Оценка доз облучения населения

Уровень облучения представителей различных групп населения (в зависимости от возраста, профессии, типа жилого помещения) может существенно зависеть от изотопного состава радиоактивного загрязнения окружающей среды. При наличии в окружающей среде спектра радионуклидов необходимо оценивать дозы у представителей нескольких групп населения для принятия обоснованных решений в отношении проведения тех или иных защитных мероприятий.

4.5.10.1. Оценка дозы внешнего гамма- и бета-излучения

Набор моделей, предназначенных для оценки дозы внешнего облучения населения, определяется и соответствует количеству путей внешнего облучения. Рассматриваются следующие пути внешнего облучения:

· облучение от радиоактивного облака;

· облучение от подстилающей поверхности.

Значение эффективной дозы внешнего облучения представителей i -той группы населения при облучении на открытой местности гамма-излучением смеси радионуклидов при погружении в радиоактивное облако  определяется следующим образом:

,   мЗв,               (2)

где e^k_a – удельная мощность поглощенной дозы гамма-излучения k -ого радионуклида на высоте 1 м над подстилающей поверхностью от источника в виде радиоактивного облака на единичную концентрацию активности, (мГр/час)/(кБк/м³) – справочные данные;

С^k_a - средняя концентрация k -ого радионуклида в приземном слое воздуха за время прохождения радиоактивного облака, (кБк/м³);

- коэффициент перехода от дозы в воздухе на высоте 1 м над подстилающей поверхностью к эффективной дозе для представителей i – ой группы населения, мЗв/мГр (принимается равным 0,7 мЗв/мГр для взрослого населения, 0,75 мЗв/мГр – для детей школьного возраста и 0,85 мЗв/мГр – для дошкольников);  

t – продолжительность облучения от данного источника, час.

Если известны значения поверхностных активностей в почве отдельных радионуклидов (по результатам гамма-спектрометрических измерений образцов почвы), то значение мощности эффективной дозы внешнего облучения в момент времени “t” (как правило, время, прошедшее с момента выпадения до момента проведения измерений поверхностной активности) представителей i -ой группы населения при облучении на открытой местности гамма-излучением смеси радионуклидов выпавших на подстилающую поверхность  определяется следующим образом:

, мЗв/час,               (3)

где e^k_S – удельная мощность поглощенной дозы гамма-излучения k -ого радионуклида от плоского изотропного источника, расположенного на границе воздух-земля на высоте 1 м на единичную концентрацию активности, (мГр/час)/(кБк/м²) – справочные данные;

 - поверхностная активность k -ого радионуклида на почве на момент измерений, (кБк/м²);

- коэффициент перехода от дозы в воздухе на высоте 1 м над подстилающей поверхностью к эффективной дозе для представителей i – ой группы населения, мЗв/мГр (принимается равным 0,75 мЗв/мГр для взрослого населения, 0,80 мЗв/мГр – для детей школьного возраста и 0,90 мЗв/мГр – для дошкольников).

4.5.10.2. Оценка дозы внутреннего облучения

Оценка эффективной дозы внутреннего облучения и эквивалентной дозы на щитовидную железу за счет ингаляции радиоактивного материала использует следующие исходные данные:

· концентрация радионуклидов в воздухе;

· продолжительность ингаляции.

Оценка эффективной дозы внутреннего облучения за счет поступления радионуклидов в организм человека с пищевыми продуктами.

Среднюю эффективную дозу  внутреннего облучения жителей НП от перорального поступления радионуклида в их организм рассчитывают с использованием результатов измерений удельной активности радионуклида в потребляемых населением пищевых продуктах.

Оценка поглощенной дозы облучения щитовидной железы за счет поступления радионуклидов йода в организм человека с пищевыми продуктами.

Средняя ожидаемая в НП эквивалентная доза на щитовидную железу жителей возраста u, , за счет поступления радионуклидов йода в организм человека с пищевыми продуктами оценивается на основе результатов измерения концентрации йода-131 в молоке согласно выражению:

, мЗв,                        (4)

где: A₁₃₁ – средняя концентрация йода-131 в молоке в течение Т дней потребления загрязненного молока, Бк/кг;

  –среднее суточное потребление молока в зависимости от возраста;

h₁₃₁(u) – эквивалентная доза в ЩЖ жителей возраста u от поступления 1 кБк йода-131 в организм с пищей;

численный коэффициент 1,1 введен для учета дозы, сформированной другими продуктами питания.

Оценка эффективной дозы внутреннего облучения по данным СИЧ-измерений. Интерпретацию результатов СИЧ-измерений и дозовые оценки, базирующиеся на их основе, выполняют только специалисты соответствующих организаций и ведомств, имеющие сертификат на данный вид измерения. Дозовые коэффициенты для перехода от единичного поступления радионуклидов с пищей к значению эффективной дозы приведены в соответствующих таблицах Рекомендаций № 2.6.5.14-07 «Организация выборочного индивидуального дозиметрического и радиометрического контроля населения закрытого административно-территориального образования и прилегающих к нему населенных пунктов на ранней и промежуточной фазах радиационной аварии» (Приложение 43).

 

4.6. Совершенствование применения планируемого повышенного облучения персонала предприятий ядерно-оружейного комплекса при ликвидации последствий
радиационных аварий

Общие положения

Аварийные работы представляют собой специфическую производственную деятельность на радиационном объекте (или в очаге радиационной аварии) и в зоне радиационной аварии, направленную на предотвращение, прекращение, снижение угроз и ущербов, вызванных аварией.

С учетом характера и этапности работ выделяют:

– аварийно-спасательные работы, которые осуществляются в ранней фазе аварии с целью спасения людей и прекращения неконтролируемого выхода радиоактивности из источника;

– аварийно-восстановительные работы, которые осуществляются в промежуточной и поздней фазе аварии с целью ликвидации или снижения последствий аварии.

Планируемое повышенное облучение (ППО) – вынужденно планируемое облучение пер­сонала в дозах, превышающих установленные основные пре­делы доз, при выполнении работ по специальному допуску с целью предупреждения развития радиационной аварии или ограничения ее последствий. Предел ППО представляет собой специальное ограничение облучения персонала группы А и лиц, оперативно отнесенных к персоналу этой группы, привлекаемых для выполнения аварийных и спасательных работ (далее по тексту все участники ликвидации аварии – персонал). Правовые нормы для прибегания к ППО при радиационной аварии выше установленных основных пределов доз введены законодательством Российской Федерации. Общие требования и нормативы в отношении ППО установлены в НРБ-99 и Основных санитарных правилах обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99). В терминах норм и правил ППО квалифицируется и организуется как контролируемое облучение персонала. Риск попадания в неконтролируемые условия облучения должен связываться только с внезапным изменением состояния аварийного источника.

Планирование облучения персонала предприятий ядерно-оружейного комплекса (ПЯОК) при радиационной аварии предусматривает следующие составляющие:

– распределение обязанностей работников, работодателей и надзорных органов;

– зонирование производственных помещений, территории предприятия и зоны радиационной аварии по величине и вероятности облучения с учетом проводимых аварийных работ;

– поло-возрастные ограничения при проведении аварийно-спасательных работ с ППО;

– применение средств индивидуальной защиты;

– организация индивидуального дозиметрического контроля аварийного облучения персонала;

– наблюдение за состоянием здоровья персонала.

Виды аварийных работ, для которых может допускаться планируемое повышенное облучение

ППО может допускаться для выполнения следующих видов аварийных работ:

· экстренная эвакуация людей из зоны воздействия поражающих факторов в очаге аварии;

· контроль на отсутствие в очаге аварии пострадавших, не способных покинуть его самостоятельно;

· освобождение пострадавших из-под обломков, завалов;

· медицинские мероприятия экстренной помощи (купирование наиболее угрожающих симптомов) при тяжелых, потенциально опасных для жизни травмах и ургентных состояниях;

· дезактивация и подготовка пострадавших к транспортированию в лечебное учреждение.

Спасение людей осуществляется персоналом ПЯОК, находящимся на месте аварии, и аварийно-спасательными формированиями. Экстренная медицинская помощь в объеме первой доврачебной помощи оказывается персоналом, спасателями и фельдшером здравпункта радиационного объекта. С этой целью они должны быть обучены способам оказания доврачебной помощи при различных видах поражения.

При спасении людей допускается ППО в эффективной дозе до 200 мЗв и в эквивалентной дозе до 600 мЗв в хрусталике глаза и 2000 мЗв в коже, кистях и стопах. Допускается одновременное облучение персонала до указанных значений ППО.

Для персонала группы А, привлекаемого к аварийно-спасательным работам, при установлении значений ППО рекомендуется учитывать индивидуальную дозу профессионального облучения, полученную в текущем году до момента аварии. Данная рекомендация позволит избежать облучения персонала в потенциально опасных дозах (свыше 200 мЗв в течение года) и специальной процедуры разрешения последующей профессиональной деятельности (п.3.2.3 НРБ-99).

Спасение людей является приоритетной задачей в ряду других защитных мероприятий. По этим основаниям допускается четырехкратное превышение основных пределов доз с разрешения федерального органа санэпиднадзора и межрегионального управления ФМБА России. Целесообразно заблаговременное оформление такого разрешения исключительно на спасательные работы. При невозможности получения такого разрешения допускается ППО в эффективной дозе до 100 мЗв и в эквивалентной дозе до 300 мЗв в хрусталике глаза и 1000 мЗв в коже, кистях и стопах с разрешения территориальных органов санэпиднадзора и регионального управления ФМБА России. При этом индивидуальную дозу профессионального облучения в текущем году до момента аварии можно не учитывать на основании п.3.1.3 НРБ-99 для повышения оперативности проведения спасательных работ.

Привлечение к спасению людей персонала, уже подвергшегося неконтролируемому облучению в момент аварии, допускается при условии, что доза неконтролируемого облучения оценена и суммарная доза в текущем году (облучение при нормальной эксплуатации, планируемое и оцененное неконтролируемое облучение) не превысит 200 мЗв.

В соответствие с п. 3.2. НРБ-99, планируемое облучение может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения, т.е. носит кратковременный характер. Приведенные дозы могут быть получены и однократно, и за весь период времени при проведении указанных выше работ.