Принципи та критерії нормування радіаційного навантаження

Основні поняття і визначення.

В природі існує три основних види радіоактивного випромінювання — альфа, бета і гамма.

Гамма-випромінювання – це електромагнітне випромінювання високої енергії і володіє найбільшою проникаючою здібністю. Відповідно, захист від зовнішнього гама-випромінювання складає найбільші проблеми.

Бета-випромінювання має корпускулярну природу і представляє собою потік заряджених частинок (електронів). Бета-випромінювання володіє меншою здібністю до проникнення. Захиститися від цього випромінювання при зовнішньому джерелі можна порівняно легко. В принципі, бета-частиці затримуються неушкодженою шкірою. Однак, при надходженні усередину організму бета-активні радіонукліди випускають бета-частиці, які добре поглинаються тканинами організму. Порушення, які виникають через це в організмі, можуть бути більш значними, ніж при дії гамма-випромінювання.

Альфа-випромінювання – цепотік позитивно заряджених частинок з зарядом 2 і масою, що дорівнює 4 (ядра гелію). Цей вид випромінювання легко поглинається будь-яким середовищем (захиститися від нього можна навіть аркушем паперу). Однак, надходження альфа-часток усередину організму може призводити до трагічних наслідків.

Процес розпаду радіоактивних ядер супроводжується випромінюванням одного або декількох видів. У відповідності з тим, який вид випромінювання є характерним для радіоактивного розпаду даного ізотопу, виділяють гамма-активні ізотопи (наприклад, ¹³⁷Cs, ⁶⁰Co, ⁵⁴Mn), бета-випромінювачі (наприклад, ⁹⁰Sr, ³H) і альфа-випромінювачі (наприклад, більшість ізотопів Pu).

Кількісною характеристикою джерела випромінювання служить активність, яка виражається числом радіоактивних перебудов в одиницю часу. В СІ одиницею активності є бекерель (Бк) — 1 розпад за секунду (с^-1). Іноді використовується позасистемна одиниця — кюрі (Кі), яка відповідає активності 1 г радію. Співвідношення цих одиниць визначається так: 1 Кі = 3,7·10¹⁰ Бк.

Інтенсивність альфа- і бета-випромінювання може бути охарактеризована активністю на одиницю площі (с^-1·м^-2). Інтенсивність гамма-випромінювання характеризується потужністю експозиційної дози.

Експозиційна доза вимірюється рівнем іонізації повітря. Це — доза гама-випромінювання, при якій в 1 см³ повітря за нормальними фізичними умовами (температура 0^о С і тиск 760 мм рт.ст.) утворюється 2,08·10⁹ пар іонів, які несуть одну електростатичну одиницю кількості електрики. В СІ експозиційна доза виражається в кулонах на кг (Кл/кг); позасистемною одиницею є рентген (Р). Потужність експозиційної дози відображує інтенсивність накопичення дози і виражається в Кл/кг·сек (в СІ) або в Р/год (у позасистемних одиницях.).

Найбільш адекватним способом опису степеню радіоактивного забруднення місцевості — це щільність забруднення. Щільність забруднення представляє собою активність на одиницю площі (з врахуванням ізотопного складу). Цей спосіб, однак, є досить трудомістким, потребує проведення лабораторних аналізів і не завжди може бути використаним для оперативної оцінки. Звичайно така оцінка проводиться за допомогою методів полевої дозиметрії. При цьому прилади, які використовуються, методи вимірювання залежать від типу забруднення. Мірою забруднення гамма-випромінювачами є потужність експозиційної дози; бета-забруднення характеризується щільністю потоку бета-частиць. Оцінка степеню забруднення альфа-випромінювачами в полевих умовах є неможливою.

Як правило, при техногенному забрудненні в оточуюче середовище надходить суміш радіонуклідів, серед яких є всі типи випромінювачів. Тому в першому наближенні степінь небезпеки може бути оцінена за рівнем потужності експозиційної дози (гамма-фону). Однак, в ряді випадків така оцінка є неприпустимою. Якщо скиди підприємства вміщують, головним чином, радіонукліди, що є бета-випромінювачами, то радіаційна ситуація не може бути охарактеризованою через величину експозиційної дози навіть на якісному рівні. Тобто величина потужності експозиційної дози є однією з характеристик радіаційної ситуації. Існує чимало штучних радіоактивних ізотопів, які практично не випускають гамма-фотонів, але при цьому є дуже шкідливими джерелами випромінювання. Потужність експозиційної дози, яка визначається за допомогою гама-дозиметру, не може відобразити степінь забруднення такими ізотопами. В цих випадках потрібно використовувати ті чи інші методи радіометрії.

Система нормування в області радіаційної безпеки

Система нормування в області радіаційної безпеки в Україні, як і в усьому світі, мала істотні зміни за останні десятиріччя.

Велика нова інформація, яка була накопичена до кінця 80-х років минулого століття, сприяла переосмисленню підходів безпеки джерел іонізуючого випромінювання та захисту від останнього. Такою інформацією є переоцінка епідеміологічних даних Хіросіми і Нагасакі, яка показала, що вплив малих рівнів радіації викликає більший ризик, ніж передбачалося. Ядерні аварії (Three Mile Island, 1979р. та Чорнобиль, 1996р.) мали великий вплив на сприйняття населенням радіаційного ризику. Аварії з радіоактивними джерелами, які використовуються в медицині та в промисловості, при котрих потерпіли люди (наприклад, Cuidad Juarez у Мексиці, Goinia у Бразилії, Сан-сальвадор в Іспанії), привернули широку увагу громадськості.

Після цих подій Міжнародна комісія з радіаційного захисту (МКРЗ) у 1990 р. переглянула свої рекомендації щодо радіаційного захисту населення. Це спонукало відповідні організації, що діють при ООН, та інші міжнародні установи переглянути власні стандарти. Такі зусилля завершилися важливим результатом – розробкою у 1995р. “Міжнародних основних стандартів безпеки для захисту від іонізуючого випромінювання та безпеки джерел випромінювання” (International Basic Safety Stanards for Protection Against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources” скорочено – “Основні стандарти безпеки” – ОСБ (“Basic Safety Standards - BSS”). Проголошена мета ОСБ полягає у тому, щоб запобігти появі детерміністичних ефектів опромінення людей та зменшити ймовірність появи стохастичних ефектів.

ОСБ стосуються благополуччя самої людини з тієї точки зору, що захист людини забезпечує і захист інших популяцій. ОСБ поширюються на будь-яку “практику” та “втручання” (“практика” – це діяльність людини, котра додає радіаційного впливу до того, який люди звичайно отримують від фонового випромінювання, або збільшує ймовірність впливу; “втручання” – діяльність людини, яка спрямована на зменшення існуючого радіаційного впливу чи його ймовірність [35]).

Основними документами, у відповідності до яких здійснюється радіаційний контроль за безпекою населення, є Закон України "Про захист населення від іонізуючого випромінювання" і "Норми радіаційної безпеки НРБУ-97" [35]. Обидва документи служать забезпеченню радіаційної безпеки людини.

В основі цих нормативних актів України з радіаційної безпеки лежать зазначені принципи ОСБ. Так, “практика” (або “практична діяльність” за НРБУ-97), на котру поширюються ОСБ та НРБУ-97, охоплює використання випромінювань чи радіоактивних речовин для медичних, промислових, освітніх та дослідницьких цілей; отримання енергії на атомних електростанціях. В межах “практики” ОСБ стосуються джерел як природного, так і штучного походження: радіоактивних речовин і приладів, що містять радіоактивні речовини чи генерують випромінювання, приладів та пристроїв, котрі містять радіоактивні речовини чи прилади, які випускають випромінювання (копальні та фабрики, що виготовляють радіоактивні руди, пристрої для виробництва радіоактивних речовин, ядерні установки та установки з переробки радіоактивних відходів).

За даними наукового комітету з дії атомної радіації (НКДАР), природні джерела радіації є головною складовою опромінення людства. Вся ядерна енергетична діяльність (в нормальних умовах роботи ядерних електростанцій) еквівалентна всього кільком дням опромінення від природних джерел. У таблиці 2.5.1. наведено характеристику природної складової опромінення світової цивілізації.

Таблиця 2.5.1.Опромінення від природних джерел за рік

За нормами радіаційної безпеки України (НРБУ-97) [33] проводиться нормування надходження радіонуклідів населенню через органи дихання та через органи травлення, нормуються вміст радіонуклідів в атмосферному повітрі та у питній води для усього населення (категорії В). В таблиці 2.3.3., 2.3.4. наведено допустимі концентрації окремих радіонуклідів в атмосферному повітрі та у питній воді згідно НРБУ-97.

Таблиця 2.3.3. Допустимі концентрації (ДК) деяких радіонуклідів в атмосферному повітрі для населення за НРБУ-97 [35]

Таблиця 2.3.3. Допустимі концентрації (ДК) деяких радіонуклідів у питній воді (ДК^ingest_B) для населення за НРБУ-97 [35]

Як відмічалося вище, НРБУ-97 регламентують допустимі рівні впливу радіації на людину. На основі цих норм розробляються нормативні документи, які регламентують порядок робіт з різними джерелами іонізуючого випромінювання, підходи до захисту населення від радіації і т. ін., наприклад, “Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомних электростанций СП АЭС-88” [41].

Відповідно до НРБУ-97 [35] і СП АЕС [41] при розрахунку допустимих скидів і викидів радіоактивних речовин необхідно враховувати внесок в еквівалентну дозу всіх шляхів їх впливу на людину.

В основу нормування скидів і викидів АЕС покладено наступну схему. Первинна дозова границя для населення в цілому, яка введена Публікацією 60 МКРЗ та підтверджена МАГАТЕ і НРБУ-97, складає 1 мЗв. У відповідності з принципами, які викладені в НРБУ-97, встановлено квоти границі дози опромінення населення в районі розташування АЕС[табл. 2.3.4.].

Таблиця 2.3.4. Квоти річних доз опромінення населення в районі розташування АЕС [35]