1.3. Нормы радиационной безопасности. Системы защит

Основные положения для нормирования радиационной безопасности начали разрабатываться в первой четверти ХХ в. В 1925 г. в качестве допустимого облучения принималась десятая часть дозы, вызывающая эритему (покраснение) кожи за 30 сут. В дальнейшем были разработаны научно обоснованные нормы.

В СССР в законодательном порядке были введены в действие «Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87» и «Основные санитарные правила ОСП-72/87». В этих документах с учетом отечественного и зарубежного опыта представлены данные о воздействии ионизирующего излучения на организм человека, опыт по осуществлению радиационного контроля и проведению профилактических мероприятий на предприятиях и во внешней среде, а также правила работы с радиоактивными веществами. В указанных документах использован опыт ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС. Эти же нормы сегодня действуют и в России.

Основной целью радиационной защиты является обеспечение охраны здоровья отдельных лиц, их потомства и человечества в целом и создание условий для необходимой практической деятельности при работе с источниками ионизирующего излучения. При этом в практике радиационной защиты принимается положение о том, что любые нормативы для человека и человеческой популяции одновременно гарантируют также надежность жизни всей совокупности растений, животных и микроорганизмов.

При нормировании радиационного фактора исходят из того, что основным следствием малых доз облучения является

увеличение вероятности и появления злокачественных опухолей, а также генетических (наследственных) повреждений. В основу нормирования положена концепция зависимости доза - эффект.

В рекомендациях Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ), посвященных регламентации дозовых нагрузок, основные принципы изложены следующим образом:

1. никакой вид использования ионизирующих излучений не должен вводиться в практику, если он не приносит реальной, «чистой» пользы;

2. все дозы облучения должны поддерживаться на таких низких уровнях, какие только можно разумно достигнуть с учетом экономических и социальных факторов;

3. эквивалентная доза облучения отдельных лиц не должна превышать предела, рекомендуемого Комиссией для соответствующих условий.

Нормы радиационной безопасностиНРБ-76/87 содержат в качестве основополагающих требования, подобные основным принципам МКРЗ:

1. не превышать усгановленною основного дозового предела;

2. исключить всякое необоснованное облучение;

3. снижать дозы облучения до возможно низкою уровня.

Полностью исключить воздействие ионизирующего излучения на человека невозможно из-за наличия естественного радиационного фона.

Действие ионизирующих излучений на вещество проявляется в ионизации атомов и молекул, входящих в сослав вещества. Мерой этого воздействия служитпоглощенная доза Д - средняя энергия, переданная излучением единице массы вещества. Единица поглощенной дозы (в системе СИ) грэй (Гр); 1 Гр -1 Дж/кг.

Для оценки возможного ущерба здоровью человека от хронического воздействи ионизирующего излучения введено понятие эквивалентной дозы Н, которая равна произведению поглощенной дозы Д на средний коэффициент качества ионизирующего излучения К в данном элементе объема биологической ткани:

Н=Д×К.

Единица эквивалентной дозы - бэр: 1 бэр=0,01 Дж/кг. Используют дольные единицы: милибэр (мбэр); нанобэр (нбэр). 1нбэр=1×10^-9бэр. В системе СИ единица эквивалентной дозы зиверт (Зв): 1 Зв=100 бэр. Значения коэффициента К даны в табл.4.

Средние значения коэффициента КТаблица 4

* 1 эВ = 1,6×10^-19 Дж

Естественный радиационный фон в различных районах земного шара вызывает дозу облучения в среднем от 0,8 мЗв до 3 мЗв. Основная масса населения России проживает на равнинных территориях, где средняя доза облучения за счет космического излучения составляет около 0,3 мЗв/год, за счет g-излучения почвы и воздуха примерно 0,32 мЗв/год и за счет естественных радионуклидов в материалах жилищ около 0,37 мЗв/год. К естественному фону добавляется влияние естественных радионуклидов антропогенного происхождения: минеральных удобрений, продуктов сжигания угля, минеральных строительных материалов.

При установлении основных дозовых пределов выделены следующие категории облучаемых лиц: категория А - персонал; категория Б - ограниченная часть населения; категория В - население области, края, республики, страны.

Предельно допустимая доза (ПДД) основной дозовый предел для категории А облучаемых лиц. ПДД такое наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, при котором равномерное облучение в течение 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

Для каждой категории облучаемых лиц устанавливаются два класса нормативов: основные дозовые пределы; допустимые уровни, соответствующие основным дозовым пределам.

При оценке последствий облучения все органы и ткани в порядке уменьшения их радиочувствительности в три группы критических органов, для каждой установлены соответствующие дозовые пределы. В табл.5 приведены основные дозовые пределы в зависимости от группы критических органов для категории А (ПДД за год) и для категории Б (предел дозы за год - ПД).

Основные дозовые пределы внешнего и внутреннего

облучения, мЗв/юд (бэр/год)Таблица 5

Дозовые пределы, рекомендуемые МКРЗ и установленные НРБ-76/87, не включают дозу, получаемую пациентом при медицинском обследовании, и дозу, обусловленную естественным радиационным фоном. По современным оценкам средняя годовая смертность от профессиональных заболеваний, а также несчастных случаев на этих производствах не превышает 10^-4, т. е. один смертельный случай на 10 000 человек. Это значение и принимается за основу при установлении предельно допустимого уровня облучения персонала.

Для лиц категории Б риск должен быть меньшим или равным другим рискам, обычно имеющим место в повседневной жизни, но не более 0,1 риска, принятого для персонала.

При одновременном воздействии нескольких радиационных факторов, например нескольких видов внешнего излучения, нескольких радионуклидов, поступлении радионуклидов в организм с вдыхаемым воздухом в сочетании с воздействием внешнего облучения, должно выполняться условие, чтобы отношение максимальной эквивалентной дозы в критическом органеН_МS смешанного внешнего излучения к ПДД для этого органа и отношение поступлений П_j радионуклидов к их ПДП в сумме не превышали единицу, т. е.

ЗдесьН_МS£ Н_Мi где Н_Мi - максимальная эквивалентная доза i-го вида внешнего излучения в критическом органе.

В связи с широким использованием атомной энергии значительные контингенты людей могут подвергнуться воздействию ионизирующих излучений. Для оценки риска от облучения всеми источниками и роли в этом каждого из источников введен показатель «коллективная эквивалентная доза».

Коллективная эквивалентная доза - сумма индивидуальных эквивалентных доз H_i у контингента людей за данный промежуток времени, т. е.

,

где N_i - число лиц, получивших эквивалентную дозу H_i. Единицей измерения коллективной дозы в системе СИ является чел×Зв (или чел×бэр).

Для обеспечения радиационной безопасности при эксплуатации АЭС предусмотрен специальный комплекс мероприятий. В эти мероприятия входят система защит от внешних и внутренних потоков облучения, предотвращение распространения радиоактивных веществ в рабочие помещения и окружающую

среду, организация радиационного контроля и санитарно-пропускного режима, обеспечение необходимых условий транспортировки радиоактивных веществ, сбора и захоронения радиоактивных отходов, использование средств индивидуальной защиты и т. д.

Непосредственный контроль за работами по обеспечению радиационной безопасности при эксплуатации АЭС осуществляют отделы охраны труда (ООТ) силами входящих в их состав служб дозиметрии или служб радиационной безопасности.

Защита от ионизирующего излучения реактора базируется на его экранировании и ослаблении защитными материалами (создание биологической защиты). Выбор материалов для биологической защиты зависит от вида излучения. Так, a-частицы полностью поглощаются одеждой, резиновыми перчатками. Для защиты отb-частиц операции с радиоактивными веществами необходимо проводить за специальными экранами (ширмами) или в защитных шкафах. Рентгеновское и g-излучение наиболее полно поглощается веществами с высокой плотностью (свинец, сталь, а также бетон). Для защиты от нейтронов используют вещества с малым атомным номером, например воду, полиэтилен.

Специальные меры защиты следует предпринимать, когда мощность дозы на расстоянии 0,1 мот источника превышает 10^-3 мЗв/ч (0,1 бэр/ч).

Главное требование к системе защиты ядерного реактора и других источников ионизирующего излучения состоит в обеспечении на рабочих местах и в соседних помещениях допустимого уровня внешних потоков излучения. Это требование обеспечивается в первую очередь стационарными и передвижными защитными ограждениями.

Для предотвращения попадания радиоактивных веществ в окружающую среду на АЭС предусматриваются три барьера радиационной защиты: