9. НОРМИРОВАНИЕ ОБЛУЧЕНИЯ И ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ

9.1. Обоснование допустимых доз облучения

Нормирование радиационного облучения – задача радиационной гигиены, изучающей влияние радиоактивного облучения на здоровье человека с целью разработки методов противорадиационной защиты. Проблема защиты населения от действия радиационного облучения носит глобальный характер. Поэтому соответствующие мероприятия разрабатываются не только в отдельных странах, но и в международном масштабе. Этими вопросами занимается Международная комиссия по радиационной защите (МКРЗ). В Республике Беларусь вопросы гигиенического нормирования разрабатывает Национальная комиссия по радиационной защите. В своей работе комиссия руководствуется Нормами радиационной безопасности (НРБ – 2000).

Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников ионизирующего излучения необходимо руководствоваться следующими тремя основными принципами.

Принцип нормирования – непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения человека от всех источников излучения.

Принцип обоснования – запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением.

Принцип оптимизации – поддержание на возможно низком и доступном уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения.

В нормальных условиях эксплуатации источников излучения Нормами радиационной безопасности (в дальнейшем Нормами) установлены следующие категории облучаемых лиц:

а) физические лица, работающие с источниками излучения или лица, находящиеся по время работы в зоне их воздействия;

б) все население, включая лиц из персонала, вне сферы их производственной деятельности.

Для категорий облучаемых лиц установлены три класса нормативов: а) основные пределы доз (ПД);

б) допустимые уровни монофакторного воздействия (т.е. для одного вида внешнего облучения, одного радионуклида, одного пути поступления радионуклида в организм), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и др.;

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

81

Основные пределы доз облучения приведены в табл. 9.1. Они не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

			Таблица 9.1
		Основные пределы доз
Нормируемая величина		Предел дозы
		Персонал	Население
Эффективная доза		20 мЗв в год в среднем	1 мЗв в год в среднем за
		за любые последова-	любые последователь-
		тельные 5 лет, но не бо-	ные 5 лет, но не более 5
		лее 50 мЗв в год	мЗв в год
Эквивалентная доза	за
год:		150 мЗв	15 мЗв
в хрусталике глаза
коже, кистях и стопах		500 мЗв	50 мЗв

Для каждой категории облучаемых лиц значение допустимого уровня для данного вида облучения определено таким образом, чтобы при таком показателе воздействия только одного данного фактора облучения в течение года значение дозы, накопленной за год, равнялось значению соответствующего предела дозы, указанного в табл. 9.1.

				Таблица 9.2.
	Период		Поступление с воздухом
Радионуклид			Предел годового по-	Допустимая среднегодовая
	полу-		ступления ПГПперс,	объемная активность
	распада
			Бк в год	ДОАперс, БК/м
Стронций-90	29,1 го-		8,3 105	3,3 102
(Sr-90)	да
Цезий-137	30 лет		4,2 106	1,7 103
(Cs-137)
Плутоний-239		4	2,41	7,8 101
(Pu-239)	2,41 10
	лет

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.

При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать пределов доз, установленных в табл. 9.1.

Значения допустимых уровней внутреннего облучения лиц из персонала: пределов годового поступления (ПГП) с вдыхаемым воздухом и допустимой среднегодовой объемной (ДОА) активности для некоторых радионуклидов приведены в табл. 9.2.

82

Значения допустимых уровней внутреннего облучения лиц из населения: пределов годового поступления с воздухом, водой и пищей, допустимой среднегодовой объемной активности для тех же радионуклидов приведены в табли-

це 9.3.

Таблица 9.3.

	Поступление с воздухом				Поступление с
Радионуклид					водой и пищей
	ПГЛнас., Бк в год		ДОАнас, Бк/м3		ПГЛнас, Бк в год
Sr-90		4	2,7			4
	2 10				1,3 10
Cs-137		5		1		4
	2,2 10		2,7 10		7,7 10
Pu-239		1		-3		3
	2 10		2,5 10		2,4 10

В табл. 9.2 и 9.3 выбраны те основные радионуклиды, которые оказывают влияние на радиационную обстановку в Республике Беларусь в настоящее время.

Годовая эффективная доза облучения Н, Зв, равна сумме эффективной дозы внешнего облучения Нвн , накопленной за календарный год, и ожидаемой

эффективной дозы внутреннего облучения Нвнут , обусловленной поступлением в организм за этот же период:

			Н = Нвн + Нвнут ,
где	Нвн Нср t ; Нср –	среднегодовое значение мощности эффективной
дозы облучения, Зв/с;			1	(Eib Пib + Ein Пin ) (1−e−λiτ ),
	Нвнут	= ∑
		i λ
где	λi – постоянная распада i-го радионуклида, с-1;

Eib (Ein ) – дозовые коэффициенты для i-го радионуклида при поступлении

своздухом (с водой и пищей), Зв/Бк, определяемые по таблицам (приложения 2

и3 НРБ-2000);

Пib = Avi V – годовое поступление i-го радионуклида (численное значение активности i-го радионуклида), проникшего внутрь организма с воздухом, Бк;

Пin = Ami M – то же для поступления с пищей и водой, Бк; Avi – объемная активность i-го радионуклида, Бк/м3 ;

Ami – удельная активность i-го радионуклида Бк/кг;

τ – интервал времени для определения значения ожидаемой эффективной дозы, равной 50 годам для лиц из персонала и 70 годам для лиц из населения;

t,V , M – стандартные значения времени облучения, объема воздуха, мас-

сы воды и пищи, с которыми радионуклид попадает в организм за календарный год. Значения стандартных параметров для лиц из персонала и из населения приведены в табл. 9.4.

83

Значения стандартных параметров				Таблица 9.4
Наименование стандарт-	Персонал			Население
ных параметров
Время облучения t, секунд		6			7
	6,1 10			3,2 10
Объем воздуха V, м3 в год		3			3
	2,4 10			7,3 10
Масса воды и пищи М,	0			730
кг в год

При одновременном воздействии источников внешнего и внутреннего облучения должно выполняться условие, чтобы отношение годовой дозы внешнего облучения Нвн к пределу годовой дозы ПГД и отношение годовых поступле-

ний нуклидов с воздухом Пib , пищей и водой. Пin к их годовым пределам ПГПib и ПГПin в сумме не превышали 1:

Нвг			Пib
					Пin
	+∑			+			≤1.
ПГД			ПГПib
	i				ПГПin

В аварийных ситуациях для персонала и лиц, привлекаемых для проведения аварийных и спасательных работ, может быть разрешено планируемое повышенное облучение, которое выше установленных пределов доз указанных в табл. 9.1. Повышенное облучение допустимо только в тех случаях, когда нет возможности его исключить, и может быть оправдано лишь спасением людей, предотвращением дальнейшего развития аварии и облучения большого числа людей. Повышенное облучение допускается только для мужчин старше 30 лет и только при их добровольном письменном согласии после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

Планируемое повышенное облучение в дозе не более 100 мЗв в год допускается с разрешением территориальных органов санитарно-эпидемиолоической службы Министерства здравоохранения Республики Беларусь. Лица, подвергшиеся однократному облучению в дозе, превышающей 100 мЗв, в дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв в год.

Для женщин в возрасте до 45 лет, работающими с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм за год, не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала.

Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать 1/4 значений, установленных для персонала.

При проектировании новых зданий жилищного и общественного назначения должно быть предусмотрено, чтобы среднегодовая эквивалентная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений не превышала 100 Бк/м3, а мощность эквивалентной дозы гамма-излучения не превышала мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв в час. В эксплуатационных зданиях среднегодовая эквивалентная объемная активность

84