Допустимые уровни

Допустимые уровни. Основные дозовые пределы устанавливают итоговую годовую лучевую нагрузку профессионалов или ограниченной части населения. Для решения же практических вопросов обеспечения радиационной безопасности, осуществления текущего контроля радиационной обстановки, проектирования систем защиты от внешнего и внутреннего облучения в НРБ регламентируются допустимые уровни (ДУ), которые являются производными от основных дозовых пределов (ПДД и ПД) и устанавливаются как для категории А, так и категории Б (табл.).

Таблица Классификация основных дозовых пределов, допустимых и контрольных уровней

Класс нормативов	Категория А (персонал)	Категория Б (ограниченная часть населения)
Основной дозовый предел	Предельно допустимая доза (ПДД)	Предел дозы (ПД)
Допустимые уровни	Предельно допустимое годовое поступление (ПДП) радионуклида через органы дыхания	Предел годового поступления (ПГП) радионуклида через органы дыхания и пищеварения
Допустимое содержание (ДСА) радионуклида в критическом органе	Допустимое содержание (ДСБ) радионуклида в критическом органе
Допустимая мощность дозы (ДМДА) излучения	Допустимая мощность дозы (ДМДБ) излучения
Допустимая плотность потока частиц (ДПАА)	Допустимая плотность потока частиц (ДППБ)
Допустимая объемная активность (концентрация) (ДКА) радионуклида в воздухе рабочей зоны	Допустимая объемная активность (концентрация) (ДКБ) радионуклида в атмосферном воздухе и воде
Допустимое загрязнение кожных покровов, спецодежды и рабочих поверхностей (ДЗА)
Контрольные уровни	Контрольное годовое поступление (КГПА) радионуклида через органы дыхания	Контрольное годовое поступление (КГПБ) радионуклида через органы дыхания и пищеварения
Контрольное содержание (КСА) радионуклида в критическом органе	Контрольное содержание (КСБ) радионуклида в критическом органе
Контрольная мощность дозы (КМДА) излучения	Контрольная мощность дозы (КМДБ) излучения
Контрольная годовая доза (КГДА) внешнего облучения	Контрольная годовая доза (КГДБ) внешнего облучения
Контрольная плотность потока частиц (КППА)	Контрольная плотность потока частиц (КППБ)
Контрольная концетрация (КкА) радионуклида в воздухе рабочей зоны	Контрольная концентрация (ККБ) радионуклида в атмосферном воздухе и в воде
Контрольное загрязнение поверхности (КзА)

Допустимые уровни рассчитываются из основных дозовых пределов, при этом в основу расчета ДУ различных радиационных факторов кладут разные показатели, исходя из особенностей их воздействия.

Например, при расчете допустимой мощности дозы (ДМД) излучения и плотности потока частиц используют годовой бюджет времени, который для большей части профессионалов составляет 1700 (36-часовая рабочая неделя и 4-6-недельный отпуск), а для ограниченной части населения - 8800 ч (для жилых помещений и территорий в пределах зоны наблюдения, где население подвергается воздействию излучения круглосуточно в течение всего года). Следовательно, допустимый уровень внешнего g-излучения (ДМД) определяется путем простого деления основного дозового предела (5 бэр для категории А или 0,5 бэр для категории Б) на годовой бюджет времени. ДМД для профессионалов равен 2,9 мбэр/ч, а для ограниченной части населения - 60 мкбэр/ч, (табл.).

Таблица ДМД_А и ДМД_Б при внешнем облучении всего тела, мбэр/ ч

Назначение помещений и территорий	ДМДА	ДМДБ
Помещения постоянного пребывания персонала категории А	2,9	---
Помещения, в которых персонал пребывает не более половины рабочего времени	5,8	---
Любые помещения, учреждения и территория санитарно-защитной зоны, где постоянно находятся лица, относящиеся к категории Б	---	0,24
Жилые помещения и территория в пределах зоны наблюдения (категория Б)	---	0,06

Допустимые концентрации (ДК) радионуклидов при их постоянном содержании в воздухе рабочей зоны или атмосферном воздухе населенных пунктов, а также в питьевой воде (для категории Б) определяют по формулам:

где V - объем легочной вентиляции или объем потребляемой воды за год.

Объем легочной вентиляции у профессионалов принят равным 2,5•10⁶ л/год, для ограниченной части населения - 7,3•10⁶ л. Объем потребляемой человеком воды за год принят равным 800 кг.

При расчетах допустимых концентраций радионуклидов в воздухе в знаменателе вышеуказанных формул вводят коэффициенты задержки радиоактивных веществ в легких. Если время облучения, или объем легочной вентиляции, или годовое потребление воды отличаются от стандартных (принятых при расчетах ДУ и указанных в НРБ), то вводятся необходимые поправки.

ДК радионуклидов в атмосферном воздухе и воде рассчитаны исходя из условия поступления их в организм только с вдыхаемым воздухом и водой соответственно. При этом не учитывается накопление радионуклида на местности и миграция его по биологическим цепочкам. Поэтому приведенные значения ДК для лиц категории Б не должны непосредственно применяться в качестве нормативов для природных сред (воздуха населенных пунктов, воды открытых водоемов). Их следует использовать как исходные значения при установлении соответствующих контрольных уровней.

Воздействие содержащихся в воздухе радиоактивных благородных (инертных) газов и короткоживущих изотопов углерода, азота и кислорода в связи с тем, что они не втягиваются в биохимические процессы или находятся в организме очень непродолжительное время, обусловлено в основном их внешним излучением. Поэтому расчет допустимых концентраций этих радионуклидов производят по внешнему g- b-излучению из помещения в виде полусферы с определенным радиусом по специальным формулам.

Более сложные методические приемы требуются для расчета ДУ, характеризующих внутреннее облучение, таких как предельно допустимое годовое поступление (предел годового поступления) радионуклида, его допустимое содержание в критическом органе, а также допустимое загрязнение кожных покровов. В этих случаях приходится учитывать особенности поступления, всасывания, распределения радионуклидов по органам и тканям, степенью их фиксации, сроки и эффективность их выведения из организма, группу радиационной опасности радионуклида (которая, в свою очередь, определяется видом, энергией излучения, наличием в цепочке распада дочерних активных продуктов и т.п.), химическую токсичность, физико-химические свойства содержащего радионуклид соединения, структуру рациона и ряд других.

Радиоактивные вещества могут поступать в организм ингаляционным путем, через желудочно-кишечный тракт и кожу. Степень задержки радиоактивных аэрозолей в различных отделах органов дыхания зависит от дисперсности частиц: частицы размером более 1 мкм задерживаются преимущественно в верхних дыхательных путях, частицы размером от 0,1 до 1 мкм - в трахеобронхиальной области, а менее 0,1 мкм - в легочных альвеолах. При этом наибольшее количество радионуклида поступает в организм из альвеол, наименьшее - из верхних дыхательных путей. Расчет допустимого содержания, предельно допустимого поступления, предела годового поступления радионуклидов в организм с воздухом произведен для аэрозолей с логарифмически нормальным распределением частиц по размерам при медианном по активности аэродинамическом диаметре 1 мкм. Учитывая большой объем легочной вентиляции и более высокие значения коэффициентов усвоения радионуклидов из легких, ингаляционный путь поступления РВ считается наиболее опасным. Поступление радионуклидов, за исключением трития, через неповрежденную кожу незначительно и в сотни раз меньше, чем через желудочно-кишечный тракт. При любых путях поступления в организм резорбция растворимых соединений радионуклидов выше, чем нерастворимых.

Критический орган, характер распределения и поведения в организме радионуклидов также оказывают влияние на степень их радиационной опасности. Попавшие в организм радионуклиды распределяются в нем, как и соответствующие стабильные изотопы, в зависимости от их роли в построении органов и тканей и участия в биохимических процессах. Например, кальций, стронций, иттрий, барий отлагаются преимущественно в костях; церий, лантан, прометий, плутоний (в виде нитрата плутония) - преимущественно в печени, а йод - в щитовидной железе. Равномерно распределяются в организме тритий, углерод, благородные газы, железо, полоний. Калий, рубидий и цезий имеют тенденцию к накоплению в мышцах, а ниобий и рутений - в органах ретикулоэндотелиальной системы.

Содержание поступивших в организм радиоактивных веществ со временем падает в результате их распада и выведения. Скорость распада радионуклида определяется периодом полураспада (Т_физ или Т_1/2), а скорость выведения - биологическим периодом полувыведения (Т _биол) - временем, в течение которого из организма естественным путем в результате метаболических процессов выводится половина от поступившего количества нуклида. Скорость исчезновения радионуклида из организма, как интегральная величина скоростей физического распада и элиминации (выведения), характеризуется эффективным периодом полувыведения (Т_эфф) - временем, в течении которого активность нуклида в организме уменьшается вдвое. Эффективный период определяет время пребывания радиоактивного вещества в организме, а значит дозу излучения и в большой мере радиационную опасность радионуклида. Например, если Т_эфф для цезия-137 составляет в среднем 70 суток, то для стронция-90 он равен 5700 суток (более 12 лет!) при том, что их физические периоды полураспада приблизительно одинаковы и составляют 30 лет. Эффективный период рассчитывается по формуле:

Числовые значения периодов полураспада, полувыведения (биологического) и эффективных периодов для некоторых радионуклидов приведены в приложении 20.

Степень радиационной опасности радионуклида связана также с продолжительностью его поступления в организм. При высоких коэффициентах усвоения радионуклидов опасные их количества в критических органах могут накапливаться как при однократном, так и хроническом поступлении, а при низких значениях коэффициентов – значимое накопление радионуклидов может наблюдаться только при их хроническом поступлении, в то время как при однократном даже массивном поступлении такой опасности может и не возникнуть.

Комплекс вышеуказанных факторов, характеризующих физико-химические свойства радионуклидов, их поступление и поведение в организме определяет допустимое содержание радионуклидов в критических органах. В качестве меры радиационной опасности радионуклида принята минимально значимая активность (МЗА) - наибольшая активность открытого источника на рабочем месте, не требующая регистрации или получения разрешения органов Государственного санитарного надзора. Радиоактивные вещества как потенциальные источники внутреннего облучения по степени радиационной опасности разделяются на 4 группы:

- группа А - радионуклиды с МЗА 0,1 мкКи (3,7•10³ Бк);

- группа Б - радионуклиды с МЗА 1 мкКи (3,7•10⁴ Бк);

- группа В - радионуклиды с МЗА 10 мкКи (3,7•10⁵ Бк);

- группа Г - радионуклиды с МЗА 100 мкКи (3,7•10⁶ Бк).

Расчет допустимого содержания (ДС) радионуклида в критическом органе производят по специальным формулам исходя из ПДД, массы органа, коэффициента качества излучения, времени воздействия, эффективной энергии излучения.

Предельно допустимое годовое поступление (ПДП) - это такое поступление радионуклида в организм в течении календарного года, которое за последующие 50 лет создает в критическом органе максимальную эквивалентную дозу, равную ПДД. Это значит, что при ежегодном поступлении на уровне ПДП эквивалентная доза за любой год будет равна или меньше одной ПДД в зависимости от времени достижения равновесного содержания радионуклида в организме.

Под пределом годового поступления (ПГП) понимается такое поступление радионуклида в организм в течение календарного года, которое за 70 последующих лет создаст в критическом органе максимальную эквивалентную дозу, равную ПД.

ПДП и ПГП рассчитывают по специальным формулам, исходя из соответствующих значений ДС и экспоненциального закона выведения большинства радиоактивных веществ из критических органов при их ежедневном поступлении в организм.

При работе с РВ возможно загрязнение радионуклидами рабочих поверхностей, спецодежды, средств индивидуальной защиты и кожных покровов работающих. В этих случаях персонал может подвергаться как внешнему, так и внутреннему облучению. Расчет ДУ поверхностного загрязнения проводится с использованием различных коэффициентов. В частности, определяется доля радионуклидов, которая может перейти с загрязненных участков поверхностей в воздух помещений (коэффициент сдувки Кс) и которая зависит от многих причин: физико-химических свойств радионуклида, характера материала загрязненной поверхности, подвижности воздуха в помещении, особенностей и интенсивности проводимых работ и т.д. Коэффициенты сдувки радионуклидов колеблются в широких пределах, однако наиболее вероятные значения не превышают (1-3)•10^-5/см².

Расчет допустимого загрязнения поверхности (ДЗ) проводят по формуле:

ДЗ = ДК / Кс.

Коэффициенты переноса радионуклидов с загрязненных рук внутрь организма через рот весьма неопределенны, условно их принимают равными не более 10%.

Доля радионуклидов, всасываемых с загрязненной кожи зависит от физико-химических свойств радиоактивного вещества, состояния кожных покровов, влажности и температуры воздуха и других условий. Коэффициент всасывания радионуклидов, как правило, невелик, имеет широкие колебания и равняется, например, для ⁹⁰Sr - 0,4-3,0%, для ²³⁹Pu - 0,005-0,180%. Доля радионуклидов, проникающих внутрь организма через неповрежденную кожу, как это видно из вышеуказанного, очень мала (за исключением трития). Поэтому расчет допустимого загрязнения кожных покровов проводят исходя из допустимого облучения базального слоя кожи радионуклидами, находящимися как на поверхности, так и в толще эпидермиса.

При установлении величины допустимого загрязнения поверхностей помещений, спецодежды, средств индивидуальной защиты, кожных покровов персонала используются максимальные значения указанных коэффициентов перехода (сдувки, переноса, всасывания) радионуклидов. Допустимые значения поверхностного радиоактивного загрязнения для категории А (персонала) приведены в табл.

Таблица Допустимые уровни загрязнения поверхностей (ДЗ_А), част/ (см²•мин)

Объект загрязнения	a-активные нуклиды*^1	b-активные нуклиды
отдельные*^2	прочие
Кожные покровы, полотенца, спецбелье, внутренняя поверхность лицевых частей средств индивидуальной защиты.			100*^3
Основная спецодежда, внутренняя поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты.			800*^3
Наружные поверхности спецобуви и дополнительных средств индивидуальной защиты, используемых в помещениях: постоянного пребывания персонала; периодического пребывания персонала.	5 50	20 200	2000 8000
Другие индивидуальные средства защиты: внутренняя поверхность; наружная поверхность.	5 50	20 200	800 8000
Поверхность помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования.
Поверхности помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования.

*1. Для поверхности рабочих помещений и оборудования, загрязненных альфа-активными нуклидами, нормируется снимаемое (нефиксированное) загрязнение; для остальных поверхностей - суммарное (фиксированное и нефиксированное) загрязнение. Снимаемое загрязнение определяется методом сухого мазка.

*2. К отдельным радионуклидам относятся a-активные нуклиды, допустимая концентрация которых в воздухе рабочих помещений ДК_А меньше 1•10^-14 Ки/л.

*3. Для ⁹⁰Sr+⁹⁰Y допустимое загрязнение устанавливается в 5 раз меньшим.

Для категории Б допустимое загрязнение поверхности на территории учреждения и в его помещениях устанавливается равным 0,1 соответствующего значения для персонала.

Дата добавления: 2014-01-20