или особенно) для обывательского сознания. И всеже специалисты оказываются или ...

Затем остановимся на внутреннем облучении, причем особое внимание уделим радону радиоактивному газу, который вносит самый большой вклад в среднюю дозу облучения населения из всех ...

По подсчетам НКДАР ООН средняя эффективная эквивалентная доза внешнего облучения, которую человек получает за год от земных источников естественной радиации, составляет примерно ... Раздел: Рефераты по экологии

Тип: реферат Просмотров: 1238 Комментариев: 2 Похожие работы

Оценило: 3 человек Средний балл: 5 Оценка: неизвестно Скачать

Миграция радионуклидов стронция-90 в почвах различных типов ...

Содержание Введение 1. Литературный обзор 1.1 Свойства радионуклида стронций-90 1.2 Накопление радионуклида стронция - 90 в почвах и растениях 1.3 ...

Основным реальным источником радиоактивного загрязнения почвенно-растительного комплекса являются глобальные радиоактивные выпадения из атмосферы долгоживущих радионуклидов после ...

Следует отметить, что результаты анализа архивных материалов, содержащих данные радиационных разведок, а также сведения о радиоактивном загрязнении природной среды, полученные ... Раздел: Рефераты по экологии

Тип: дипломная работа Просмотров: 1725 Комментариев: 0 Похожие работы

Оценило: 0 человек Средний балл: 0 Оценка: неизвестно Скачать

Химия и экология

Реферат по химии ученика 11 А класса школы №1 Пельц Дмитрия Кировград 2001 г. Оглавление: Введение (современная экология и ее проблемы) II стр. Часть ...

В целом доза облучения населения Свердловской области от природного и техногенного радиационного фона составляет 70% суммарной дозы от всех источников ионизирующего облучения (8500 ...

Дополнительная индивидуальная годовая эффективная доза облучения жителей на территории Восточно-Уральского радиоактивного следа за счет остаточного радиоактивного загрязнения ... Раздел: Рефераты по экологии

Тип: реферат Просмотров: 11167 Комментариев: 19 Похожие работы

Оценило: 35 человек Средний балл: 4.4 Оценка: 4 Скачать

Анализ методики проведения санитарно-экологического состояния объекта

Федеральное агентство по образованию ГОУ ВПО Тюменский государственный архитектурно-строительный университет КАФЕДРА ЭКОЛОГИИ КУРСОВОЙ ПРОЕКТ по ...

Эффективная доза является мерой радиационного риска любого облучения и также, как и эквивалентная, выражается в зивертах.

За 70 лет жизни человек получит дозу, равную -200 мЗв от постоянно воздействующих или "сверххронических" источников излучения и примерно 100 мЗв от медицинского облучения, где оно ... Раздел: Рефераты по экологии

Тип: курсовая работа Просмотров: 2174 Комментариев: 0 Похожие работы

Оценило: 0 человек Средний балл: 0 Оценка: неизвестно Скачать

Радиационное излучение и его проявление в Сверловской области и городе ...

Министерство общего и профессионального образования Свердловской области Управление образование Орджоникидзевского района г. Екатеринбурга ...

Помимо регулярных наблюдений на станциях и постах в УрУГМС действует группа оперативного контро.?1Я радиационной обстановки, которая проводит маршрутное обследование территории в ...

Коллективная доза облучения населения области за счет поступления искусственных радионуклидов с рационом питания атмосферным воздухом, питьевой водой составила 248 чел-В (252 в ... Раздел: Рефераты по физике

Тип: дипломная работа Просмотров: 305 Комментариев: 0 Похожие работы

Оценило: 0 человек Средний балл: 0 Оценка: неизвестно Скачать

Ядерное оружие и его поражающее действие

Тема: "Ядерное оружие и его поражающее действие" Содержание Введение 1. Принцип устройства ядерных боеприпасов 1.1 Ядерное оружие. Назначение ...

В процессе ядерного (термоядерного) взрыва образуется поражающие факторы, ударная волна, световое излучение, проникающая радиация, радиоактивное заражение местности и объектов, а ...

Под полной дозой радиации понимается доза гамма - излучения, которая накапливается на высоте 1 м над поверхностью земли за всё время с момента начала заражения этого участка до ... Раздел: Рефераты для военной кафедры

Тип: курсовая работа Просмотров: 930 Комментариев: 0 Похожие работы

Оценило: 0 человек Средний балл: 0 Оценка: неизвестно Скачать

Источники радиации

... распад, сопровождающееся испусканием потока заряженных a-частиц (ядра гелия), b (электроны) и нейтральных g-частиц (квант света). Радионуклид - атомы ...

По подсчетам НКДАР ООН (Научный Комитет по делам атомной радиации) средняя эффективная эквивалентная доза внешнего облучения, которую человек получает за год от земных источников ...

Зона экстренных мер защиты населения - территория, в пределах которой доза внешнего гамма-облучения населения за время формирования радиоактивного следа выбросов при общей ... Раздел: Рефераты по безопасности жизнедеятельности

Тип: учебное пособие Просмотров: 502 Комментариев: 0 Похожие работы

Оценило: 0 человек Средний балл: 0 Оценка: неизвестно Скачать

Малые дозы ионизирующего излучения и их воздействие на организм ...

... ГОСУДАРСТВЕННОГО ИНЖЕНЕРНО-ФИЗИЧЕСКОГО ИНСТИТУТА (ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ) Кафедра ХиХТ РЕФЕРАТ по курсу "Экологический мониторинг" Тема: "Малые дозы ...

Первые предприятия ядерного комплекса формировались в условиях "гонки вооружения", к тому же эффекты воздействия радиации на организм человека и окружающую среду были мало изучены ...

Для всех исследуемых групп людей, получивших различные дозы радиационного облучения непосредственно после облучения или через несколько лет после него, а также находящихся в зоне ...

Закон Республики Беларусь от 12.11.1991 N 1227-XII "О правовом режиме территорий, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате катастрофы на Чернобыльской АЭС"

Текст документа по состоянию на ноябрь 2011 года

<< Назад | <<< Навигация

Содержание

Чернобыльская катастрофа нанесла огромный ущерб Беларуси, создала опасную радиационную обстановку на значительной части ее территории. Республика объявлена зоной национального экологического бедствия.

Настоящий Закон устанавливает правовой режим территорий Республики Беларусь, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате чернобыльской катастрофы, и направлен на снижение радиационного воздействия на население и экологические системы, на проведение природовосстановительных и защитных мероприятий, на рациональное использование природного, хозяйственного и научного потенциала этих территорий. Закон регулирует режим территорий радиоактивного загрязнения , условия проживания, осуществление хозяйственной, научно-исследовательской и другой деятельности на этих территориях.

Раздел I общие положения

Статья 1. Определение понятия национального радиационного экологического бедствия

Национальное радиационное экологическое бедствие - это последствие глобальной ядерной аварии, приведшей к неблагоприятным изменениям экологической обстановки и условий обитания человека вследствие выброса в окружающую среду и на территорию, составляющую более 10 процентов от общей территории республики, значительного количества радионуклидов, что создает возможность возникновения острых или хронических поражений людей, животных и растений (в том числе и в форме отдаленных последствий), а также приносит материальный ущерб (включая затраты на проведение аварийных, защитных и восстановительных работ по ослаблению и смягчению последствий бедствия), превышающий годовой национальный доход.

Статья 2. Критерии классификации территорий и зон радиоактивного загрязнения

При классификации территорий и зон радиоактивного загрязнения приняты следующие критерии:

1) возможность проживания населения (величина среднегодовой эффективной дозы облучения населения);

2) уровень радиоактивного загрязнения территории (плотность загрязнения почв радионуклидами);

3) возможность получения продукции, содержание радионуклидов в которой не превышает республиканских допустимых уровней (сельскохозяйственной, лесохозяйственной, торфа, вод и других видов продукции и сырья).

Статья 3. Территория радиоактивного загрязнения

Территория радиоактивного загрязнения - это часть территории Республики Беларусь, на которой в результате катастрофы на Чернобыльской АЭС возникло долговременное загрязнение окружающей среды радиоактивными веществами с плотностью загрязнения почв радионуклидами цезия-137 либо стронция-90 или плутония-238, 239, 240, соответственно 1,0; 0,15; 0,01 Ки/кв.км и более, а также иные территории, на которых среднегодовая эффективная доза облучения населения может превысить (над естественным и техногенным фоном) 1,0 мЗв в год, и территории, на которых невозможно получение продукции, содержание радионуклидов в которой не превышает республиканских допустимых уровней.

Статья 4. Зоны радиоактивного загрязнения

Территории в зависимости от плотности загрязнения почв радионуклидами и степени воздействия (величины эффективной дозы) радиации на население подразделяются на следующие зоны:

1) зона эвакуации (отчуждения) - территория вокруг Чернобыльской АЭС, с которой в 1986 году в соответствии с существовавшими нормами радиационной безопасности было эвакуировано население (30-километровая зона и территория, с которой проведено дополнительное отселение в связи с плотностью загрязнения почв стронцием-90 выше 3 Ки/кв.км и плутонием-238, 239, 240 - выше 0,1 Ки/кв.км);

2) зона первоочередного отселения - территория с плотностью загрязнения почв цезием-137 от 40 Ки/кв.км либо стронцием-90 или плутонием-238, 239, 240 соответственно 3,0; 0,1 Ки/кв.км и более;

3) зона последующего отселения - территория с плотностью загрязнения почв цезием-137 от 15 до 40 Ки/кв.км либо стронцием-90 от 2 до 3 Ки/кв.км или плутонием-238, 239, 240 от 0,05 до 0,1 Ки/кв.км, на которых среднегодовая эффективная доза облучения населения может превысить (над естественным и техногенным фоном) 5 мЗв в год, и другие территории с меньшей плотностью загрязнения вышеуказанными радионуклидами, где среднегодовая эффективная доза облучения населения может превысить 5 мЗв в год;

4) зона с правом на отселение - территория с плотностью загрязнения почв цезием-137 от 5 до 15 Ки/кв.км либо стронцием-90 от 0,5 до 2 Ки/кв.км или плутонием-238, 239, 240 от 0,02 до 0,05 Ки/кв.км, на которых среднегодовая эффективная доза облучения населения может превысить (над естественным и техногенным фоном) 1 мЗв в год, и другие территории с меньшей плотностью загрязнения вышеуказанными радионуклидами, где среднегодовая эффективная доза облучения населения может превысить 1 мЗв в год;

5) зона проживания с периодическим радиационным контролем - территория с плотностью загрязнения почв цезием-137 от 1 до 5 Ки/кв.км либо стронцием-90 от 0,15 до 0,5 Ки/кв.км или плутонием-238, 239, 240 от 0,01 до 0,02 Ки/кв.км, где среднегодовая эффективная доза облучения населения не должна превышать 1 мЗв в год.

Дополнительные критерии по определению границ указанных зон в зависимости от степени загрязнения территории другими долгоживущими радионуклидами, включая дочерние изотопы (с учетом их суммарного воздействия и других факторов), устанавливаются Советом Министров Республики Беларусь.

Перечень населенных пунктов и других объектов, находящихся в данных зонах, устанавливается в зависимости от изменения радиационной обстановки и с учетом других факторов и пересматривается Советом Министров Республики Беларусь не реже одного раза в пять лет.

Карты указанных зон, перечень населенных пунктов и других объектов, находящихся в этих зонах, публикуются в республиканской и местной печати.

Статья 5. Радиационно опасные земли

Радиационно опасными признаются земли, расположенные на территориях радиоактивного загрязнения , на которых не обеспечивается производство продукции, соответствующей республиканским допустимым уровням содержания радионуклидов или межгосударственным экономическим соглашениям.

Данные земли, в зависимости от плотности загрязнения почв радионуклидами и степени воздействия радиации на человека, исключаются из хозяйственного пользования либо на них вводятся ограничения хозяйственной деятельности.

Порядок исключения радиационно опасных земель из хозяйственного использования, а также виды ограничений хозяйственной деятельности предусмотрены статьями 8, 21 - 25 настоящего Закона.

Статья 6. Земли отчуждения

Радиационно опасные земли, которые в установленном порядке исключаются из хозяйственного пользования ввиду непригодности их использования по основному целевому назначению, выделяются как земли отчуждения и могут быть изъяты в установленном порядке у землепользователей.

На указанных землях могут проводиться научно-исследовательские работы, работы по локализации и утилизации радиоактивных отходов и другие виды работ, определенные Советом Министров Республики Беларусь или международными договорами.

Статья 7. Земли ограниченного хозяйственного использования

Радиационно опасные земли, не отнесенные к землям отчуждения, переводятся в разряд земель ограниченного хозяйственного использования.

На указанных землях допускается хозяйственная деятельность в порядке и на условиях, установленных настоящим Законом и другим законодательством Республики Беларусь.

Статья 8. Порядок отнесения земель к категории радиационно опасных

Порядок отнесения земель к категории радиационно опасных и перевода их в разряд земель отчуждения либо ограниченного хозяйственного пользования устанавливается Советом Министров Республики Беларусь.

Отнесение земель к категории радиационно опасных и перевод их в разряд земель отчуждения либо ограниченного хозяйственного пользования осуществляются Советом Министров Республики Беларусь по представлению республиканского органа государственного управления по проблемам последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС на основании предложений областных исполнительных и распорядительных органов и данных о плотности загрязнения почв радионуклидами, радиометрических исследований получаемой на них продукции и об эффективных дозах облучения.

Границы радиационно опасных земель устанавливаются в зависимости от изменения радиационной обстановки и с учетом других факторов и пересматриваются Советом Министров Республики Беларусь в установленном порядке.

Учет радиационно опасных земель по зонам, составление планово-картографических материалов, ведение земельного кадастра обеспечиваются уполномоченными на то республиканскими органами государственного управления.

Статья 9. Исключение земель из категории радиационно опасных и перевод их в хозяйственное пользование в соответствии с основным целевым назначением, исключение земель из разряда земель отчуждения и перевод их в разряд земель ограниченного хозяйственного пользования

Исключение земель из категории радиационно опасных и перевод их в хозяйственное пользование в соответствии с основным целевым назначением, исключение земель из разряда земель отчуждения и перевод их в разряд земель ограниченного хозяйственного пользования производятся в установленном порядке по решению Совета Министров Республики Беларусь после их комплексного обследования и экспертных заключений.