Глава 22 основы радиационной безопасности

Радиационная безопасность регулируется законодательными документами регламентирующими обеспечение безопасных условий труда для персонала и жизнедеятельности для населения. Основными документами являются: Санитарные правила СП 2.6.1.758-99 «Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99)»; Федеральный закон «О радиационной безопасности населения» N 3-ФЗ от 09.01.96 г.; Санитарные правила СП 2.6.1.799-99 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99)», введены в действие 1 сентября 2000 г; Санитарные правила СП 2.6.6.1168-02 «Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002)».

Нормы радиационной безопасности НРБ-99 (далее - Нормы) применяются для обеспечения безопасности человека условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения; в результате радиационной аварии; при медицинском облучении воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.

ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических разрядов разных знаков, называется ионизирующим. При этом различают корпускулярное и фотонное ионизирующее излучение.

Корпускулярное ионизирующее излучение - поток элементарных частиц с массой покоя, отличной от нуля, образующихся при радиоактивном распаде, ядерных превращениях, либо генерируемых на ускорителях. К нему относятся:  - и -частицы, нейтроны (п), протоны (р) и др.

-Излучения - это поток частиц, являющихся ядрами атома гелия и обладающих двумя единицами заряда. Энергия  - частиц, испускаемых различными радионуклидами, лежит в пределах 2 - 8 Мэв. При этом все ядра данного радионуклида испускают  - частицы, обладающие одной и той же энергией.

 - Излучение - это поток электронов или позитронов. При распаде ядер  - активного радионуклида, в отличие от  - распада, различные ядра данного радионуклида испускают  - частицы различной энергии, поэтому энергетический спектр  - частиц непрерывен. Средняя энергия ( - спектра составляет примерно 0,3 Е_max. Максимальная энергия  - частиц у известных в настоящее время радионуклидов может достигать 3,0—3,5 Мэв.

Нейтроны (нейтронное излучение) - нейтральные элементарные частицы. Поскольку нейтроны не имеют электрического заряда, при прохождении через вещество они взаимодействуют различным образом только с ядрами атомов. В результате этих процессов образуются либо заряженные частицы (ядра отдачи, протоны, дейтроны), либо  - излучение, вызывающие ионизацию.

Фотонное излучение - поток электромагнитных колебаний, которые распространяются в вакууме с постоянной скоростью 300000 км/с. К нему относятся  - излучение, характеристическое, тормозное и рентгеновское излучение, которые различаются условиями образования, а также свойствами: длиной волны и энергией.

Так,  - излучение испускается при ядерных превращениях или при аннигиляции частиц.

Характеристическое излучение - фотонное излучение с дискретным спектром, испускаемое при изменении энергетического состояния атома, обусловленного перестройкой внутренних электронных оболочек.

Тормозное излучение - связано с изменением кинетической энергии заряженных частиц. Имеет непрерывный спектр и возникает в среде, окружающей источник  - излучения, в рентгеновских трубках, в ускорителях электронов и т. п.

Рентгеновское излучение - совокупность тормозного и характеристического излучений, диапазон энергии фотонов которых составляет 1 Кэв - 1 Мэв.

Излучения характеризуются по их ионизирующей и проникающей способности.

Ионизирующая способность излучения определяется удельной ионизацией, т. е. числом пар ионов, создаваемых частицей в единице объема, массы среды или на единице длины пути.

Проникающая способность излучений определяется величиной, пробега. Пробегом называется путь, пройденный частицей в веществе до ее полной остановки, обусловленной тем или иным видом взаимодействия.

Таблица 1

Сравнительные характеристики некоторых видов излучения

Характеристика излучения	 - излучение	 - излучение	Фотонное излучение
Ионизирующая способность, число пар ионов на 1 см пути в воздухе	25 – 60 тыс	100	Вещество ионизируют вторичные электроны
Проникающая способность, длина свободного пробега	Несколько см	Несколько м	

Прохождение фотонного излучения через вещество вообще не может быть охарактеризовано понятием пробега, к нему применяется показатель ослабления потока электромагнитного излучения в веществе, характеризующийся коэффициентом ослабления , который зависит от энергии излучения и свойств вещества и подчиняется экспоненциальному закону. Особенность экспоненциальных кривых состоит в том, что они не пересекаются с осью абсцисс. Это значит, что какой бы ни была толщина слоя вещества, нельзя полностью поглотить поток фотонного излучения, а можно только ослабить его интенсивность в любое число раз.

БИОЛОГИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

При воздействии ионизирующего излучения на организм человека в тканях могут происходить сложные физические и биологические процессы. В результате ионизации живой ткани происходит разрыв молекулярных связей и изменение химической структуры различных соединений, что в свою очередь приводит к гибели клеток.

Существенную роль в формировании биологических последствий играют продукты радиолиза воды, которая составляет 60 - 70% массы биологической ткани. Под действием ионизирующего излучения на воду образуются свободные радикалы Н и ОН, а в присутствии кислорода также свободный радикал гидропероксида (НО₂) и пероксида водорода (Н₂О₂), являющиеся сильными окислителями. Продукты радиолиза вступают в химические реакции с молекулами тканей, образуя соединения, не свойственные здоровому организму. Это приводит к нарушению отдельных функций или систем, а также жизнедеятельности организма в целом.

Интенсивность химических реакций, индуцированных свободными радикалами, повышается и в них вовлекаются многие сотни и тысячи молекул, не затронутых облучением. Например, смертельная доза ионизирующего излучения, которая для млекопитающих равна 5 Гй (500 рад), соответствует поглощенной энергии излучения 5 Дж/кг. Если эту энергию подвести в виде тепла, то она нагрела бы тело едва ли на 0,001 С. Это тепловая энергия, заключенная в стакане горячего чая.

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

Нарушения биологических процессов могут быть либо обратимыми, когда нормальная работа клеток облученной ткани полностью восстанавливается, либо необратимыми, ведущими к поражению отдельных органов или всего организма и возникновению лучевой болезни.

Различают две формы лучевой болезни - острую и хроническую. Острая форма возникает в результате облучения большими дозами в короткий промежуток времени. При дозах порядка тысяч рад поражение организма может быть мгновенным («смерть под лучом»). Острая лучевая болезнь может возникнуть и при попадании внутрь организма больших количеств радионуклидов.

Хронические поражения развиваются в результате систематического облучения дозами, превышающими предельно допустимые (ПДД).

Изменения в состоянии здоровья называются соматическими эффектами, если они проявляются непосредственно у облученного лица, и наследственными, если они проявляются у его потомства.

В нормах радиационной безопасности в качестве единицы времени, используется год, и как следствие этого, понятие годовой дозы излучения.

В связи с тем, что при хроническом облучении в малых дозах неблагоприятный биологический эффект обусловлен суммарной дозой облучения, вне зависимости от того, получена она за 1 день, за 1 с или за 50 лет, нормы регламентируют только годовую ПДД. Это значит, что разрешается в случае необходимости одноразовое облучение отдельных лиц персонала в дозе, равной ПДД. Регламентация только годовой дозы позволяет правильно организовать работу в радиационноопасных условиях, особенно при ремонтных работах, ликвидации последствий» связанных с нарушением технологического процесса и т. д.

ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ВЕЛИЧИНЫ И ЕДИНИЦЫ ИХ ИЗМЕРЕНИЯ

Действие ионизирующего излучения на вещество проявляется в ионизации и возбуждении атомов и молекул, входящих в состав вещества. Количественной мерой этого воздействия служит поглощенная доза Д - средняя энергия, переданная излучением единице массы вещества. Единица поглощенной дозы - грей (Гй); 1 Гй = 1 Дж/кг. На практике применяется внесистемная единица - 1 рад = 100 эрг/г = 1  10^-2 Дж/кг = 0,01 Гй.

Поглощенная доза излучения зависит от свойств излучения и поглощающей среды.

Для заряженных частиц (, , протонов), быстрых нейтронов и некоторых других излучений, когда основными процессами их взаимодействия с веществом являются ионизация и возбуждение, поглощенная доза служит однозначной характеристикой ионизирующего излучения по его воздействию на среду.

В качестве характеристики рентгеновского и  - излучений по эффекту ионизации используют экспозиционную дозу. Экспозиционная доза выражает энергию фотонного излучения, преобразованную в кинетическую энергию вторичных электронов, производящих ионизацию в единице массы атмосферного воздуха.

За единицу экспозиционной дозы рентгеновского и  - излучений принимают кулон на килограмм (Кл/кг). Это такая доза излучения, при воздействии которой на 1 кг сухого атмосферного воздуха при нормальных условиях образуются ионы, несущие 1 Кл электричества каждого знака.

На практике широко используется внесистемная единица экспозиционной дозы - рентген. 1 рентген (Р) - экспозиционная доза рентгеновского и  - излучений, при которой в 0,001293 г (1 см3) воздуха при нормальных условиях образуются ионы, несущие заряд в одну электростатическую единицу количества электричества каждого знака. 1 Р = 2,58 • 10^-4 Кл/кг.

Экспозиционную дозу продолжают использовать в практике радиационной безопасности. Соотношение между рентгеном и поглощенной дозой следующее при экспозиционной дозе в 1 Р вторичными электронами расходуется 88 эрг в 1 г воздуха. Величины 88 эрг/г воздуха и 0,114 эрг/см3 воздуха называют энергетическими эквивалентами рентгена.

Поглощенная в каком-либо веществе доза рентгеновского и  - излучения может быть рассчитана по экспозиционной дозе с помощью следующего соотношения: Д(Гй) = 8,8 • 10^-3 /_в • Д(Р),

где  и _в - массовые коэффициенты ослабления (см²/г) для исследуемого вещества и воздуха соответственно.

Повреждение тканей вызываемых различными ионизирующими излучениями связано не только с количеством поглощенной энергии, но и с ее пространственным распределением, характеризуемым линейной плотностью ионизации. Чем выше линейная плотность ионизации (линейная передача энергии частиц в среде на единицу длины пути (ЛПЭ), тем больше степень биологического повреждения. Для учета этого эффекта, введено понятие эквивалентной дозы Н, которая определяется равенством:

Н = Д • Q

где Д - поглощенная доза; Q - безразмерный коэффициент качества, характеризующий зависимость биологических неблагоприятных последствий облучения человека в малых дозах от полной ЛПЭ облучения (для  и  - излучений Q = 1, нейтронов с энергией <20 КэВ – 3, с энергией <10 МэВ – 10, -излучения с энергией <10 МэВ – 20).

Эквивалентная доза - мера биологического действия на конкретного человека, т. е. она является индивидуальным критерием опасности, обусловленным ионизирующим излучением.

Единица измерения эквивалентной дозы - зиверт (Зв). 1 Зв = 1 Гй/Q = l Дж/кг. Зиверт равен эквивалентной дозе излучения, при которой поглощенная доза равна 1 Гй при коэффициенте качества Q, равном единице.

Применяется также специальная единица эквивалентной дозы - бэр (биологический эквивалент рада); 1 бэр = 0,01 Зв. Бэром называется такое количество энергии, поглощенное 1 г биологической ткани, при котором наблюдается тот же биологический эффект, что и при поглощенной дозе излучения 1 рад рентгеновского и  - излучений, имеющих Q = l.

Поглощенная, экспозиционная и эквивалентная дозы, отнесенные к единице времени, носят название мощности соответствующих доз.

Для характеристики скорости радиоактивного распада пользуются понятием периода полураспада Т_1/2, т. е. временем, в течение которого распадается половина первоначального числа ядер данного радионуклида.

Период полураспада значительного числа радиоактивных изотопов измеряется часами и сутками, его необходимо знать для оценки радиационной опасности во времени в случае аварийного выброса в окружающую среду радиоактивного вещества, выбора метода дезактивации, а также при переработке радиоактивных отходов и последующем их захоронении. (Период полураспада нуклидов приведен в НРБ - 99). О числе радионуклидов судят по их активности.

Активность препарата - это мера количества радиоактивного вещества. Определяется активность числом распадающихся атомов в единицу времени, т. е. скоростью распада ядер радионуклида.

Единицей измерения активности является одно ядерное превращение в секунду. В системе единиц СИ она получила название беккерель (Бк).

За внесистемную единицу активности принята кюри (Ки) - активность такого числа радионуклида, в котором происходит 3,7 • 10¹⁰ актов распада в секунду.

Обеспечения радиационной безопасности

Основными принципами обеспечения радиационной безопасности являются:

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

- принцип обоснования - запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда;

- принцип оптимизации - поддержание на возможно низком и достижимом уровне индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения.

При радиационной аварии система радиационной безопасности населения основывается на следующих принципах:

- предполагаемые мероприятия по ликвидации последствий радиационной аварии должны приносить больше пользы, чем вреда;

- виды и масштаб деятельности по ликвидации последствий радиационной аварии должны быть реализованы таким образом, чтобы польза от снижения дозы ионизирующего излучения была максимальной.

Мероприятия по обеспечению радиационной безопасности

Радиационная безопасность обеспечивается: проведением комплекса мер правового, организационного, инженерно-технического, санитарно-гигиенического, медико-профилактического, воспитательного и образовательного характера; информированием населения о радиационной обстановке и мерах по обеспечению радиационной безопасности; обучением населения в области обеспечения радиационной безопасности.

НРБ-99 установлены следующие категории облучаемых лиц:

- персонал (группы А и Б) т.е. лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);

- все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности (т.е. вне работы с источниками излучения).

Для облучаемых лиц установлены три основные класса гигиенические нормативов облучения на территории Российской Федерации в результате использования источников ионизирующего излучения:

- основные пределы доз (ПД) - величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне (табл. 2);

- допустимые уровни монофакторного воздействия;

- контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и др.). Их значения должны учитывать достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Таблица 2

Основные пределы доз

	Пределы доз
Нормируемые величины	Персонал (группа А)	Население
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 глаза; коже, кистях и стопах	150 мЗв 500 мЗв	15 мЗв 50 мЗв

Основные пределы доз и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А.

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) - 70 мЗв. Начало периодов вводится с 1 января 2000 года.

При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать пределов доз, установленных в табл. 2.

Планируемое облучение персонала группы А выше установленных пределов доз (табл. 2) при ликвидации или предотвращении аварии может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей или предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, немедленно выводятся из зоны облучения и направляются на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.

Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, должны быть оформлены и допущены к работам как персонал группы А.

Эффективная доза облучения природными источниками излучения всех работников, включая персонал, не должна превышать 5 мЗв в год в производственных условиях (любые профессии и производства).

Радиационная безопасность населения достигается путем ограничения воздействия от всех основных видов облучения.

Дозовые пределы, установленные «НРБ - 99», не включают дозу, получаемую пациентом при медицинском обследовании и лечении, и дозу, обусловленную естественным радиационным фоном.

Индивидуальные дозы облучения персонала предприятий и объектов атомной промышленности и ядерной энергетики в России повсеместно ниже установленной предельно допустимой дозы. У персонала различных АЭС средняя годовая доза не превышает 10 мЗв (1 бэр). Среднеарифметическая доза у различных профессиональных групп, работающих с источниками ионизирующих излучений, держится на уровне 0,1 ПДД, т, е. 5 мЗв (0,5 бэр).

Естественный фон излучения - ионизирующее излучение, состоящее из космического излучения и излучения естественно распределенных природных радиоактивных веществ (на поверхности Земли, в приземной атмосфере, в продуктах питания, в воде, в организме человека и др.). Естественный фон внешнего излучения на территории России создает мощность экспозиционной дозы 40 - 200 мР/год.

Для решения практических вопросов обеспечения радиационной безопасности, осуществления текущего контроля радиационной обстановки, проектирования систем защиты от облучения персонала и населения нормы регламентируют также допустимые уровни (ДУ). ДУ установлены для различных категорий облучаемых лиц с учетом характера возможного облучения - внешнего и внутреннего. Установление и соблюдение допустимых уровней облучения обеспечивает непревышение нормированных основных дозовых пределов.

Установленные в НРБ - 99 контрольные уровни (КУ) предназначены для планирования мероприятий радиационной защиты и оперативного контроля радиационной обстановки. КУ устанавливаются только для тех радиационных факторов, которые присущи данному предприятию (учреждению), на основе реально сложившейся там радиационной обстановки.

Цель установления контрольных уровней - предотвратить превышение облучения и уменьшить дозовую нагрузку на персонал. Как правило, контрольные уровни ниже допустимых уровней. КУ рекомендуется устанавливать настолько низкими, насколько это достижимо на практике, с учетом конкретных условий производства.

Превышение допустимых и контрольных уровней служит сигналом об ухудшении радиационной обстановки и необходимости принять соответствующие меры для ее нормализации.

ОРГАНИЗАЦИЯ РАБОТЫ С РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ И ИСТОЧНИКАМИ ИЗЛУЧЕНИИ

При работе с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений первоочередное значение приобретает правильная организация труда, обеспечивающая безопасность обслуживающего персонала и всего населения в целом. Правильно организовать работу с радиоактивными веществами - это значит предусмотреть комплекс мероприятий, обеспечивающих радиационную безопасность, т. е. создание условий, при которых уровни излучения от источников внутреннего и внешнего облучения не будут превышать регламентируемые дозовые пределы для соответствующих критических органов. К таким мероприятиям относятся: защита от внешних потоков излучения, предотвращение распространения радионуклидов в рабочие помещения и внешнюю среду, соответствующая планировка и отделка помещений, организация необходимого радиационного контроля и санитарно-пропускного режима, обеспечение необходимых условий транспортирования радиоактивных веществ, сбора и захоронения радиоактивных отходов, использование средств индивидуальной защиты, проведение дезактивационных работ, а также устройство вентиляции, пылегазоочистки, отопления, водоснабжения и канализации, предусмотренных для помещений, в которых проводятся работы с радиоактивными веществами, установление соответствующих режимов труда и т. д.

Общие требования. Радиационный объект (источник излучения) до начала его эксплуатации принимается комиссией в составе представителей организации, органов государственного надзора за радиационной безопасностью. Комиссия устанавливает соответствие принимаемого объекта проекту, требованиям действующих норм и правил, необходимым условиям сохранности источников излучения, на основе чего принимается решение о возможности эксплуатации объекта.

Деятельность организаций, связанная с использованием источников излучения допускается только при наличии соответствующей лицензии и санитарно-эпидемиологического заключения о соответствии условий работы с источниками излучения (физическими факторами воздействия на человека) санитарным правилам, действительное на срок не более пяти лет.

Работа с источниками излучения разрешается только в помещениях, указанных в санитарно-эпидемиологическом заключении. Проведение работ, не связанных с применением источников излучения, в этих помещениях допускается только в случае, если они вызваны производственной необходимостью. На дверях каждого помещения должны быть указаны его назначение, класс проводимых работ с открытыми источниками излучения и знак радиационной опасности.

Оборудование, контейнеры, упаковки, аппараты, передвижные установки, транспортные средства, содержащие источники излучения, должны иметь знак радиационной опасности. Допускается не наносить знак радиационной опасности на оборудование в помещении, которое имеет знак радиационной опасности.

К моменту получения источника излучения эксплуатирующая организация утверждает список лиц, допущенных к работе с ним, обеспечивает их необходимое обучение и инструктаж, назначает приказом по организации лиц, ответственных за учет и хранение источников излучения, за организацию сбора, хранения и сдачу радиоактивных отходов, за производственный контроль за радиационной безопасностью.

К работе с источниками излучения (персонал группы А) допускаются лица, не моложе 18 лет, не имеющие медицинских противопоказаний. Перед допуском к работе с источниками излучения персонал проходит обучение, инструктаж и проверку знаний правил безопасности ведения работ и действующих инструкций. Проверка знаний правил безопасности работы проводится комиссией до начала работ и периодически, не реже одного раза в год, а руководящего состава - не реже 1 раза в 3 года. Лица, не удовлетворяющие квалификационным требованиям, к работе не допускаются.

Работа с закрытыми источниками излучения и устройствами, генерирующими ионизирующее излучение

Источники ионизирующего излучения подлежат периодическому контролю на герметичность; их использование не допускается в случае нарушения герметичности, а также по истечении установленного срока эксплуатации.

Устройство, в которое помещен закрытый источник излучения, должно быть устойчивым к механическим, химическим, температурным и другим воздействиям, иметь знак радиационной опасности.

В нерабочем положении закрытые источники излучения находятся в защитных устройствах, а установки, генерирующие ионизирующее излучение обесточены.

Для извлечения закрытого источника излучения из контейнера пользуются дистанционным инструментом или специальными приспособлениями. При работе с источником излучения, извлеченным из защитного контейнера, применяются защитные экраны и манипуляторы, а при работе с источником излучения, создающим мощность дозы более 2 мГр/ч на расстоянии 1 м, - специальные защитные устройства (боксы, шкафы и др.) с дистанционным управлением.

Рабочая часть стационарных аппаратов и установок с неограниченным по направлению пучком излучения размещается в отдельном помещении (преимущественно в отдельном здании или отдельном крыле здания); материал и толщина стен, пола, потолка этого помещения при любых положениях источника излучения и направлении пучка должны обеспечивать ослабление первичного и рассеянного излучения до допустимых значений.

Пульт управления таким аппаратом размещается в отдельном от источника излучения помещении. Входная дверь в помещение, где находится аппарат блокируется с механизмом перемещения источника излучения или с включением высокого (ускоряющего) напряжения так, чтобы исключить возможность случайного облучения персонала.

Помещения, где проводятся работы на стационарных установках с закрытыми источниками излучения, оборудуются системами блокировки и сигнализации о положении источника (блока источников). Кроме того, предусматриваются устройства для принудительного дистанционного перемещения источника излучения в положение хранения в случае отключения энергопитания установки или любой другой нештатной ситуации.

При подводном хранении закрытых источников излучения предусматриваются системы автоматического поддержания уровня воды в бассейне, сигнализации об изменении уровня воды и о повышении мощности дозы в рабочем помещении.

При использовании приборов с закрытыми источниками излучения и устройств, генерирующих ионизирующее излучение, вне помещений или в общих производственных помещениях исключается доступ посторонних лиц к источникам излучения и обеспечивается сохранность источников.

В целях обеспечения радиационной безопасности персонала и населения следует: направлять излучение в сторону земли или туда, где отсутствуют люди; удалять источники излучения от обслуживающего персонала и других лиц на возможно большее расстояние; ограничивать время пребывания людей вблизи источников излучения; вывешивать знак радиационной опасности и предупредительные плакаты, которые должны быть отчетливо видны с расстояния не менее 3 м.

Работа с открытыми источниками излучения (радиоактивными веществами)

Радионуклиды как потенциальные источники внутреннего облучения разделяются по степени радиационной опасности на четыре группы в зависимости от минимально значимой активности (МЗА): группа А - радионуклиды с минимально значимой активностью 10³ Бк; группа Б – 10⁴ – 10⁵ Бк; группа В – 10³ – 10⁷ Бк; группа Г – 10⁸ Бк и более.

Принадлежность радионуклида к группе радиационной опасности устанавливается в соответствии с НРБ-99. Короткоживущие радионуклиды с периодом полураспада менее 24 ч относятся к группе Г.

Все работы с использованием открытых источников излучения разделяются на три класса в зависимости от группы радиационной опасности радионуклида и его активности на рабочем месте. Класс работ определяет требования к размещению и оборудованию помещений, в которых проводятся работы с открытыми источниками излучения.

Суммарная активность на рабочем месте приведенная к группе А, для I класса работ составляет более 10⁸ Бк; II - 10⁵ - 10⁸; III – 10³ – 10⁵.

Комплекс мероприятий по радиационной безопасности при работе с открытыми источниками излучения должен обеспечивать защиту персонала от внутреннего и внешнего облучения, ограничивать загрязнение воздуха и поверхностей рабочих помещений, кожных покровов и одежды персонала, а также объектов окружающей среды - воздуха, почвы, растительности и др. как при нормальной эксплуатации, так и при проведении работ по ликвидации последствий радиационной аварии.

Ограничение поступления радионуклидов в рабочие помещения и окружающую среду обеспечивается использованием системы статических (оборудование, стены и перекрытия помещений) и динамических (вентиляция и газоочистка) барьеров.

В организациях, в которых проводится работа с открытыми источниками излучения, помещения для каждого класса работ следует сосредоточить в одном месте. В тех случаях, когда в организации ведутся работы по всем трем классам, помещения должны быть разделены в соответствии с классом проводимых в них работ.

Работы III класса проводятся в отдельных помещениях, соответствующих требованиям, предъявляемым к химическим лабораториям, в которых предусмотрено устройство приточно-вытяжной вентиляции. Работы, связанные с возможностью радиоактивного загрязнения воздуха (операции с порошками, упаривание растворов, работа с эманирующими и летучими веществами и др.), должны проводиться в вытяжных шкафах.

Работы II класса проводятся в помещениях, скомпонованных в отдельной части здания изолированно от других помещений. При планировке выделяются помещения постоянного и временного пребывания персонала, в составе которых входит санпропускник или саншлюз. Помещения для работ II класса оборудуются вытяжными шкафами или боксами.

Работы I класса проводятся в отдельном здании или изолированной части здания с отдельным входом только через санпропускник. Рабочие помещения оборудуются боксами, камерами, каньонами или другим герметичным оборудованием. Помещения разделяются на три зоны:

1 зона - необслуживаемые помещения, где размещаются технологическое оборудование и коммуникации, являющиеся основными источниками излучения и радиоактивного загрязнения. Пребывание персонала в необслуживаемых помещениях при работающем технологическом оборудовании не допускается;

2 зона - периодически обслуживаемые помещения, предназначенные для ремонта оборудования, других работ, связанных с вскрытием технологического оборудования, размещения узлов загрузки и выгрузки радиоактивных материалов, временного хранения сырья, готовой продукции и радиоактивных отходов;

3 зона - помещения постоянного пребывания персонала в течение всей смены (операторские, пульты управления и др.).

Для исключения распространения радиоактивного загрязнения между зонами оборудуются саншлюзы.

Для снижения уровней внешнего облучения персонала от открытых источников излучения используются системы автоматизации и дистанционного управления, экранирование источников излучения и сокращение времени рабочих операций, предусматривается комплекс мероприятий по дезактивации производственных помещений и оборудования.

Производственные операции с радиоактивными веществами в камерах и боксах выполняются дистанционными средствами или с использованием перчаток, герметично вмонтированных в фасадную стенку. Загрузка и выгрузка перерабатываемой продукции, оборудования, замена камерных перчаток и манипуляторов производится без разгерметизации камер или боксов.

Количество радиоактивных веществ на рабочем месте должно быть минимально необходимым для работы. При возможности выбора радиоактивных веществ следует использовать вещества с меньшей группой радиационной опасности (удельной активностью), порошки заменять растворами.

Число операций, при которых возможно радиоактивное загрязнение помещений и окружающей среды (пересыпание порошков, возгонка и т.п.), следует сводить к минимуму. При ручных операциях с радиоактивными растворами используют автопипетки или пипетки с грушами.

Организация работ с открытыми источниками должна быть направлена на минимизацию радиоактивных отходов, образующихся при технологических процессах (операциях).

Для ограничения загрязнения рабочих поверхностей, оборудования и помещений при работах с радиоактивными веществами в лабораторных условиях следуют пользоваться лотками и поддонами, выполненными из слабосорбирующих материалов, пластикатовыми пленками, фильтровальной бумагой и другими материалами разового пользования.

Санитарно-техническое обеспечение работ с открытыми источниками излучения

При работе с открытыми источниками излучения вентиляционные и воздухоочистные устройства должны обеспечивать защиту от радиоактивного загрязнения воздуха рабочих помещений и атмосферного воздуха. Рабочие помещения, вытяжные шкафы, боксы, каньоны и другое технологическое оборудование устраиваются так, чтобы поток воздуха был направлен из менее загрязненных пространств к более загрязненным.

Удаляемый из укрытий, боксов, камер, шкафов и другого оборудования загрязненный воздух перед выбросом в атмосферу подвергается очистке. Фильтры и аппараты устанавливают непосредственно у мест отсоса с тем, чтобы максимально снизить загрязнение систем магистральных воздухоотводов. Разбавление загрязненного воздуха до его очистки запрещено.

Снижение объемной активности радиоактивных веществ в атмосферном воздухе в месте приземления факела до значений, не превышающих квоты предела дозы для населения обеспечивается высотой вытяжных труб.

Разрешается удалять воздух во внешнюю среду без очистки, если его суммарный выброс за год не превысит установленного для организации допустимого значения выброса.

В зданиях, где для работ с открытыми источниками излучения отводится только часть общей площади, предусматриваются раздельные системы вентиляции для помещений, где ведутся работы с радиоактивными веществами, и для помещений, не связанных с применением этих веществ.

В герметичных камерах и боксах при закрытых проемах должно обеспечиваться разрежение не менее 20 мм водяного столба. Расчетная скорость движения воздуха в рабочих проемах вытяжных шкафов и укрытий должна приниматься равной 1,5 м/с.

Пылегазоочистное оборудование размещают в изолированных помещениях, вход и выход из которых осуществляется через саншлюз.

В помещениях для работ I класса и отдельных работ II класса предусматривается подача воздуха к шланговым изолирующим индивидуальным средствам защиты персонала (пневмокостюмам, пневмошлемам, шланговым противогазам), а также возможность подключения передвижных вытяжных установок к системам вытяжной вентиляции.

Для повторного использования в технологических целях предусматривается специальная система канализации по дезактивации сточных вод. Очистные сооружения располагают в специальном помещении или на выгороженном участке территории и обеспечивают средствами контроля за количеством и активностью сточных вод.

Приемники для слива радиоактивных растворов (раковины, трапы и др.) изготавливают из коррозионно-стойких материалов или легко дезактивируемых коррозионно-стойкие покрытий. Конструкция приемников должна исключать возможность разбрызгивания растворов.

Санпропускники и саншлюзы

Санпропускник размещают в здании, в котором проводятся работы с открытыми источниками излучения или в отдельной части здания, соединенной с производственным корпусом (лабораторией) закрытой галереей.

В состав санпропускника входят: душевые, гардеробная домашней одежды, гардеробная спецодежды, помещения для хранения средств индивидуальной защиты, пункт радиометрического контроля кожных покровов и спецодежды, кладовая грязной спецодежды, кладовая чистой спецодежды, туалетные комнаты.

Планировка санпропускника обеспечивает раздельное прохождение персонала в рабочие помещения и в обратном направлении по разным маршрутам.

Стационарные саншлюзы размещаются между 2-ой и 3-ей зонами рабочих помещений. В зависимости от объема и характера проводимых работ в саншлюзах предусматриваются: места для переодевания, хранения и предварительной дезактивации дополнительных средств индивидуальной защиты; пункт радиационного контроля; умывальники.

Кладовая для грязной спецодежды имеет отдельный выход на улицу, чтобы обеспечить закрытую транспортировку одежды, направляемой в стирку, минуя чистые помещения, и располагается вблизи пунктов радиометрического контроля и гардеробной загрязненной спецодежды. Сортировка спецодежды производится по ее виду и степени радиоактивного загрязнения.

Помещения для хранения и выдачи средств индивидуальной защиты (фартуки, очки, респираторы, дополнительная обувь) размещаются в чистой зоне, между гардеробной чистой спецодежды и рабочими помещениями.

Пункт радиометрического контроля кожных покровов размещается между душевой и гардеробной домашней одежды.

Защита от внешних потоков излучения. При работах с закрытыми источниками, т. е. радиоактивными источниками излучения, устройство которых исключает попадание радиоактивных веществ в окружающую среду, - персонал может подвергаться только внешнему облучению.

Защита от внешнего облучения достигается изменением фактора времени, изменением расстояния до источника и экранированием.

Продолжительность пребывания работника в опасной зоне воздействия ионизирующего излучения ограничивается временем, в течение которого он получает дозу, не превышающую допустимую.

В общем случае интенсивность излучения изменяется обратно пропорционально квадрату расстояния. Соблюдая необходимое расстояние, можно во многих случаях избежать защитных экранов, которые обычно создают определенные неудобства при работе. Для увеличения расстояния; между работающим и источником излучения на практике широко применяется дистанционное управление.

Безопасность работ с ионизирующими излучениями обеспечивается также созданием защитных экранов, толщину которых рассчитывают на основе законов ослабления излучений в веществе экрана или определяют по справочным таблицам и номограммам.

К стационарным защитным ограждениям относятся: защитные стены, перекрытия пола и потолка, двери, смотровые окна и др. К передвижным защитным устройствам относятся: различного типа ширмы и экраны, разборные устройства из свинцовых блок-кирпичей; тубусы и диафрагмы установок и приборов, ограничивающие поток лучей; контейнеры для транспортирования радиоактивных веществ.

Надежность защитных экранов контролируют дозиметрическими приборами.

Защита от внутреннего облучения требует исключения контакта с радиоактивными веществами в открытом виде, предотвращения попадания их внутрь организма, в воздух рабочей зоны, а также предотвращения радиоактивного загрязнения рук, одежды, поверхностей помещения и оборудования.

Под внутренним облучением понимают воздействие на организм ионизирующего излучения от открытого источника, находящегося внутри тела.

Методы и средства индивидуальной защиты и личной гигиены

Все работающие с источниками излучения обеспечиваются средствами индивидуальной защиты в соответствии с видом и классом работ.

При работах с радиоактивными веществами в открытом виде I класса и при отдельных работах II класса персонал должен иметь комплект основных средств индивидуальной защиты.

Основной комплект средств индивидуальной защиты включает: спецбелье, носки, комбинезон или костюм (куртка, брюки), спецобувь, шапочку или шлем, перчатки, полотенца и носовые платки одноразовые, средства защиты органов дыхания (в зависимости от загрязнения воздуха).

При работах II класса и при отдельных работах III класса персонал должен быть обеспечен халатами, шапочками, перчатками, легкой обувью и при необходимости средствами защиты органов дыхания.

Средства индивидуальной защиты для работ с радиоактивными веществами изготовляются из хорошо дезактивируемых материалов либо имеют одноразовое применение.

Работающие с радиоактивными растворами и порошками, а также персонал, проводящий уборку помещений, в которых ведутся работы с радиоактивными веществами, кроме комплекта основных средств индивидуальной защиты, должны иметь дополнительно спецодежду из пленочных материалов или материалов с полимерным покрытием (фартуки, нарукавники, полухалаты, резиновую и пластиковую спецобувь), которые после каждого использования подвергаются предварительной дезактивации в санитарном шлюзе или отправляются в спецпрачечную.

Средства защиты органов дыхания (фильтрующие или изолирующие) необходимо применять при работах в условиях возможного аэрозольного загрязнения воздуха помещений радиоактивными веществами (работа с порошками, выпаривание радиоактивных растворов и т.п.).

При работах, когда возможно загрязнение воздуха помещения радиоактивными газами или парами (ликвидация аварий, ремонтные работы и т.п.), или когда применение фильтрующих средств не обеспечивает радиационную безопасность, следует применять изолирующие защитные средства (пневмокостюмы, пневмошлемы, а в отдельных случаях - автономные изолирующие аппараты).

Загрязненные выше допустимых уровней спецодежда и белье направляются на дезактивацию в спецпрачечные. Смена основной спецодежды и белья осуществляется персоналом не реже 1 раза в 10 дней.

Следует исключить радиоактивное загрязнение личной одежды и обуви. В случае обнаружения такого загрязнения личная одежда и обувь подлежат дезактивации под контролем службы радиационной безопасности, а при невозможности ее очистки - захоронению.

В помещениях для работ с радиоактивными веществами в открытом виде не допускается: пребывание сотрудников без необходимых средств индивидуальной защиты; прием пищи, курение, пользование косметическими принадлежностями; хранение пищевых продуктов, табачных изделий, домашней одежды, косметических принадлежностей и других предметов, не имеющих отношения к работе.

При выходе из помещений, где проводятся работы с радиоактивными веществами, следует проверить чистоту спецодежды и других средств индивидуальной защиты, снять их и при выявлении радиоактивного загрязнения направить на дезактивацию, а самому работнику - вымыться под душем.

Для приема пищи предусматривается специальное помещение, оборудованное умывальником для мытья рук с подводкой горячей воды, изолированное от помещений, где ведутся работы с применением радиоактивных веществ в открытом виде.

На радиационных объектах, где могут возникать случаи радиоактивного загрязнения кожных покровов, должны использоваться в качестве средств их дезактивации препараты (моющие средства), эффективно удаляющие загрязнения и не увеличивающие поступление радионуклидов через кожу в организм.

Поставка, учет, хранение и перевозка источников излучения

Организация, получившая источники излучения, извещает об этом органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора в 10-дневный срок.

Эксплуатирующая организация должна обеспечить такие условия получения, хранения, использования и списания с учета всех источников излучения, при которых исключается возможность их утраты или бесконтрольного использования.

Поступившие в организацию источники излучения учитываются в приходно-расходном журнале. Радионуклидные источники излучения - по радионуклиду, наименованию препарата, фасовке и активности. Приборы, аппараты и установки, в которых используются радионуклидные источники излучения, - по наименованиям и заводским номерам с указанием активности и номера каждого источника излучения, входящего в комплект.

Источники излучения выдаются ответственным лицом из мест хранения по требованиям с письменного разрешения руководителя организации. Выдача и возврат источников излучения регистрируется в приходно-расходном журнале.

Ежегодно специальная комиссия производит инвентаризацию радиоактивных веществ, радиоизотопных приборов, аппаратов, установок. В случае обнаружения хищений и потерь источников излучения администрации следует немедленно информировать вышестоящую организацию, органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

Источники излучения, не находящиеся в работе, хранятся в специально отведенных местах или в оборудованных хранилищах, обеспечивающих их сохранность и исключающих доступ к ним посторонних лиц.

Специально оборудованные помещения-хранилища размещаются на уровне нижних отметок здания (незатопляемый подвал, 1 этаж).

Устройства для хранения радионуклидных источников излучения (ниши, колодцы, сейфы) конструируют так, чтобы при закладке или извлечении отдельных источников излучения персонал не подвергался облучению от остальных источников излучения. Дверцы секций и упаковки с радионуклидами (контейнеры и др.) должны легко открываться и иметь отчетливую маркировку с указанием наименования радионуклида и его активности. Лицо, ответственное за учет и хранение источников излучения, должно иметь карту-схему их размещения в хранилище.

Стеклянные емкости, содержащие радиоактивные жидкости, помещают в металлические или пластмассовые упаковки.

Радионуклиды, при хранении которых возможно выделение радиоактивных газов, паров или аэрозолей хранятся в вытяжных шкафах или камерах с очистными фильтрами на вентсистемах, в закрытых сосудах, выполненных из несгораемых материалов, с отводом образующихся газов.

Хранилище оборудуется круглосуточно работающей вытяжной вентиляцией.

При хранении радиоактивных веществ с высокой активностью предусматривается система их охлаждения. При хранении делящихся материалов обеспечиваются меры ядерной безопасности. При хранении легко воспламеняющихся или взрывоопасных материалов предусматриваются меры, обеспечивающие их взрыво- и пожаробезопасность.

Радионуклидные источники излучения, не пригодные для дальнейшего использования, должны своевременно списываться и сдаваться на переработку или захоронение.

Транспортирование радионуклидных источников внутри помещений, а также на территории организации производится в механически прочных герметичных упаковках или в контейнерах на специальных транспортных средствах, с учетом физического состояния источников излучения, их активности, вида излучения, габаритов и массы упаковки, с соблюдением условий безопасности.

Требования безопасности при транспортировании радионуклидных источников за пределами организации регламентируются отдельными санитарными правилами. Перевозка радиоактивных веществ и ядерных материалов за пределами организации осуществляется транспортными средствами, специально предназначенные для этого.

Правила обращения с радиоактивными отходами установлены в Санитарных правила СП 2.6.6.1168-02 "Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002)".

Радиоактивные отходы по агрегатному состоянию подразделяются на жидкие, твердые и газообразные.

К жидким радиоактивным отходам относятся органические и неорганические жидкости, пульпы и шламы, в которых удельная активность радионуклидов более чем в 10 раз превышает значения уровней вмешательства (уровень радиационного фактора, при превышении которого следует проводить определенные защитные мероприятия) при поступлении с водой.

К твердым радиоактивным отходам относятся отработавшие свой ресурс радионуклидные источники, материалы, изделия, оборудование, биологические объекты, грунт, а также отвержденные жидкие радиоактивные отходы, в которых удельная активность радионуклидов больше: 100 кБк/кг - для источников -излучения; 10 кБк/кг - для источников -излучения; 1,0 кБк/кг - для трансурановых радионуклидов.

К газообразным радиоактивным отходам относятся не подлежащие использованию радиоактивные газы и аэрозоли, образующиеся при производственных процессах с объемной активностью, превышающей ДОА.

Радиоактивные отходы подразделяются по удельной активности на 3 категории – низкоактивные – менее 10 – 10³, среднеактивные и высокоактивные более 10⁵ – 10⁷ кБк/кг.

Газообразные радиоактивные отходы подлежат выдержке и (или) очистке на фильтрах с целью снижения их активности до уровней, регламентируемых допустимым выбросом, после чего могут быть удалены в атмосферу.

Система обращения с жидкими и твердыми радиоактивными отходами включает их сбор, сортировку, упаковку, временное хранение, кондиционирование (концентрирование, отверждение, прессование, сжигание), транспортирование, длительное хранение и (или) захоронение.

Сбор радиоактивных отходов производится непосредственно в местах их образования отдельно от обычных отходов с учетом: категории отходов; агрегатного состояния (твердые, жидкие); физических и химических характеристик; природы (органические и неорганические); периода полураспада радионуклидов; взрыво- и огнеопасности; принятых методов переработки.

Для сбора радиоактивных отходов в организации имеются специальные сборники. Для первичного сбора твердых радиоактивных отходов используют пластикатовые или бумажные мешки, которые затем загружают в сборники-контейнеры. Места расположения сборников обеспечиваются защитными приспособлениями для снижения излучения за их пределами до допустимого уровня.

Для временного хранения и выдержки сборников с радиоактивными отходами, создающими у поверхности дозу гамма-излучения более 2 мГр/ч, используют специальные защитные колодцы или ниши. Извлечение из них сборников отходов производят с помощью специальных устройств, исключающих переоблучение обслуживающего персонала.

Жидкие радиоактивные отходы собирают в специальные емкости, где их концентрируют и отверждают, после чего направляют на захоронение.

В организациях, где возможно образование значительного количества жидких радиоактивных отходов (более 200 л в день), предусматривается система спец канализации.

Запрещается сброс жидких радиоактивных отходов в хозяйственно-бытовую и ливневую канализацию, водоемы, поглощающие ямы, колодцы, скважины, на поля орошения, поля фильтрации, в системы подземного орошения и на поверхность земли.

Радиоактивные отходы, содержащие радионуклиды с периодом полураспада менее 15 суток, собирают отдельно от других радиоактивных отходов и выдерживаются в местах временного хранения для снижения их активности. После такой выдержки твердые отходы удаляют, как обычные промышленные отходы, а жидкие отходы могут использоваться организацией в системе оборотного хозяйственно-технического водоснабжения или сливаться в хозяйственно-бытовую.

Самовоспламеняющиеся и взрывоопасные радиоактивные отходы должны быть переведены в неопасное состояние до отправки на захоронение, при этом должны быть предусмотрены меры радиационной и пожарной безопасности.

Передача радиоактивных отходов на переработку или захоронение производится в специальных контейнерах и оформляется актом.

Переработку радиоактивных отходов, а также их долговременное хранение и захоронение производят специализированные организации по обращению с радиоактивными отходами.

Захоронение высокоактивных, среднеактивных и низкоактивных отходов осуществляется раздельно.

Выбор мест захоронения радиоактивных отходов производится с учетом гидрогеологических, геоморфологических, тектонических и сейсмических условий. При этом обеспечивается радиационная безопасность населения и окружающей среды в течение всего срока изоляции отходов с учетом долговременного прогноза.

Дозиметрический контроль. В НРБ – 99 оговорен строгий порядок радиационного контроля, в том числе и индивидуального, цель которого - контроль соблюдения норм радиационной безопасности, санитарных правил и получение информации о дозе облучения персонала.

Во всех учреждениях, где проводятся работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений, служба радиационной безопасности проводит дозиметрический и радиометрический контроль! Частоту дозиметрических замеров и характер необходимых измерений устанавливает администрация по согласованию с местными органами санитарного надзора.

В зависимости от характера проводимых работ контролю подлежат:

содержание радиоактивных веществ в воздухе рабочих и других помещений;

уровень загрязнения радиоактивными веществами поверхностей и оборудования, кожных покровов и одежды работающего;

выбросы радиоактивных веществ в атмосферу;

содержание радиоактивных веществ в жидких отходах, сбрасываемых непосредственно в канализацию;

сбор, удаление и обезвреживание радиоактивных твердых и жидких отходов;

уровень загрязнения объектов внешней среды за пределами учреждения;

уровень загрязнения радиоактивными веществами транспортных средств.

Если при профессиональном облучении индивидуальные дозы могут превышать 0,3 годовых ПД, то устанавливают индивидуальный дозиметрический контроль и специальное медицинское наблюдение. При меньших значениях доз ограничиваются контролем мощности дозы внешних потоков излучения и концентрации радиоактивных веществ в рабочих помещениях.

Результаты индивидуального контроля доз облучения персонала должны храниться в течение 50 лет. При проведении индивидуального контроля необходимо вести учет годовых эффективной и эквивалентных доз, эффективной дозы за 5 последовательных лет, а также суммарной накопленной дозы за весь период профессиональной работы.

Результаты радиационного контроля сопоставляются со значениями пределов доз и контрольными уровнями. Превышения контрольных уровней анализируется администрацией организации. О случаях превышения пределов доз для персонала, установленных НРБ-99 или квот облучения населения, администрация организации информирует органы государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

Государственный надзор за выполнением Норм радиационной безопасности осуществляют органы госсанэпиднадзора и другие органы, уполномоченные Правительством Российской Федерации в соответствии с действующими нормативными актами. Контроль за соблюдением Норм в организациях, независимо от форм собственности, возлагается на администрацию этой организации. Контроль за облучением населения возлагается на органы исполнительной власти субъектов Российской Федерации.