4 курс / Медицина катастроф / Организация_санитарно_гигиенических_и_лечебно_профилактических_мероприятий

Программа измерений при аварийном контроле. Задачи на­ чального этапа. Основной задачей на начальном этапе радиаци­ онной аварии в рамках ИДК персонала и населения является сортировка лиц, направляемых на ИДК, на три категории в со­ ответствии с дозовым критерием:

• лица, подлежащие текущему контролю (ОЭД < Уд);

•лица, подлежащие специальному контролю (Уд < ОЭД < Упо);

•лица, подлежащие медицинскому контролю (обследованию)

(ОЭД > Упо).

Для решения этой задачи используют экспрессные методы, ко­ торые определяются службой РБ предприятия совместно с био­ физической лабораторией (в части биофизических методов).

Оценку дозы (поступления) радионуклидов на данном этапе проводят по стандартной модели или путем сравнения значения измеренной активности радионуклида в биопробе с контрольными уровнями (А,0, А20, А100, А200,), рассчитанными заранее по стан­ дартной модели.

Специальный контроль. В рамках специального контроля проводят серию измерений активности контролируемых радио­ нуклидов в суточном количестве мочи и кала человека, начиная с первых суток после аварии и в течение времени (от нескольких суток до нескольких десятков суток), достаточного для приведе­ ния фактора неопределенности оценки дозы в соответствие с тре­ бованиями МУ 2.6.1.026-2000, § 92 и принятия решения о мерах по ограничению облучения обследуемого человека.

Специальный контроль проводят при условии вывода контро­ лируемого лица из зоны, где возможно поступление радионукли­ дов, на весь период контроля.

Медицинский контроль. В рамках медицинского контроля проводят:

• дозиметрические (биофизические) измерения в том же объеме, что и при специальном контроле;

• медицинское обследование критических систем организма, а также принимают решение о проведении медицинских проце­ дур, уменьшающих дозу облучения и соответствующий радиаци­ онный эффект.

Контрольные уровни для планирования и проведения ИДК.

Для целей планирования и проведения ИДК персонала и населе­ ния устанавливают следующие контрольные уровни облучения:

•	уровень введения -	ИДК УВК = (1-5) мЗв/год;
•	уровень действия -	Уд = (10-20)	мЗв/год;
•	уровень потенциально опасного		облучения - Упо = (100-

200) мЗв/год.

261

Порядок использования результатов контроля. В результате контроля дается оценка индивидуальной ОЭД персонала или от­ дельных лиц из населения в диапазоне 1-200 мЗв/год. Данная оценка должна позволить достоверно определить к какому из при­ веденных ниже диапазонов облучения она относится и принять ре­ шение в соответствии с требованиями НРБ-99, МУ 2.6.1.016-2000

иМУ 2.6.1.26-2000:

•>(1-5) мЗв/год - годовая доза для человека ниже уровня реги­ страции (с учетом чувствительности метода рутинных измерений ее можно считать нулевой в рамках проведения ИДК);

•(1-5)—(10—20) мЗв/год - годовая доза для человека ниже пре­ дела дозы для персонала группы А; мероприятия по дополнитель­ ному ограничению дозы не требуются; расчет дозы, проведенный по стандартной модели, достаточен;

•20-50 мЗв/год - годовая доза для человека ниже предела дозы персонала группы А за отдельный год, но выше среднего значе­ ния за 5 лет; необходимо провести расчет дозы по специальной модели и принять решение о необходимости мероприятий по ог­ раничению облучения в последующие годы работы;

•50-100 мЗв/год - годовая доза для человека выше предела до­ зы персонала группы А за отдельный год; необходимо провести расчет дозы по специальной модели и принять решение о необ­ ходимости мероприятий по ограничению облучения в последую­ щие годы работы;

•100-200 мЗв/год - годовая доза для человека возможно выше 100 мЗв/год; необходимо провести расчет дозы по специальной

модели и принять решение о необходимости мероприятий по ог­ раничению облучения в последующие годы работы в соответствии

сНРБ-99 п. 3.2.3;

•>200 мЗв/год - годовая доза для человека возможно выше 200 мЗв/год; необходимо провести расчет дозы по специальной модели и принять решение о необходимости вывода данного че­ ловека из зоны облучения и направлении его на медицинское об­ следование в соответствии с НРБ-99 п. 3.2.3.

Правила записи и хранения результатов. В рамках ИДК полу­ чают, записывают и хранят следующую информацию и результаты измерений:

•идентификационную информацию о человеке и его професси­ ональной деятельности (для работника предприятия - в соответ­ ствии с общей базой данных ИДК предприятия);

•результаты измерений активности контролируемых радионук­ лидов в биопробах (первичные данные);

2 6 2

• результаты измерений активности контролируемых радионук­ лидов в суточном количестве мочи (кала) (вторичные данные);

•даты отбора проб и дату начала работы с открытым ИИИ;

•соответствующие каждому периоду контроля параметры аэро­ золей: АМАД и тип соединения (при ингаляционном поступлении

ипри наличии информации).

Результаты расчетов индивидуальных доз работников предпри­ ятия записывают и хранят в общей базе данных ИДК предприя­ тия в соответствии с принятым форматом.

При о р га н и за ц и и за п и си		и хранения результатов ИДК учитыва­
ю т т р ебов ан и я статьи 11		Ф ед ер а л ь н о го закона «Об информации,
и н ф о р м а т и за ц и и	и за щ и т е информации» от 20.02.95 № 24-ФЗ,
в со о т в ет ст в и и с	к о то р о й	индивидуальные записи об облучении
р а б о тн и к а о т н о ся тся к конфиденциальной информации.
Интерпретация	результатов измерений. Для интерпретации

р езу л ь т а т о в измерений в рамках ИДК используют поэтапное п р и б л и ж ен и е оценки дозы, получаемой путем расчета по резуль­ татам измерений активности радионуклидов в оиопробах, к ее ис­ ти н н ом у значению. Д л я этого поэтапно используют стандартную,

с п е ц и а л ь н у ю	и	персональную дозиметрические модели и методи­
ки в ы п о л н ен и я		расчета. Каждый из этих этапов ограничен соот­
в ет ст в ен н ы м	уровнем значений полученной оценки ОЭД:
• д о у р о в н я	Уд, равного 10-20 мЗв/год, достаточным является

применение стандартной модели расчета дозы;

•в пределах (10-20)-(100-200) мЗв/год достаточной является специальная модель расчета дозы, в рамках которой требуется выполнение серии дополнительных измерений у человека и ис­ следование характеристик радиоактивных аэрозолей в воздухе рабочих помещений;

•выше уровня Упо, равного (100-200) мЗв/год, необходимо ис­ пользование персональной модели расчета дозы, которая требует выполнения дополнительных прецизионных измерений содержа­ ния радионуклидов в организме человека и исследования его ин­ дивидуальных физиологических параметров. Такое обследование необходимо проводить в специализированном исследовательском центре (в клиническом отделе ФГУП ГНЦ-ИБФ или его филиа­ лах), оснащенном соответствующим оборудованием, методиками

икомпьютерными программами.

Оценку индивидуальных доз в интервале ОЭД от уровня регис­ трации - (1-5) мЗв/год - до уровня действия - (10-20) мЗв/год - можно осуществлять двумя способами:

• с использованием стандартной модели расчета доз по резуль­ татам измерений активности радионуклида в биопробе (напри­ мер, в соответствии с МБР 2.6.1.60-2002);

263

• путем сравнения значения измеренной активности радионук­ лида в биопробе с контрольными уровнями (А,, А5, А|0, А20) , рассчитанными заранее по стандартной модели.

Оценку индивидуальных доз в интервале ОЭД от уровня дей­ ствия - (10-20) мЗв/год - до уровня потенциально опасного об­ лучения - 200 мЗв/год - необходимо осуществлять с использова­ нием специальной модели расчета доз по результатам измерений активности радионуклида в биопробе. В этом случае контрольные уровни активности радионуклида в биопробе (А50, А100, А200), рассчитанные также по стандартной модели, могут служить только для предварительной экспрессной оценки возможного уровня дозы.

Методику расчета доз по специальной модели разрабатывают в процессе разработки программы дозиметрического контроля предприятия. При этом учитывают реальные диапазоны параме­ тров расчета (АМАД и тип соединений или их произвольная ком­ бинация), требуемые параметры контроля (годовая ОЭД, содер­ жание в организме, поступление в беккерелях, поступление в миллиграммах и т.п.) и перечень основных дозообразующих ра­ дионуклидов (или вариантов смеси радионуклидов).

Список литературы

1.Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз

иорганизация контроля профессионального облучения в контролируе­ мых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования: Методические указания: МУ 2.6.1.16-00.

2.Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облуче­ ния. Общие требования: Методические указания: МУ 2.6.1.26-00.

264

9. ОБЪЕМ И МЕТОДЫ ОБСЛЕДОВАНИЯ НАСЕЛЕНИЯ

Основными задачами радиационно-гигиенического и медицин­ ского обследования являются:

•учет эвакуируемого населения для последующего анализа ус­ ловий и факторов его пребывания в зоне радиационной аварии

ивведения регламентов на ограничение жизнедеятельности;

•выявление лиц с клиническими проявлениями острого радиа­ ционного воздействия;

•оценка дозовых нагрузок на основе результатов измерений па­ раметров радиационной обстановки;

•верификация дозовых нагрузок с помощью методов физичес­ кой и биологической дозиметрии, позволяющих оценить эффек­ тивность проведенных защитных мероприятий и составить про­

гр а м м у В ы бор

дальнейшего медицинского обследования.

методов обследования и их сочетание может меняться

взависимости от рассматриваемого диапазона доз.

Вслучае радиационной аварии, связанной со значительным вы­ бросом Р В во внешнюю среду, планирование и осуществление процедуры обследования необходимо рассматривать в контексте

планирования аварийного реагирования. При этом подразумева­ ется, что на начальном этапе развития аварии возможен прогноз дозовых нагрузок, в соответствии с которым проводятся экстрен­ ные защитные мероприятия и в дальнейшем определяется объем обследования населения. Другим возможным обстоятельством аварийной ситуации является отсутствие первичных данных о ве­ личине доз. В этом случае результаты медицинского обследова­ ния населения приобретают самостоятельное значение.

9.1. Методы радиационно-гигиенического обследования

Радиационно-гигиеническое обследование проводится для полу­ чения данных о радиационной обстановке в местах проживания и хозяйственной деятельности населения, необходимых для оценки доз облучения и контроля соответствия параметров радиационной

265

обстановки и доз облучения установленным допустимым уровням. Радиационно-гигиеническое обследование включает: измерение мощности дозы в местах проживания и хозяйственной деятельнос­ ти населения; определение плотности загрязнения радионуклидами территории населенного пункта и его ареала; измерение загрязне­ ния продуктов питания местного производства и питьевой воды.

Радиационно-гигиеническое обследование в полном объеме (комплексное обследование), включающее все выше перечислен­ ные виды обследования, используется для получения необходимой информации для оптимизации радиационной защиты населения [1]. После аварии на ЧАЭС, в результате которой под аварийным воздействием оказались тысячи населенных пунктов, комплексное обследование проводилось в выборочных (реперных) населенных пунктах с целью установления закономерностей формирования радиационно-гигиенической обстановки на загрязненных терри­ ториях для разработки системы обеспечения РБ пострадавшего населения. В остальных населенных пунктах выполнялись скри­ нинговые радиационно-гигиенические обследования по основным параметрам радиационной обстановки. Различные этапы аварии требуют решения относительно самостоятельных задач. В частно­ сти, в первые дни после возникновения РА основными задачами могут быть:

•выявление пострадавших, нуждающихся в медицинской помощи;

•выявление населенных пунктов, где необходимо применить вмешательство (защитные меры);

•подтверждение целесообразности проведенного на основании

прогноза срочного (экстренного) вмешательства;

•предотвращение переноса РВ из зоны аварии;

•контроль за непревышением установленных допустимых уровней;

•оценка доз облучения населения для внесения в каталог доз по на­

селенным пунктам и в специализированные клинические регистры. На последующих этапах проводится:

•зонирование территории РА;

•классификация населения по группам риска;

•дозиметрическая поддержка эпидемиологических исследований;

•контроль за непревышением установленных допустимых уровней;

•оценка доз облучения для внесения в национальный эпидемио­ логический регистр с последующим долговременным медицин­ ским наблюдением;

•оптимизация защитных мероприятий;

•оценка эффективности защитных мероприятий и др. Очевидно, что для всех радиационных аварий и на всех этапах

необходима оценка доз облучения населения [2, 3]. Дозовая

266

иеличина, оцениваемая в результате обследования, зависит от конкретной задачи. Для принятия неотложных решений о вмеша­ тельстве необходима консервативная оценка дозовых величин на все тело или отдельные органы [2]. Уровни вмешательства для временного и постоянного отселения определены в значениях эф­ фективной дозы, средней по населенному пункту. На поздней стадии развития аварии в соответствии с НРБ-99 проводится зо­ нирование территорий по величине годовой эффективной дозы:

•	зона радиационного контроля - 1-5 мЗв/год;
•	зона ограниченного проживания населения - 5-20 мЗв/год;
•	зона отселения - 20-50 мЗв/год;
•	зона отчуждения - более 50 мЗв/год.
	Установление статуса «облученный» и «пострадавший», комплек­

тация радиационно-эпидемиологического регистра и групп повы- 1иенного радиационного риска проводятся на основании величины эффективной дозы и поглощенной дозы на критические органы*.

Доза внешнего облучения от облака. В моделях оценки дозы внешнего облучения от облака исходными параметрами являются временной интеграл концентрации радионуклидов в приземном

* Российская национальная комиссия по радиационной защите пришла к за­ ключению, что для населения, пострадавшего при Уральской и Чернобыльской радиационных авариях и при испытаниях ядерного оружия, критерием отнесения

к категории «облученный» является доза 50 мЗв острого или 70 мЗв хронического облучения [4]. Критерием отнесения к категории «пострадавший» является воз­ никновение заболевания, в отношении которого официально подтверждена при­ чинно-следственная связь с аварийным облучением или аварийными обстоятель­ ствами. В радиационно-эпидемиологический регистр включаются:

•лица, отнесенные к категории «облученный»;

•дети этих лиц, родившиеся после аварии;

•дети, облученные в период внутриутробного развития в дозе более 10 мЗв;

•взрослые, облученные в поглощенной дозе более 0,5 Гр на щитовидную железу;

•дети, облученные в поглощенной дозе более 0,2 Гр на щитовидную железу.

Лица, эвакуированные или переселенные из зоны радиоактивного загрязнения, включаются в регистр во всех случаях. Группы повышенного риска комплекту­ ются из состава лиц, включенных в радиационно-эпидемиологический регистр. )та мера направлена на заблаговременное выявление у них скрытой или ранней стадии патологии, своевременную профилактику, лечение и реабилитацию. Кри­ териями отнесения к лицам повышенного риска являются зафиксированная по результатам медицинского контроля скрытая или явная патология либо установ­ ленное значение накопленной дозы. Установлены следующие значения доз для включения в группу повышенного риска:

• свыше 250 мЗв острого или 350 мЗв хронического облучения всего тела - для взрослых;

•свыше 50 мЗв внутриутробного облучения - для родившихся;

• свыше 2,5 Гр облучения щитовидной железы - для взрослых или свыше 1 Гр - для детей.

Для оптимизации радиационной защиты необходимы данные о дозах облучения различных возрастных групп населения по различным путям облучения от всех источников, а также о распределении индивидуальных доз

267

слое воздуха за период прохождения облака или плотность по­ верхностного загрязнения почвы радионуклидами [5, 6].

Доза внешнего облучения от выпадений на поверхности почвы. Для оценки данной составляющей используются расчетные методы. Исходными параметрами являются результаты измерений: плот­ ности поверхностного загрязнения почвы или мощности дозы гамма-излучения от поверхности почвы (для оценки дозы облу­ чения всего тела), плотности потока бета-частиц от поверхности почвы (для оценки дозы облучения кожных покровов) или ре­ зультаты, полученные при применении инструментальных методов, например, индивидуального дозиметрического контроля [5-8].

Несмотря на неравномерный характер загрязнения населенных пунктов и их прклегающих территорий, при радиационной аваррии, средняя плотность загрязнения радионуклидами или средняя мощность дозы га территории являются достаточно надежными исходными параметрами для расчета средних доз внешнего облу­ чения от выпадений. Этот вывод, верифицированный по показа­ ниям ИДК, оказался справедливым даже для достаточно узких радиоактивных следов с большим градиентом мощности дозы в поперечном сечении следа.

Доза внутреннего облучения. Формируется за счет ингаляци­ онного поступления радионуклидов во время прохождения обла­ ка, а также за счет ингаляционного (ресуспензия радионуклидов с поверхности почвы) и перорального (при потреблении загряз­ ненных продуктов питания) поступлений при проживании на за­ грязненной территории. Средние дозы по возрастным группам населения могут быть определены по результатам измерений па­ раметров радиационной обстановки в населенном пункте* [5, 6].

По ряду причин дозы внутреннего облучения могут отличаться от средних значений в несколько раз**. Исследования, проведен­ ные на территориях, загрязненных в результате аварии на ЧАЭС, показали, что распределение индивидуальных доз внутреннего облучения среди жителей отдельного населенного пункта описы­ вается логнормальным распределением со стандартным геомет­ рическим отклонением bg, равным 2,6-3,0 [9]. Поэтому дозы внутреннего облучения желательно оценивать индивидуально.

* Плотность загрязнения почвы, объемная активность радионуклидов в возду­ хе, удельная активность радионуклидов в пищевых продуктах местного призводства, входящих в рацион питания, и питьевой воде

** Основными из этих причин являются индивидуальные особенности метабо­ лизма РВ в организме и особенности потребления продуктов питания, а также ин­ дивидуальное выполнение решений об ограничении потребления загрязненных продуктов питания

268

Индивидуальные дозы определяются по содержанию радионукли­ дов в теле человека (или в отдельных органах), измеренному прямым методом на установках СИЧ или косвенным методом по измерениям содержания радионуклидов в биологических пробах

110, 11].

Одной из важнейших задач противорадиационной защиты яв­ ляется контроль за непревышением установленных аварийных уровней. При радиационной аварии временные допустимые уровни могут быть установлены для загрязнения продуктов питания ме­ стного производства и для поверхностного загрязнения бетаили альфа-активными радионуклидами различных объектов и щ)едметов личного обихода. Например, после аварии на ЧАЭС были установлены Временные допустимые уровни загрязнения продук­ тов питания и Временные нормативы для загрязнения:

•кожных покровов и постельного белья;

•верхней одежды и обуви;

•внутренней поверхности жилых Помещений и находящихся в них

предметов личного пользования;

•внутренней поверхности служебных помещений и обществен­ ных зданий и наружной поверхности установленного в них обо­ рудования;

•внутренней поверхности транспортных средств и механизмов, используемых в производственных целях;

•внутренней поверхности транспортных средств, используемых

для перевозки людей;

•наружной поверхности транспортных средств, используемых в контролируемых районах;

•наружной поверхности транспортных средств и механизмов, направляемых в неконтролируемые районы [12, 13].

9.2. Организация обследования населения

Как указывается в Международных основных нормах безопас­ ности необходимо предпринимать все разумные меры для того, чтобы оценить облучение, полученное лицами из населения вслед­ ствие аварии, и обнародовать результаты этих оценок. Оценки должны основываться на самой надежной имеющейся информации и оперативно обновляться в свете любой новой информации, ко­ торая может дать значительно более точные результаты. Следует всесторонне документировать оценки и их обновление, а также результаты мониторинга работников, населения и окружающей среды [14].

269

Население, подвергшееся аварийному воздействию, можно ус­ ловно разделить на три группы:

•выведенное из зоны аварии в первые дни после аварии (эваку­ ированное население);

•выведенное из зоны аварии в первые недели после аварии;

•проживающее в зоне радиационной аварии.

Эвакуированное население. Быстрая эвакуация населения необходима при высоких уровнях радиоактивного загрязнения местности - в соответствии с критериями НРБ-99; при авариях с диспергированием преимущественно урана, плутония и других трансурановых элементов - в соответствии с критериями, приве­ денными в специальных нормативных документах. Задачами до­ зиметрического и радиационно-гигиенического обследования яв­ ляется оценка доз облучения и поверхностного загрязнения кожи

иличных вещей. В результате обследования необходимо выделить людей, нуждающихся в специализированной медицинской помощи

исанитарной обработке (деконтаминации).

При проведении эвакуации в первые сутки после аварии доза облучения формируется за счет ингаляционного поступления ра­ дионуклидов во время прохождения облака и внешнего облучения от облака и выпадений. Первичные оценки доз даются по резуль­ татам измерений параметров радиационной обстановки в насе­ ленных пунктах (мощность дозы гамма-излучения и плотность загрязнения территории радионуклидами). При необходимости, а, точнее, при возможности проводится оценка индивидуальных доз. Индивидуальный мониторинг и контроль поверхностного за­ грязнения кожи и личных вещей следует проводить сразу после вывода людей из опасной зоны. Для эпидемиологических иссле­ дований эвакуированного населения доза внешнего облучения может уточняться в более поздние сроки. При проведении эваку­ ации осуществляется только оперативный контроль загрязнения одежды и личных вещей для предотвращения переноса радиоак­ тивного загрязнения на «чистые» территории.

Временное перемещение и постоянное отселение. До проведения отселения или перемещения должно быть проведено дозиметриче­ ское и радиационно-гигиеническое обследование, включающее:

•контроль параметров радиационной обстановки для оценки доз внешнего и внутреннего облучения за период с начала аварии до выведения населения с загрязненной территории;

•выборочный индивидуальный дозиметрический контроль внешнего общего гамма- и бета-облучения кожи (если это воз­ можно);

270