Эффективная доза для населения не должна превышать

5.1. Нормы радиационной безопасности

В настоящее время для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения применяются Нормы радиационной безопасности (НРБ-99), а также Санитарные правила (СП 2.6.1.758-99).

Санитарные правила НРБ-99 − это новое издание частично переработанных и дополненных НРБ-96.

Они являются основополагающим документом, регламентирующим требования Федерального закона «О радиационной безопасности населения» − основные пределы доз, допустимые уровни воздействия ИИ и другие требования по ограничению облучения человека.

Облучение − это воздействие на человека ИИ. Нормы распространяются на следующие виды воздействия ИИ на человека:

— при нормальной эксплуатации техногенных источников излучения,

— в результате радиационной аварии,

— от природных источников излучения,

— при медицинском облучении.

Требования по обеспечению радиационной безопасности (РБ) сформированы для каждого вида облучения. Суммарная доза от всех видов облучения используется для оценки радиационной обстановки и ожидаемых медицинских последствий, а также для обоснования защитных мероприятий и оценки эффективности.

Количественно суммарная доза измеряется следующими критериями:

Доза эффективная (Дэф) − величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий от облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы (Д экв.) в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты (ВК органа).

Дэф= ΣД экв.* ВК орг.

Взвешивающие коэффициенты для органов и тканей при расчете эффективной дозы (ВК орг.) − множители эквивалентной дозы в органах и тканях, используемые в радиационной защите для учета различной чувствительности разных органов и тканей при возникновении стохастических эффектов радиации:

Гонады − 0,20

Костный мозг (красный) − 0,12

Легкие, желудок, толстый кишечник − 0,12

Печень, пищевод, щитовидная железа − 0,05

Грудная железа, мочевой пузырь − 0,05

Кожа, клетки костных поверхностей − 0,05

Остальное − 0,05

Доза эффективная (эквивалентная) годовая (Дэф) − сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов, за этот же год.

Единица годовой эффективной дозы − Зиверт (Зв). Нормами установлены категории облучаемых:

население − все лица, включая персонал, вне работы с источниками ионизирующего излучения;

персонал − лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).

В них даны определения многим понятиям, в том числе:

радиационная безопасность населения − состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения;

предел дозы (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;

предел годового поступления (ПГП) − допустимый уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы.

Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья населения, включая персонал, от вредного воздействия ИИ путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании излучения в различных областях хозяйства, науке и медицине.

Основу системы радиационной безопасности, сформулированной в Нормах, составляют современные международные научные рекомендации, опыт стран, достигших высокого уровня радиационной защиты населения, и отечественный опыт. Данные мировой науки показывают, что соблюдение Международных основных норм безопасности, которые легли в основу Норм, надежно гарантирует безопасность работающих с источниками излучения и всего населения.

Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучения необходимо руководствоваться следующими основными принципами:

— непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);

— запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риска возможного вреда, причиненного дополнительным облучением (принцип обоснования);

— поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых при использовании любого источника излучения (принцип оптимизации).

Таблица 5

Основные пределы доз

Нормируемые величины	Пределы доз
	Персонал (группа А)	Население
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв/г	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв/г
Эквивалентная доза за год: — в хрусталике глаза — коже, кистях, стопах	150 мЗв 500 мЗв	15 мЗв 50 мЗв

Примечание:

— допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам;

— основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А;

— основные пределы доз облучения не включают в себя дозы, полученной от природного и медицинского облучения, а также вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения;

— эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудвой 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 установленных пределов доз;

— для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с ИИ, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части 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. В этих условиях эквивалентная доза облучения плода за два месяца невыявленной беременности не превысит 1 мЗв. Администрация предприятия обязана перевести беременную женщину на работу, не связанную с ИИИ, со дня ее информации о факте беременности, на период беременности и грудного вскармливания ребенка;

— для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием ИИ, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б;

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

Планируемое облучение персонала группы А выше указанных пределов доз при ликвидации или предотвращении аварии может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения;

— планируемое повышенное облучение допускается для мужчин старше 30 лет один раз за период их жизни лишь при их добровольном письменном согласии после информирования о возможных дозах облучения и риске для их здоровья. Планируемое повышение облучения в эффективной дозе до 100 мЗв/год и эквивалентных дозах не более двукратных значений допускается с разрешения территориальных органов Госсанэпиднадзора, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв/год и четырехкратных значений эквивалентных доз − только с разрешения федерального органа Госсанэпиднадзора.

Повышенное облучение не допускается:

— для работников, ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения с Дэф=200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз;

— для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с ИИ.

Лица, подвергшиеся облучению в Дэф более 200 мЗв в течение года при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв за год. Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа с ИИ этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.

Эффективная доза облучения природными ИИ всех работников, включая персонал, не должна превышать 5 мЗв/год в производственных условиях (любые профессии и производства, в том числе экипажи самолетов).

Основные пределы доз

Нормируемые величины*	Пределы доз
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	150м3в	15м3в
коже	500 мЗв	50м3в
кистях и стопах	500 мЗв	50м3в

Примечания:

* Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.

** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б равны 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонал приводятся только для группы А.

Предел дозы (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.

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.

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

Годовая доза облучения населения от естественного фона в среднем составляет (0,1…0,12)*10-2 Зв, при флюрографии – 0,37*10-2 Зв, при ренгеноскопии зубов — 3*10-2 Зв.

ГИГИЕНИЧЕСКАЯ ОЦЕНКА УСЛОВИЙ ТРУДА

Оценка условий труда и определение класса вредности при работах с источниками ионизирующего излучения для аттестации рабочих мест осуществляются на основании Р 2.2/2.6.1.1195-03 «Гигиенические критерии оценки условий труда и классификации рабочих мест при работах с источниками ионизирующих излучений» по специальным методическим указаниям.

При обращении с открытыми и закрытыми источниками ионизирующего излучения персонал (работники) подвергается воздействию производственных факторов, которые могут оказывать неблагоприятное воздействие в ближайшем или отдаленном периоде на состояние здоровья работников и их потомство. Такие условия труда в соответствии с Руководством Р 2.2.2006-05 регламентируются как вредные, если уровень этого воздействия может приводить к увеличению риска повреждения здоровья.Ионизирующая радиация при воздействии на организм человека может вызывать два вида неблагоприятных эффектов, которые клинической медициной относят к болезням: ü детерминированные (лучевая болезнь, лучевой дерматит, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и др.) ü стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни).В отношении детерминированных эффектов излучения нормами радиационной безопасности, НРБ-99, предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше — тяжесть эффекта зависит от дозы.Вероятность возникновения стохастических беспороговых эффектов пропорциональна дозе, а тяжесть их проявления не зависит от дозы. Латентный период возникновения этих эффектов у облученного человека составляет от 2 — 5 до 30 — 50 лет и более.

Для характеристики условий труда с источниками излучения в настоящих нормативах используются значения максимальной потенциальной эффективной и/или эквивалентной дозы. Мощности потенциальной дозы излучения — максимальная потенциальная эффективная (эквивалентная) доза излучения при стандартной продолжительности работы в течение года Основные характеристики условий труда с источниками излучения в зависимости от классов и степеней вредности для целей гигиенической оценки условий и характера труда на рабочих местах представлены в табл. 1.

Допустимая мощность годовой потенциальной дозы (ДМПД) определяется как отношение максимальной допустимой потенциальной эффективной (эквивалентной) дозы к стандартной продолжительности работы в течение года, которая принимается:- для персонала группы А — 1700 ч/год;- для персонала группы Б — 2000 ч/год;- для работников, не относящихся к группам А и Б, в случае природного облучения в производственных условиях — 2000 ч/год.

Таблица 1

Значения потенциальной максимальной дозы (МПД) при работе с источниками излучения в стандартных условиях, мЗв/год

№ п/п	Потенциальная максимальная годовая доза	Класс условий труда
допустимый — 2	вредный — 3	опасный — 4 *
3.1	3.2	3.3	3.4 *
	Эффективная	£ 5	> 5 — 10	> 10 — 20	> 20 — 50	> 50 — 100	> 100
	Эквивалентная в хрусталике глаза	£ 40	> 37,5 — 75	> 75 — 150	> 150 — 187,5	> 187,5 — 300	> 300
	Эквивалентная в коже, кистях и стопах	£ 125	> 125 — 250	> 250 — 500	> 500 — 750	> 750 — 1000	> 1000

* Работа с источниками излучения в условиях, когда максимальные потенциальные индивидуальные эффективные и/или эквивалентные дозы при облучении в течение года в стандартных условиях (п. 8.2 НРБ-99) могут превысить основные пределы доз, допускается только при проведении необходимых дополнительных защитных мероприятий (защита временем, расстоянием, экранированием, применением СИЗ и т.п.), гарантирующих непревышение установленных дозовых пределов, или при планируемом повышенном облучении.

Значения мощности потенциальной дозы:1. При оценке рабочих мест персонала группы А1.1. Для эффективной МПД:- 1 ДМПД = 5 мЗв / 1700 ч = 0,003 мЗв/ч (3,0 мкЗв/ч);1.2. Для эквивалентной МПД облучения хрусталика глаза:- 1 ДМПД = 37,5 мЗв / 1700 ч = 0,022 мЗв/ч (22,0 мкЗв/ч);1.3. Для эквивалентной МПД облучения кожи, кистей и стоп:- 1 ДМПД = 125 мЗв / 1700 ч = 0,075 мЗв/ч (75,0 мкЗв/ч); 2. При оценке рабочих мест персонала группы Б и работников в случае природного облучения в производственных условиях значения мощности потенциальной дозы определяются так же, как и для персонала группы А, но при условии стандартной продолжительности работы в течение года 2000 ч.

МЕТОДЫ ЗАЩИТЫ ОТ ВОЗДЕЙСТВИЯ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Обеспечение безопасности работающих с радиоактивными веществами осуществляют путем установления допустимых доз облучения различными видами ионизирующих излучений, применения защиты временем, расстоянием, проведение общих мер защиты, использования средств индивидуальной защиты. Большое значение имеет применение приборов индивидуального и общего контроля для определения интенсивности радиоактивных облучений. Защита работающих с радиоактивными изотопами от ионизирующих облучений осуществляется системой технических, санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий.

Помещения, предназначенные для работы с радиоактивными изотопами, должны быть отдельными, изолированными. Желательно в одном помещении проводить работу с веществами одной активности, что облегчает устройство защитных средств. Стены и двери делают гладкими, чтобы они не имели пор и трещин. Все углы в помещении закругляют для облегчения уборки помещений от радиоактивной пыли. Стены покрывают масляной краской на высоту 2м, а при поступлении радиоактивных паров или аэрозолей стены и потолок покрывают масляной краской полностью. Полы изготавливают из плотных материалов, которые не впитывают жидкости, т.е. покрывают линолеумом, пластиками.

В помещении обязательно устройство приточно-вытяжной вентиляции. Доза облучения находится в прямой зависимости от времени облучения и в обратной зависимости от квадрата расстояния до источника излучения. Из этого ясна защита временем и расстоянием.

Защитное экранирование значительно ослабляет поток радиоактивного излучения до нормативно заданного уровня. Ослабление потока излучения зависит от энергии потока, а также от свойств и толщины экранирующей среды. При защите от потоков заряженных частиц (альфа-, бета- лучи) размер толщины экрана должен соответствовать наибольшей величине пробега этих частиц в воздухе.

Пробег альфа-частиц в воздухе, не превышает 8-9 см. Поэтому экранирование альфа- частиц осуществляется воздушной прослойкой толщиной 10 см, листом алюминиевой фольги толщиной 0.5-1мм,или стекла 1…2 мм. Одежда и резиновые перчатки полностью защищают от альфа-излучения.

Пробег бета- частиц гораздо больше чем альфа, в воздушной среде до нескольких метров и зависит от используемого изотопа, т.е. энергии бета- частиц. Пробег бета- частиц в алюминии не превышает нескольких десятых миллиметра.

Для экранирования гамма- излучений, характеризующегося большой проникающей способностью, применяются экраны из материалов, обладающих большим атомным весом и высокой плотностью (свинец, сталь, бетон и др.)

Если при прохождении нейтронов через вещество возникает гамма- излучение, следует применять комбинированные защитные ограждения (обычно смеси тяжелых материалов с водой: железовода, свинец-вода)

При проектировании все видов заграждений (экранов) следует вводить в формулы коэффициент запаса n=2.

Кроме расчетного метода, величину защитного слоя можно определить с помощью номограмм или из таблиц.

Общие и индивидуальные меры защиты предусматривают: полную изоляцию рабочего пространства и оборудования (работа в специальных вытяжных шкафах и боксах); периодическую дезактивацию помещений и оборудования; применение спецодежды и средств личной защиты(очки, защитные щитки, респираторы и т.д.); соблюдение правил личной гигиены(душ после работы, отдых на свежем воздухе, ношение спецодежды только на работе и т.д.)

Измерение ионизирующих излучений, позволяющее оценить радиационную обстановку производится специальными приборами, действие которых основано на измерении эффектов, возникающих в процессе взаимодействия излучения с веществом.

Подобными приборами определяется степень ионизации среды, через которую прошло излучение (ионизационный метод); вторичные эффекты связанные с ионизацией, т.е. почернение фото пленки (фотографический метод); свечение некоторых веществ под действием излучения (сцинтилляционный метод); изменение химических или физических свойств вещества (химический метод).

Наиболее распространенные дозиметрические приборы предназначаются для быстрого выявления источников радиоактивного излучения и основаны на ионизационном эффекте и предназначены для количественных измерений дозы облучения.