9.3. О допустимых дозах облучения и мерах защиты от него

Важнейшим свойством ядерного излучения является, как известно, его способность вызывать ионизацию атомов и молекул, в связи с чем его называют ионизирующим излучением (ИИ). Биологическое воздействие ИИ на организм обусловлено ионизацией и возбуждением атомов и молекул биологической среды. В результате взаимодействия излучения с биологической средой живому организму передается определенная часть энергии. Часть поступающего излучения, которая пронизывает облучаемый объект (без поглощения), не оказывает на него действия.

Повреждений, вызванных в живом организме излучением, будет тем больше, чем больше энергии оно передаст тканям. Для характеристики этого показателя используется понятие поглощенной дозы, т.е. величины энергии, поглощенной единицей массы (объема) облучаемого вещества.

Организм может получить дозу от любого источника ионизирующего излучения (ИИИ) независимо от того, находится он вне организма (внешнее облучение) или внутри него в результате попадания с пищей, водой или воздухом (внутреннее облучение).

Отрицательное влияние ИИ потребовало решать задачу обеспечения радиационной безопасности при эксплуатации объектов, использующих РАВ. Первые требования радиационной безопасности применительно к размещению атомных реакторов и заводов по переработке ядерного топлива появились сразу же после того, как 2 декабря 1942 года была осуществлена первая регулируемая самоподдерживающая ядерная цепная реакция. Можно сказать, что с этого момента началось регламентирование мероприятий по защите внешней среды и населения от негативного воздействия РАВ. Однако попытки упорядочить условия работы с ИИ предпринимались и ранее, когда было обнаружено биологическое действие лучей рентгена и радиоактивности. В 1902 г. английский ученый Роллинс предложил в качестве безопасной дозы облучения 10 рентген в день. В 1934 г. Международная комиссия по радиологической защите, утвержденная в 1928 г. на II Международном конгрессе по радиологии, предложила в качестве такой дозы 0,2 рентгена в день. По мере накопления опытных данных, полученных при работе с ИИИ такая доза снижалась до 0,1 рентгена в неделю (при равномерном распределении - 0,017 рентген в день). В это же время было признано, что не существует безопасной дозы. В одном из докладов Научного комитета ООН по действию атомной радиации прямо говорится о необходимости сведения до минимума или устранения всех форм излишнего радиоактивного облучения, особенно связанного с воздействием на большие группы населения. " Имеющиеся данные -говорится в докладе - указывают на то, что генетическое повреждение наносится при самых малых до сих пор исследованных дозах..., что позволяет предположить, что генетическое повреждение может быть следствием облучения в любой дозе, независимо от ее величины". Еще категоричнее в свое время отстаивал данную точку зрения советский академик Н.П. Дубинин: "... Для генетических эффектов, т.е. в соматических и половых клетках, нет пороговой дозы". С этим согласен и Комитет экспертов ВОЗ по радиации. В связи с этими взглядами было признано необходимым при обеспечении радиационной безопасности нормировать допустимую дозу облучения.

В соответствии с Международной системой единиц (SI - Sistem International), принятой в 1960 году в Париже, введены единицы измерения в области радиоактивности и ионизирующего излучения. Для рассмотрения правовой регламентации при обеспечении радиационной безопасности необходимо эти единицы вспомнить.

Единицей активности принято считать распад (ядерное превращение) в секунду (расп/с). Эта единица называется беккерель - Бк(Bq), т.е. 1 Бк = 1 расп/с.

Наиболее распространенной внесистемной международной единицей является кюри – Ки (Cи), 1 Ки = 3,7 10¹⁰ Бк, что сооответствует активности 1 грамма радия. В предлагаемой ниже таблице представлены массы различных радионуклидов, обладающих одинаковой активностью, равной 1 Ки.

Радионуклид	Период полураспада, лет	Масса
Теллур-130	1,4∙1021	5,0∙1011 т
Кальций-48	2,0∙1015	2,0∙105 т
Индий-115	6,0∙1014	1,9∙10 5т
Рубидий-37	6,5∙1010	14,9 т
Торий-232	1,4∙1010	8,9 т
Уран-238	4,5∙109	3,0 т
Калий-40	1,3∙109	150 кг
Радий-226	1,6∙103	1,0 г
Углерод-14	5,6∙103	200,0 мг
Цезий-137	30	11,5 мг
Стронций-90	29,1	7,3 мг
Тритий	12,3	0,1 мг

Для практических целей используют коэффициенты перевода одних единиц измерений активности в другие, которые приведены в следующей таблице:

Умножить	На коэффициент	Чтобы получить
1 мКи/миля2	0,386	1 мКи/км2
1 мКи/км2	2,59	1 мКи/миля2
1 мКи/м2	222	1 расп/(мин.см2)
1 расп/(мин.см2)	4,5∙10-3	1 мКи/м2
1 мКи/миля2	79,6	1 расп/(мин.фут2)
1 расп/(мин.фут2)	0,01256	1 мКи/миля2
1 мКи/см3	10-3	1 Ки/л
1 Ки/л	103	1 мКи/см3
1 расп/(мин.м3)	4,5∙10-13	1 мКи/см3
1 мкКи/см3	2,22∙1012	1 расп/(мин.м3)
1 расп/(мин.л)	0,45∙10-9	1 мкКи/см3
1 мкКи/см3	2,22∙109	1 расп/(мин.л)

Как видно из приведенной таблицы, концентрация радиоактивного вещества характеризуется величиной удельной активности, т.е. активностью, приходящейся на единицу массы. Ими являются Ки/т, мКи/г, кБк/кг и т.д.

Объемная концентрация в жидких или газообразных веществах обычно выражается в Ки/м, Бк/л и т.д.

Для характеристики радиоактивного загрязнения территории используют основные единицы активности, отнесенные к единице площади:

Ки/км² или Бк/м² , 1 Ки/км² = 3,7∙10⁴ Бк/м².

При нормировании радиационной безопасности используется понятие " поглощенная доза ИИ ". За единицу рад (rad -radiational absorbed dose) принимается доза любого вида ИИ, при которой в 1 г массы вещества поглощается энергия излучения, равная 100 эрг, т.е. 1 рад = 100 эрг/г = 10^-2 Дж/кг. Еще используется в системе SI единица грей - Гр (Gy). 1 Гр= 1 Дж/кг = 100 рад.

Доза, учитывающая биологическую эффективность ИИ, называется эквивалентной поглощенной дозой. Внесистемной единицей эквивалентной дозы является бэр (rem) - биологический эквивалент рентгена, 1 бэр = 0,01 Дж/кг. В системе СИ единица эквивалентной дозы – зиверт - Зв (Sv), 1 Зв = 100 бэр.

Цель нормирования - выработка научно обоснованных критериев для регламентации уровней облучения, не наносящих вреда здоровью человека. В 30-е годы прошлого столетия для профессиональных работников был установлен допустимый предел дозы (ДПД), равный 0,5 Зв (50 бэр) в год. До 70-х годов ее считали, как уже отмечалось ранее, уровнем, ниже которого отсутствуют вредные для здоровья эффекты облучения. Однако в 1977 году в целях повышения уровня безопасности при использовании ИИ и исходя из современных представлений о действии малых доз радиации, Международная комиссия радиационной защиты (МКРЗ) приняла концепцию беспороговой линейной зависимости возникновения злокачественных новообразований и генетических повреждений при нормировании радиационного фактора и оценки возможных неблагоприятных для здоровья отдаленных последствий облучения. Данная концепция предполагает реализацию трех принципов радиационной защиты.

Принцип обоснования.

Не должна вестись деятельность, связанная с использованием ИИИ, если польза от нее не превышает риска, вызванного облучением. Этот принцип реализуется путем обязательного лицензирования конкретного вида деятельности.

Принцип оптимизации.

При использовании любого ИИИ индивидуальные дозы и число облучаемых людей должны поддерживаться на столь низком уровне, насколько это возможно и достижимо с учетом экономических и социальных факторов. Этот принцип реализуется путем автоматизации технологических процессов, оптимизации труда и введения системы контрольных уровней.

Принцип нормирования.

Индивидуальная доза облучения персонала и населения от всех ИИИ в процессе их эксплуатации не должна превышать действующих дозовых пределов. Этот принцип реализуется путем осуществления государственного надзора за обеспечением радиационной безопасности и установленным порядком ответственности за превышение регламентированных дозовых пределов.

МКРЗ в 1990 году рекомендовал для персонала категории А (лиц, которые постоянно или временно работают непосредственно с ИИИ) снизить суммарную эквивалентную дозу (за 50 лет профессиональной деятельности) с 2,5 зВ (250 бэр) до 1,0 Зв (100 бэр). Таким образом, среднегодовой допустимый пороговый предел для персонала должен быть 0,02 Зв (2,0 бэр). Для персонала категории Б (лиц, которые непосредственн не заняты работой с ИИИ, но могут получать дополнительное облучение) - 0,2 бэр. Для населения - 0,1 бэр. Регламентируемые значения основных дозовых пределов не включают в себя дозы, обусловленные естественным радиоактивным фоном, а также дозы, получаемые пациентами при медицинских процедурах и лечении. На эти виды облучения устанавливаются отдельные ограничения, в частности, регламентируется содержание радона в жилых и служебных помещениях, дозы, получаемые при разных рентгенодиагностических процедурах.

В Украине в соответствии с Законами "Об обеспечении санитарного и эпидемиологического благополучия населения", "Об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности", "Об обращении с радиоактивными отходами", "О защите человека от воздействия ионизирующего излучения" разработаны "Нормы радиационной безопасности Украины (НРБУ-97)". Они используют рекомендации МКРЗ и МАГАТЭ, опыт зарубежной и отечественной атомной энергетики и являются обязательными для выполнения на территории Украины всеми юридическими и физическими лицами, которые проводят практическую дятельность с ИИИ. Контроль за их выполнением возлагается на государственные регулирующие органы - Государственную санитарно-эпидемиологическую службу Министерства здравоохранения Украины, Министерство охраны окружающей среды, Государственный комитет по ядерному регулированию.

НРБУ-97 включают:

- регламенты для контроля за практической деятельностью, целью которых является поддержание облучения персонала и населения на приемлимом уровне;

- регламенты, целью которых является ограничение облучения человека от медицинских источников;

- регламенты, определяющие величину предотвращаемой вследствие вмешательства дозы облучения населения в условиях радиационной аварии;

- регламенты, определяющие величину предотвращаемой вследствие вмешательства дозы облучения населения от техногенно-усиленных источников природного происхождения.