ЛЕКЦИЯ N 6.

1996/97 уч.год.

ТЕМА: "КОНТРОЛЬ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ. МЕЖДУНАРОДНАЯ ШКАЛА

ЯДЕРНЫХ СОБЫТИЙ. КОНЦЕПЦИЯ ЗАЩИТЫ НАСЕЛЕНИЯ РЕСПУБЛИКИ

БЕЛАРУСЬ В СЛУЧАЕ АВАРИИ НА ЯФУ. ПРИНЦИПЫ СНИЖЕНИЯ ДОЗО-

ВЫХ НАГРУЗОК НА ОРГАНИЗМ."

Радиационная безопасность - это комплекс мероприятий (адми-

нистративных, технических, сан-гиг. и др.), ограничивающих облуче-

ние и радиоактивное загрязнение различных категорий населения и

окружающей среды до наиболее низких уровней, достигаемых приемле-

мыми для общества средствами.

Основным документом, регламентирующим облучение различных ка-

тегорий населения, являются "НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ"

(НРБ-76/87). Они основаны на следующих принципах радиационной бе-

зопасности:

- непревышение установленного основного дозового предела;

- исключение всякого необоснованного облучения;

- снижение дозы излучения до возможно низкого уровня, т.е.,

доза должна быть настолько низкой, насколько это возможно и дости-

жимо с учетом экономических и социальных факторов.

Нормирование радиационного воздействия осуществляется диффе-

ренцированно для разных категорий облучаемых лиц. Категория облу-

чаемых лиц - это группы населения отличающиеся по степени контакта

с ИИИ и по условиям проживания.

В НРБ-76/87 установлены 3 категории облучаемых лиц.

Категория А - персонал, т.е. лица, которые постоянно или вре-

менно работают непосредственно с ИИИ.

Категория Б - ограниченная часть населения - лица, которые не

работают непосредственно с ИИИ, но по условиям проживания или раз-

мещения рабочих мест могут подвергаться воздействию радиоактивных

веществ и других источников излучения, применяемых в учреждениях и

удаляемых во внешнюю среду. Уровень облучения лиц категории Б оп-

ределяется по критической группе. Критическая группа - небольшая

по численности группа лиц категории Б, однородная по условиям жиз-

ни, возрасту, полу или други факторам, которая подвергается наи-

большему радиационному воздействию в пределах учреждения, его са-

нитарно-защитной зоны и зоны наблюдения.

Категория В - население области, края, республики, страны.

Учитывая возможность общего и локального облучения, а также

различия органов и тканей по радиочувствительности, НРБ-76/87 ус-

танавливаются три группы критических органов:

1 группа - все тело, гонады, ККМ;

2 группа - мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень,

почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталики

глаз и другие органы, за исключением тех, которые относятся к 1 и

3 группам;

3 группа - кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья,

голени и стопы.

Для категорий А и Б в зависимости от группы критических орга-

нов установлены 2 класса нормативов:

- основные дозовые пределы - те значения дозы, которые не

должны превышаться при облучении человека при использовании ИИИ;

- допустимые уровни облучения (ДУ), соответствующие основным

дозовым пределам. Если выдержан ДУ, то основные дозовые пределы не

будут превышены.

Основным дозовым пределом для категории А является предельно

допустимая доза (ППД). ПДД - наибольшее значение индивидуальной

эквивалентной дозы за календарный год, при котором равномерное об-

лучение в течение 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья

неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

Основным дозовым пределом для категории Б является предел до-

зы (ПД). ПД - наибольшее значение средней эквивалентной дозы за

календарный год у критической группы лиц, при котором равномерное

облучение в течение 70 лет не может вызвать в состоянии здоровья

неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

ПД контролируется по мощности эквивалентной дозы внешнего излуче-

ния на территории и в помещениях и по уровню радиоактивных выбро-

сов и радиоактивного загрязнения объектов внешней среды.

Регламентируемые значения ПДД и ПД не включают:

- дозу, обусловленную естественным фоном излучения;

- дозу, получаемую пациентом при медицинском обследовании и лече-

нии.

ОСНОВНЫЕ ДОЗОВЫЕ ПРЕДЕЛЫ.

─────────────────────────────────────────────────────────────────

Дозовые пределы суммарного внешнего│ Группа критических органов

и внутреннего облучения, мЗв за ка-│────────────────────────────

лендарный год. │ 1 │ 2 │ 3

──────────────────────────────────────────────────────────────────

ПДД для категории А │ 50 │ 150 │ 300

──────────────────────────────────────────────────────────────────

ПД для категории Б │ 5 │ 15 │ 30

──────────────────────────────────────────────────────────────────

Дозовые пределы для всего населения - категория В - не уста-

навливаются. Ограничение облучения населения осуществляется регла-

ментацией или контролем радиоактивности объектов окружающей среды

(воды, воздуха, пищевых продуктов и т.п.), технологических процес-

сов, которые могут привести к их загрязнению радионуклидами, доз

от медицинского облучения и техногенно-повышенного фона, обуслов-

ленного строительными материалами, химическими удобрениями, сжига-

нием органического топлива и т.п., а также установленными дозовыми

пределами для категорий А и Б. Регламентация и контроль за облуче-

нием населения являются компетенцией Минздрава и осуществляются на

основе информации ведомств и служб Госсаннадзора.

Основным документом, регламентирующим требования по обеспече-

нию радиационной безопасности различных категорий облучаемых лиц,

а также по охране окружающей среды от загрязнения радиоактивными

веществами являются "ОСНОВНЫЕ САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА работы с радиоак-

тивными веществами и др. ИИИ" ОСП-72/87. Выполнение требований

ОСП-72/87 обеспечивает непревышение установленных основных дозовых

пределов.

В ОСП-72/87 изложены требования к :

- размещению, оборудованию, оснащению и организации работ на

объектах, использующих источники ионизирующих излучений;

- правилам обращения с радиоактивными веществами и отходами;

- правилам работы с закрытыми и открытыми ИИИ;

- дезактивации помещений и оборудования;

- предупреждению и ликвидации радиационных аварий;

- индивидуальной защите и личной гигиене;

- радиационному контролю.

Все объекты, использующие ИИИ, находятся на учете в органах

Госсаннадзора и МВД.

ИИИ могут быть закрытыми и открытыми; принципы защиты при ра-

боте с ними имеют свои особенности.

Закрытый источник - радионуклидный источник излучения, уст-

ройство которого исключает поступление содержащихся в нем радио-

нуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на ко-

торые он рассчитан. Кроме радионуклидных источников к закрытым ИИИ

относят устройства, генерирующие ионизирующее излучение (напр.,

рентгеновский аппарат).

При работе с закрытыми ИИИ человек подвергается только внеш-

нему облучению.

Открытый источник - радионуклидный источник излучения, при ис-

пользовании которого возможно поступление содержащихся в нем ради-

оактивных веществ в окружающую среду. Т.е., при работе с открытыми

ИИИ возможно загрязнение окружающей среды и попадание радионукли-

дов внутрь организма; т.о., человек подвергается не только внешне-

му, но и внутреннему облучению.

При возникновении опасности повышенного по сравнению с ес-

тественным фоном облучения отдельных контингентов населения в ре-

зультате радиационной аварии Минздрав устанавливает временные до-

зовые пределы и допустимые уровни облучения населения для данного

региона и участвует в выработке необходимых организационных мероп-

риятий по обеспечению радиационной безопасности.

МЕЖДУНАРОДНАЯ ШКАЛА ЯДЕРНЫХ СОБЫТИЙ.

События, классифицируемые в шкале относятся только к радиаци-

онной безопасности. Промышленные аварии или другие события, не

связанные с ядерными или радиационными операциями, не классифици-

руются и определяются как "выходящие за рамки шкалы". События

рассматриваются с точки зрения трех критериев безопасности:

1)воздействие за пределами площадки, т.е. это возможное воз-

действие на окружающую среду и здоровье населения -диапазон уров-

ней от 3 до 7;

2)воздействие на площадке, т.е. это диапазон уровней от 2

(зарязнение и/или переоблучение персонала) до 5 (серьезная авария

на станции - расплавление активной зоны ядерного реактора);

3)ухудшение глубокоэшелонированной защиты. Все ядерные уста-

новки проектируются таким образом, что существует ряд слоев безо-

пасности, предотвращающих возникновение значительного воздействия

на площадке и за ее пределами. Совокупность этих слоев безопасости

называют "глубокоэшелонированной защитой". События, связанные с

ухудшением глубокоэшелонированной защиты, классифицируют как инци-

денты 1 - 3 уровней.

──────────────────────────────────────────────────────────────────

уровень│название│ критерии │ примеры

──────────────────────────────────────────────────────────────────

ниже │отклоне-│не имеет значимости с точки зре- │

шкалы/ │ние │ния безопасности │

ноль │ │ │

──────────────────────────────────────────────────────────────────

ИНЦИДЕНТЫ:

──────────────────────────────────────────────────────────────────

1 │аномалия│* Аномалия, выходящая за рамки │

│ │предписанного режима эксплуатации│

│ │Она может быть обусловлена отка- │

│ │зом оборудования, ошибкой челове-│

│ │ка или неправильным выполнением │

│ │процедур. │

──────────────────────────────────────────────────────────────────

2 │инцидент│* Инциденты, сопровождающиеся зна│

│ │чительным отказом устройств обес-│

│ │печения безопасности,но при сохра│

│ │нении достаточной глубокоэшелони-│

│ │рованной защиты, обеспечивающей │

│ │компенсацию дополнительных отка- │

│ │зов. │

│ │* Событие, приводящее к дозе облу│

│ │чения персонала, превышающей уста│

│ │новленный годовой дозовый предел,│

│ │или событие, которое приводит к │

│ │наличию на установке значительных│

│ │количеств радиоактивности в зонах│

│ │не предназначенных для этого по │

│ │проекту, и которое требует приме-│

│ │нения корректирующих мер. │

──────────────────────────────────────────────────────────────────

3 │Серьезн.│* Внешний выброс радиоактивности,│

│инцидент│превышающий установленные пределы│

│ │и ведущий к дозе облучения наибо-│

│ │лее облученных лицза пределами │

│ │площадки порядка десятых долей │

│ │мЗв. При таком выбросе защитные │

│ │мероприятия за пределами площадки│

│ │могут не понадобиться. │

│ │* События на площадке, приводящие│

│ │к дозам облучения персонала, дос-│

│ │таточным для возникновения острых│

│ │воздействий на здоровье, или собы│

│ │тие, приводящее к серьезному рас-│

│ │пространению загрязнения, напр., │

│ │нескольких тысяч тераBq активнос-│

│ │ти, содержащихся в выбросе во вто│

│ │руюзащитную оболочку, когда мате-│

│ │риал может быть возвращен в соот-│

│ │ветствующую зону хранения. │

│ │* Инциденты, при которых дальней-│АЭС Вандельос,

│ │ший отказ систем безопасности мо-│Испания, 1989

│ │жет привести к аварийным условиям│

│ │или ситуация, в которой системы │

│ │безопасности будут не в состоянии│

│ │предотвратить аварию в случае воз│

│ │никновения определенных инициирую│

│ │щих событий. │

──────────────────────────────────────────────────────────────────

АВАРИИ:

──────────────────────────────────────────────────────────────────

4 │Авария, │* Внешний выброс радиоактивности,│Завод по пере-

│не сопро│приводящий к дозе облучения наибо│работке топлива

│вождае- │лее облученных лиц за пределами │в Уиндскейле,

│мая зна-│площадки порядка нескольких мЗв. │Соединенное Ко-

│чительн.│При таком выбросе необходимость в│ролевство, 1973

│риском │защитных действиях за пределами │

│за преде│площадки обычно маловероятна, за │

│лами │исключением, возможно, местного │

│площадки│контроля продуктов питания. │

│ │* Значительное повреждение ядер- │АЭС Сен-Лоран,

│ │ной установки. Такая авария может│Франция, 1980

│ │включать в себя повреждение ядер-│

│ │ной установки, в результате кото-│

│ │рого возникают серьезные проблемы│

│ │с восстановительными работами,как│

│ │напр., частичное расплавление ак-│

│ │тивной зоны энергетического реак-│

│ │тора и сравнимые события на нере-│

│ │акторных установках. │

│ │* Облучение одного или нескольких│Критическая

│ │работников, которое приводит к пе│сборка в Буэнос

│ │реоблучению с высокой вероятнос- │-Айресе, 1983

│ │тью ранней смерти. │

──────────────────────────────────────────────────────────────────

5 │Авария, │* Внешний выброс радиоактивного │Реактор в Уинд-

│сопровож│материала (в количествах, радиоло│скейле, Соеди-

│даемая │гически эквивалентных сотням или │ненное Королев-

│риском │тысячам тераBq I-131). Такой выб-│ство, 1957

│за преде│рос может привети к частичному │

│лами │осуществлению контрмер, предусмат│

│площадки│риваемых планами противоаварийных│

│ │мероприятий с целью снижения веро│

│ │ятности воздействия на здоровье. │

│ │* Серьезное повреждение ядерной │АЭС Три-Майл

│ │установки. Оно может представлять│Айленд, США,

│ │собой серьезное повреждение значи│1979 г.

│ │тельной части активной зоны энер-│

│ │гетического реактора, крупную ава│

│ │рию, связанную с критичностью, │

│ │или крупный пожар или взрыв с вы-│

│ │бросом больших количеств радиоак-│

│ │тивности в пределах установки. │

──────────────────────────────────────────────────────────────────

6 │серьезн.│* Внешний выброс радиоактивных ма│Завод по перера

│авария │териалов в количествах, радиоло- │ботке топлива в

│ │гически эквивалентных тысячам/де-│Кыштыме, Россия

│ │сяткам тысяч терабеккерелей I-131│1957 г.

│ │После такого выброса вероятно пол│

│ │ное осуществление контрмер, преду│

│ │сматриваемых местными планами про│

│ │тивоаварийных мероприятий с целью│

│ │ограничения серьезных воздействий│

│ │на здоровье. │

──────────────────────────────────────────────────────────────────

7 │крупная │* Внешний вырос значительной час-│Чернобыльская

│авария │ти радиоактивного материала на │АЭС, 1986 г.

│ │крупной установке (напр., из ак- │

│ │тивной зоны энергетического реак-│

│ │тора). Обычно он состоит из смеси│

│ │коротко- и долгоживущих радиоак- │

│ │тивных продуктов деления ( коли- │

│ │чествах, радиологическиэквивалент│

│ │ных десяткам тысяч тераBq I-131).│

│ │Такой выброс приводит к возможнос│

│ │ти острых воздействий на здоровье│

│ │людей; задержанным воздействиям │

│ │на здоровье в больших районах, │

│ │возможно, охватывающих территории│

│ │нскольких стран; и к долговремен-│

│ │ным экологическим последствиям. │

──────────────────────────────────────────────────────────────────

Защитные и реабилитационные меры, использующиеся на террито-

риях, подвершихся радиоактивному зарязнению, можно разделить на 12

групп:

1) укрытие и йодная профилактика;

2) эвакуация и переселение;

3) дезактивация территорий, зданий и сооружений;

4) захоронение образовавшихся в результате дезактивационных

мероприятий радиоактивных отходов, а также отходов промышленного и

сельскохозяйственного производства с повышенным содержанием радио-

нуклидов;

5) ограничение свободного доступа населения на территории с

высокими уровнями радиоактивного загрязнения и прекращение хо-

зяйственной деятельности;

6) перепрофилирование в лесном и сельском хозяйстве и обеспе-

чение радиационно безопасных условий труда;

7) исключение или ограничение потребления зарязненных пищевых

продуктов;

8) меры по снижению содержания радиоактивных веществ в сель-

хозпродукции общественного сектора и продуктах ее переработки;

9) меры по снижению загрязненности сельхозпродукции из личных

подсобных хозяйств;

10) благоустройство населенных пунктов;

11) информирование населения;

12) социальные и другие дополнительные меры.

КОНЦЕПЦИЯ ЗАЩИТЫ НАСЕЛЕНИЯ ПРИ АВАРИЯХ НА ЯФУ.

Концепция защиты населения Республики Беларусь при радиацион-

ных авариях на АЭС согласована Национальной комиссией по радиаци-

онной защите, одобрена коллегией Министерства здравоохранения и

утверждена Главным Государственным санитарным врачом 28 мая 1993

года. Ее цель - обоснование защитных мероприятий, предотвращающих

возникновение детерминистских эффектов /острая лучевая болезнь,

лучевой гипотиреоз, лучевая катаракта и др./, а также ограничиваю-

щих риск стохастических эффектов /онкологические заболевания и ги-

гиенические последствия/.

При радиационной аварии на АЭС рассматриваются следующие ос-

новные факторы радиационного воздействия:

- внешнее гамма-излучение от радиоактивного облака;

- поступление радиоактивных веществ через органы дыхания;

- радиоактивное загрязнение кожных покровов и одежды;

- внешнее гамма-излучение от радиоактивных веществ, осевших

на поверхность земли и местные объекты;

- поступление радиоактивных веществ в организм в результате

потребления населением пищевых продуктов и воды.

Концепция предусматривает защитные мероприятия на период пер-

вых 10 дней от аварии.

Основным критерием для принятия решения о мерах защиты явля-

ется индивидуальная доза облучения, прогнозируемая от начала ава-

рии до 10 суток после нее.

При мощности экспозиционной дозы, превышающей ее значение для

данной местности на 20 мкР/час: