Рассчет «безопасного» поступления радионуклида с объекта ядерной отрасли

Данный рассчет будет произведен нами для выбросов в воздушную и водную среды исключительно на основании положений и данных НРБ 99/2009. Требования Норм не распространяются на источники излучения, создающие при любых условиях обращения с ними индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв^[1].

Начнем с выбросов в воздушную среду. Значение дозового коэффициента для случая поступления радионуклида с вдыхаемым воздухом - 4,6*10^-9 Зв/Бк = 4,6*10^-3 мкЗв/Бк

Тогда величина годового поступления радионуклида в оргагизм не должна превышать 2,1*10³ Бк/год.

Ежегодно взрослый человек вдыхает около 8.1 тыс м³ воздуха. Следвательно, концентрация радионуклида во вдыхаемом воздухе не должна превышать 0,26 Бк/м³.

Перейдем к выбросам в водную среду. Значение дозового коэффициента для случая поступления радионуклида с водой - 1,3*10^-5 мЗв/Бк = 1,3*10^-2 мкЗв/Бк. Тогда величина годового поступления радионуклида в оргагизм не должна превышать – 0,76*10³ Бк/год.

Масса питьевой воды, с которой радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года – 730 кг (соотв. 730 л). Следовательно, концентрация радионуклида в поглощаемой воде не должна превышать 0,1 Бк/л.

Расчет максимальной суммарной эффективной дозы для критической группы населения при ингаляции и пероральном поступлении воды

Для расчета максимальной эквивалентной дозы, получаемой при ингаляции, используем значение допустимой среднегодовой объемной активности - 2,7*10¹ Бк/м³. Его необходимо умножить на средний потребляемый объем воздуха за год взрослым человеком – 8,1 тыс. м³, а также на дозовый коэффициент 4,6*10^-9 Зв/Бк. Получится значение 1,0 мЗв (что неудивительно^[1,13]).

Расчет максимальной эквивалентной дозы, получаемой при пероральном поступлении воды, будет рассчитан с использованием уровня вмешательства 11 Бк/кг. Его необходимо умножить на среднюю потребляемую массу воды в год взрослым человеком – 730 кг, а также на дозовый коэффициент 1,3*10^-8 Зв/Бк. Получится значение 0,1 мЗв (cоответсвует [14]).

Рассчитаем взвешивающие коэффициенты для тканей и органов.

При пероральном поступлении воды Cs-137 распределяется в организме почти равномерно. Наиболее чувствительными к радионуклиду являются костный мозг (0.12), легкие (0.12), пищевод (0.05) и щитовидная железа (0.05). Кроме того, сильнейший ущерб получит желудок (0.12) из-за наибольшей концентрации радионуклида при пероральном способе принятия. Итого 0.46.

При ингаляции наибольший ущерб наносится легким (0,12) и бронхиальным трубкам, а также лимфоидным тканям вокруг бронхов. Возможны также поражения щитовидной железы и костного мозга в зависимости от уровня и продолжительности облучения (не учитываем). Итого 0,12.

С учетом рассчитанных коэффицентов максимальная суммарная эффективная доза равна 1,0 мЗв*0,12 + 0,1 мЗв*0.46 = 0,17 мЗ

Общие требования радиационной безопасности (при работе с Cs-137 в том числе)

В соответствии с принципами радиационной безопасности, основными мерами для обеспечения защиты персонала при работе с радиоактивными материалами, такими как Cs-137, являются ограничение дозы облучения, контроль радиоактивного загрязнения, мониторинг радиационной обстановки, внедрение процедур безопасности, обучение персонала и готовность к чрезвычайным ситуациям^[20,22].

Ограничение дозы облучения персонала является первоочередной мерой, направленной на защиту персонала от вредного воздействия радиации. Это достигается через использование соответствующих мер радиационной защиты, таких как экранирование, расстояние и время, а также через применение средств индивидуальной защиты, например, свинцовых фартуков, перчаток и дозиметров^[20]. Соответствующие меры следует применять в зависимости от конкретных условий работы с Cs-137.

Контроль радиоактивного загрязнения является не менее важным для обеспечения радиационной безопасности при работе с Cs-137. Для предотвращения распространения загрязнения необходимо соблюдать строгие правила обращения с Cs-137 и его хранения, а также дезактивации оборудования и рабочих зон^[21]. Отсутствие строгого контроля радиоактивного загрязнения может привести к значительному риску для здоровья персонала и окружающей среды.

Мониторинг радиационной обстановки необходим для обнаружения и измерения уровня радиации на рабочих местах и на территории производства^[22]. Для этого используются соответствующие приборы, такие как индивидуальные дозиметры и зональные мониторы. Регулярный мониторинг радиационной обстановки необходим для обеспечения того, чтобы уровень радиации находился в установленных пределах.

Четкие правила техники безопасности, включающие инструкции по обращению с цезием-137 и его транспортировке^[19], мониторингу радиационной обстановки и действиям в случае аварийной ситуации, также являются необходимыми. Персонал, работающий с Cs-137, должен пройти соответствующую подготовку и обучение в области радиационной безопасности, включющее осведомленность о рисках, связанных с утечкой Cs-137^[22]. Помимо этого, необходимы план аварийного реагирования, план эвакуации персонала и контроля за распространением загрязнения^[23].

Осведомленность персонала о рисках, связанных с радиационным облучением, и обучение соответствующим процедурам радиационной безопасности являются крайне важными. Соблюдение установленных требований радиационной безопасности позволит свести к минимуму риск радиационного облучения, обеспечив безопасность персонала и населения.

Приложение 1

Согласно данным МАГАТЭ^[5], в результате аварии на Чернобыльской АЭС было выброшено около 85 петабеккерелей (приблизительно 5,2 кг) Cs-137 в атмосферу.

Список источников

1. НРБ-99/2009. СанПин 2.6.1.2523-09

2. IAEA. (2018). Assessment of accidents in water-cooled reactors (IAEA Safety Reports Series No. 90).

3. IAEA. (2015). Handbook of parameter values for the prediction of radionuclide transfer in terrestrial and freshwater environments (IAEA Technical Reports Series No. 472).

4. Lamb, E. (1980). Cesium-137 source material for an irradiator (CONF-800964--1). United States

5. IAEA. (1996). The Radiological Consequences of the Chernobyl Accident (IAEA Safety Reports Series No. 68).

6. IAEA. (2014). The Fukushima Daiichi Accident: Report by the Director General

7. IAEA Safety Standards Series No. GSR Part 3: Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards: https://www.iaea.org/publications/11159/international-basic-safety-standards-for-radiation-protection-and-safety-of-radiation-sources

8. IAEA Safety Standards Series No. RS-G-1.1: Application of the Concepts of Exclusion, Exemption and Clearance: https://www.iaea.org/publications/11705/application-of-the-concepts-of-exclusion-exemption-and-clearance

9. Bockisch, A. (2013). Nuclear Medicine: Basics and Clinical Applications (4th ed.). Springer-Verlag Berlin Heidelberg.

10. Sgouros, G. (2008). Dosimetry of Internal Emitters in Nuclear Medicine and Radiation Protection. CRC Press.

11. Hancock, J. F., & Prince, E. (1993). Cs-137 gamma-ray diffractometry: non-destructive mineral identification and characterization. Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 171(2), 473-479.

12. ОСТ 95 10571-2002 Учет и контроль ядерных материалов. Система измерений

13. ОСПОРБ-99/2010 Санитарные правила и нормативы СП 2.6.1.2612-10. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности.

14. СанПиН 2.1.4.559-96. Питьевая вода. Гигиенические требования к качеству воды централизованных систем питьевого водоснабжения. Контроль качества.

15. IAEA. (2014). Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards. Vienna: IAEA.

16. IAEA. (2005). Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material (IAEA Safety Standards Series No. TS-R-1).

17. IAEA. (2004). Code of Conduct on the Safety and Security of Radioactive Sources (IAEA Safety Standards Series No. GS-R-3).

18. IAEA. (2003). Code of Practice on the International Transboundary Movement of Radioactive Waste (IAEA Safety Standards Series No. WS-R-2).

19. IAEA. (2005). Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material (IAEA Safety Standards Series No. TS-R-1)

20. IAEA. (2014). Radiation Monitoring for the Nuclear Industry and Emergency Response (IAEA Safety Standards Series No. GSR Part 3).

21. WHO. (2011). Handbook of Health Surveillance (WHO Press).

22. NCRP. (2017). Radiation Protection in the United States: Fifty Years of Policy and Practice (NCRP Commentary No. 27).

23. EPA. (2016). Radiation Protection: A Citizen's Guide to Radon (EPA 402-K-16-001).