sb000136

критических групп населения, ДОА и ПГП через органы дыхания и ПГП через органы пищеварения приведены в прил. 2 СанПиН 2.6.1.2523–09.

Допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников излучения, для населения не устанавливается.

При проектировании новых зданий жилищного и общественного назначения должно быть предусмотрено, чтобы среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений ЭРОАRn + 4,6×ЭРОАTn не превышала 100 Бк/м3, а мощность эффективной дозы гамма-излучения не превышала мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

В эксплуатируемых жилых и общественных зданиях среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе жилых и общественных помещений ЭРОАRn + 4,6×ЭРОАTn не должна превышать 200 Бк/м3. При более высоких значениях объемной активности должны проводиться защитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона в воздух помещений и улучшение вентиляции помещений.

Защитные мероприятия должны проводиться также, если мощность эффективной дозы гамма-излучения в помещениях превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

Предварительная оценка качества питьевой воды по показателям радиационной безопасности может быть дана по удельной суммарной альфа- (Аα) и бета-активности (Аβ). При значениях Аα и Аβ ниже 0,2 и 1,0 Бк/кг соответственно дальнейшие исследования воды не являются обязательными.

Критическим путем облучения людей за счет Rn, содержащегося в питьевой воде, является переход радона в воздух помещения и последующее ингаляционное поступление дочерних продуктов радона в организм. Уровень вмешательства для 222Rn в питьевой воде составляет 60 Бк/кг. Определение удельной активности 222Rn в питьевой воде из подземных источников

является обязательным.

При возможном присутствии в воде 3H, 14C, 131I, 210Pb, 228Ra и 232Th (зоны объектов I и II категории по потенциальной опасности) определение удельной активности этих радионуклидов в воде является обязательным.

Для минеральных и лечебных вод устанавливаются специальные нормативы.

Радиационная защита пациентов при медицинском облучении должна быть основана на необходимости получения полезной диагностической информации и/или терапевтического эффекта от соответствующих медицинских процедур при наименьших возможных уровнях облучения (для лучевой

31

терапии это требование относится к здоровым, не намеренно облучаемым, органам и тканям). При этом не устанавливаются пределы доз для пациентов, но применяются принципы обоснования назначения медицинских процедур и оптимизации защиты пациентов.

Проведение медицинских процедур, связанных с облучением пациентов, должно быть обосновано путем сопоставления диагностических или терапевтических выгод, которые они приносят, с радиационным ущербом для здоровья, который может причинить облучение, принимая во внимание имеющиеся альтернативные методы, не связанные с медицинским облучением.

Перед проведением диагностической или терапевтической процедуры, связанной с облучением женщины детородного возраста, необходимо определить, не является ли она беременной или кормящей матерью. Беременная или кормящая женщина, а также родители детей-пациентов должны быть информированы врачом о пользе планируемой процедуры и о связанном с ней радиационном риске для эмбриона/плода, новорожденных и детей младшего возраста для принятия сознательного решения о проведении процедуры или отказе от нее.

При проведении обоснованных медицинских рентгенорадиологических обследований в связи с профессиональной деятельностью или в рамках медикоюридических процедур, а также рентгенорадиологических профилактических медицинских и научных исследований практически здоровых лиц, не получающих прямой пользы для своего здоровья от процедур, связанных с облучением, годовая эффективная доза не должна превышать 1 мЗв.

Лица (не персонал рентгенорадиологических отделений), оказывающие помощь в поддержке пациентов (тяжелобольных, детей и др.) при выполнении рентгенорадиологических процедур, не должны подвергаться облучению в дозе, превышающей 5 мЗв в год. Такие же требования предъявляются к радиационной безопасности взрослых лиц, проживающих вместе с пациентами, прошедшими курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников и выписанными из клиники. Для остальных взрослых лиц, а также для детей, контактирующих с пациентами, выписанными из клиники после радионуклидной терапии или брахитерапии, предел дозы составляет 1 мЗв в год.

3.1.4. Особенности радиационных аварий

При делении ядерного горючего 80 % образующейся энергии превращается в тепло, а 20 % выделяется в виде радиоактивных излучений. Это радиоактивные изотопы в воде (натрий-24), продукты коррозии (марганец-54, железо-55), осколки деления урана от цинка до гадолиния (200 изотопов: цезий-137, ксенон-

32

133, йод-131, молибден-99, цирконий-95, уран-235 и др.). За время работы реактора накапливается большое количество радиоактивных изотопов.

Радиоактивное заражение при аварии АЭС может происходить за счет

выброса парогазовой фазы (авария без разрушения активной зоны). Высота выброса может составить H = 150…200 м, время выброса – 20…30 мин. Со-

став радиоактивных изотопов: ксенон, криптон, йод. Более серьезной аварией является выброс продуктов деления из реактора (авария с разрушением активной зоны). При этом радиоактивные продукты (накопившиеся радиоактивные изотопы) выбрасываются на высоту до 1 км с последующим истечением струй радиоактивного газа на высоту до 200 м. Продолжительность выноса – до герметизации реактора.

Характер радиоактивного заражения и облучения при авариях АЭС имеет ряд особенностей:

1. Длительность радиоактивного заражения вследствие наличия в смеси изотопов веществ с большими периодами полураспада (уран-235, T1/2 =

=700 млн. лет; стронций-90, T 1/2 = 28.6 года; цезий-137, T 1/2 = 30 лет и т. д.).

2.Сложность конфигурации границ зон заражения вследствие продол-

жительности выбросов и изменения направлений ветра. Продолжительность

распространения радиоактивных веществ (РВ) в одном направлении составляет 3…12 ч.

3. Периодические (через 4…6 ч) стохастические выбросы газожидкостной смеси радионуклидов с эквивалентной дозой Dэкв=150 Зв.

4.Очаговое заражение в дальней ( > 500 км) зоне, неравномерность радиоактивного заражения по всей зоне.

5.Периодическое изменение уровня радиоактивного загрязнения в зонах выпадения осадков за счет явления переноса РВ (вторичного пылеобразования), что делает недостаточно эффективным процесс дезактивации.

6.Характер спада уровней радиации при аварии на АЭС определяется зависимостями (рис. 3.1.)

Рt P0 (t / t0 )−0.24 ,

при времени после аварии до 3 месяцев;

Рt P0 (t / t0 )−0.5 ,

при времени после аварии более 3 месяцев.

Здесь Рt и P0 – мощность дозы излучения на местности ко времени t и t0 после разрушения реактора; 6 ч – ориентировочный промежуток вре-

мени между выбросами РВ из реактора. После этого срока доза будет

определяться одним из наиболее долгоживущих изотопов, обладающим высокой средней энергией γ-квантов (например Cs-137, T1/2 = 30 лет,

33

где P0 = 0.13×10−4× N, рад/ч; N − загрязненность по Cs-137, Ки/км2; T1/2 − пе-

риод полураспада радионуклидов, лет.

При аварии, повлекшей за собой радиоактивное загрязнение обширной территории, на основании контроля и прогноза радиационной обстановки устанавливается зона радиационной аварии (ЗРА). ЗРА определяется как территория, на которой суммарное внешнее и внутреннее облучение в единицах эффективной дозы может превышать 5 мЗв за первый после аварии год (средняя по населенному пункту). В ней проводится мониторинг радиационной обстановки и осуществляются мероприятия по снижению уровней облучения населения на основе принципа оптимизации.

В случае возникновения аварии должны быть приняты практические меры для восстановления контроля над источником излучения и сведения к минимуму доз облучения, количества облученных лиц, радиоактивного загрязнения окружающей среды, экономических и социальных потерь, вызванных радиоактивным загрязнением.

34

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. При планировании защитных мероприятий необходимо обеспечивать максимально возможное превышение пользы от снижения дозы облучения над ущербом, связанным с проведением этих мероприятий.

Если предполагаемая доза излучения за короткий срок (2 суток) достигает уровней, при превышении которых возможны детерминированные эффекты, необходимо срочное вмешательство и меры защиты (табл. 3.4).

При хроническом облучении в течение жизни защитные мероприятия становятся обязательными, если годовые поглощенные дозы превышают значения, приведенные в табл. 3.5. Превышение этих доз приводит к серьезным детерминированным эффектам.

Уровни вмешательства для временного отселения населения составляют: для начала временного отселения – 30 мЗв в месяц, для окончания временного отселения – 10 мЗв в месяц. Если прогнозируется, что накопленная за один месяц доза будет находиться выше указанных уровней в течение года, следует решать вопрос об отселении населения на постоянное место жительства.

При проведении противорадиационных вмешательств пределы доз (табл. 3.1) не применяются. Принятие решений о мерах защиты населения в случае крупной радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территории проводится на основании сравнения прогнозируемой дозы, предот-

вращаемой защитным мероприятием, и уровней загрязнения с уровнями А и Б, приведенными в табл. 3.6–3.8.

35

Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, не превосходит предела А, нет необходимости в выполнении мер защиты, связанных с нарушением нормальной жизнедеятельности населения и хозяйственного и социального функционирования территории. Если облучение превосходит уровень А, но не достигает уровня Б, решение о выполнении мер защиты принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом конкретной обстановки и местных условий. Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, достигает и превосходит предел Б, необходимо выполнение соответствующих мер защиты.

3.1.5. Расчет доз облучения при радиационной аварии

Исходные данные для определения доз облучения и принятия решения по организации защиты и ликвидации последствий аварии:

36

1.Тип аварии (с разрушением реактора, без разрушения реактора).

2.Время аварии, Тав.

3.Координаты АЭС (ХАЭС, YАЭС).

4.Координаты объекта (X, Y).

5.tнач, Tр − время начала и продолжительность работ, ч.

6.Установленная руководителем дoзa Dуст.

7.Коэффициенты защиты в рабочей зоне (Кр) и в зоне отдыха (Ко).

8.Критерии воздействия излучений и принятия решения.

9.Метеоусловия: v10 − скорость ветра на H = 10 м, м/с; α10 − направление ветра, …°; состояние облачности; время суток.

Степень устойчивости атмосферы в зависимости от скорости ветра, облачности и времени суток определяется по табл. 3.9.

В табл. 3.10. приведена скорость ветра в приземном слое v10 (м/с)

При авариях с разрушением реактора образуются 5 зон внешнего ра-

диоактивного заражения и 2 зоны внутреннего (ингаляционного) поражения. Зоны внешнего заражения (рис. 3.2):

∙АI − слабого заражения (обозначается красным цветом);

∙А − умеренного заражения (синий цвет);

∙Б − сильного заражения (зеленый цвет);

∙В − опасного заражения (коричневый цвет);

∙Г − чрезвычайно опасного (черный цвет).

37

Зоны внутреннего поражения:

ДI − опасного, Д − чрезвычайно опасного поражения; обозначаются пунктирами коричневого и черного цветов соответственно.

Характеристики зон внешнего заражения и внутреннего поражения для

нейтрального состояния (изотермии) при v10 = 5 м/с, Н > 200 м представлены в табл. 3.11 и на рис. 3.1 (авария реактора РМБК-1000 на АЭС).

Примечание. РI = D∞ /400 − уровень радиации на 1 ч после аварии.

Время начала выпадения радиоактивных веществ на территории объекта можно определить по формуле tвып L / vср, где L − расстояние от объ-

екта до АЭС, км (м); vср − средняя скорость ветра, км/ч (м/с).

Время начала формирования радиоактивного следа при изотермии и скорости ветра 5 м/с приведено в табл. 3.14.

Примечания:

1.Если tвып = tнач ≤ tфор, то D = 0.

2.Если tвып = tнач > tфор, то продолжаем расчет.

Уровень радиации на любое время после аварии определяется по фор-

муле

Pн(к) = Ризмkизм , kн(к)

где Ризм , kизм - уровень радиации и коэффициент пересчета на время измерения; Рн(к) , kн(к) - уровни радиации и коэффициенты пересчета на время

начала и конца облучения.

Коэффициенты пересчета уровней радиации на любое заданное время приведены в табл. 3.15.

Дозы облучения рабочих и служащих за определенное время работы: · Время после аварийного выброса (АВ) до 3 месяцев:

где kп. д – коэффициент пересчета доз от ядерного взрыва к дозам при аварии АЭС (табл. 3.16), kу - коэффициент, учитывающий удаление объекта от оси следа.

39

Для L = 60…80 км; у = 1…2 км; kу = 0.9.

3.1.6. Режимы радиационной защиты

Под режимом радиационной защиты населения, рабочих и служащих объектов экономики понимаются порядок работы и применение средств и способов защиты в зонах радиоактивного заражения, исключающее радиоактивное облучение людей выше допустимых норм. Режим радиационной защиты, обеспечивающий облучение в пределах установленной дозы, называется безопасным режимом. Он характеризуется коэффициентом безопасной защищенности (Сб ), который показывает, во сколько раз должна быть

уменьшена доза радиации, чтобы она не превышала установленную:

Сб = Dсут ,

Dуст

где Dсут − доза радиации, накапливаемая на открытой местности за сутки, Зв; Dуст − установленная на те же сутки доза (НРБ-99/2009).

Для установления безопасного режима работы (при медленном спаде уровня радиации) необходимо вычислить суточный коэффициент защищенности С, который показывает, во сколько раз доза облучения, получаемая людьми при данном режиме, меньше дозы, которую они получили бы за то

пребывания людей на открытой местности, в защитных сооружениях, домах, машинах и т. д., ч; Кi − коэффициенты ослабления в тех же условиях.

40