Обеспечения безопасности при обращении с радиоактивными отходами (РАО). Обеспечение надежной защиты персонала и населения от радиационного воздействия РАО сверх установленных нормами радиационной безопасности уровней.

Одной из основных целей обеспечения безопасности при обращении с радиоактивными отходами (РАО) является обеспечение надежной защиты персонала и населения от радиационного воздействия РАО сверх установленных нормами радиационной безопасности уровней.

Радиационный контроль – получение информации о радиационной обстановке на предприятии и в районе его расположения, радиационных параметрах технологических процессов и дозах облучения персонала и населения.

Для успешного выполнения должностных обязанностей и повышения уровня безопасности по вопросам учета и контроля радиоактивных веществ и радиоактивных отходов (УиК РВ и РАО) необходимы базовые знания из ядерной физики о строении вещества, радиоактивности, взаимодействии ионизирующего излучения с веществом, современной системе дозиметрических величин, а также вопросы организации и проведения радиационного контроля при проведении работ по УиК РВ и РАО.

Естественные и искусственные источники ионизирующего излучения

Основную часть облучения все население Земли получает от естественных источников ионизирующего излучения (ИИИ). Существует множество ИИИ – это природные радионуклиды, содержащиеся в земной коре (в 1 тонне гранита содержится 7 мг урана), строительных материалах, воздухе, воде, пище, а также космические лучи. В среднем естественные источники создают более 80% годовой эффективной дозы, получаемой населением. В основном вся эта доза создается внутренним облучением.

Ионизирующее излучение – один из самых древних факторов, который действует на все живое. Уровни естественного облучения (фона) варьируют в довольно широких пределах (в 10 и более раз). В среднем за счет фона человек получает эффективную дозу равную 2,4 мЗв в год. Следует отметить, что в результате радиоактивного распада уровни фонового облучения со временем падают. Человеческий организм не только подготовлен к имеющим место колебаниям радиационного воздействия, но и в значительной степени ими сформирован. Наблюдения за населением отдельных регионов Земли с уровнем естественного фона во много раз превышающем средние значения не обнаружили каких-либо неблагоприятных влияний на здоровье живущих там людей.

Космические лучи приходят к нам от Солнца и из глубин Вселенной. Космические лучи представляют собой высокоэнергетичные протоны, электроны, мюоны и ядра разных химических элементов. Основу составляют протоны и электроны. Космические лучи могут достигать поверхности Земли или рождать вторичное излучение в результате взаимодействия с атмосферой. Уровень облучения растет с высотой, поскольку уменьшается толщина защитного слоя воздуха. Наиболее интенсивному облучению подвергаются экипажи и пассажиры самолетов (до 40 мкЗв в час), хотя само облучение относительно кратковременно и не представляет собой никакой опасности.

Земная радиация связана с радиоактивными веществами, содержащимися в земной коре. Основными радиоактивными изотопами, встречающимися в горных породах Земли, являются калий-40 и рубидий-87. Калий-40 и рубидий-87 являются членами радиоактивных цепочек, берущих свое начало от долгоживущих радиоактивных изотопов урана-238 и тория-232. В земной коре содержатся также другие изотопы – члены этих цепочек. Известно, что калий хорошо усваивается живыми организмами, т.к. он является незаменимым элементом, участвующим в ряде метаболических процессов. Вместе с обычным в организм попадает радиоактивный изотоп калия. Поэтому калий-40 вносит значительный вклад во внутреннее облучение организм человека.

Уровни земной радиации неодинаковы, поскольку зависят от концентрации радиоактивных изотопов на конкретном участке земной коры. В среднем дозы от земной радиации составляют от 0,3 до 0,6 мЗв в год. Однако на Земле имеются области, где уровень ионизирующей радиации в сотни раз превосходит средний. Например, в некоторых районах Бразилии, богатых торием, фон составляет 250 мЗв в год.

Радон – радиоактивный инертный газ, попадающий в атмосферу из почвы, скальных пород и строительных материалов. Средняя концентрация радона на уровне земли вне помещений составляет 8 Бк/м3. Содержание радона в помещении в несколько раз выше, чем на открытой местности и зависит от вентиляции помещения. Основное облучение происходит при вдыхании воздуха. Согласно оценке НКДАР (Научный комитет по действию атомной радиации) радон вместе с дочерними продуктами распада ответственен примерно за 75% годовой индивидуальной эффективной дозы облучения. Вместе с тем отметим, что терапевтический полезный эффект лечения радоном на бальнеологических курортах доказан на обширном контингенте больных разного профиля. Это является дополнительным аргументом в пользу того, что нельзя относить малые радиационные воздействия к опасным или даже вредным факторам.

Другие источники радиации – это природные источники, связанные с деятельностью человека.

Ископаемые виды топлива.

Человек сжигает угль для получения тепла и электричества. Уголь является хорошим сорбентом, т.е. обладает способностью накапливать различные, в том числе радиоактивные вещества. Поэтому уголь всегда содержит небольшие количества природных радионуклидов. При сжигании радиоактивные вещества концентрируются в золе и поступают в окружающую среду с выбросами. Концентрация РВ в золе сравнима с их концентрацией в бедных урановых рудах.

Фосфаты.

Добыча фосфатов, которые используются главным образом для производства удобрений, ведется во многих местах. Большинство разрабатываемых в настоящее время месторождений содержит уран. В процессе добычи и переработки выделяется радон. Сами удобрения содержат радионуклиды, которые проникают в почву, в растения и далее в человека.

Термальные водоемы.

Некоторые страны эксплуатируют подземные ресурсы пара и горячей воды для теплоснабжения и производства электроэнергии. При этом происходит значительное поступление радона в окружающую среду. Вклад этого источника будет возрастать, т.к. это один из перспективных путей развития топливо сберегающей энергетики.

Искусственные (техногенные) источники радиации

За последние несколько десятилетий в жизнь человека в дополнении к природным вошли искусственные источники ионизирующего излучения. Это явление связано с возрастающим использованием ядерных технологий в промышленности, энергетике, медицине. В табл. 1 приведены основные источники техногенного облучения и возможные дозы, обусловленные их воздействием.

Таблица 1. Основные источники техногенного облучения и эффективная доза, обусловленная этими источниками

Медицина. Самое первое применение источники ионизирующего излучения нашли в медицинской практике. Сейчас это направление продолжает успешно развиваться, принося огромную пользу людям при диагностике и лечении многих заболеваний. Ионизирующие излучения используются при флюорографии, рентгенодиагностике, радионуклидной диагностике, компьютерной томографии, лучевой терапии злокачественных новообразований (раке) и т.д. В настоящее время основной вклад в дозу, получаемую человеком от техногенных источников радиации, вносят медицинские процедуры и методы лечения, связанные с применением облучения. Средние уровни облучения, обусловленные медицинским диагностическим использованием источников ионизирующего излучения, в развитых странах составляют приблизительно 50% среднего уровня облучения естественным фоном.

Глобальные эффекты испытания ядерного оружия. В результате испытаний ядерного оружия на поверхность земли выпало большое количество радиоактивных осадков. Всего было проведено 543 испытания ядерного оружия. Даже в разгар испытаний эффективные дозы от испытаний были на порядок меньше доз от естественного фона.

Ядерная энергетика и промышленность. Преимущества, представляемые ядерными технологиями, предопределили их широкое внедрение в хозяйственную и техническую деятельность. Предприятия ядерной промышленности и энергетики размещены на территории многих высокоразвитых стран и создают еще один источник техногенного облучения. Разрешенные радиоактивные выбросы атомных станций нормированы так, чтобы риск причинить вред здоровью человека составлял величину меньшую 0,000001 на человека в год. Для сравнения можно сказать, что вероятность получить травму во время гонок формулы 1 составляет 0,001 на человека в год. Вероятность погибнуть в России от всех причин составляет 0,01 на человека в год.

Структура атомов и их ядер

О том, что все сущее состоит из частиц, знали еще древние греки. Около 420 г. до н. Э. Философ Демокрит поддержал гипотезу, что материя состоит из крошечных, неделимых частиц. По-гречески atomos означает «неделимый», поэтому эти частицы назвали атомами.

В 1911 году Эрнест Резерфорд, британский физик, уроженец Новой Зеландии, работавший вместе с Томсоном, предложил строение атома, описывающее эксперименты по рассеянию альфа-частиц веществом. Для объяснения этих экспериментов Резерфорд предположил, что центр (или ядро) атома имеет положительный заряд и относительно большую массу, а вокруг ядра вращаются крайне легкие и отрицательно заряженные электроны.

Согласно классическим представлениям такой атом существовать не может, т.к. при ускорении электрического заряда (как известно, вращение является ускоренным движением) происходит излучение электромагнитных волн и за счет этого электрон должен терять энергию и падать на ядро. Тем не менее атом Резерфорда существует и объяснить это явление позволяет квантовая физика.

Однако Резерфорд не осознавал, что обычно в ядре атома находятся как положительно заряженные, так и нейтральные частицы. Существование положительно заряженных частиц было признано в 1920 г., и они получили название протоны. В 1932 г. английский физик Джеймс Чедвик открыл незаряженные частицы и назвал их нейтронами.

Компьютерная модель атома бериллия

а) Атом водорода б) Атом Франция (87 элемент)

Все вещества, существующие в природе, состоят из атомов. Обычно атом изображают в виде ядра, расположенного в центре электронного облака, которое представляет собой набор электронных оболочек, состоящих из вращающихся по орбитам электронов.

Атомное ядро – это простейшая структура, которая определяет химические и физические характеристики атомов. Согласно современным представлениям, ядро представляет собой тесно связанные между собой нуклоны – протоны (p) и нейтроны (n). Протоны и нейтроны имеют почти одинаковые массы, но различаются зарядом.

Протон имеет положительный заряд +1, нейтрон – нейтральная, не имеющая заряда частица. В атоме вокруг ядра вращается столько электронов, сколько протонов содержится в ядре. Электрон представляет собой отрицательно заряженную частицу –1. В целом атом электрически нейтрален. Это так называемая планетарная модель атома.

Химические свойства атомов и способность их соединяться друг с другом, образуя молекулы, зависят от числа электронов в атоме, от того, как они связаны с ядром, как распределены по оболочкам.

Принятые обозначения: Z – число электронов в оболочке атома;

N – число нейтронов;

А – массовое число (А = Z + N).

Разновидности одного и того же химического элемента, различающиеся количеством нейтронов в ядре, называются изотопами. Например, у обычного водорода ядро представляет собой один протон. Если к протону присоединить один нейтрон, получим ядро тяжелого водорода – дейтерия, а если присоединить два нейтрона, получим сверхтяжелый водород – тритий.

Изотопы одного элемента обладают одинаковыми свойствами, которые определяют его положение в периодической системе элементов, принятой на основе периодического закона Д.И. Менделеева.

Устойчивость атомных ядер. Радиоактивный распад и его закономерности

Все ядра можно подразделить на стабильные или устойчивые, которые могут существовать триллионы лет и более без всяких изменений, и нестабильные или неустойчивые, которые с течением времени превращаются в другие ядра с испусканием какой-либо частицы. Стабильный изотоп называют нуклидом, а если изотоп нестабильный, то радионуклидом. Например, свинец имеет четыре стабильных нуклида и двадцать радионуклидов.

Радиоактивный источник не может существовать вечно, Число ядер радионуклидов в нем постоянно уменьшается за счет их спонтанного превращения. Явление спонтанных превращений нестабильных ядер с испусканием частиц называется радиоактивным распадом. Слово «спонтанный» означает, что распад каждого ядра происходит абсолютно непредсказуемо – он может произойти и через мгновение, и через миллионы лет. Радионуклид, претерпевающий спонтанное превращение, называется «материнским».

При радиоактивном распаде возникает новое ядро, которое через некоторое время может тоже распасться и т.д., таким образом, возникает целая цепочка или семейство радиоактивных ядер. Распад ядер продолжается до тех пор, пока не образуется стабильное ядро.

Число атомов радионуклида (N(t)) изменяется во времени (t) по экспоненциальному закону:

N(t) = N₀×exp(-λ×t),

где N₀ – число атомов радионуклида в момент времени T₀

λ – постоянная распада (λ=0,693/Т_1/2)

t=T-T₀ – промежуток времени.

Если имеется смесь радионуклидов с разными постоянными распада, то этот закон нарушается.

Обычно в радиоактивных отходах (источниках) ядер радиоактивного нуклида очень много. Поэтому можно полагать, что в любой, даже очень маленький интервал времени в источнике будут происходить распады, и уменьшение числа ядер материнского нуклида в источнике будет происходить постепенно и непрерывно. Промежуток времени, в течение которого распадаются 50% ядер радионуклида называют периодом полураспада (Т_1/2).

Количественной характеристикой радиоактивности вещества, содержащего радионуклиды (или радиоактивного источника), является величина активности А, которая определяется как среднее число спонтанных превращений ядер в объекте, которое происходит в течении единицы времени. Единица активности носит специальное наименование беккерель (Бк). 1 Бк соответствует одному спонтанному преобразованию ядра в источнике в секунду. Ранее в качестве единицы активности использовали активность 1 грамма природного радионуклида радия-226. Эта единица получила название кюри (Ки): 1 Ки = 3,7х10¹⁰ Бк. Активность радионуклидного источника отражает скорость происходящих в нем ядерных превращений в данный момент времени.

Пространственными количественными характеристиками активности является удельная, объемная, поверхностная активности.

Отношение активности в источнике к его массе и объему называется удельной и объемной активностью радионуклида соответственно.

Если активность распределена только по поверхности источника, то его характеризуют поверхностной активностью.

При радиоактивном распаде изменяются и зарядовое число Z и массовое число А ядра. В настоящее время видами радиоактивного распада считают α-распад с испусканием α-частиц или ядер гелия (слайд 1.) ; бета-минус-распад с испусканием электрона (β^—частицы) и еще одной частицы – антинейтрино; бета-плюс-распад с испусканием позитрона (β⁺– частица со свойствами, аналогичными свойствам электрона, но положительно заряженная и являющаяся античастицей по отношению к нему) и нейтрино (практически не обладает массой – в 16 000 раз легче электрона); электронный захват (ЭЗ), когда ядро захватывает электрон собственной электронной оболочки атома и испускает нейтрино; и последний вид распада – спонтанное деление. Большинство видов распада сопровождается электромагнитным фотонным излучением, которое называется гамма-излучением (γ-кванты). Еще одним видом ядерного превращения является изомерный переход (ИП) ядра из метастабильного состояния в нормальное. При изомерном переходе энергия возбуждения ядерного изомера излучается в виде γ-кванта. Радиоактивный распад происходит до тех пор, пока в результате ядерных превращений не возникнет стабильный нуклид.

Радиоактивный распад часто сопровождается γ-излучением. Гамма-излучение – это электромагнитное излучение, подобное радиоволнам, световому и тепловому излучениям. Гамма-кванты имеют энергию от ~ 1 кэВ до десятков МэВ. Гамма-кванты – это фотоны (кванты любого электромагнитного излучения от теплового до ядерного), возникающие только вследствие ядерных превращений.

Радионуклид, претерпевший спонтанное превращение, преобразуется в новый нуклид, который называется «дочерним». При радиоактивном распаде дочернее ядро может оказаться в возбужденном или метастабильном состоянии. В этом случае помимо заряженной частицы испускается один или несколько γ-квантов с характерными интенсивностями и энергиями. Подобный набор называется γ-спектром и для многих радионуклидов может служить «паспортом», по которому можно идентифицировать радионуклид и определить его активность,

Переход из возбужденного состояния ядра радона в основное сопровождается излучением γ-кванта с энергией 0,186 МэВ.

Активность материала (вещества) определяется с учетом радиоактивности дочерних радионуклидов. Как пример можно привести ¹³⁷Cs: этот радионуклид является чистым β-излучателем, что определяет его дозиметрические характеристики при попадании внутрь организма; его дочерний ^137mBa превращается в стабильный ¹³⁷Ba путем изомерного перехода и испускает при этом γ-кванты, что определяет дозиметрические характеристики ¹³⁷Cs как источника γ-излучения.

Взаимодействие ионизирующих излучений с веществом.

Ионизирующие излучения, проходя через вещество, взаимодействуют с орбитальными электронами и ядрами атомов и при этом теряет энергию. Потери энергии обусловлены следующими процессами:

1. ионизация и возбуждение молекул и атомов поглощающей среды;
2. торможение частиц в электрическом поле ядра;
3. упругое рассеяние излучения на орбитальных электронах и ядрах атомов;
4. ядерные реакции (для нейтронов).

Для целей дозиметрии излучения делятся на две группы. К первой группе относятся излучения, состоящие из заряженных частиц (электронов, протонов, α-частиц и др.), которые непосредственно ионизируют атомы и молекулы при прохождении через вещество.

При прохождении α-частиц через вещество их энергия в основном расходуется на ионизацию и возбуждение атомов поглощающей среды (ионизационные потери). Несмотря на высокие значения энергии α-частиц из-за большой плотности ионизации на единицу пути, их проникающая способность крайне мала. Например, пробег α-частиц в целлюлозе не превышает несколько десятков микрометров; даже слой бумаги полностью поглощает α-частицы. Следует однако помнить, что после взаимодействия ИИ возникают так называемые вторичные частицы (это, как правило, фотоны), пробег которых больше пробега первичной частицы.

Бета-частицы или электроны обладают меньшей ионизирующей способностью по сравнению с α-частицами, но все же пробеги их в веществе невелики. Однако, проходя через среду с большим Z они будут порождать тормозное излучение, которое способно проникать через значительные толщины конструкционных материалов.

Ко второй группе относятся нейтроны и фотоны, которые непосредственно атомы и молекулы не ионизируют. Взаимодействуя с веществом, эти излучения порождают вторичные заряженные частицы, передавая им часть энергии. Взаимодействие этих вторичных частиц с веществом и приводит к ионизации.

Гамма-излучение взаимодействует с веществом, передавая энергию электронам. Чем больше электронов в единице объема вещества, тем более вероятна такая передача энергии. Следовательно, для защиты от γ-излучения следует выбирать вещества с большим Z (свинец, сталь, бетон, свинцовое стекло и т.п.)

Благодаря отсутствию электрического заряда нейтрон проникает внутрь атома и легко достигает ядра. Он может «отскочить» от поверхности ядра (упругое и неупругое рассеяние), отдав большую или меньшую часть энергии. Чем легче ядро, тем больше энергия теряется. Нейтрон может проникнуть в ядро и поглотиться в нем (радиационный захват). В результате взаимодействия появляются заряженные частицы (ядра отдачи, осколки деления, фотоны изомерных переходов). Производимая ими ионизация атомов и молекул является главным процессом, с помощью которого энергия нейтронного излучения передается веществу. Нейтроны быстрее всего теряют энергию в легких веществах за счет упругих соударений (лучшее – водород). Поэтому нейтроны сравнительно легко проходят через вещество с большим Z, но быстро останавливаются «легкими» веществами. В водородосодержащих материалах велика вероятность захвата нейтрона атомом водорода с образованием дейтерия, который при распаде испускает γ-квант (т.е становиться источником γ-излучения).

Направленность излучения в ряде случаев сильно влияет на дозиметрические характеристики излучения. Обычно выделяют несколько основных типов направленности излучения:

• поле точечного изотропного источника (распространение частиц и фотонов из одной точки по всем направлениям с одинаковой вероятностью);
• мононаправленное (излучение, в поле которого все частицы и фотоны распространяются в одном направлении);
• изотропное (излучение, в поле которого любые направления распространения частиц и фотонов равновероятны).

Важнейшей количественной характеристикой поля излучения является флюенс частиц и фотонов. Флюенсом (переносом) ионизирующих частиц (Ф) называют отношение числа ионизирующих частиц dN, проникающих в элементарную сферу, к площади центрального сечения этой сферы dS.

Единица величины флюенса – част./см².

Флюенс является интегральной характеристикой поля ионизирующего излучения. Его величина напрямую связана со временем, в течение которого определяется число частиц, проникающих в элементарную сферу.

Для описания изменения поля излучении во времени используют плотность потока (φ) частиц или фотонов (мощность флюенса), которая определяется как отношение величины приращения флюенса за некоторый промежуток времени к длительности этого промежутка.

Единица величины плотности потока частиц или фотонов – част./(см² ·с).

Флюенс нерассеянного излучения точечного изотропного источника в некоторой точке пространства определяется несколькими факторами:

• число частиц с энергией E_i, испускаемым источником в единицу времени;
• временем облучения, t;
• толщиной поглотителя, расположенного между источником и детектором и рассеивающего первичное излучение, χ;
• расстоянием между источником излучения и точкой его детектирования, в которой определяется доза излучения, r.

В большинстве случаев вкладом рассеянного излучения в дозу можно пренебречь. В этом случае флюенс точечного изотропного источника в выбранной точке пространства зависит от вышеперечисленных факторов следующим образом:

Первый сомножитель (выражение в прямоугольных скобках) равен числу частиц с энергией E_i, которые были испущены источником за время облучения. Он иллюстрирует принцип защиты временем, который заключается в том, что чем меньше время облучения, тем меньше доза облучения.

Второй сомножитель отражает закон экспоненциального ослабления первичного излучения. Он иллюстрирует принцип защиты экранированием, который заключается в том, что чем толще слой поглотителя, экранирующего источник, тем меньше доза облучения,

Третий сомножитель отражает закон геометрического ослабления первичного излучения. Он иллюстрирует принцип защиты расстоянием, который заключается в том, что чем дальше облучаемый объект (напр., человек), находится от источника, тем меньше доза облучения.

Оценка флюенса, полученная указанным выше способом, может служить первым этапом быстрого, хотя и не слишком точного расчета дозы внешнего фотонного излучения. На втором этапе оценка флюенса используется для оценки доз облучения органов и тканей тела человека вместе с дополнительной информацией о типе и энергии излучения, а также о направленности его поля. Рассмотрение этого вопроса не входит в данный материал.

Основы дозиметрии

Дозиметрия – прикладная область радиационной физики, которая служит целям обеспечения радиационной безопасности человека в полях ионизирующего излучения.

Основной физической величиной, определяющей степень радиационного воздействия, является поглощенная доза излучения.

Поглощенная доза ионизирующего излучения (D) – отношение энергии, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе вещества в этом объеме:

где – средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, a dm – масса вещества в этом объеме. В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж´кг^-1), и имеет специальное название – грей (Гр). (Внесистемная единица, применявшаяся ранее, 1 рад = 0,01 Гр).

Мощность поглощенной дозы ионизирующего излучения – отношение приращения поглощенной дозы за интервал времени к этому интервалу времени. За единицу мощности поглощенной дозы принят грей в секунду. В практике обычно используют дольные единицы – мкГр/с, мГр/ч и др.

Поглощенная доза ионизирующего излучения формируется за счет передачи веществу энергии излучения заряженными частицами. В поле ионизирующего излучения поглощенная доза формируется в два этапа. На первом этапе энергия первичного излучения передается вторичным заряженным частицам, которые рождаются в результате взаимодействия первичного излучения с веществом. Например, при взаимодействии γ-излучения первичными являются фотоны (γ-частицы), а вторичными – быстрые электроны. На втором этапе эти вторичные заряженные частицы передают веществу энергию, полученную от первичного излучения при своем рождении. При облучении потоком заряженных частиц энергия излучения передается веществу непосредственно во взаимодействиях этих частиц с ядрами и электронами.

Система дозиметрических величин, которые используются в радиационной безопасности, т.н. нормируемых величин, отражает потребности ограничения рисков для жизни людей, связанных с развитием стохастических и нестохастических эффектов радиации.

Эта система величин предназначена для того, чтобы, опираясь на измеряемые физические параметры поля излучения – флюенс внешнего излучения и активность радионуклида, поступающего в тело человека, определить необходимые для оценки безопасности значения величин, применяемых в радиационном нормировании:

– доза эквивалентная (H_T,_R) – поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, W_R:

где D_T,_R – средняя поглощенная доза в органе или ткани T, а W_R – взвешивающий коэффициент для излучения R; единица H_T,R – зиверт (Зв).

– доза эффективная (Е) – величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:

где H_T – эквивалентная доза в органе или ткани T, а W_T – взвешивающий коэффициент для органа или ткани T.

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы (W_T):

Гонады……………………………………………………………………………………0,20

Костный мозг (красный)………………………………………………………….0,12

Толстый кишечник………………………………………………………………….0,12

Легкие…………………………………………………………………………………….0,12

Желудок………………………………………………………………………………….0,12

Мочевой пузырь………………………………………………………………………0,05

Грудная железа………………………………………………………………………..0,05

Печень…………………………………………………………………………………….0,05

Пищевод………………………………………………………………………………….0,05

Щитовидная железа……………………………………………………………….. .0,05

Кожа………………………………………………………………………………………..0,01

Клетки костных поверхностей…………………………………………………..0,01

Остальное…………………………………………………………………………………0,05

Значения тканевых взвешивающих коэффициентов были установлены МКРЗ с учетом ущерба, который, как предполагается, может возникнуть вследствие облучения отдельного органа, если результатом такого облучения станет сокращение жизни в связи с развитием соответствующего стохастического эффекта излучения.

Для того, чтобы контролировать соблюдение нормативных требований при работе в полях внешнего излучения, используются дозиметрические приборы, измеряющие специальные операционные величины, определенные МКРЕ (Международный комитет по радиационным единицам и измерениям):

– амбиентный эквивалент дозы, H^*(d);

– индивидуальный эквивалент дозы H_p(d).

Эти величины были определены как заменители эффективной дозы, которые можно измерить при радиационном контроле.

Эквивалент дозы амбиентный (амбиентная доза) (H*(d)) – эквивалент дозы, который был бы создан в шаровом фантоме МКРЕ на глубине d (мм) от поверхности по диаметру, параллельному направлению излучения, в поле излучения, идентичном рассматриваемому по составу, флюенсу и энергетическому распределению, но мононаправленном и однородном. Амбиентный эквивалент дозы используется для характеристики поля излучения в точке, совпадающей с центром шарового фантома

Эквивалент дозы индивидуальный (Hp(d)) – эквивалент дозы в мягкой биологической ткани, определяемый на глубине d (мм) под рассматриваемой точкой на теле.

Параметр d определяет соотношение операционной и нормируемой величины:

• при d = 10мм величины H^*(10) и H_p(10) соответствуют эффективной дозе внешнего облучения;
• при d = 3мм величины H^*(3) и H_p(3) соответствуют эквивалентной дозе внешнего облучения хрусталика глаза;
• при d = 0,07мм величины H^*(0,07) и H_p(0,07) соответствуют эквивалентной дозе внешнего облучения кожи.

Конструкция дозиметрических приборов измеряющих операционные величины, такова, что в определенных условиях измерения показания прибора с приемлемой точностью численно равны значению эффективной дозы внешнего излучения, которая характеризует облучение стандартного работника в данном радиационном поле.

Вероятность возникновения стохастических эффектов различна при облучении различных органов и тканей тела человека, различны и возможные последствия такого облучения. Для всесторонней оценки последствий воздействия на человека различных радиационных факторов МКРЗ предложила использовать эффективную дозу (E).

Главная область применения эффективной дозы – радиационное нормирование. В единицах эффективной дозы выражены пределы доз облучения персонала и населения, которые составляют универсальную основу для единого подхода к ограничению облучения от всех возможных источников излучения вне зависимости от того насколько (частично или полностью) облучается человеческое тело. Соотношение между годовой эффективной дозой облучения работника и установленным пределом является мерой обеспечения радиационной безопасности на соответствующем рабочем месте: чем меньше это отношение, тем надежнее защищен работник от рисков, связанных с профессиональным облучением.

Система дозиметрических величин радиационной безопасности

Характеристикой уровня обеспечения радиационной безопасности является годовая эффективная доза, которую работник получает на своем рабочем месте. Она равна сумме эффективной дозы внешнего облучения, полученной за год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением радиоактивных веществ в организм за тот же период времени.

Биологическое действие ионизирующих излучений

Взаимодействие ионизирующего излучения с тканями организма инициирует целый ряд физических, химических и биологических процессов. Время протекания этих процессов варьируется в очень широком диапазоне значений – от триллионных долей секунды (процессы ионизации атомов) до десятков лет (различные патологические изменения в организме, например, возникновение онкологического заболевания).

К настоящему времени получены фундаментальные данные о влиянии ионизирующего излучения на биологически важные молекулы, клетки, ткани и т.д. до организма в целом. В радиационной медицине все эффекты, вызванные излучением (радиационно-индуцированные эффекты), подразделяются на два различных класса:

• детерминированные эффекты характеризуются пороговым значением радиационного воздействия, ниже которого они не наблюдаются
• стохастические (или вероятностные) эффекты, которые проявляются спустя годы после облучения или в последующих поколениях.

При изучении действия излучения на организм были выявлены следующие особенности:

1. Высокая эффективность поглощённой энергии, даже малые её количества могут вызвать глубокие биологические изменения в организме.
2. Наличие скрытого (инкубационного) периода проявления действия ионизирующих излучений.
3. Действие от малых доз может суммироваться или накапливаться.
4. Генетический эффект – воздействие на потомство.
5. Различные органы живого организма имеют свою чувствительность к облучению.
6. Не каждый организм (человек) в целом одинаково реагирует на облучение.
7. Облучение зависит от частоты воздействия. При одной и той же дозе облучения вредные последствия будут тем меньше, чем более дробно оно получено во времени.

Различают два вида эффекта воздействия на организм ионизирующих излучений: соматический и генетический. При соматическом эффекте последствия проявляются непосредственно у облучаемого, при генетическом – у его потомства. Соматические эффекты могут быть ранними или отдалёнными. Ранние возникают в период от нескольких минут до 30-60 суток после облучения.

Ионизирующее излучение воздействует на различные уровни биологической организации от молекул до сложной системы органов и тканей в организме. Существенное влияние на величину дозы, приводящую к заданному детерминированному эффекту, оказывает неравномерность облучения в пространстве и во времени. Доза поглощенного облучения прямо зависит от типа изучения, его энергии и времени воздействия, пути облучения и химических свойств радионуклидов.

Таблица 2. Детерминированные эффекты и дозы однократного или за год облучения, которые их вызывают, а также некоторые характерные дозы.

К стохастическим эффектам относятся возникновение онкологических заболеваний (рака) и наследственных заболеваний. Стохастические эффекты появляются далеко не у всех. Отсюда их название – вероятностные. Они носят неспецифический характер, т.е. не отличаются от аналогичных эффектов, инициированных другими факторами нерадиционной природы. Так как эти заболевания возникают и без действия ионизирующего излучения, т.е. существует «фон» заболеваний, возникают большие проблемы установления зависимости “доза – вероятность стохастического эффекта” в области малых доз.

Ионизирующее излучение может оказывать влияние на организм как при внешнем (особенно рентгеновское и гамма-излучение), так и при внутреннем (особенно альфа-частицы) облучении. Внутреннее облучение происходит при попадании внутрь организма через лёгкие, кожу и органы пищеварения источников ионизирующего излучения. Внутреннее облучение более опасно, чем внешнее, так как попавшие внутрь ИИИ подвергают непрерывному облучению ничем не защищённые внутренние органы.

Таким образом, все виды ионизирующих излучений могут вызвать неблагоприятные химические и биологические реакции организма.

Методы регистрации и дозиметрии ионизирующих излучений

Регистрация ионизирующего излучения производится по тем событиям, которые происходят в веществе под действием радиации. Происходящие события делятся по следующим классам:

• появление электрического заряда (ионизация)
• возникновение светового излучения в результате снятия возбуждения облученных атомов и молекул (характеристическое излучение)
• возникновение перестроек в молекулах вещества, вызванных разрывами химических связей этих молекул (диссоциация молекул)
• тепловыделение
• изменения в структуре вещества, вызванные смещением атомов под действием тяжелых заряженных частиц и нейтронов (трековые детекторы)
• появление радиоактивных изотопов (активационные детекторы).

Каждый класс является основой для одного или нескольких методов регистрации ионизирующего излучения.

Получение сведений об ионизирующих излучениях сводится к решению четырех видов измерительных задач:

– измерение параметров и характеристик ионизирующих частиц и фотонов;

– измерение характеристик потока или поля ионизирующих излучений;

– измерение величин, характеризующих взаимодействие излучения с веществом и передачу ему энергии;

– измерение параметров и характеристик источников ионизирующих излучений.

Все эти измерительные задачи входят в состав радиационного контроля.

Ионизационный метод дозиметрии

Ионизационный метод основан на способности излучения вызывать ионизацию атомов вещества. Наибольшее развитие и практическое применение получил метод, основанный на использовании изменения электрической проводимости газов. По конструкции, назначению, режиму работы ионизационные детекторы могут быть разнообразными, но их принципиальное устройство примерно одинаково. К основным ионизационным детекторам относятся ионизационные камеры и газоразрядные счетчики.

Сцинтилляционный метод дозиметрии

Метод основан на регистрации вспышек света, возникающих в некоторых веществах, называемых сцинтилляторами, под действием ионизирующего излучения. Сцинтилляция – кратковременная (от 10^-9 до 10^-4с) световая вспышка, возникающая в веществах под воздействием ионизирующих излучений.

Сцинтилляционный дозиметр (счетчик) состоит из детектора, который под действием излучения испускает фотоны видимого света; фотоэлектронного умножителя, который преобразует световой сигнал в электрический; электронных регистрирующих приборов.

Фотографический метод дозиметрии

Фотографический метод дозиметрии основан на свойстве ионизирующего излучения воздействовать на чувствительный слой фотоматериалов. Для целей индивидуального дозиметрического контроля обычно используют рентгеновские пленки, которые представляют собой чувствительную эмульсию, нанесенную на целлулоидную подложку.

Полупроводниковый метод дозиметрии

Принцип действия полупроводниковых детекторов аналогичен принципу действия ионизационных камер, только вместо газа между электродами находится полупроводник, в котором под действием ионизирующего излучения образуются носители зарядов.

Результатом ионизации в полупроводнике является появление электронов в зоне проводимости и дырок (незаполненных вакансий) в валентной зоне в результате перехода электронов в зону проводимости.

Люминесцентные методы дозиметрии

Люминесцентные методы дозиметрии основаны на том, что некоторые вещества (люминофоры) накапливают часть энергии ионизирующего излучения, которая может быть потом освобождена при нагреве или освещении люминофора определенным участком спектра света. Наблюдаемые при этом оптические эффекты (например, люминесценция) могут служить мерой поглощения дозы.

Аппаратура радиационного контроля

Приборы для регистрации ионизирующего излучения с веществом предназначены для измерения величин, характеризующих источники и поля ионизирующих излучений, взаимодействие ионизирующих излучений с веществом.

Приборы и установки, используемые для регистрации ионизирующих излучений подразделяются на дозиметры, радиометры, спектрометры и универсальные приборы, совмещающие функции дозиметра и радиометра, и пр.

Дозиметрические приборы – дозиметры – измеряют величины, характеризующие перенос и передачу энергии веществу.

Радиометрические приборы – радиометры – измеряют величины, характеризующие источники излучений и количество испускаемых ими в пространство частиц и квантов.

Спектрометрические приборы – спектрометры – измеряют распределение частиц и фотонов по энергиям, зарядам, массам и т.п.

Приборы и комплексы индивидуального дозиметрического контроля

Аппаратура индивидуального дозиметрического контроля с дозиметрами-накопителями применяется при текущем контроле для измерения индивидуального эквивалента дозы внешнего облучения, а также может быть использована для измерения поглощенной дозы внешнего облучения в аварийных ситуациях.

АКИДК-201 в комплекте с дозиметрами ДТЛ-01 – предназначен для измерения индивидуального эквивалента дозы γ-излучения Н_р(10) и базируется на применении термолюминесцентных детекторов (ТЛД).

АКИДК-301 в комплекте с дозиметром ДВГ-01 (аналог дозиметра ДТЛ-01) предназначен ля измерения индивидуального эквивалента дозы γ-излучения Н_р(10) и в комплекте с альбедным дозиметром ДВГН-01 – для раздельного измерения индивидуальных эквивалентов доз нейтронного и γ-излучения в смешанных γ-нейтронных полях.

Комплекс индивидуального дозиметрического контроля ДВГ-02Т – предназначен для измерения индивидуального эквивалента дозы γ-излучения Н_р(10), Н_р(3), Н_р(0,07).

Модернизированный комплекс индивидуального дозиметрического контроля ДВГ-02ТМ – помимо измерения индивидуального эквивалента дозы γ-излучения обеспечивает индивидуальный контроль доз нейтронов, а также доз в коже лица, хрусталика глаза и коже пальцев рук.

Термолюминесцентная дозиметрическая система ДОЗАКУС производства Rados Technology (Финляндия) предназначена для измерения индивидуальных эквивалентных доз γ-, β- и нейтронного излучений.

Индивидуальные электронные прямопоказывающие дозиметры (ЭПД), в основном, предназначены для измерения индивидуального эквивалента дозы и/или мощности индивидуального эквивалента дозы, сигнализации при превышении определенных значений по дозе и/или мощности дозы. Используются для оперативного контроля, также в аварийных ситуациях.

Комплект дозиметров ДКГ-05Д (ДКГ-04Д) – измеряет текущую и суммарную величину индивидуального эквивалента дозы γ-излучения, а также мощности индивидуального эквивалента дозы γ-излучения.

Система с программируемыми дозиметрами RAD-52S, RAD-62S (Финляндия) – предназначен для оперативного контроля доз и мощности доз облучения γ-квантами.

Носимые портативные дозиметры и многофункциональные дозиметры-радиометры

Носимые портативные дозиметры и дозиметры-радиометры используются при оперативном дозиметрическом контроле для измерения мощности амбиентного эквивалента дозы, а также для измерения (оценки) амбиентного эквивалента дозы. Кроме того, дополнительно такие приборы позволяют измерять плотность потока β-частиц и в ряде случаев плотность потока α-частиц.

В этих приборах для снижения их массы обычно применяют малогабаритные детекторы. Поисковые дозиметры-радиометры часто комплектуются телескопической штангой, на которую устанавливается блок детектирования или только детектор. Измерительный пульт некоторые приборов имеет разъем для подключения наушников, которые позволяют определять по частоте звуковых сигналов тенденцию изменения интенсивности поля ионизирующего излучения.

Электронный прямопоказывающий дозиметр ДКГ-01И – предназначен для измерения амбиентного эквивалента дозы γ-излучения и мощности амбиентного эквивалента дозы., а также для оценки интенсивности γ-излучения с помощью звуковой сигнализации.

Электронный прямопоказывающий дозиметр ДБГ-01Н – предназначен для измерения мощности амбиентного эквивалента дозы γ-излучения, а также для обнаружения радиационного загрязнения и оценки уровня мощности амбиентного эквивалента дозы с помощью звуковой сигнализации.

Электронный прямопоказывающий дозиметр ДКГ-02У «Арбитр-М» – предназначен для измерения амбиентного эквивалента дозы γ-излучения и мощности амбиентного эквивалента дозы, а также для оценки радиационной обстановки с помощью звуковой и визуальной сигнализации превышения порогов по дозе и мощности дозы и осуществления поиска источников γ-излучения с помощью аналоговой шкалы.

Электронный прямопоказывающий дозиметр ДРГ-01Т (ДРГ-01Т1) – предназначен для измерения мощности экспозиционной дозы γ-излучения.

Дозиметр-радиометр альфа-, бета-, гамма- и нейтронного излучений МКС-АТ1117М – многофункциональное носимое средство измерения с цифровой индикацией показаний. Предназначен для измерения мощности амбиентного эквивалента дозы рентгеновского, γ- и нейтронного излучений, плотности потока α- и β-частиц с загрязненных поверхностей, плотности потока нейтронов.

Дозиметр-радиометр ДКС-96 – предназначен для измерения:

– амбиентного эквивалента дозы и мощности амбиентного эквивалента дозы γ-излучения и нейтронов;

– плотности потока γ-излучения, α- и β-частиц.

Дозиметр-радиометр ДРГ-05 (ДРГ-05М) – предназначен для измерения экспозиционной дозы и мощности экспозиционной дозы рентгеновского и γ-излучений и качественной оценки наличия β-излучения.

Дозиметр-радиометр КДГ-1 – предназначен для измерения мощности экспозиционной дозы γ-излучения, а также индикации наличия β-излучения.

Сцинтилляционный дозиметр-радиометр СРП-68-01 – предназначен для измерения мощности экспозиционной дозы γ-излучения, а также поиска источников ионизирующего излучения.

Радиометр КРБ-1 – предназначен для контроля степени загрязнения поверхностей β-активными веществами.

Радиометр КРА-1 – предназначен для измерения загрязненности поверхности α-активными веществами.

Спектрометры

Спектрометрия ионизирующих излучений занимается измерением и анализом энергетических спектров ионизирующих излучений. Под энергетическим спектром понимается распределение по энергии ионизирующих частиц или квантов фотонного излучения. Используя различные спектрометры можно получить информацию об идентификации радионуклидов в объекте и определению их активности или процентного содержания.

В настоящее время спектрометры являются наиболее мощным и современным орудием для физико-химического анализа вещества.

Наибольшее применение получили γ-спектрометры с полупроводниковыми и сцинтилляционными детекторами. В том случае, когда спектральный состав имеет сложный характер или требуется получить результат с минимальной погрешностью, предпочтение отдается спектрометрам с германиевыми детекторами излучения.

Гамма-бета спектрометр МКС-АТ1315

Двухкристальный сцинтилляционный спектрометр с защитой на антисовпадениях для одновременного и селективного определения:
– удельной активности ¹³⁷Cs, ⁹⁰Sr и ⁴⁰K в пробах объектов окружающей среды, методика МВИ.МН.1181-99;
– удельной эффективной активности естественных радионуклидов в строительных материалах (в соответствии с ГОСТ 6.30108-94), методика МВИ.МН. 1120-99;
– экспресс-анализа металла (стандартизованные пробы плавок металла) на радиационную чистоту, методика МВИ.МН 708-2004.

Гамма-спектрометр МКС-АТ6101

Портативный многофункциональный сцинтилляционный гамма-спектрометр, предназначенный для поиска, обнаружения, идентификации радионуклидов и измерения мощности амбиентной эквивалентной дозы.

Основы нормирования в области обеспечения радиационной безопасности

Воздействие ионизирующего излучения (ИИ) на живые организмы вызвало пристальное внимание с момента открытия радиоактивности и первых шагов применения источников излучения, поскольку с самого начала исследователи столкнулись с отрицательными эффектами воздействия радиации на здоровье человека. Крупнейшие специалисты, обеспокоенные этой проблемой, создали в конце 20-х годов Международную комиссию по радиологической защите (МКРЗ). Основной задачей комиссии стала разработка правил и норм обращения с источниками излучения. МКРЗ является очень авторитетным органом. Несмотря на то, что рекомендации МКРЗ не являются обязательными, все страны мира, использующие ИИ, следуют этим рекомендациям. Рекомендации МКРЗ являются основой для разработки национальных норм радиационной безопасности (НРБ). А уже НРБ являются законом. В нашей стране в 1999 г. выпущена очередная редакция Норм радиационной безопасности НРБ-99.

Общими вопросами воздействия радиации на человека и окружающую среду занимается один из комитетов ООН (Научный комитет по действию атомной радиации (НКДАР)), созданный в 1955 г. Это свидетельствует о том, что все мировое сообщество интересуется этими проблемами. В 1957 году было учреждено Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ), которое является межправительственной организацией в системе ООН. Членами МАГАТЭ являются государства, которые сообща работают во имя достижения основных целей, предусмотренных Уставом ООН:

– содействие достижению более скорого и широкого использования атомной энергии для поддержания мира, здоровья и благосостояния во всем мире

– гарантирование того, что помощь, предоставляемая МАГАТЭ, или по его требованию, или под его наблюдением или контролем, не используется таким образом, чтобы способствовать какой-либо военной цели.

ГОСУДАРСТВЕННОЕ НОРМИРОВАНИЕ В ОБЛАСТИ ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ – функция государственного управления в области обеспечения радиационной безопасности населения, осуществляемая путем установления санитарных правил, норм, гигиенических нормативов, правил радиационной безопасности, государственных стандартов, строительных норм и правил, правил охраны труда, распорядительных, инструктивных, методических и иных документов по радиационной безопасности.

Нормативная и правовая база включает в себя:

Федеральные законы:

• Федеральный закон «Об использовании атомной энергии» от 21.11.1995 № 170-ФЗ;
• Федеральный закон «О радиационной безопасности населения» от 09.01.1996 № 3-ФЗ;
• Федеральный закон «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» от 30.03.1999 № 52-ФЗ;
• Федеральный закон «Об охране окружающей среды» от 01.01.2002 № 7-ФЗ

Нормы и Правила обеспечения безопасности:

• Постановление Правительства РФ от 11.10.1997 № 1298 «Об утверждении правил организации государственной системы учета и контроля учета и контроля радиоактивных веществ и радиоактивных отходов» (в редакции Постановления Правительства от 01.02.2005 № 49);
• Нормы радиационной безопасности (НРБ-99), СП 2.6.1.758-99;
• Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99), СП 2.6.1.799-99;
• Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002), СП 2.6.6.1168-02;
• Основные правила по учету и контролю радиоактивных веществ и радиоактивных отходов в организации, НП-067-05;
• Безопасность при обращении с радиоактивными отходами. Общие положения, НП-058-04.

Федеральные законы определяют основы регулирования отношений при использовании атомной энергии и обеспечения радиационной безопасности населения, защиту людей при использовании атомной энергии в различных сферах деятельности человека.

Нормы и правила определяют общие требования к организации и проведению дозиметрического контроля облучения персонала и населения. Они применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.

Требования Норм и Правил не распространяются на источники излучения, создающие при любых условиях обращения с ними:

– индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв;

– индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв и в хрусталике не более 15 мЗв;

– коллективную эффективную годовую дозу не более 1 чел-Зв, либо когда при коллективной дозе более 1 чел-Зв оценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность снижения коллективной дозы.

Основные принципы обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучения сформулированы в НРБ-99:

• 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 риск 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 лиц при использовании любого источника излучения (принцип оптимизации).

Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

– персонал (группы А и Б);

– все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.

Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:

– основные пределы доз (ПД), приведенные в таблице ниже;

– допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА) и среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие;

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

Таблица 3. Основные пределы доз

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.

*** Относится к дозе на глубине 300 мг/см².

**** Относится к среднему по площади в 1 см² значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см² под покровным слоем толщиной 5 мг/см² . На ладонях толщина покровного слоя – 40 мг/см². Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см² площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.

 

Таблица 4. Допустимые уровни радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи (в течение рабочей смены), спецодежды и средств индивидуальной защиты, част/(мин · см² )

Примечания:

^*Для поверхности рабочих помещений и оборудования, загрязненных альфа-активными радионуклидами, нормируется снимаемое (нефиксированное) загрязнение; для остальных поверхностей – суммарное (снимаемое и неснимаемое) загрязнение

^**К отдельным относятся альфа-активные нуклиды, среднегодовая допустимая объемная активность которых в воздухе рабочих помещений ДОА < 0,3 Бк/м³.

^*** Установлены следующие значения допустимых уровней загрязнения кожи, спецбелья и внутренней поверхности лицевых частей средств индивидуальной защиты для отдельных радионуклидов:
– для Sr-90 + Y-90 – 40 част/(мин ґ см²);

Контроль за соблюдением Норм в организациях, независимо от форм собственности, возлагается на администрацию этой организации.

Обращение с радиоактивными отходами

Радиоактивные отходы (далее-РАО) по агрегатному состоянию подразделяются на жидкие, твердые и газообразные.

1. К жидким радиоактивным отходам (далее-ЖРО) относятся не подлежащие дальнейшему использованию органические и неорганические жидкости, пульпы и шламы, в которых удельная активность радионуклидов более чем в 10 раз превышает значения уровней вмешательства при поступлении с водой, приведенные в приложении П-2 НРБ-99.
2. К твердым радиоактивным отходам (далее-ТРО) относятся отработавшие свой ресурс радионуклидные источники, не предназначенные для дальнейшего использования материалы, изделия, оборудование, биологические объекты, а также отвержденные ЖРО, в которых удельная активность радионуклидов (таблица 5) превышает значения минимально значимой удельной активности (далее-МЗУА, приложение 4 НРБ-99), а при неизвестном радионуклидном составе удельная активность больше:

• 100 кБк/кг – для источников бета-излучения;
• 10 кБк/кг – для источников альфа-излучения;
• 1.0 кБк/кг – для трансурановых радионуклидов.

При наличии в ТРО смеси радионуклидов они считаются радиоактивными, если сумма отношений удельной активности радионуклидов к их МЗУА превышает единицу.

Гамма – излучающие отходы считаются радиоактивными, если мощность дозы у их поверхности (0,1 м) превышает 1 мкЗв/ч над фоном при соблюдении условий измерения в соответствии с утвержденными методиками.

К газоаэрозольным радиоактивным отходам относятся не подлежащие использованию радиоактивные газы и аэрозоли, образующиеся при производственных процессах с объемной активностью, превышающей ДОА_нас, значения которой приведены в приложении П-2 НРБ-99.

Газоаэрозольные радиоактивные выбросы предприятия подлежат выдержке и/или очистке на фильтрах с целью снижения их активности.

Жидкие и твердые РАО подразделяются по удельной активности на три категории. В случае, когда по приведенным характеристикам радионуклидов таблицы отходы относятся к разным категориям, для них устанавливается наиболее высокое значение категории отходов.

Для предварительной сортировки ТРО рекомендуется использование критериев по уровню радиоактивного загрязнения (таблица 6) и по мощности дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности при соблюдении условий измерения в соответствии с утвержденными методиками:

• низкоактивные – от 1 мкЗв/ч до300 мкЗв/ч;
• среднеактивные – от 0,3 мЗв/ч до 10 мЗв/ч;
• высокоактивные – более 10 мЗв/ч.

Таблица 6 Классификация твердых радиоактивных отходов по уровню радиоактивного загрязнения

Сбор радиоактивных отходов на предприятии должен производиться непосредственно в местах их образования отдельно от обычных отходов с учетом:

• категории отходов;
• агрегатного состояния (твердые, жидкие);
• физических и химических характеристик;
• природы (органические и неорганические);
• периода полураспада радионуклидов, находящихся в отходах (менее 15 суток, более 15 суток);
• взрыво- и пожароопасности;
• методов переработки отходов.

Учету и контролю РВ и РАО в организации подлежат:

1. ЗРИ, в том числе входящие в состав приборов (изделий, установок), если начальная активность радионуклидов в них превышает значения минимально значимых активностей, приведенных в приложении 1 (для смеси радионуклидов – если сумма отношений паспортных значений активностей радионуклидов к их табличным значениям превышает единицу).
2. ОРИ, если удельная активность радионуклидов в ОРИ, а также суммарная активность радионуклидов в ОРИ организации превышает соответствующие значения минимально значимых удельных активностей и минимально значимых активностей, приведенных в приложении 1 (для смеси радионуклидов – если сумма отношений паспортных значений активностей радионуклидов к табличным значениям активностей превышает единицу, а также если сумма отношений паспортных значений удельных активностей радионуклидов к табличным значениям удельных активностей превышает единицу) в течение любого 12-месячного периода времени.
3. Все виды РАО, в том числе:

• жидкие РАО, если удельная активность радионуклидов в них превышает минимальные значения, приведенные в приложении 2 (с учетом примечания 2 к приложению 2 НП-067-05);
• твердые РАО, если удельная активность радионуклидов в них превышает минимальные значения, приведенные в приложении 2 (с учетом примечания 2 к приложению 2 НП-067-05).

В организации в рамках системы государственного учета и контроля РВ и РАО с представлением отчетных документов должны учитываться:

1. Ядерные материалы, если их количество меньше предельных количеств, приведенных в табл.1. В случае равенства или превышения предельных количеств ядерных материалов, указанных в табл.1 (кроме ЗРИ), они учитываются в системе государственного учета и контроля ядерных материалов.
2. Ядерные материалы без ограничения количества, если они используются в ЗРИ.
3. Обедненный уран, используемый в качестве конструкционного материала для биологической (радиационной) защиты в изделиях защитной техники. Указанные изделия подлежат учету и контролю, как ЗРИ.
4. Радионуклиды в ОЯТ (кроме ОЯТ промышленных реакторов), если удельная активность радионуклидов в ОЯТ превышает минимальные значения, приведенные в приложении 2.
5. Радионуклиды, содержащиеся в выбросах в атмосферу.
6. Радионуклиды, содержащиеся в сбросах сточных вод.

Учету и контролю только в организации без предоставления отчетных документов подлежат:

1. Радионуклидные источники в датчиках пожарной сигнализации.
2. Радиофармацевтические препараты, наборы для иммунологического анализа.
3. Радиоизотопные генераторы медицинского назначения, кроме генераторов радона.
4. Меченные радионуклидами соединения.
5. Радиоизотопные препараты и растворы на основе короткоживущих радионуклидов с периодом полураспада до 60 суток, включая йод-125.

Эталонные источники, входящие в состав приборов.

Задачами учета и контроля РВ и РАО в организации должны быть:

• Своевременный учет образования, получения (от других организаций), передачи (другим организациям), перемещения (между подразделениями организации, а также по технологическим цепочкам), расходования и других операций с РВ и РАО.
• Постоянный контроль за перемещением, расходованием, изменением состояния, свойств и характеристик РВ и РАО.
• Учет и контроль радионуклидов, выбрасываемых в атмосферу.
• Учет и контроль радионуклидов, сбрасываемых со сточными водами.
• Учет и контроль РВ и РАО, находящихся в пунктах хранения РВ и РАО, и хронологическое документирование сведений о радиационных и физических характеристиках РВ и РАО.

Эксплуатирующая организация обеспечивает сохранность источников излучения и должна обеспечить такие условия получения, хранения, использования и списания с учета всех источников излучения, при которых исключается возможность их утраты или бесконтрольного использования.

Лицо, назначенное ответственным за учет и хранение источников излучения, осуществляет регулирование их приема и передачи.

Все поступившие в организацию источники излучения должны учитываться в приходно-расходном журнале, а сопроводительные документы должны передаваться в бухгалтерию для оприходования.

Упаковки с радионуклидами (контейнеры, бочки и др.) должны иметь отчетливую маркировку с указанием наименования радионуклида и его активности. Лицо, ответственное за учет и хранение источников излучения, должно иметь карту-схему их размещения в хранилище.

При хранении радиоактивных веществ с высокой активностью должна предусматриваться система их охлаждения. При хранении делящихся материалов должны быть обеспечены меры ядерной безопасности. При хранении легко воспламеняющихся или взрывоопасных материалов должны быть предусмотрены меры, обеспечивающие их взрыво- и пожаробезопасность.

При захоронении РАО должна быть обеспечена радиационная безопас­ность человека в течение всего срока сохранений отходами потенциальной опасно­сти.

Организация радиационной безопасности при проведении учета и контроля РВ и РАО

Радиационный контроль имеет целью определение степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований нормативов, включая непревышение установленных основных пределов доз и допустимых уровней при нормальной работе, получение необходимой информации для оптимизации защиты и принятия решений о вмешательстве в случае радиационных аварий, загрязнения местности и зданий радионуклидами.

Радиационному контролю подлежат:

• радиационные характеристики источников излучения, выбросов в атмосферу, жидких и твердых радиоактивных отходов;
• радиационные факторы, создаваемые технологическим процессом на рабочих местах и в окружающей среде;
• радиационные факторы на загрязненных территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения;
• уровни облучения персонала и населения от всех источников излучения.

В пунктах хранения РВ и РАО должен проводиться систе­матический производственный (радиаци­онный) контроль, осуществляемый служ­бой радиационной безопасности (или ли­цом, ответственным за радиационную без­опасность) в соответствии с программой производственного (радиационного) контроля, которая согласовывает­ся главным врачом (заместителем главно­го врача) центра госсанэпиднадзора, осу­ществляющего государственный санитар­но-эпидемиологический надзор и утвер­ждается руководителем организации.

В программе контроля долж­ны быть предусмотрены методики опреде­ления контролируемых параметров, план пунктов проведения измерений и отбора проб, количество исследований и их периодичность, проведение ежемесячного ана­лиза доз облучения персонала, результа­тов измерений и определен порядок передачи информации центру госсанэпиднадзора.

В каждой организации должна быть разработана программа измерений РВ и РАО, включающая в себя перечень методик выполнения измерений, технических средств, процедур пробоотбора, сведения о периодичности проведения измерений, требуемой точности измерений, сроках и форме представления результатов измерений. Программа должна утверждаться руководителем организации и пересматриваться не реже одного раза в пять лет.

Методики выполнения измерений необходимо оформлять в виде отдельных документов и должны быть метрологически аттестованы.

Изложение методик выполнения измерений должно отвечать требованиям основополагающих документов Госстандарта России:

• ГОСТ Р 8.563 – ГСИ. Методики выполнения измерений;
• МИ 2377-96 – ГСИ. Разработка и аттестация методик выполнения измерений;
• МИ 2453-98 – ГСИ. Методики радиационного контроля. Общие требования;
• МИ 1967-89 – Рекомендация. ГСИ. Выбор методов и средств измерений при разработке методик выполнения измерений. Общие положения;
• МИ 2174-91 – Аттестация алгоритмов и программ обработки данных при измерениях.

Образцы для градуировки средств измерений и проверки правильности результатов измерений должны быть метрологически аттестованы в соответствии с требованиями стандартов, и иметь свидетельства об аттестации с указанием их наименования, типа, аттестуемой величины и ее погрешности.

Перечень средств измерений, используемых в системе измерения РВ и РАО, должен содержать наименование средства, его тип, заводской номер.

Средства измерений должны поверяться в соответствии с нормативными документами.

В каждой организации должна быть разработана программа контроля качества измерений и должен осуществляться контроль качества измерений в рамках системы государственного учета и контроля РВ и РАО.

Учет и контроль в организации РВ и РАО, подлежащих хранению, и контроль во время хранения, помимо дозиметрии, должен осуществляться и по изотопному (элементному составу).

На РАО, направляемые на захоронение, составляется паспорт. В паспорте указываются показатели, характеризующие радиационную опасность РАО:

• категория отходов (долгоживущие, короткоживущие отхо­ды, группа по уровню активности);
• радионуклидный состав отходов;
• удельная активность отходов и суммарная активность со­держимого упаковки;
• мощность дозы гамма-излучения в воздухе на расстоянии 0,1 м и 1 м от наружной поверхности упаковки;
• уровень нефиксированного поверх­ностного загрязнения упаковки (на дату вывоза на захоронение).

Перед отправкой на захороне­ние производится контроль упаковок с РАО на соответствие паспортным данным по мощности дозы и величине нефиксиро­ванного загрязнения.

Снимаемое (нефиксированное) загрязнение наружной поверхности упако­вок с РАО, принимаемых на захоронение, не должно превышать 20 част/(мин*см²) для альфа-нуклидов и 200 част/(мин*см²) для бета-нуклидов. Перед отправкой на за­хоронение должен проводиться радиомет­рический контроль каждой упаковки и при необходимости дезактивация наружной поверхности.

Контроль загрязнения помещений зоны возможного загрязнения, техно­логического оборудования, оснастки, транспортных средств осуществляется но­симыми приборами и методом снятия маз­ков.

Контроль загрязнения радиоактивны­ми веществами спецодежды, обуви и кож­ных покровов проводится на стационарных и переносных приборах, установленных в санпропускнике.

В помещениях зоны возможного загрязнения пунктов хранения РВ и РАО, где мощность дозы мо­жет изменяться в широких пределах (хра­нилище отходов повышенной активности, помещения временного хранения битум­ных блоков и т.п.), должны устанавливать­ся стационарные радиометрические при­боры с автоматическими звуковыми и све­товыми сигнализирующими устройствами.

Присутствие персонала в зоне возможного загрязнения без приборов индивидуального контроля не допускается. При ликвидации аварийных ситуаций или при проведении ремонтных работ персо­нал должен обеспечиваться дополнитель­ными прямо показывающими дозиметра­ми. В отдельных случаях могут применять­ся пороговые дозиметры-сигнализаторы.

Контроль газоаэрозольного вы­броса должен позволять оценивать сум­марную активность и радионуклидный со­став выброса в атмосферу.

Радиационный контроль сточных вод должен давать информацию о поступ­лении активности в окружающую среду. Каждый сброс очищенных сточных вод должен оформляться соответствующим актом (приложение 7 СПОРО-2002).

При выполнении работ по учету и контролю РВ и РАО следует применять меры и способы защиты от ионизирующих излучений, о которых указывалось выше:

• защита расстоянием;
• защита временем (быстрое выполнение работ);
• защита экранированием (экраны, СИЗ органов дыхания и кожи и т.п.).

Радиационная защита, создава­емая системой инженерных и естественно­го барьеров пунктов хранения РВ и РАО, должна обеспечивать та­кое качество изоляции отходов, при котором прогнозируемый уровень радиацион­ного воздействия на население от захороненных РАО не будет превышать годовых индивидуальных эффективных доз облу­чении — 0,01 мЗв.

Информационное обеспечение безопасности захоронения РАО должно состоять в предупреждении о захоронении и проведении учета.

Информационное обеспечение безопасности включает:

• учет РАО и мест их размещения в пунктах хранения;
• учет площадок, способов захороне­ния, типов пунктов хранения;
• предупреждающие знаки о захоро­нении РАО.

Предупреждающие знаки о за­хоронении РАО предназначены для пассив­ного оповещения о радиационной (и/или ядерной) опасности при непреднамерен­ном вторжении. Предупреждающие знаки рекомендуется располагать по внешней границе сооружения в местах, наиболее вероятных для проникновения человека. Знаки включаются во внешний инженер­ный барьер (транспортный въезд в тун­нель, бетонное перекрытие покрывающего экрана и др.).

В период функционирования пунктов хранения РВ и РАО, включая этап его консервации, радиа­ционная безопасность захоронения РАО должна обеспечиваться организационно-техническими мероприятиями и решениями в соответствии с требованиями россий­ского законодательства по радиационной безопасности, НРБ-99, ОСПОРБ-99 и СПОРО-2002.