ГЛАВА 5 ГИГИЕНИЧЕСКАЯ РЕГЛАМЕНТАЦИЯ ОБЛУЧЕНИЯ ЧЕЛОВЕКА

5.1. Понятие о дозовых пределах и принципы радиационной защиты

В основе критериев радиационной безопасности лиц, по роду своей профессиональной деятельности имеющих дело с радио- нуклидами и источниками ионизирующих излучений, а также и населения в целом лежат сведения о биологическом действии радиационных факторов. По мере накопления и уточнения этих сведений на протяжении нескольких десятилетий допустимый уровень облучения постепенно снижался.

В первые годы работы с рентгеновским излучением и естественными радионуклидами, несмотря на понимание опасности ионизирующих излучений, попытки к лимитированию облучения человека не предпринимались. Впервые мысль о необходимости ограничения облучения высказал в 1902 г. английский ученый В. Роллинз, который предложил принять в качестве безопасной дозу, вызывающую почернение применявшейся в то время фотоэмульсии, что соответствовало экспозиционной дозе 29 нА/кг (10 Р/сут). В дальнейшем рекомендации по защите от излучений, предлагаемые отдельными авторами, утверждались на съездах и научных обществах рентгенологов и радиологов. В конце концов этими вопросами начали заниматься национальные комитеты по защите от ионизирующей радиации, созданные во многих странах мира к 1921 г.

Хорошо изученные ранние лучевые поражения кожного покрова у лиц, контактирующих с источниками излучений, послужили основанием для разработки ведущими радиологами мира предложений об ограничении профессионального облучения. Так, аме-

риканский радиолог Матчеллер в 1925 г. рекомендовал в качестве толерантной (переносимой) дозы за месяц считать дозу, равную 0,01 пороговой эритемной дозы, которая для применяемого им излучения составляла 87,7 мКл/кг (340 Р). Таким образом, предлагалась толерантная доза около 290 пА/кг (100 мР/сут). Одновременно ряд зарубежных исследователей на основе своих наблюдений и экспериментов определяли толерантную дозу в пределах 290-580 пА/кг (100-200 мР/сут).

В нашей стране в 1925 г. Постановлением Народного комиссариата труда были утверждены нормы защиты от рентгеновского излучения. В качестве безопасной для здоровья персонала была принята величина, равная 1 Р в неделю (3,6 пА/кг), или 10 мкР/с на рабочем месте.

Международная комиссия по защите от рентгеновского излучения и радия (созданная в 1928 г.) в 1934 г. рекомендовала национальным правительствам принять в качестве толерантной дозу 580 пА/кг (200 мР/сут), или 0,5 нА/кг (1200 мР/нед), а в 1936 г. указанная величина была пересмотрена этой комиссией, что можно было объяснить неточностью в методике регистрации излучений. В странах Европы экспозиционную дозу измеряли на поверхности облучаемого объекта, т.е. результаты измерения включали и данные регистрации рассеянного излучения, в то время как в США аналогичные исследования проводили в свободном воздухе. Поэтому значение толерантной дозы было снижено до 290 пА/кг (100 мР/сут), или 0,25 нА/кг (600 мР/нед) с одновременным указанием на необходимость измерения доз в свободном воздухе, т.е. на достаточном удалении от рассеивающих предметов.

Следующий этап снижения доз допустимого облучения связан с получением и накоплением научных сведений об отдаленных по- следствиях при действии ионизирующей радиации, в первую очередь о сокращении продолжительности жизни экспериментальных животных при хроническом облучении. Многие радиобиологи в данный период высказывали мысль о наличии кумулятивного эффекта при действии радиации на организм. Понятие «толерантная доза» подвергалось все большей критике главным образом в связи с невозможностью предсказания точного значения дозы, которая была бы переносимой в течение длительного времени. Термин «толерантная доза» был заменен более осторожным «предельно допустимая доза» (ПДД).

Вместе с тем в послевоенные годы повсеместно получают распространение высоковольтные рентгеновские установки, начинают использоваться искусственные радиоактивные изотопы, обладающие жестким γ-излучением. По сравнению с прежними конструкциями рентгеновских аппаратов эти источники создавали при одной и той же экспозиционной или поверхностной дозе большую поглощенную дозу в глубине облучаемых тканей. Ука- занные обстоятельства послужили основанием для МКРЗ снизить в 1948 г. ПДД облучения до 125 пА/кг (300 мР/нед). Одновременно было сформулировано понятие о ПДД как о «такой дозе, которая, как можно полагать в свете современных знаний, не должна вызы- вать значительного повреждения человеческого организма в любой момент времени на протяжении его жизни». «Значительное повреждение организма» было определено как «всякое повреждение или влияние, которое человек считает нежелательным или авторитетные медицинские специалисты рассматривают как вредное для здоровья и благополучия человека». В том же году в рекомендации МКРЗ по защите впервые было введено понятие «критические органы» как «органы, облучение которых данной дозой причиняет наибольший вред живому организму». С точки зрения радиационной безопасности, было предложено рассматривать в качестве критических такие органы, как кожа, кроветворные ткани, гонады и хрусталики глаз.

Если на первых этапах разработки ПДД облучения, а в дальнейшем и их снижения обсуждались опасность облучения и связанные с ней возможные поражения для лиц, непосредственно работающих с радионуклидами и источниками ионизирующих излучений, то в дальнейшем главное внимание стали уделять радиационной безопасности следующих поколений людей.

Накопленные экспериментальные материалы исследований в области радиационной генетики позволили ученым, работающим в этой области, прийти к заключению об отсутствии порога действия ионизирующих излучений. Одновременно было установлено, что доза, удваивающая спонтанные мутации у человека, находится в пределах 0,1-1 Зв. Последнее означало, что допустимые дозы облучения должны быть на уровне, вызывающем незначительное приращение скорости возникновения мутаций среди всего контингента лиц, которые ведут радиационноопасные работы.

При принятых допустимых уровнях профессионального облучения в 1948 г. интегральная доза за условные 40 лет работы составляла 6 Зв. При сравнении этой величины с дозой, удваивающей у человека спонтанные мутации, был сделан вывод, что принятая допустимая доза, по-видимому, превышает генетически опасный предел. Поэтому предлагалось ограничить дозу величиной 2 Зв, т.е. профессиональное облучение не должно было превышать 50 мЗв/год, или 1 мЗв/нед. С учетом особой чувствительности эм- бриона человека и молодого растущего организма к излучению было предложено в законодательном порядке запретить использование на работах с источниками ионизирующих излучений беременных и лиц моложе 18 лет, а дозу облучения лиц в возрасте до 30 лет (статистические данные свидетельствуют о том, что при рождении детей возраст родителей чаще всего не превышает 30 лет) ограничить до 0,6 Зв.

В дальнейшем в связи с развитием ядерной энергетики, расширением областей применения радионуклидов и источников ионизирующих излучений, а также их поступлением в окружающую среду, ряд ученых указали на необходимость установления пределов облучения и для населения в целом.

В конце 1958 г. МКРЗ и в 1959 г. Международный конгресс радиологов, исходя из генетической опасности ионизирующих излучений, приняли решение об утверждении новых предельно допустимых уровней (ПДУ) облучения (5 бэр/год), которые получили всеобщее признание и нашли свое отражение в решениях национальных комитетов по радиационной защите.

Наконец, в последние десятилетия продолжалось уточнение отдельных положений системы радиационной безопасности, которые отражены в публикациях МКРЗ. Понятие «предельно допустимая доза» было заменено более осторожным «предел годовой эффективной (или эквивалентной) дозы», что означало величину эффективной (или эквивалентной) дозы техногенного облучения, которую нельзя превышать в течение года. Предел дозы устанавливают на уровне, который должен быть признан в качестве предельно допустимого в условиях нормальной работы. Были установлены две категории облучаемых лиц: персонал и все население. Категория «персонал» - лица, работающие с техногенными источниками (группа А) и находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (категория Б). «Все население» - население, включая лиц

категории Б вне сферы и условий их производственной деятельности. В соответствии с изменениями рекомендаций МКРЗ в нашей стране были утверждены в 1969 г. нормы радиационной безопасности (НРБ-69), пересмотренные в 1976, 1996, 1999 гг. Последние нормы (НРБ-99/2009) предусматривают следующие основные принципы радиационной безопасности:

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

•  запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному фону 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 ионизирующего излучения (принцип оптимизации).

Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009 распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего излучения на человека:

•  облучение персонала и населения в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения;

•  облучение персонала и населения в условиях радиационной аварии;

•  облучение работников промышленных предприятий и населения природными источниками ионизирующего излучения;

•  медицинское облучение населения.

Требования по обеспечению радиационной безопасности сформулированы для каждого вида облучения. Суммарная доза от всех видов облучения служит только для оценки радиационной обстановки и медицинских последствий.

Требования норм радиационной безопасности не распространяются на источники ионизирующего излучения, создающие годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв и коллективную годовую дозу не более 1 чел-Зв при любых условиях их использования, а также на космическое излучение на поверхности Земли и облуче-

ние, создаваемое содержащимся в организме человека калием-40, на которые практически невозможно влиять.

Следующие источники автоматически освобождаются от регламентации:

•  генераторы излучений при условиях, что:

- они разрешены органами Роспотребнадзора для применения без радиационного контроля;

-в условиях нормальной эксплуатации мощность эквивалентной дозы в любой точке на расстоянии 0,1 м от любой доступной поверхности аппаратуры не превышает 1 мкЗв/ч;

•  генераторы излучения с максимальной энергией излучения не более 5 кэВ;

•  радионуклиды, удельная или суммарная активность которых меньше приведенных в приложениях НРБ-99/2009.

5.2. Основные регламентируемые величины техногенного облучения в контролируемых условиях

Нормальные условия эксплуатации источника ионизирующего излучения

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 установлено 3 класса нормативов:

•  основные дозовые пределы, приведенные в табл. 10;

•  допустимые уровни монофакторного (для одного радионуклида или одного вида внешнего излучения, пути поступления) воздействия, являющиеся производными от основных дозовых пределов: пределы годового поступления, допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА) и удельные активности (ДУА) и т.д.;

•  для обеспечения условий, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого, с учетом достигнутого в организации уровня радиационной безопасности администрацией организации дополнительно устанавливаются контрольные уровни (дозы, уровни активности, плотности потоков и др.).

Таблица 10. Основные пределы доз

* 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.

*** Относится к дозе, получаемой в массе 300 мг и сечении 1 см². **** Относится к среднему значению дозы, получаемому на 1 см² кожи массой 5 мг под таким же покровным слоем. 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 кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы облучения кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от β-частиц.

Основные дозовые пределы облучения лиц из персонала и населения не включают в себя дозы от природных, медицинских источников ионизирующего излучения и дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения установлены специальные ограничения.

Эффективная доза для лиц персонала за период трудовой деятельности продолжительностью 50 лет не должна превышать 1000 мЗв, а для населения за период жизни продолжительностью 70 лет - 70 мЗв. Начало периодов вводится с 01.01.2000.

Годовая эффективная доза облучения персонала за счет нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излуче- ния не должна превышать пределов доз, установленных в табл. 10.

Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками ионизирующего излучения, введены дополнительные ограничения: эквивалентная доза в коже на поверхности нижней части живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов

в организм не должно превышать за год 1/20 предела годового поступления для персонала.

При установлении беременности женщина обязана информировать администрацию и администрация обязана перевести ее на работу, не связанную с источниками ионизирующего излучения, со дня ее информации о факте беременности до окончания грудного вскармливания ребенка.

Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих обучение с использованием источников ионизирующего излучения, годовые накопленные дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

Планируемое повышенное облучение

Планируемое повышенное облучение персонала группы А выше установленных дозовых пределов (см. табл. 10) может быть разрешено только в случаях необходимости спасения жизни людей и/или предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии после информирования о возможных дозах облучения при ликвидации аварии и риска для здоровья.

Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений, приведенных в табл. 10, допускается с разрешения территориальных подразделений федеральных органов исполнительной власти, уполномоченных осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и превышающее в 4 раза эквивалентные дозы, согласно табл. 10, - только с разрешения федеральных органов исполнительной власти, уполномоченных осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

Повышенное облучение не допускается:

•  для работников, ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения эффективной дозой 200 мЗв или эквивалентной дозой, превышающей в 4 раза соответствующие пределы доз, приведенные в табл. 10;

•  для лиц, имеющих медицинские противопоказания согласно списку для работы с источниками излучения.

Планируемое повышенное облучение экипажей находящихся в море кораблей и судов с атомными энергетическими установками, личного состава аварийно-спасательных и других специальных формирований при предотвращении аварии или ликвидации ее последствий регламентируется ведомственными документами, согласованными с федеральными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственный санитарно- эпидемиологический надзор.

Лица, подвергшиеся однократному облучению в дозе, превышающей 100 мЗв в течение года, в дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв в течение года.

Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное. Лица, под- вергшиеся такому облучению, должны выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их согласия и по решению компетентной медицинской комиссии.

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

5.3. Допустимые пределы внутреннего облучения

Под внутренним облучением понимают воздействие на организм ионизирующих излучений радионуклидов, находящихся внутри организма. Такой вид облучения возможен при вдыхании, заглатывании радиоактивных изотопов и проникновении их в организм через кожный покров.

Особенность действия радионуклидов на организм по сравнению с любыми фармакологическими препаратами или промыш- ленными ядами заключается в том, что поражающим началом при их попадании внутрь в большинстве случаев является ионизирующее излучение, а не химическая активность радионуклидов и их соединений. Это обусловлено ничтожно малой массой радионуклидных веществ при соответствующей высокой активности. Так, например, лечебная доза радиоактивного йода - ¹³¹I, вводимого в организм для разрушения злокачественной опухоли щитовидной железы, может составлять 370 МБк. При выражении указанной ве-

личины в массовых единицах оказывается, что 370 МБк ¹³¹I соответствует массе 0,081 мкг; в то же время средняя суточная потребность в йоде взрослого человека составляет 150 мкг. Особое место в этом отношении занимают ⁸⁷Rb, ¹¹⁵In, ¹⁴⁴Nd, ¹⁴⁷Sm, ¹⁸⁷Яе, ²³⁸U, для которых химическая токсичность выдвигается на первое место. В то же время от химических свойств большинства радиоактивных изотопов или их соединений зависят характер распределения их по органам и системам и скорость выведения из организма. Следовательно, от химических свойств радионуклидов зависят тропность и сроки воздействия ионизирующего излучения.

Одним из наиболее известных фактов тяжелых последствий внутреннего переоблучения является высокая смертность от рака легких среди горняков копей по добыче свинцовых руд в Иоахимстали (ныне г. Яхимов в Чехии) и Шнееберге. Повышенная смертность рудокопов от специфического легочного заболевания, получившего еще в XVI в. название «горная болезнь», привлекла внимание врачей. В 1879 г. было установлено, что это рак.

Смертность от рака легких среди рудокопов этих районов была во много раз выше по сравнению с населением в целом. В то же время опухоли другой локализации у рудокопов встречались с той же частотой, что и среди контрольной группы.

Исследования по оценке условий труда в шахтах указанных районов позволили установить, что в воздухе свинцовых рудников имелись высокие концентрации радона и его дочерних продуктов. За 17 лет работы рудокопов (средний срок развития у них рака) ткани легких получали дозу не менее 10 Зв.

Другой случай внутреннего переоблучения, известный под названием «катастрофы в Нью-Джерси» (США), связан с производ- ством светящихся циферблатов. Свойство сернистого цинка давать вспышку света при торможении в нем α-частиц было использовано для получения светосоставов постоянного действия. В качестве примеси к сернистому цинку добавляли радий или мезоторий от 5 до 300 мг на 1 г сернистого цинка. Краски с указанным составом в 20-е годы ХХ в. получили широкое распространение в приборо- строении. Работницы соответствующих предприятий при нанесении штрихов на циферблаты часто заостряли кончики кисточек губами. При этом они заглатывали ничтожно малые количества радия. На протяжении ряда лет происходило постепенное накопление его в организме. Через 3 года от начала работы у отдельных

работниц развивалась анемия, возникала болезненность лицевых костей черепа с последующим разрушением верхней и нижней челюстей. Часть работниц погибли от инфекционных осложнений. У оставшихся в живых наблюдалось кистозное перерождение костной ткани челюстей с развитием злокачественных опухолей. Средний срок возникновения злокачественных новообразований при этом составил 15 лет. К 1926 г. (за десятилетний период) из числа красивших циферблаты погибла 41 работница. Установлено, что накопление радия в организме погибших составляло от 1,4 до 180 мкг, а суммарная доза, приводившая к перерождению облучаемых тканей, во всех случаях - не менее 10 Зв.

Указанные материалы послужили основой для проведения исследований, касающихся оценки последствий, связанных с приемом внутрь водных растворов радия пациентами, страдающими сильными ревматическими болями (растворы радия в 20-е годы использовались для лечебных целей, так как исключительная опасность его при приеме внутрь была неизвестна). Среди паци- ентов, принимавших растворы радия, были выявлены практически здоровые люди, хотя в отдельных случаях содержание радия в организме достигало 3,7-7,4 кБк. Такому отложению радия в скелете соответствовала мощность дозы 50-100 мЗв/сут при 25-летнем облучении.

На основании материалов указанных исследований Национальное бюро стандартов США впервые разработало рекомен- дации о недопустимости накопления в организме в течение всей жизни человека более 1 мкг радия, считая, что вероятность возникновения злокачественных новообразований при превышении этой величины резко возрастает. Одновременно было предложено принять в качестве допустимого содержания радия в организме (с учетом произвольного коэффициента запаса 10) величину 0,1 мкг.

При оценке допустимого содержания в организме других радионуклидов было предложено исходить из допустимого уровня радия. В последующем допустимое содержание радия стало использоваться для расчетов допустимых в организме количеств остеотропных нуклидов.

В настоящее время рассчитывают не предельно допустимое содержание, а предел годового поступления, исходя из дозового предела внутреннего облучения.

Предел годового поступления радионуклидов в организм зависит от степени опасности радиоактивных элементов при попадании внутрь и определяется их радиотоксичностью.

Радиотоксичность - свойство радиоактивных изотопов вызывать большие или меньшие патологические изменения при попадании их в организм.

Радиотоксичность изотопов зависит от ряда показателей, главными из которых являются следующие:

•  вид радиоактивного превращения;

•  средняя энергия одного акта распада;

•  схема радиоактивного распада;

•  пути поступления радионуклида в организм;

•  распределение радионуклидов по органам и системам;

•  время пребывания радионуклида в организме;

•  продолжительность времени поступления радионуклида в тело человека.

Рассмотрим значение каждого из перечисленных выше показателей:

1. Степень радиотоксичности в значительной мере обусловлена видом радиоактивного превращения. При α-распаде поглощенная доза, выраженная в эквивалентной дозе (с учетом взвешивающих коэффициентов), при одной и той же активности в органе или ткани будет в 20 раз больше по сравнению с поглощенной дозой при β-распаде. Следовательно, лучевое поражение ткани или органа, облучаемых α-частицами, будет более выраженным, т.е. α-излучатель по сравнению с β-излучателем более радиотоксичен.

2. Уровень средней энергии одного акта распада влияет на величину создаваемой дозы. Так, например, поглощенная доза от ¹⁴С с энергией одного акта распада 0,053 МэВ будет намного меньше по сравнению с дозой, создаваемой при распаде ³²Р, средняя энергия β-излучения которого составляет 0,68 МэВ.

3. В том случае, когда изотоп при радиоактивном превращении дает начало новому радиоактивному веществу (например, Rn - RаА - RаВ - ...), суммарная поглощенная доза может значительно превышать величину поглощенной дозы, соответствующей одному, первому акту распада цепочки. Это, естественно, повышает радиотоксичность элемента.

4. Как указывалось выше, существуют 3 различных пути поступления радионуклидов в организм: при вдыхании воздуха, за-

грязненного радионуклидами, через желудочно-кишечный тракт и кожу. Наиболее опасен первый путь. Это обусловлено двумя причинами: во-первых, большим объемом легочной вентиляции (объем воздуха, вдыхаемого профессиональными работниками за часы работы, принимается равным 2,5?10⁶ л/год; объем воздуха, вдыхаемого взрослым человеком из населения, принимается равным 7,3?10⁶ л/год, а потребляемое количество воды, входящей в состав пищевых продуктов или поступающей в виде жидкости, - 800 л/год); во-вторых, более высокими значениями коэффициентов усвоения, характеризующих долю отложившихся в организме радионуклидов по отношению к общей поступившей внутрь активности.

Пылевые частицы, на которых сорбированы радиоактивные изотопы, при вдыхании воздуха через верхние дыхательные пути частично оседают в полости рта и носоглотке. Отсюда пыль поступает в пищеварительный тракт. Остальные частицы проникают в легкие.

При всасывании радионуклидов из желудочно-кишечного тракта имеет значение коэффициент резорбции, характеризующий долю вещества, попадающего из желудочно-кишечного тракта в кровь. В зависимости от природы изотопа и химической формы попадающего в организм соединения коэффициент резорбции изменяется в широких пределах: от сотых долей процента (для циркония, ниобия, редкоземельных элементов, актинидов) до нескольких процентов (висмут - 1%, барий - 5%, полоний - 6%), десятков процентов (щелочноземельные элементы, галогены).

Резорбция через неповрежденную кожу в 200-300 раз меньше, чем через желудочно-кишечный тракт, и, как правило, не играет существенной роли. Исключение составляет изотоп водорода - тритий, легко проникающий в кровь через кожу даже при обычных условиях.

При попадании радионуклидов в организм любым путем они уже через несколько минут обнаруживаются в крови. Если поступление радионуклидов было однократным, то концентрация их в крови вначале возрастает максимально, а затем в течение 15-20 сут снижается. Концентрация в крови долгоживущих изотопов в дальнейшем может удерживаться практически на одном уровне в течение длительного времени вследствие обратного вымывания от- ложившихся веществ. В этом случае концентрация радионуклидов

в крови (за редким исключением) обычно меньше удельной активности отдельных тканей.

5. По характеру распределения (тропности) в организме человека радионуклиды можно условно разделить на три группы:

•  скапливающиеся преимущественно в скелете (остеотропные изотопы): кальций, стронций, барий, радий, иттрий, цирконий и цитраты плутония;

•  концентрирующиеся в печени (до 60%; из остального количества в скелете отлагается до 25%): церий, лантан, прометий, нитрат плутония;

•  равномерно распределяющиеся по органам и системам: тритий, углерод, инертные газы и цезий; с тенденцией к некоторому накоплению в мышцах: калий, рубидий, цезий; с тенденцией к накоплению в ретикулоэндотелиальной системе- селезенке, лимфатических узлах, надпочечниках: ниобий, рутений. Особое место занимает радиоактивный йод. Он селективно накапливается в щитовидной железе, причем удельная активность ткани щитовидной железы может превышать таковую других органов в 100-200 раз.

6. Время пребывания радионуклида в организме по существу определяется длительностью облучения тканей, в которых локализован изотоп. Это время зависит, во-первых, от периода полураспада изотопа (Тф) и, во-вторых, от скорости его выведения из организма, которая характеризуется периодом полувыведения (Т_б), т.е. временем, в течение которого из организма выводится половина введенного радионуклида. Для количественной характеристики скорости исчезновения радиоактивного вещества из организма (а она зависит от скорости распада и выведения) используется производный показатель - эффективный период (Т_ЭФФ) - время, в течение которого активность изотопа в организме уменьшается вдвое. Эффективный период рассчитывают по формуле:

Эффективный период для различных радиоактивных изотопов характеризуется широким разнообразием: от нескольких часов (например, для ²⁴Na, ⁶⁴Cu) и дней (для ¹³¹¹1, ³²Р, ³⁵S) до десятков и

сотен лет (для ²²⁶Ra, ⁹⁰S). Естественно, чем больше эффективный период у изотопа, тем выше степень его радиотоксичности, так как суммарная доза при прочих равных условиях возрастает с увеличением Т_эфф.

7. Сроки поступления радионуклидов в организм имеют значение при оценке степени радиотоксичности в связи с тем, что во многих случаях коэффициенты усвоения изотопов очень малы. Поэтому даже несчастный случай заглатывания радионуклида может окончиться благополучно. При хроническом поступлении изотопа в организм возможно накопление опасного (или даже смертельного) количества излучателя, как это было в упоминавшемся выше случае использования красок с постоянным светосоставом.

Сложное сочетание этих факторов, определяемое физическими и химическими свойствами радионуклидов, приводит к большому разнообразию величин, характеризующих допустимое содержание радиоактивных веществ в организме, годовые пределы годового поступления радионуклидов с воздухом и водой.

Предел годового поступления (ПГП) - поступление данного радионуклида в организм условного человека, которое приводит к облучению в ожидаемой дозе, равной соответствующему пределу годовой эффективной (или эквивалентной) дозы.

При подсчете вклада в общее (внешнее и внутреннее) облучение от поступления в организм радионуклидов берут сумму произведений поступлений каждого элемента за год на его дозовый коэффициент.

Годовая эффективная доза облучения равна сумме эффективной дозы внешнего облучения, накопленной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же период.

Интервал времени для определения величины ожидаемой эффективной дозы устанавливается равным 50 лет для лиц из персо- нала и 70 лет для лиц из населения.

Допустимая среднегодовая объемная активность (ДОА) - отношение ПГП радионуклида к объему (V) воздуха и массе воды (М), с которыми радионуклид поступает в организм человека в течение календарного года.

5.4. Предел годового поступления, допустимая среднегодовая активность

При оценке внутреннего облучения рассматриваются три момента:

•  облучение всего организма или того органа, в котором откладывается наибольшая часть попадающего внутрь радионуклида;

•  облучение желудочно-кишечного тракта, по которому проходит основная часть попавших в организм радионуклидов при их заглатывании с пищей или водой;

•  облучение легких, из которых осевшие при вдыхании нерастворимые соединения удаляются крайне медленно.

ПГП находят на основании оценки дозового предела (ДП) и дозового коэффициента:

где Е - дозовый коэффициент, характеризующий уровень внутреннего облучения персонала или населения при различных путях поступления радионуклидов в организм, Зв/Бк. Этот коэффициент зависит от радиотоксичности.

Некоторые дозовые коэффициенты, ПГП и ДОА в воздухе (для персонала), приведены в табл. 11.

Таблица 11. Дозовые коэффициенты, пределы годового поступления с воздухом и допустимая объемная активность в воздухе для некоторых ра- дионуклидов (для персонала)

Окончание табл. 11

Примечание. При поступлении радионуклидов через органы дыхания их хи-

мические соединения разделены на три ингаляционных класса в зависимости от длительности биологического периода полувыведения Т_эфф из легких:

•  класс М (медленный) - соединения с Т_эфф более 100 сут;

•  П (промежуточный) - с Т_эфф от 10 до 100 сут;

•  Б (быстрый) - с Т_эфф менее 10 сут;

•  инертные газы в таблицу не включены, поскольку они являются источниками внешнего излучения.

Приведенные дозовые коэффициенты:, а также ПГП_перс, ДОА_перс для воздуха рассчитаны для аэрозоля с логарифмически нормальным распределением частиц по активности при медианном аэродинамическом диаметре 1 мкм и стандартном геометрическом отклонении, равном 2,0. В расчетах использована модель органов дыхания, рекомендованная Публикацией 66 МКРЗ.

Годовое поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе персонала не должны превышать ПГП и ДОА (приложение П-1 НРБ-99/09).

Для персонала ПГП и ДОА дочерних продуктов ²²²Rn и ²²⁰Rn (торона) следующие:

ПГП: 0,10 0,52П_аВ+ 0,38 П_ШС = 3,0 МБк;

0,91 П_ТЬБ + 0,09 П_тьс = 0,68 МБк;

ДОА: 0,10 + 0,52 А_RаВ + 0,38 А^_С = 1200 Бк/м³;

0,91 а_тьб + 0,09 А_ТЬС= 270 Бк/м³,

где П и А - годовые поступления и среднегодовые объемные активности в зоне дыхания соответствующих дочерних продуктов радона и торона.

При одновременном воздействии источников внешнего и внутреннего облучения должно выполняться условие, чтобы отноше- ние дозы внешнего облучения к пределу дозы и отношения годовых поступлений нуклидов к их пределам в сумме не превышали 1.

5.5. Допустимые уровни загрязнения поверхности

В решении проблемы защиты персонала от воздействия ионизирующих излучений важное место занимают вопросы ограничения загрязнения радионуклидами рабочей поверхности. Это связано с тем, что радионуклиды, сорбированные различными материалами покрытий, являются источниками радиоактивных аэрозолей и газов, потоков α-, β- и γ-излучений. Таким образом, при загрязнении радионуклидами рабочей поверхности возможно внутреннее (через органы дыхания) и внешнее облучение, причем с увеличением степени загрязнения, естественно, возрастает и радиационная опасность. Вместе с тем необходимо отметить особую опасность загрязнения кожных покровов, когда вероятность поступления радиоактивных веществ с загрязненных рук в желудочно-кишечный тракт достаточно велика. С учетом большей опасности при попадании α-излучателей внутрь установлены следующие допустимые уровни (табл. 12).

5.6. Требования к защите от природного облучения

в производственных условиях

Эффективная доза облучения природными источниками излучения всех работников, включая персонал, не должна превышать 5 мЗв/год в производственных условиях (любые профессии и производства).

Средние значения радиоактивных факторов в течение года, соответствующие при монофакторном воздействии эффективной

Таблица 12. Допустимые уровни общего радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи (в течение рабочей смены), спецодежды и средств индивидуальной защиты, частица/(мин-см²)

Примечание. К отдельным нуклидам относятся α-активные нуклиды, среднегодовая ДОА которых в воздухе рабочих помещений составляет менее 3?10^-4 Бк/л.

дозы 5 мЗв/год, при продолжительности работы 2000 ч/год, средней скорости дыхания 1,2 м³/ч и радиоактивном равновесии радионуклидов уранового и ториевого ряда в производственной пыли составляют:

•  мощность эффективной дозы γ-излучения на рабочем месте - 2,5 мкЗв/ч;

•  ЭРОА_{R n}в воздухе зоны дыхания - 310 Бк/м³;

•  удельная активность в производственной пыли ²³⁸U, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда - 40/f кБк/кг, где f - среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания, мг/м³,

•  удельная активность в производственной пыли ²³²Th, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда - 27/f кБк/кг.

При многофакторном воздействии должно выполняться уравнение: сумма отношений производственных факторов к значениям, приведенным выше, не должна превышать 1.

Воздействие космических излучений на экипажи самолетов нормируется как природное в производственных условиях.

5.7. Требования к ограничению облучения населения

Радиационная безопасность населения достигается путем ограничения облучения от всех основных источников. Возмож- ности регулирования разных видов облучения существенно различаются, поэтому регламентация их осуществляется раздельно с применением разных методологических подходов и технических способов.

В отношении всех источников облучения населения следует принимать меры как по снижению дозы облучения у отдельных лиц, так и по ее уменьшению у лиц, подвергающихся облучению, в соответствии с принципом оптимизации.

Годовая доза облучения населения не должна превышать основные пределы доз (см. табл. 10). Указанные пределы доз относятся к средней дозе критической группы населения, рассматриваемой как сумма доз внешнего облучения за текущий год и ожидаемой дозы до 70 лет вследствие поступления радионуклидов в организм за текущий год.

Для ограничения облучения населения отдельными техногенными источниками ионизирующих излучений федеральными ор- ганами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический контроль, устанавливаются квоты (доли) предела годовой дозы, но так, чтобы сума квот не превышала пределов доз, указанных в табл. 10.

Облучение населения техногенными источниками ионизирующего излучения ограничивается путем обеспечения сохранности источников, контроля технологических процессов и ограничения выброса (сброса) радионуклидов в окружающую среду, другими мероприятиями на стадии проектирования, эксплуатации и прекращения использования источников ионизирующего излучения.

Допустимые значения содержания радионуклидов в продуктах питания, питьевой воде и воздухе, соответствующие пределу дозы

техногенного облучения населения 1 мЗв/год и квотам от этого предела, рассчитываются на основании значений дозовых коэф- фициентов при поступлении радионуклидов через органы пищеварения с учетом поступления радионуклидов через органы дыхания и внешнего облучения людей. Некоторые дозовые коэффициенты для критических групп населения, ДОА и ПГП через органы дыхания и пищеварения приведены в табл. 13.

Ограничение облучения населения природными источниками

Допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников ионизирующего излучения, для населения не устанавливается. Снижение облучения населения достигается путем становления системы ограничений на облучение населения от отдельных природных источников. Доза космического излучения не ограничивает возможность проживания в данной местности, но она должна учитываться при подсчете дозы, обусловленной источниками ионизирующего излучения.

При проектировании новых зданий жилищного и общественного назначения должно быть предусмотрено, чтобы среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность изотопов радона и торона в воздухе помещений (ЭРОА_Rn + 4,6 ЭРОА_гп) не превышала 100 Бк/м³, а мощность дозы γ-излучения не превышала мощности дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

В эксплуатируемых зданиях среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность изотопов радона в воздухе жилых помещений не должна превышать 200 Бк/м³. При больших значениях объемной активности должны проводиться защитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона в воздух помещений и улучшение вентиляции помещений. Защитные мероприятия должны проводиться также, если мощность дозы γ-излучения в помещениях превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч. Вопрос о переселении жильцов рассматривается, если практически невозможно снизить это превышение до значений ниже 0,6 мкЗв/ч.

Удельная эффективная активность (А_эфф) естественных радионуклидов в строительных материалах, добываемых на их месторождениях (щебень, гравий, песок, бутовый и пилонный камень,

Таблица 13. Дозовые коэффициенты, пределы годового поступления с воздухом и пищей, допустимая объемная активность в воздухе и воде для некоторых нуклидов (для населения)

Примечание. См. табл. 11.

цементное и кирпичное сырье и др.) или являющихся побочным продуктом промышленности, а также в отходах промышленного производства, используемых для изготовления строительных материалов (золы, шлаки и др.), не должна превышать:

• для материалов, используемых во вновь строящихся жилых и общественных зданиях (I класс):

где и A_Th - удельные активности ²²⁶Ra и ²³²Th, находящихся в равновесии с остальными членами уранового и ториевого ряда; A_k - удельная активность ⁴⁰К (Бк/кг);

• для материалов, используемых в дорожном строительстве в пределах территории населенных пунктов и зон перспективной застройки, а также при возведении производственных сооружений (II класс):

• для материалов, используемых в дорожном строительстве вне населенных пунктов (III класс):

•  при 1,5 кБк/кг < А,фф < 4,0 кБк/кг (IV класс) вопрос об использовании материалов решается в каждом случае отдельно по согласованию с федеральными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор;

•  при А,фф > 4,0 кБк/кг материалы нельзя использовать в строительстве.

Допустимое содержание природных радионуклидов в минеральном сырье и материалах, продукции с их использованием (изделия из керамики и керамогранита, природного и искусственного камня и т.п.), а также требования по обеспечению радиационной безопасности при обращении с ними устанавливаются в санитарных правилах по ограничению облучения населения за счет природных источников излучения.

Предварительная оценка допустимости использования воды для питьевых целей по показателям радиационной безопасности может быть дана по удельной суммарной α (Α_α)- и β (Аβ-активности. При значениях Α_α и Α_β ниже 0,5 и 1,0 Бк/кг соответственно даль-

нейшие исследования воды не являются обязательными. В случае превышения указанных уровней проводится анализ содержания радионуклидов в воде. Приоритетный перечень определяемых при этом радионуклидов в воде устанавливается методическими документами.

Если при совместном присутствии в воде нескольких природных и техногенных радионуклидов выполняется условие:

где А - удельная активность радионуклида в воде, Бк/кг; УВ. - соответствующие уровни вмешательства, по приложению П-2а НРБ-99/2009, Бк/кг, то мероприятия по снижению радиоактивности питьевой воды не являются обязательными.

При выполнении указанного условия защитные мероприятия по снижению содержания радионуклидов в питьевой воде должны осуществляться с учетом принципа оптимизации.

Критическим путем облучения населения за счет ²²²Rn, содержащегося в питьевой воде, являются переход радона в воздух помещения и последующее ингаляционное поступление дочерних продуктов радона в организм. Уровень вмешательства для ²²²Rn в питьевой воде составляет 60 Бк/кг. Определение удельной активности ²²²Rn в питьевой воде из подземных источников является обязательным.

При возможном присутствии в воде ³H, ¹⁴C, ¹³¹I, ²¹⁰Pb, ²²⁸Ra, ²³²Th в зонах наблюдения радиационных объектов 1-й и 2-й категории определение удельной активности этих радионуклидов в воде является обязательным.

Для минеральных и лечебных вод устанавливаются специальные нормативы.

Удельная активность природных радионуклидов в минеральных удобрениях и агрохимикатах не должна превышать:

где А_у - удельная активность ²³⁸U или ²²⁶Ra; A_Th - удельная активность ²³²Th или ²²⁸Th, находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого ряда соответственно.

Допустимое содержание ⁴⁰К в минеральных удобрениях и агрохимикатах не устанавливается. При обращении с материалами, со-

держащими ⁴⁰К, должны соблюдаться требования по ограничению облучения населения за счет природных источников излучения.

Ограничение медицинского облучения населения

Радиационная защита пациентов при медицинском облучении должна быть основана на необходимости получения полезной ди- агностической информации и/или терапевтического эффекта от соответствующих медицинских процедур при наименьших возможных уровнях облучения (для лучевой терапии это требование относится к здоровым, ненамеренно облучаемым органам и тканям). При этом не устанавливаются пределы доз для пациентов, но применяются принципы обоснования назначения медицинских процедур и оптимизации защиты пациентов.

Проведение медицинских процедур, связанных с облучением пациентов, должно быть обосновано путем сопоставления диагно- стических или терапевтических выгод, которые они приносят, с радиационным ущербом для здоровья, который может причинить облучение, принимая во внимание имеющиеся альтернативные методы, не связанные с медицинским облучением. Если диагностическая или терапевтическая процедура с применением ионизирующего излучения не обоснована, ее не следует проводить.

Защита пациента при медицинских процедурах, связанных с облучением, должна быть оптимизирована, т.е. должна обеспечивать наибольшее превышение пользы для его здоровья, по сравнению с вредом от облучения, с учетом социальных и экономических факторов. Оптимизация должна включать выбор наиболее эффективных технологий и оборудования для диагностики или терапии, а также практические вопросы обеспечения качества и оценки дозы у пациентов.

Перед проведением диагностической или терапевтической процедуры, связанной с облучением женщины детородного возрас- та, необходимо определить, не является ли она беременной или кормящей матерью. Беременная или кормящая, а также родители детей-пациентов должны быть информированы врачом о пользе планируемой процедуры и связанном с ней радиационном риске для эмбриона/плода, новорожденных и детей младшего возраста для принятия сознательного решения о проведении процедуры или отказе от нее.

При проведении обоснованных медицинских рентгенорадиологических обследований в связи с профессиональной деятельно- стью или в рамках медико-юридических процедур, а также рент- генорадиологических профилактических медицинских и научных исследований практически здоровых лиц, не получающих прямой пользы для своего здоровья от процедур, связанных с облучением, годовая эффективная доза не должна превышать 1 мЗв.

Лица (не персонал рентгенологических отделений), оказывающие помощь в поддержке пациентов (тяжелобольные, дети и др.) при выполнении рентгенодиагностических процедур, не должны подвергаться облучению в дозе, превышающей 5 мЗв в год. Такие же требования предъявляются к радиационной безопасности взрослых лиц, проживающих вместе с пациентами, прошедшими курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников и выписанными из клиники. Для остальных взрослых лиц, а также детей, контактирующих с пациентами, выписанными из клиники после радионуклидной терапии или брахитерапии, доза составляет 1 мЗв в год.

Пациенты, проходящие курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников, могут быть выписаны из клиники при условии, что уровень γ- и рентгеновского излучения, испускаемого из тела, удовлетворяет требованиям, указанным выше. Выписка пациента после терапии радионуклидами допускается, если введенная или остаточная активность радионуклидов в теле или измеренная мощность дозы в воздухе на расстоянии 1 м от тела пациента ниже соответствующих значений, приведенных в табл. 14. При многократном лечении в течение года активность в теле и мощность дозы, согласно табл. 14, надлежит уменьшить в число раз, равное числу курсов лечения, проводимых за год.

Таблица 14. Активность радионуклидов в теле взрослого пациента после радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых ис- точников и мощность эквивалентной дозы на расстоянии 1 м от поверхности тела, при которых разрешается выписка пациента из клиники

Перед выпиской пациентам следует дать письменные и устные инструкции относительно мер предосторожности, которые они должны соблюдать, с тем чтобы защитить от облучения членов семьи и других лиц, с которыми они могут контактировать. Такие же требования предъявляются к режиму амбулаторного лечения пациентов.

В случае смерти пациента, проходившего курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников, патологоанатомическое исследование и кремация тела разрешаются только после того, как остаточная активность в нем или мощность дозы уменьшится до уровня, удовлетворяющего указанным выше требованиям. В случае смерти пациента, в организме которого находится кардиостимулятор с радионуклидным источником энергии, кремация тела разрешается только после удаления источника.

При планировании и проведении процедур, связанных с облучением ионизирующим излучением, в учреждениях здравоохра- нения должны определяться и регистрироваться в установленном порядке дозы у всех лиц, подвергавшихся медицинскому облучению.

Требования по ограничению облучения населения в условиях радиационной аварии

В случае возникновения аварии, при которой облучение людей может превысить основные дозовые пределы от техногенного облучения, приведенные в табл. 10, должны быть приняты практические меры для восстановления контроля над источником и сведения к минимуму доз облучения, количества облученных лиц из населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды, экономических и социальных потерь, вызванных радиоактивным загрязнением.

При радиационной аварии или обнаружении радиоактивного загрязнения ограничение последующего облучения осуществляется защитными мероприятиями, применимыми, как правило, к окружающей среде и/или человеку. Эти мероприятия могут быть связаны с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории, т.е. являются вмешательством, наносящим не только экономический, но и экологический ущерб, а также неблагоприятно воздействую-

щим на здоровье и психологический статус населения. Поэтому при принятии решений о характере вмешательства (защитных ме- роприятий) следует руководствоваться следующими принципами:

•  предлагаемое вмешательство должно принести обществу и прежде всего облучаемым лицам больше пользы, чем вреда, т.е. уменьшение ущерба в результате снижения дозы должно быть достаточным, чтобы оправдать вред и стоимость вмешательства, включая его социальную стоимость (принцип обоснования вмешательства);

•  форма, масштаб и длительность вмешательства должны быть оптимизированы таким образом, чтобы чистая польза от снижения дозы, т.е. польза от снижения радиационного ущерба за вычетом ущерба, связанного с вмешательством, была бы максимальной (принцип оптимизации вмешательства).

Если предполагаемая доза излучения за 2 сут достигает уровней, при превышении которых возможны детерминированные эффекты, необходимо срочное вмешательство (меры защиты) (табл. 15).

Таблица 15. Прогнозируемые уровни облучения, при которых необходимо срочное вмешательство

При хроническом облучении в течение жизни защитные мероприятия становятся обязательными, если годовые поглощенные дозы превышают значения, приведенные в табл. 16; превышение этих доз приводит к серьезным детерминированным эффектам.

Таблица 16. Уровни вмешательства при хроническом облучении

Уровни вмешательства для временного отселения населения составляют: для начала временного отселения - 30 мЗв в месяц, для окончания временного отселения - 10 мЗв в месяц. Если прогнозируется, что накопленная за 1 мес доза будет выше указанных уровней в течение года, следует решать вопрос об отселении населения на постоянное место жительства.

При проведении противорадиационных вмешательств дозовые пределы (табл. 17) не применяются.

Таблица 17. Критерии для принятия неотложных решений в начальном периоде аварийной ситуации

Примечания. * Только для щитовидной железы.

Исходя из указанных принципов, при планировании защитных мероприятий на случай радиационной аварии федеральными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, устанавливаются уровни вмешательства (дозы и мощности доз облучения, уровни радиоактивного загрязнения) применительно к конкрет-

ному радиационно опасному объекту и условиям его размещения с учетом вероятных типов аварии, сценариев развития аварийной ситуации и складывающейся радиационной обстановки.

При аварии, повлекшей за собой радиоактивное загрязнение обширной территории, на основании контроля и прогноза ради- ационной обстановки устанавливается зона радиационной аварии (ЗРА) (см. главу 14).

Принятие решений о мерах защиты населения в случае радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территории проводится на основании сравнения прогнозируемой дозы, предотвращаемой защитным мероприятием, с уровнями А и Б, приведенными в табл. 17-19.

Таблица 18. Критерии для принятия решений об отселении и ограничении потребления загрязненных пищевых продуктов

Таблица 19. Критерии для принятия решений об ограничении потребле- ния загрязненных продуктов питания в первый год после возникновения аварии

Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, не превосходит предела А, нет необходимости в вы- полнении мер защиты, связанных с нарушением нормальной жизнедеятельности населения и хозяйственного и социального функционирования территории.

Если предотвращаемое защитным мероприятием облучение превосходит уровень А, но не достигает уровня Б, решение о вы- полнении мер защиты принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом конкретной обстановки и местных условий.

Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, достигает и превосходит предел Б, необходимо вы- полнение соответствующих мер защиты, даже если они связаны с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории.

На поздних стадиях радиационной аварии, повлекшей за собой загрязнение обширных территорий долгоживущими радионукли- дами, решения о защитных мероприятиях принимаются с учетом сложившейся радиационной обстановки и конкретных социальноэкономических условий.

5.8. Требования к контролю за выполнением норм радиационной безопасности

Радиационный контроль является важнейшей частью обеспечения радиационной безопасности, начиная со стадии проектиро- вания радиационно опасных объектов. Он 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, а также на территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения.

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;

•  уровни облучения персонала и населения от всех источников излучения, на которые распространяется действие настоящих норм.

Основными контролируемыми параметрами являются:

•  годовая эффективная и эквивалентная дозы (см. табл. 10);

•  поступление радионуклидов в организм и их содержание в организме для оценки годового поступления;

•  объемная или удельная активность радионуклидов в воздухе, воде, пищевых продуктах, строительных материалах и т.д.;

•  радиоактивное загрязнение кожных покровов, одежды, обуви, рабочих поверхностей;

•  доза и мощность дозы внешнего облучения;

•  плотность потока частиц.

Переход от измеряемых величин к нормируемым определяется методическими указаниями по проведению соответствующих видов радиационного контроля.

С целью оперативного контроля для всех контролируемых параметров устанавливаются контрольные уровни. Значение этих уровней устанавливается таким образом, чтобы были гарантированы непревышение основных пределов доз и реализация принципа снижения уровней облучения до возможно низкого уровня.

При этом учитываются облучение от всех подлежащих контролю источников излучения, достигнутый уровень защищенности, возможность его дальнейшего снижения с учетом требований принципа оптимизации. Обнаруженное превышение контрольных уровней является основанием для выяснения причин этого превышения и разработки мероприятий по его устранению.

Контроль и учет индивидуальных доз облучения, полученных гражданами при использовании источников ионизирующего излучения, проведении медицинских рентгенорадиологических процедур, а также обусловленных естественным радиационным и техногенно измененным радиационным фоном, осуществляются в рамках единой системы контроля индивидуальных доз (ЕСКИД).

При планировании и проведении мероприятий по обеспечению радиационной безопасности, принятии решений в области обеспечения радиационной безопасности, анализе эффективности указанных мероприятий органами государственной власти, органами местного самоуправления, а также организациями, осуществляющими деятельность с использованием источников ионизирующе- го излучения, проводится оценка радиационной безопасности по следующим основным показателям:

•  характеристика радиоактивного загрязнения окружающей среды;

•  анализ обеспечения мероприятий по радиационной безопасности и выполнения норм, правил и гигиенических нормативов в области радиационной безопасности;

•  вероятность радиационных аварий и их масштаб;

•  степень готовности к эффективной ликвидации радиационных аварий и их последствий;

•  анализ доз облучения, получаемых отдельными группами населения от всех источников ионизирующего излучения;

•  число лиц, подвергшихся облучению выше установленных пределов доз облучения.

Результаты этой оценки ежегодно заносятся в радиационногигиенические паспорта организаций и территорий и представляются в порядке, установленном Правительством Российской Федерации.

Государственный надзор за выполнением норм радиационной безопасности осуществляют федеральные органы исполнительной власти, уполномоченные осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, и другие органы, уполномоченные Правительством Российской Федерации в соответствии с действующими нормативными актами.

Контроль за соблюдением норм в организациях, независимо от форм собственности, возлагается на администрацию этой органи- зации. Контроль за облучением населения возлагается на органы исполнительной власти субъектов Российской Федерации.

При возникновении радиационной аварии:

•  контроль за ее развитием, защитой персонала в организации и аварийных бригад осуществляется администрацией этой организации;

•  контроль за облучением населения осуществляется местными органами власти и государственного надзора за радиационной безопасностью.

Контроль за медицинским облучением пациентов возлагается на администрацию органов и учреждений здравоохранения.

Контрольные вопросы

1. Каковы дозовые пределы для лиц из населения, персонала категории А, персонала категории Б?

2. Какие основные факторы предопределяют радиотоксичность радионуклидов?

3. Сформулируйте понятие «эффективный период», используемое для характеристики скорости исчезновения радионуклида из организма.

4. Каковы требования к защите от облучения природными источниками в производственных условиях?

5. Каковы требования по ограничению облучения населения природными источниками?

6. Каковы требования по ограничению медицинского облучения населения?

7. Каковы требования по ограничению облучения персонала при радиационных авариях?

8. Каковы требования по ограничению облучения населения в условиях радиационных аварий?