2.5 Норми радіаційної безпеки

Основними документами, якими регламентується радіаційна без­пека в Україні, є Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97) та Основні санітарні

правила України (ОСПУ).

У НРБУ-97 виділяють три категорії осіб щодо ризику іонізую­чого опромінення: - категорія А - персонал, який безпосередньо працює з радіоактивними речовинами; - категорія Б - персонал, що безпосередньо не працює із радіо­ активними речовинами, але за умови розміщення їх на робочих місцях або місцях проживання може потрапити під дію опромінення;

- категорія В - все населення країни.

Для осіб категорій А і Б НРБУ-97 встановлюють ліміти ефек­тивної й еквівалентної доз за календарний рік. Обмеження опромі­нення категорії В (населення) здійснюється введенням лімітів річної ефективної та еквівалентної доз для критичних груп осіб категорії Б (таблиця 2.1).

Таблиця 2.1 -Ліміти доз сумарного внутрішнього і зовнішнього опромінення, мЗв/рік

Назва дози опромінення	Позначення ліміту дози	Категорія А	Категорія Б	Категорія В
Ефективна доза	ЛД е	20	2	1
Ефективна доза зовнішнього опромінення : для кришталика ока для шкіри для кісток і стоп		150 500 500	15 50 50	15 50 -

Чисельні значення наведених в таблиці 2.1 основних дозових лімітів НРБУ-97 встановлюють на рівнях, що виключають можли­вість виникнення детерміністичних ефектів опромінення і одно­часно гарантують настільки низьку ймовірність виникнення стохастичних ефектів опромінення, що вона є прийнятною як для окремих осіб, так і для суспільства в цілому. Крім лімітів ефективної й еквівалентної річних доз, НРБУ-97 вста­новлюють допустимі рівні надходження радіонуклідів в організм людини за календарний рік, потужності еквівалентної дози, концен­трації радіонуклідів у повітрі, питній воді та раціоні, щільності пото­ку частинок, забруднення шкіри, спецодягу, робочих поверхонь тощо. Значення окремого допустимого рівня розраховується за умови, що створена ним річна доза не повинна перевищувати ліміту відповід­ної дози. При багатократному радіаційному опроміненні допустимі рівні визначаються за умови, щоб річна сумарна доза від усіх дже­рел випромінювання не перевищувала відповідного ліміту дози.

За ступенем зниження чутливості до іонізуючого випромінювання встановлено 3 групи критичних органів, опромінення котрих спричиняє найбільший збиток здоров'ю:

І — все тіло, гонади та червоний кістковий мозок; Н — щитовидна залоза, м'язи, жирова тканина, печінка, нирки, селезінка, шлунково-кишковий тракт, легені, кришталик очей; III — шкіра, кістки, передпліччя, литки, стопи.

Дози опромінення наведено в таблиці 2.2.

Таблиця 2.2 - Дози зовнішнього та внутрішнього опромінень

Групи критичних органів	Гранично-допустима доза категорії А, Бер/рік	Межа дози для категорії Б, Бер/рік
1 група –все тіло, гонади, червоний кістковий мозок	5	0,5
2 група – мязи, печінка, легені, селезінка, нирки	15	1,5
3 група – шкіра, кістки, гомілки, стопи	30	3

В залежності від групи критичних органів для категорії А встановлена гранично допустима доза (ГДД) за рік, для категорій Б - границя дози (Гд) за рік.

ГДД — найбільше значення індивідуальної еквівалентної дози за рік, котре при рівномірному впливі протягом 50 років не викликає в стані здоров'я персоналу несприятливих змін, котрі виявляються сучасними методами.

Еквівалентна доза Н (бер), накопичена в критичному органі за час Т (років) з початку професійної роботи, не повинна перевищувати значення, отриманого за формулою:

Н = ГДД x Т                                              (2.1)

В середньому нормальна опроміненість людини від природного радіоактивного фону, що складається з космічного випромінювання; випромінювання природно розподілених радіоактивних речовин на поверхні Землі, в приземній атмосфері, в продуктах харчування, воді тощо, складає протягом року приблизно 0,1 рад.

2.6 Радіаційна безпека поводження з джерелами іонізуючих випромінювань

Захист від іонізуючих випромінювань може здійснюватись шляхом використання наступних принципів:

• використання джерел з мінімальним випромінюванням шляхом переходу на менш активні джерела, зменшення кількості ізотопа;

• скорочення часу роботи з джерелом іонізуючого випромінювання;

• віддалення робочого місця від джерела іонізуючого випромінювання;                                                                              

• екранування джерела іонізуючого випромінюванн.

Екрани можуть бути пересувні або стаціонарні, призначені для поглинання або послаблення іонізуючого випромінювання. Екранами можуть бути стінки контейнерів для перевезення радіоактивних ізотопів, стінки сейфів для їх зберігання

Альфа-частинки екрануються шаром повітря товщиною декілька сантиметрів, шаром скла товщиною декілька міліметрів. Однак, працюючи з альфа-активними ізотопами, необхідно також захищатись і від бета- або гамма-випромінювання.

З метою захисту від бета-випромінювання використовуються матеріали з малою атомною масою. Для цього використовують комбіновані екрани, у котрих з боку джерела розташовується матеріал з малою атомною масою товщиною, що дорівнює довжині пробігу бета-частинок, а за ним — з великою масою.

З метою захисту від рентгенівського та гамма-випромінювання застосовуються матеріали з великою атомною масою та з високою щільністю (свинець, вольфрам).

Для захисту від нейтронного випромінювання використовують матеріали, котрі містять водень (вода, парафін), а також бор, берилій, кадмій, графіт. Враховуючи те, що нейтронні потоки супроводжуються гамма-випромінюванням, слід використовувати комбінований захист у вигляді шаруватих екранів з важких та легких матеріалів (свинець-поліетилен).

Дієвим захисним засобом є використання дистанційного керування, маніпуляторів, роботизованих комплексів.

В залежності від характеру виконуваних робіт вибирають засоби індивідуального захисту: халати та шапочки з бавовняної тканини захисні фартухи, гумові рукавиці, щитки, засоби захисту органів дихання (респіратор „Лепесток"), комбінезони, пневмокостюми, гумові чоботи.

Дієвим чинником забезпечення радіаційної безпеки є дозиметричний контроль за рівнями опромінення персоналу та за рівнем радіації в навколишньому середовищі.

Оцінка радіаційного стану здійснюється за допомогою приладів, принцип дії котрих базується на наступних методах:

• іонізаційний (вимірювання ступеня іонізації середовища);

• сцинтиляційний (вимірювання інтенсивності світлових спалахів, котрі виникають в речовинах, що люмінесціюють при проходженні через них іонізуючих випромінювань);

• фотографічний (вимірювання оптичної щільності почорніння фотопластинки під дією випромінювання);

• калориметричні методи (вимірювання кількості тепла, що виділяється в поглинальній речовині).

2.7 Підходи до вирішення проблеми в Україні

В Україні щорічно фіксуються випадки (від одного до декількох десятків) аварійних ситуацій, інцидентів з радіонуклідними джерел іонізуючого випромінювання [7]. Це випадки втрат, розкрадань, незаконного володіння та розповсюдження радіоактивних матеріалів, виявлення "нічийних" ДІВ, контроль над якими був втрачений, а також аварії при використанні ДІВ.

На колишньому заводі "Електрон" у м. Жовті Води (сучасна назва – ВАТ "Електрон-Газ") у виробничій діяльності широко використовувались ДІВ різного радіонуклідного складу та активності [9]. На початку 90-х років минулого століття в наслідок конверсії завод припинив виробничу діяльність. Декілька тисяч ДІВ сумарною активністю понад 5.5×10¹⁴ Бк, що на той час були накопичені на ВАТ "Електрон-Газ", не були передані на подальше зберігання до спеціалізованого підприємства, а продовжували зберігатися на ВАТ "Електрон-Газ" без забезпечення при цьому належного рівня їх фізичного захисту.

Безпосередні роботи з вилучення ДІВ середньої та високої активності, які зберігаються на ВАТ "Електрон-Газ" та їх передачі на тимчасове зберігання спеціалізованому підприємству ДК УкрДО "Радон", були розпочаті в червні 2010 року. Роботи здійснювались за фінансової підтримки США в рамках міжнародної програми "Зниження радіологічної загрози". Виконання повного комплексу робіт з підготовки, вилучення відпрацьованих ДІВ, обстеження їх фізичного стану, ідентифікації,, паспортизації, контейнеризації та транспортування їх на Дніпропетровський державний міжрегіональний спеціалізований комбінат (ДМСК) державної корпорації “УкрДО“Радон” було завершено в листопаді 2010 року.

В результаті проведених робіт з ВАТ "Електрон-Газ" було вилучено та передано на Дніпропетровський ДМСК 3973 джерела іонізуючого випромінювання.

В Україні не існує технології та обладнання для захоронення ДІВ великої потужності, кількість яких, за попередніми даними, перевищує 1000 одиниць. За часів СРСР такі джерела іонізуючого випромінювання після закінчення строку експлуатації поверталися на підприємства - виробники, розташовані в Росії.

Тому на початку 2000-х було прийнято рішення про будівництво сховища відпрацьованих ДІВ. Зовсім нещодавно 5 жовтня у Чорнобильській зоні відчуження на майданчику комплексу «Вектор» відбулася церемонія відкриття початку будівництва Централізованого сховища відпрацьованих джерел іонізуючого випромінювання [10].

Враховуючи масштаби використання джерел іонізуючого випромінювання в Україні (станом на кінець 90-х років у відкритому вигляді в Україні використовувалися радіоактивні речовини загальною активністю 320 тис. Кі, а в закритому вигляді - ДІВ з сумарним керма-еквівалентом 450 Гр*м²/с), з метою забезпечення загальнодержавного обліку та оперативного контролю за станом та місцезнаходженням ДІВ, в 1997 році Урядом було прийнято рішення про створення Державного регістру джерел іонізуючого випромінювання [1]. На фінансування створення Регістру передбачалося у 1997 - 1998 роках виділити з держбюджету 760 тис. гривень, але через повну відсутність фінансування заплановані роботи не були виконані. На базі Українського державного виробничого підприємства «Ізотоп» (УДВП «Ізотоп») в 1998 році створено окремий підрозділ - Державний регістр джерел іонізуючого випромінювання, який виконуватиме функції головного реєстрового центру Регістру і здійснюватиме зв’язок з мережею обласних реєстрових центрів.