А5.5. Постоянные электрические поля

Постоянные электрические поля (ЭСП) образуются при деформации, дроблении (разбрызгивании) веществ, относительном перемещении двух находящихся в контакте тел, слоев жидких и сыпучих материалов, а также вследствие индукции. Единицей измерения напряженности ЭСП является В/м. Допустимые уровни напряженности электростатических полей установлены в ГОСТ 12.1.045-84 «Электростатические поля. Допустимые уровни на рабочих местах и требования к проведению контроля» и СанПиН 2.2.4.1191-03 «Электромагнитные поля в производственных условиях». Предельно допустимый уровень напряженности электростатических полей равен 60 кВ/м в 1 час. При напряженности электростатических полей менее 20 кВ/м время пребывания не регламентируется.

А5.6. Лазерное излучение

Лазерное излучение - электромагнитное излучение в диапазоне 0,2 - 1000 мкм.

Нормирование лазерного излучения производят в соответствии с СН № 5804-91 «Санитарные нормы и правила устройства и эксплуатации лазеров». Основным нормируемым параметром является энергетическая экспозиция (Н, Дж/см²) облучаемых тканей за определенное время воздействия лазерного излучения. Так для длины волны лазерного излучения от 0,290 мкм до 0,3000 мкм Н = 1х10^-5 Дж/ см². Кроме того, по степени опасности лазерного излучения для обслуживающего персонала лазеры подразделяются на четыре класса:

• класс I (безопасные) – выходное излучение не опасно для глаз;

• класс II (малоопасные) – опасно для глаз прямое или зеркально отраженное излучение;

• класс III (среднеопасные) – опасно для глаз прямое, зеркально, а также диффузно отраженное излучение на расстоянии 10 см от отражающей поверхности и (или) для кожи прямое или зеркально отраженное излучение;

• класс IV (высокоопасные) – опасно для кожи диффузно отраженное излучение на расстоянии 10 см от отражающей поверхности.

ГОСТ 24714-81 Лазеры. Методы измерения параметров излучения. Общие положения

ГОСТ 12.1.040-83 Система стандартов безопасности труда. Лазерная безопасность. Общие положения

А5.7. Ультрафиолетовое излучение

Ультрафиолетовое излучение (УФ) представляет собой электромагнитное излучение в диапазоне между светом и рентгеновским излучением. УФ-излучение от производственных источников (электрические дуги, ртутно-кварцевые горелки, автогенное пламя) может стать причиной острых и хронических поражений, прежде всего глаз и кожи. Интенсивность УФ-излучения нормируется СН 4557-88 «Санитарные нормы ультрафиолетового излучения в производственных помещениях».

А6. Радиационная безопасность (ионизирующие излучения)

Требования к обеспечению радиационной безопасности России регламентируются законом РСФСР «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» от 19 апреля 1991 года и федеральным законом «О радиационной безопасности населения».

Санитарные правила СП 2.6.1.1292-2003 «Гигиенические требования по ограничению облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения»

СП 2.6.1.758-99 «Нормы радиационной безопасности»

Приведем определение радиационной безопасности.

«Радиационная безопасность населения – состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения» (ст. 1).

«Граждане Российской Федерации, иностранные граждане и лица без гражданства, проживающие на территории Российской Федерации, имеют право на радиационную безопасность. Это право обеспечивается за счет проведения комплекса мероприятий по предотвращению радиационного воздействия на организм человека ионизирующего излучения выше установленных норм, правил и нормативов, выполнения гражданами и организациями, осуществляющими деятельность с использованием источников ионизирующего излучения, требований к обеспечению радиационной безопасности» (ст. 22).

Из указанного определения следует, что радиационная безопасность в России рассматривается только применительно к человеку и не рассматривает проблемы радиоактивного загрязнения как вредного фактора по отношению к другим биологическим объектам. Этот вопрос еще, вероятно, будет предметом специальных исследований в будущем. Ранее было подчеркнуто, что безопасность жизнедеятельности обеспечивается одновременной защитой человека и окружающей среды.

На практике требования к обеспечению радиационной безопасности регламентируются «Нормами радиационной безопасности - НРБ-99».

«Нормы радиационной безопасности НРБ-99» распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего излучения на человека:

- облучение персонала и населения в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения;

- облучение персонала и населения в условиях радиационной аварии;

- облучение работников промышленных предприятий и населения природными источниками ионизирующего излучения;

- медицинское облучение населения.

Облучение - воздействие на людей ионизирующего излучения, которое может быть внешним воздействием от источников, находящихся вне тела человека, или внутренним воздействием от источников, попавших внутрь его организма.

Уровень облучения определяется через понятие дозы. Если учитывается количество энергии, переданной ионизирующим излучением единице массы вещества, то это - поглощенная доза. Если при этом учитываются особенности взаимодействия того или иного вида ионизирующего излучения с организмом человека, то это - эквивалентная доза. Мощность дозы характеризует скорость облучения, т.е. скорость увеличения дозы во времени.

Таким образом, поглощенная доза (D) равна отношению средней энергии , переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе вещества dm в этом объеме:

Единица поглощенной дозы - грей (Гр), равная Дж/кг.

Эквивалентная доза (H_{T, R}) - это средняя поглощенная доза (D_{T, R}) в органе или ткани Т, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения W_R:

H_{T, R} = W_R^. D_T.R ,

Если поле излучения состоит из нескольких излучений с различными величинами W_R, то эквивалентная доза определяется в виде:

H_T =

Единицей измерения эквивалентной дозы является специальная единица зиверт (Зв), равная по размерности Дж/кг.

Соответственно мощность поглощенной дозы будет измеряться в Гр/с. а эквивалентной - Зв/с.

Применяется эффективная доза (E), равная

,

где H_T - эквивалентная доза в ткани Т за время ,

W_T - взвешивающий коэффициент для ткани Т.

Используется также эффективная коллективная доза, определяющая полное воздействие излучения на группу людей, оцениваемая в виде:

S =

где E_i - средняя эффективная доза на i-ую подгруппу группы людей,

N_i - число людей в подгруппе.

Основными видами ионизирующих излучений являются:

- альфа-излучение;

- бета-излучение;

- гамма-излучение;

- нейтронное излучение;

Коротко охарактеризуем эти виды излучений.

Альфа-излучение - это поток альфа-частиц (ядер гелия). Потери энергии происходят на очень коротком отрезке, что вызывает усиленные повреждения биологического объекта в этом месте. Пробег в веществе мал (поглощается листом бумаги), поэтому представляет опасность только при поступлении внутрь организма человека.

Бета-излучение - поток электронов с непрерывным спектром. Пробег в воздухе несколько метров, т.к. передача энергии на 1 см пробега невелика. Внутреннее и внешнее облучение примерно одинаково опасно.

Гамма-излучение - электромагнитное излучение в энергетическом диапазоне свыше 1 кэВ. Гораздо слабее поглощается веществом , чем заряженные частицы (альфа и бета частицы). Представляет опасность в случае внешнего облучения.

Нейтронное излучение - поток нейтральных частиц - нейтронов При взаимодействии с веществом образуются заряженные частицы.

Требования по обеспечению радиационной безопасности сформулированы для каждого вида ионизирующего излучения. Суммарная доза от всех видов облучения используется для оценки радиационной обстановки и медицинских последствий.

Взвешивающие коэффициенты W_R для указанных видов излучения равны: для гамма и бета - 1, для альфа-частиц -20, для нейтронов с энергией менее 10 кэВ - 5, для нейтронов с энергией от 2 МэВ до 20 МэВ - 10.

Сформулируем общие положения обеспечения радиационной безопасности в соответствии с НРБ-99.

Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья людей 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, науке и медицине.

“Нормы радиационной безопасности НРБ-99” относятся только к ионизирующему излучению. В “НРБ-99” учтено, что ионизирующее излучение является одним из множества источников риска для здоровья человека, и что риски, связанные с воздействием излучения, не должны соотноситься только с выгодами от его использования, но их следует сопоставлять и с рисками нерадиационного происхождения.

Ионизирующая радиация при воздействии на организм человека может вызвать два вида эффектов, которые клинической медициной относятся к болезням: детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой ожог, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и др.) и стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни) ^* .

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

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

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

- поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения (принцип оптимизации).

В области малых доз (менее 0,5 Зв) индивидуальный и коллективный риск возникновения стохастических эффектов определяется соответственно:

r = p(E) r_E E

R = p(S_E) r_E S_E, где

r, R - индивидуальный и коллективный риск соответственно;

E S_E - индивидуальная и коллективная эффективные дозы соответственно;

p(E), p(S_E) - вероятность событий, создающих дозы E и S_E соответственно;

r_E - коэффициент риска от смертельного рака, серьезных наследственных эффектов и несмертельного рака (приведенного по вреду к последствиям от смертельного рака).

Коэффициент риска равен:

r = 5,6 х 10^-1 1/чел.Зв для профессионального облучения и

r = 7,3 х 10^-2 1/чел.Зв для населения.

Для событий с тяжелыми последствиями от детерминированных эффектов консервативно принимается:

r = p(E)

R = p(S_E)  N,

где N - численность популяции, подвергающейся радиационному воздействию в дозе Е > 0,5 Зв.

Риск потенциального облучения оправдан, если

где V - валовый (полный) доход;

P - затраты на основное производство;

X - затраты на защиту;

 - цена риска - денежный эквивалент единицы риска.

Снижение риска до возможно низкого уровня (оптимизацию) следует осуществлять с учетом двух обстоятельств:

- предел риска регламентирует потенциальное облучение от всех возможных источников. Поэтому для каждого источника при оптимизации устанавливается граница риска;

- при снижении риска потенциального облучения существует минимальный уровень риска, ниже которого риск считается пренебрежимым, и дальнейшее снижение риска не целесообразно.

Предел индивидуального риска для техногенного облучения лиц из персонала принимается 1,0 х 10^-3 за год, а для населения 5,0 х 10^-5 за год.

Уровень пренебрежимого риска разделяет область оптимизации риска и область безусловно приемлемого риска и составляет 10^-6 за год.

Для расчета вероятностных потерь и обоснования расходов на радиационную защиту при реализации принципа оптимизации принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 чел.Зв приводит к потере 1 чел.-года жизни населения.

Для оперативной организации работ с источниками ионизирующих излучений устанавливаются две категории облучаемых лиц:

- персонал;

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

Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:

- основные дозовые пределы (см. таблицу );

- допустимые уровни монофакторного воздействия. Являющиеся производными от основных дозовых пределов: пределы годового поступления, допустимые среднегодовые объемные активности и удельные активности и др.;

- контрольные уровни (устанавливаются администрацией организации для обеспечения требований радиационной безопасности в конкретных условиях).

Таблица “Основные дозовые пределы”

Нормируемые величины	Дозовые пределы
	лица из персонала* (группа А)	лица из населения
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год в хрусталике коже** костях и стопах	150 мЗв 500 мЗв 500мЗв	15 мЗв 50 мЗв 50 мЗв

Примечание:

* Дозы облучения как и все остальные допустимые производные уровни персонала группы Б не должны превышать 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонал приводятся только для группы А.

** Относится к среднему значению в слое толщиной 5 мг/см² под покровным слоем толщиной 5 мг/см². На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см².

Основные дозовые пределы облучения лиц из персонала и населения не включает в себя дозы от природных, медицинских источников ионизирующих излучений и дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

Для обеспечения выполнения требований по радиационной безопасности организуется радиационный контроль. Радиационному контролю подлежат:

- радиационные характеристики источников, выбросов в атмосферу, жидких и твердых отходов:

- радиационные факторы, создаваемые технологическим процессом на рабочих местах и в окружающей среде:

- радиационные факторы на загрязненных территориях в зданиях с повышенным радиационным фоном:

- уровни облучения персонала и населения:

- источники медицинского облучения:

- природные источники.

Основными контролируемыми параметрами являются:

- годовая эффективная доза, годовая эквивалентная доза:

- поступление радионуклидов в организм и их содержание в организме для оценки их поступления:

- объемная или удельная активность радионуклидов в воздухе, воде, продуктах питания, строительных материалах и др.:

- радиоактивное загрязнение кожных покровов, одежды, обуви, рабочих поверхностей:

- мощность дозы внешнего излучения:

- плотность потока частиц и фотонов.

При этом для помещений постоянного пребывания персонала устанавливается допустимая мощность дозы равная 10 мкГр/ч, а для жилых помещений и территорий, где постоянно находятся лица из населения - 0,1 мкГр/ч.

Рассмотрим отдельно проблемы безопасности.

Проблемы обеспечения безопасности атомных электростанций являются достаточно хорошим примером попытки человеческого общества решать некоторую производственную проблему комплексно, то есть одновременно учитывать технологические и экономические требования и требования безопасности. Повышенное внимание к проблематике атомной энергетике обусловлено рядом объективных и субъективных причин. Среди этих субъективных причин – новизна и непривычность атомной энергии для человека. Привычный самолет уносит в результате аварий достаточно много жизней, однако не выдвигаются требования создать самолет, способный планировать при отказе моторов. Аварийность автотранспорта и, особенно их тяжесть, можно было бы существенно снизить только за счет ограничения скорости движения (например, путем снижения мощности мотора). Однако так вопрос даже не ставится. Более того, человек, панически вздрагивающий при слове атомная электростанция, спокойно посещает рентгеновский кабинет столько раз, сколько ему указывает врач.

Тем не менее, во всех случаях организации той или иной производственной деятельности следует стремиться именно к комплексному подходу оценки ее безопасности. Поэтому стоит рассмотреть пример проблем атомной энергетики более подробно.

В атомной энергетике действует “Сводный перечень правил и норм в области атомной энергетики” (СППНАЭ- 87), формирующий нормативную базу обеспечения безопасности атомных станций и судовых ядерных энергетических установок. В этот перечень входят документы, регламентирующие:

• общие принципы и критерии обеспечения безопасности;

• правила и нормы радиационной безопасности;

• размещение и концентрацию мощностей АЭС;

• проектирование АЭС;

• конструирование, изготовление и эксплуатацию оборудования и трубопроводов АЭС;

• устройство и эксплуатацию систем управления технологическими процессами АЭС;

• устройство и эксплуатацию систем надежного электроснабжения АЭС;

• строительство АЭС;

• организацию контроля загрязненной природной среды в районе расположения АЭС;

• учет ядерных делящихся материалов

и ряд других.

Таким образом, вопросы технологии, экономики и безопасности рассматриваются комплексно, начиная с момента выбора места строительства будущей станции и заканчивая проблемой утилизации образовавшихся отходов.

В реальной жизни эти вопросы не всегда решаются оптимально, но это не тема данного курса.

Примером комплексного подхода является использование принципа внутренней самозащищенности, то есть способности обеспечивать безопасность на основе естественных обратных связей и процессов, заложенных в самой технологии АЭС. Например, режим нормальной эксплуатации АЭС должен не только обеспечивать работоспособность при всех режимах, но и обеспечивать способность противостоять развитию режимов в опасном направлении, способность подавлять опасные тенденции и обеспечивать возврат в область стабильного функционирования.

Безопасность АЭС рассчитывается как для условий нормальной эксплуатации, так и для аварийных ситуаций. Расчет мер на случай аварии проводится с учетом вероятности аварии, возможного ущерба в результате аварии и с учетом затрат на предотвращение аварии и уменьшения возможного ущерба.

А7. Механическое движение машин и механизмов

А6. Механические движения машин и механизмов.

Металлообрабатывающие станки, подъемные и транспортные механизмы и многое другое являются источником повышенной опасности для работающих. Основным приемом повышения безопасности является автоматизация производства, но полностью исключить человека из производственных процессов не всегда возможно. В этом случае используют сигнализацию, защитные, оградительные и предохранительные устройства.

Средства сигнализации (звуковые, световые, цветовые и комбинированные) предупреждают работающих о пуске или остановке оборудования, о возникшей аварийной ситуации и пр.

Защитные устройства предохраняют работающего от травмирования отлетающими осколками или брызгами (экраны)

Оградительные устройства служат для ограждения стационарной опасной зоны или для локализации возникшей опасной зоны. Соответственно оградительные устройства могут быть стационарные (съемные и несъемные), подвижные и полуподвижные. Полуподвижные оградительные устройства крепятся к неподвижной части агрегата, но сами обладают подвижностью, например, типа гармошки, для ограждения подвижной части агрегата.

Предохранительные устройства предупреждают возникновение опасных или аварийных ситуаций путем нормализации параметров технологического процесса или отключения устройства. Например, это блокираторы, ограничители, предохранители и т.п.

А8. Загрязненность воздуха

Выделим механическое и химическое загрязнение.

СанПиН 2.1.6.1032-01 «Гигиенические требования к обеспечению качества атмосферного воздуха населенных мест»

СанПиН 2.2.4.1294-03 «Гигиенические требования к аэроионному составу воздуха производственных и общественных помещений»