Радиационная гигиена

Радиационная гигиена: учебник / Л.А. Ильин, И.П. Коренков, Б.Я. Наркевич. - 5-е изд., перераб. и доп. - М. : ГЭОТАР-Медиа, 2017 г. - 416 с. : ил. - ISBN 978-5-9704-4111-4.

Аннотация

В учебнике представлены теоретические основы радиационной гигиены, основы радиационной физики и дозиметрии ионизирующего излучения, освещены вопросы радиобиологии, влияния разных доз излучения на организм человека и на биоту. Рассмотрена регламентация радиационного действия на персонал, население и окружающую среду, в том числе требования ограничения медицинского облучения и облучения населения при радиационных авариях. Особое внимание уделено гигиене труда при использовании источников ионизирующего излучения в промышленности, в медицинской радиологии и на предприятиях ядерно-топливного цикла, в том числе при выведении их из эксплуатации. Подробно изложены основы радиационной защиты населения от фонового, техногенного и медицинского облучения и технологии обращения с радиоактивными отходами. В большом разделе учебника проанализированы последствия радиационных аварий, особенно на Чернобыльской АЭС и АЭС "Фукусима-1". Изложены научные и правовые основы радиационной защиты персонала и населения, организации системы радиационно-гигиенического контроля. Для специалистов, получающих последипломное образование по радиационной гигиене, в электронном приложении к учебнику приведен комплекс тестовых заданий с программированными ответами на вопросы и дан исчерпывающий список действующей нормативной документации. Учебник предназначен для студентов медицинских вузов, обучающихся по специальности "Медико-профилактическое дело", полезен для обучающихся по курсу "Безопасность жизнедеятельности", а также врачей и других специалистов, работающих с ионизирующими излучениями.

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

АПЛ - атомная подводная лодка

АЭС - атомная электростанция

ВОЗ - Всемирная организация здравоохранения

ВОУ - высокообогащенный оружейный уран

ГФУ - гексафторид урана (обогащенного)

ГХК - Горно-химический комбинат

ДНК - дезоксирибонуклеиновая кислота

ДОА - допустимая среднегодовая объемная активность

ДУА - допустимая удельная активность

ЕСКИД - Единая система контроля и учета индивидуальных доз облучения граждан

ЖКТ - желудочно-кишечный тракт

ЗЖК - зона жесткого контроля

ЗН - зона наблюдения

ЗРА - зона радиационной аварии

ИИИ - источники ионизирующего излучения

ИОР - избыточный относительный риск

ИР-процедуры - интервенционные радиологические процедуры

КТ - компьютерная томография

КФР - кожно-фокусное расстояние

ЛД50 - средняя доза вещества или излучения, вызывающая гибель половины членов испытуемой группы

ЛПЭ - линейная передача энергии

МАГАТЭ - Международное агентство по атомной энергии

МЗА - минимально значимая активность

МЗУА - минимально значимая удельная активность

МКРЗ - Международная комиссия по радиационной защите

МЛП - местные лучевые поражения

МОКС - ядерное топливо, содержащее несколько видов оксидов делящихся материалов

МРТ - магнитно-резонансная томография

МЭД - мощность эквивалентной дозы

НКДАР ООН - Научный комитет при Организации Объединенных Наций по действию атомной радиации

НОУ - низкообогащенный уран

НРБ - нормы радиационной безопасности

ОБЭ - относительная биологическая эффективность

ОЛБ - острая лучевая болезнь

ОР - относительный риск

ОСПОРБ - основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности

ОТК - отдел технического контроля

ОФЭКТ - однофотонная эмиссионная компьютерная томография

ОЯТ - отработанное ядерное топливо

ПГП - предел годового поступления

ПДД - предельно допустимая доза

ПДК - предельно допустимая концентрация

ПДП - предельно допустимое поступление

ПДУ - предельно допустимый уровень

ПО - производственное объединение

ППР - плотность потока радона

ПР - промышленный реактор

ПЭТ - позитронная эмиссионная томография

РА - радиационная авария

РАО - радиоактивные отходы

РБГ - радиоактивные благородные газы

РВ - радиоактивные вещества

РДУ - референсный диагностический уровень

РИП - радиоизотопные приборы

РНД - радионуклидная диагностика

РНК - рибонуклеиновая кислота

РНКРЗ - Российская научная комиссия по радиационной защите

РНТ - радионуклидная терапия

РФП - радиофармпрепарат

СЗЗ - санитарно-защитная зона

СИЗ - средства индивидуальной защиты

СРЗ - судоремонтный завод

СХК - Сибирский химический комбинат

ТВС - тепловыделяющая сборка

ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент

УВ - уровень вмешательства

УЗИ - ультразвуковое исследование

ФМБА России - Федеральное медико-биологическое агентство России

ФПП - ткань фильтровальная Петрянова

ЧАЭС - Чернобыльская атомная электростанция

ЭРОА - эквивалентная равновесная объемная активность

ЯТЦ - ядерно-топливный цикл

CD - кумулятивная доза (cumulative dose)

DAP - произведение дозы на площадь (dose area product)

DLP - произведение дозы на длину (сканирования) (dose length product)

ENEV - значения нанесения вреда окружающей среде

ESD - входная поверхностная (кожная) доза (entrance surface dose)

ПРЕДИСЛОВИЕ

Немногим более 60 лет прошло с тех пор, как радиационная гигиена была выделена в самостоятельную научную комплексную дисциплину. Она включает следующие направления: дозиметрия (изучение источников излучения и уровней облучения), радиобиология (изучение в эксперименте и при эпидемиологических исследованиях эффектов и последствий действия излучения на здоровье), теория и методология регламентирования уровней допускаемого облучения и санитарно-организационное направление, разрабатывающее меры противорадиационной защиты. Третье и четвертое направления иногда объединяют и рассматривают как одно - обоснование и разработка санитарно-гигиенических регламентов и мер защиты.

Радиационная гигиена включает, прежде всего, радиационную гигиену труда, которая изучает условия труда и разрабатывает защитные и профилактические мероприятия при работе с источниками ионизирующего излучения, и коммунальную радиационную гигиену, изучающую проблемы обеспечения радиационной безопасности населения и окружающей среды, в том числе и при радиационных авариях.

Данный учебник в отличие от предыдущих его изданий рассчитан на врачей всех специальностей. Это обосновано опытом ликвидации последствий радиационной катастрофы на Чернобыльской атомной электростанции (ЧАЭС), когда в орбиту действия радиации были вовлечены миллионы людей в 15 регионах европейской части России, подвергшихся радиоактивному загрязнению. К оказанию медицинской помощи, консультациям в области питания, труда и быта населения, соблюдению регламентов облучения были привлечены десятки тысяч врачей разных специальностей. К сожалению, подавляющее их большинство не имели элементарной подготовки в области радиационной гигиены и клинической радиационной медицины.

В этом издании учебника впервые в медицинской литературе в едином блоке представлены радиационно-гигиенические проблемы и их реализация в области медицинского облучения (диагностического и терапевтического) пациентов и населения, вопросы радиационной защиты профессиональных медицинских работников. В настоящее время в этой актуальной и быстро прогрессирующей области медицины в лечебно-профилактических учреждениях Минздрава России и других министерств и ведомств, по оценкам проф. Б.Я. Наркевича, работают более 300 тыс. врачей, рентгенолаборантов, инженеров, техников и других сотрудников.

Одна из особенностей радиационной гигиены, отличающая ее от других гигиенических наук, - формирование по признаку изучения действующего фактора - ионизирующего излучения. Это обусловлено особой значимостью и разнообразием источников, видов и путей действия ионизирующего излучения на человека и биоту, высокой специфичностью его биологического действия и сложностью проблемы.

Этим определяются и особенности преподавания радиационной гигиены, курсы которой должны быть на любой кафедре гигиены в медицинских вузах и в виде отдельных кафедр радиационной гигиены в институтах последипломного повышения квалификации врачей. Об этой необходимости свидетельствует опыт организации в 1957 г. в Российской медицинской академии непрерывного профессионального образования первой в стране кафедры радиационной гигиены, которую долгое время возглавлял академик АМН СССР Ф.Г. Кротков.

В последние годы в России приняты важные федеральные законы: «О радиационной безопасности населения» и «Об использовании атомной энергии», которые определяют правовые основы обеспечения охраны окружающей среды и радиационной безопасности населения. В Федеральном законе от 09.01.1996 № 3-ФЗ «О радиационной безопасности населения» сказано: «Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения… Граждане Российской Федерации, иностранные граждане и лица без гражданства, проживающие на территории Российской Федерации, имеют право на радиационную безопасность. Это право обеспечивается за счет проведения комплекса мероприятий по предотвращению радиационного воздействия на организм человека ионизирующего излучения выше установленных норм, правил и нормативов… »

На основе этих законов с учетом рекомендаций Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ) разработаны и утверждены нормы радиационной безопасности (НРБ), регламентирующие требования законов в форме основного дозового предела, допустимого уровня действия ионизирующего излучения и других нормативов ограничения облучения человека. В последние годы в отечественной и зарубежной печати опубликован ряд материалов, уточняющих отдельные положения этих документов. Они нашли свое отражение в НРБ-99/2009 и других нормативных документах.

Авторы сочли необходимым подготовить новое издание учебника, в котором отражены изменения, произошедшие в течение последних лет в технологиях и средствах использования различных источников ионизирующего излучения, в нормировании облучения. Были использованы научные материалы последних лет, касающиеся системы радиационной защиты персонала и населения, опыт ликвидации последствий радиационных аварий и вывода из эксплуатации радиционно опасных объектов.

ВВЕДЕНИЕ

Конец ХIХ в. ознаменован двумя выдающимися открытиями. В 1895 г. В.К. Рентген обнаружил новый, неизвестный до этого вид излучения, который он назвал Х-лучами (впоследствии - рентгеновские лучи). В 1896 г. А. Беккерель установил, что уран самопроизвольно испускает невидимые лучи. Это явление было названо радиоактивностью, а излучение - ионизирующим излучением. Одновременно установлено, что оба вида излучения обладают способностью ионизировать атомы и молекулы и приводить их в возбужденное состояние. Вследствие этого возбужденные атомы и молекулы приобретают новые свойства, в частности способность вступать в реакции и образовывать ранее несвойственные им соединения.

Выдающийся английский физик Э. Резерфорд в 1899 г. открыл α-и β-излучения при распаде радионуклидов. В дальнейшем он создал теорию распада радиоактивных веществ и теорию планетарной модели строения атома (1911). В последующие годы исследованы реакции, проходящие в различных химических элементах при их бомбардировке α- и β-частицами. В 1918 г. Э. Резерфорд установил, что при облучении α-частицами атомов азота образуются атомы кислорода, т.е. впервые открыта возможность искусственных ядерных превращений одних химических элементов в другие.

В 1930 г. обнаружено, что при бомбардировке ядер бериллия, лития и бора наряду с протонами образуется особый неизвестный вид излучения, названный вначале бериллиевыми лучами, так как при использовании бериллия оно было особенно интенсивным. Ф. Жолио-Кюри, изучавший это излучение, пришел к выводу, что оно представляет собой элементарные частицы, не имеющие заряда и обладающие высокой проникающей способностью, так как они не притягиваются и не отталкиваются ядрами облучаемых атомов. Английский физик Дж. Чедвик подтвердил, что это излучение - нейтральные частицы, обладающие массой очень близкой к массе протонов. Он назвал эти частицы нейтронами. Так было сделано одно из крупнейших открытий в области атомной физики - открытие нейтрона.

Применение нейтронов для бомбардировки различных элементов показало их преимущество перед α-частицами. В то время как α-частицы, как и протоны, имея положительный электрический заряд, отталкиваются ядрами атомов, заряженными положительно, нейтроны, не имея заряда, свободно проникают в ядра атомов и вызывают ядерные реакции. Благодаря такому преимуществу нейтронов вскоре было получено большое число искусственных радиоактивных изотопов. Кроме этого, открытие нейтронов позволило предположить, что атомные ядра состоят только из нейтронов и протонов. Это предположение, высказанное впервые в 1932 г. советским физиком Д.Д. Иваненко и немецким физиком В. Гейзенбергом, сейчас общепризнано и лежит в основе учения об атомном ядре.

С момента открытия нейтрона в разных странах напряженно начали изучать ядерные реакции при облучении нейтронами. В 1934 г. во Франции Ф. Жолио-Кюри открыл возможность получения искусственных радиоактивных нуклидов, облучая нейтронами стабильные изотопы. Тогда же в Италии Э. Ферми кроме этого обнаружил, что искусственные радиоактивные изотопы образуются гораздо активнее при облучении стабильных изотопов медленными нейтронами. В 1937 г. Ф. Жолио-Кюри и П. Савич сообщили о том, что при облучении урана нейтронами возникают радиоактивные элементы, которые по химическим свойствам близки к лантану. Это свидетельствовало о принципиально новом виде ядерной реакции, т.е. ядро атома урана делится, образуя осколки - ядра радиоактивных нуклидов, стоящих в середине периодической системы Менделеева.

В январе 1939 г. немецкие радиохимики О. Ган и Ф. Штрассман опубликовали результаты исследований облучения нейтронами урана, при котором происходит распад ядра урана. В том же году Л. Мейтнер, О. Фриш и Ф. Жолио-Кюри доказали, что при распаде ядра урана образующиеся осколки деления обладают суммарной кинетической энергией около 200 МэВ. В то же время Э. Ферми, Ф. Жолио-Кюри, Л. Коварски и другие ученые установили, что при делении ядра урана выделяется несколько свободных нейтронов, которые, попадая в соседние ядра атомов урана, вызывают их деление, т.е. реакция приобретает цепной характер. Раз начавшись, деление ядер урана продолжается с лавинообразным нарастанием.

Открытие цепной реакции деления урана предоставило невиданные возможности практического использования ядерных реакций в разных областях: энергетической, химической, технической, медицинской и др. Предсказание акад. В.И. Вернадского исполнилось. Еще в 1922 г. он писал: «Мы подходим к великому перевороту в жизни человечества, с которым не может сравниться все им ранее пережитое. Недалеко время, когда человек получит в свои руки атомную энергию, такой источник силы, который даст ему возможность строить свою жизнь, как он захочет. Это может случиться в ближайшие годы, а может случиться через столетие. Но ясно, что это должно быть».

Атомная энергия открыта в 1942 г., через 20 лет после гениального предсказания В.И. Вернадского. Сразу же в разных странах (США, Англия, Германия, СССР) предприняты поиски конкретных путей использования ее возможностей. С этого момента начался новый период в области ядерной физики, когда наряду с научными исследованиями в лабораториях и институтах быстрыми темпами создавали атомную промышленность. К этому побуждали Вторая мировая война и связанная с ней опасность появления ядерного оружия в гитлеровской Германии, где широко вели изыскания с целью создания такого оружия. Неограниченные средства, отпускаемые в то время в США на решение атомной проблемы, позволили эмигрировавшему из фашистской Италии Э. Ферми уже 2 декабря 1942 г. запустить в Чикаго первый атомный реактор. В августе 1945 г. США сбросили атомные бомбы на японские города Хиросиму и Нагасаки. Эквивалентная мощность этих снарядов - соответственно 12,5 и 20 тыс. тонн тринитротолуола.

В результате плодотворных усилий ученых тогда же при разработке основных проблем ядерной физики теоретически обоснована возможность синтеза легких ядер - термоядерная реакция. Сразу после создания атомных бомб и окончания Второй мировой войны правящие круги США переключили усилия своих ученых-физиков на изыскание возможностей изготовления термоядерного оружия. Американская администрация всеми силами стремилась утвердить атомную монополию на всей планете. Однако эта политика потерпела крах.

После известия о применении ядерного оружия в Японии перед учеными, инженерами и конструкторами СССР была поставлена задача создания отечественного ядерного оружия в кратчайший срок. Под руководством академика И.В. Курчатова проведена напряженная теоретическая, экспериментальная и прикладная работа в области физики деления урана. 25 декабря 1946 г. в СССР осуществлена управляемая цепная реакция деления ядер урана на первом ядерном реакторе Ф-1. Миф о научно-технической отсталости страны развеян испытанием первой советской атомной бомбы 29 августа 1949 г.

В результате претворения в жизнь широкой программы освоения атомной энергии в Советском Союзе созданы ядерные реакторы разных систем и мощностей, в 1954 г. сооружена первая в мире атомная электростанция (АЭС).

Аналогичные успехи в освоении атомной энергии достигнуты в последующие годы в Англии, Франции и Китае.

Таким образом, происшедшие в конце XIX столетия и особенно в последующие десятилетия XX в. научные открытия значительно отразились на условиях жизни человечества. Это прежде всего касается открытий в области ядерной физики, позволивших использовать атомную энергию во всех областях народного хозяйства, науки и техники. Колоссальные успехи в этой области можно проиллюстрировать примером. Если в 20-х годах ХХ в. во всем мире существовало всего несколько сотен граммов радия, а в России до 1917 г. - лишь 1000 мг этого препарата, то в настоящее время мировая атомная промышленность ежегодно производит такое количество радионуклидов, которое по своей активности эквивалентно сотням тысяч тонн радия.

Через 25 лет после пуска первой АЭС в 20 странах мира уже работали 200 АЭС с суммарной мощностью свыше 100 тыс. МВт. Только в 1976-1980 гг. в СССР на долю АЭС приходилась 1/5 всех вводимых в строй электроэнергетических мощностей, причем темпы ввода АЭС опережали развитие всей электроэнергетики страны в целом. На начало 2009 г. в мире существовало в разной стадии эксплуатации около 450 энергетических реакторов и несколько десятков исследовательских ядерных реакторов.

В России намечено разработать и освоить производство энергоблоков мощностью 800 тыс. кВт, а затем и 1600 тыс. кВт с реакторами на быстрых нейтронах, решить научно-технические проблемы, связанные с созданием энергоблоков мощностью 1500 тыс. кВт с реакторами на тепловых нейтронах. Авария на ЧАЭС в 1986 г. приостановила развитие атомной энергетики в России и ряде стран на многие годы. В настоящее время АЭС производят около 17% всего объема выработки электроэнергии в России. Во Франции эта доля достигает 76%, в Венгрии - 58%, в Словакии - 56%, в Швейцарии - 38%.

В недалеком будущем наука несомненно овладеет управляемой термоядерной реакцией, и человечество получит неисчерпаемый источник энергии.

Широкие возможности использования радионуклидов и источников ионизирующего излучения во многом обогатили науку и практику. Ионизирующее излучение значительно повышает качество продукции химического производства, например, облучение автомобильных шин увеличивает их пробег на 20-30%.

Использованием атомной энергии можно получать вещества и материалы с заранее заданными свойствами, чего обычными химическими способами добиться невозможно. Радиационные методы окисления парафинов в производстве моющих средств позволяют заменять пищевые жиры синтетическими продуктами. Радионуклиды (меченые атомы), введенные в химические соединения, дают возможность изучать и совершенствовать технологические процессы. Метод меченых атомов прочно вошел в практику научных исследований: метод изотопного разделения, радиометрическое титрование, нейтронно-активационный анализ, радионуклидная диагностика.

В промышленности широко применяют приборы для контроля и автоматизации производственных процессов, в которых измерительный элемент не контактирует с измеряемой средой. В легкой промышленности радиоактивные изотопы используют в установках для снятия зарядов статического электричества, особенно при производстве искусственного волокна.

Для обнаружения дефектов в отливках, сварных швах деталей в качестве наиболее эффективного метода применяют γ- и рентгенодефектоскопию. В металлургии, судостроении, при строительстве газо- и нефтепроводов и т.д. качество изделий контролируют рентгеновским и γ-излучением.

Неуклонный рост потребности в пресной воде заставляет мировое сообщество искать новые водные ресурсы. Неисчерпаемые возможности при этом открывает применение ядерной энергии для опреснения воды. На III Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии в 1964 г. ученые высказывались в пользу строительства комбинированных установок, рассчитанных на выработку электроэнергии и опреснение воды. Пример: АЭС с реактором на быстрых нейтронах типа БН-350, сооруженная для обеспечения электроэнергией и пресной водой г. Актау (Казахстан).

Массовая стерилизация насекомых облучением для предотвращения дальнейшего их размножения значительно сократила в США численность мясной мухи, причинявшей значительные убытки скотоводам. При этом основной способ борьбы - стерилизация облучением искусственно выращенных самцов плодовых мух, число которых превышает число мух, обычно обитающих в природных условиях.

Действие ионизирующей радиации на семенной материал позволяет получить более продуктивные и устойчивые виды мутантов. Облучение зерна повышает сроки его хранения, уничтожает насекомых-вредителей.

В ряде стран облучают картофель для предупреждения его прорастания. Облучением уничтожают трихинеллы в свинине и ленточных паразитов в мясе. Использование ионизирующего излучения в промышленности и сельском хозяйстве дает экономию, исчисляемую в миллиардах рублей. Для радиационной стерилизации медицинских инструментов, расходных материалов и оборудования, пищевых продуктов повсеместно используют мощные ускорители электронов и установки с источниками радионуклидов чрезвычайно высокой активности.

Особенно важно применение источников ионизирующего излучения в медицине, которое практически началось с момента открытия рентгеновского излучения и радиоактивности. Значимость рентгеновского излучения в медицине трудно переоценить, диагностика и лечение ряда заболеваний с использованием радиоактивных изотопов и различных генерирующих источников излучения сегодня спасают жизни тысячам больных.

Полезное применение ионизирующего излучения расширяется с каждым годом. Человечество прочно вступило в атомный век. Однако вместе с этим неизбежно растет число людей, имеющих профессиональный контакт с ионизирующими излучениями. При некоторых технологических процессах получения и применения атомной энергии возможно поступление радиоактивных отходов в окружающую среду. В частности, в атомной промышленности России в настоящее время трудятся около 300 тыс. человек, медицинским использованием различных источников ионизирующего излучения заняты более 300 тыс. человек. Практически каждый из 147 млн жителей России ежегодно проходит диагностическую и (или) лечебную процедуру с радиационным действием на организм, чаще всего - рентгенодиагностическое исследование. Большие группы населения подвергаются повышенному облучению при полетах на самолетах гражданской авиации и при проживании на загрязненных радиоактивностью территориях либо в местностях с высоким природным радиоактивным фоном.

При всех благах, которые несет человеку атомная энергия, применяемая в мирных целях, она содержит потенциальную опасность облучения больших коллективов и загрязнения радионуклидами окружающей среды, если, разумеется, не будут приняты меры радиационной защиты.

Таким образом, перед наукой, в первую очередь перед гигиеной, стоит огромной важности проблема защиты человека от поражающего действия ионизирующей радиации. Для успешного ее решения необходимо знать физическую природу ионизирующего излучения, явления радиоактивности, процессы взаимодействия ионизирующего излучения с материей, т.е. основы радиационной физики.

Второе непременное условие, без которого немыслимо развитие радиационной гигиены, - знание механизмов и закономерностей биологического действия ионизирующей радиации, т.е. основ радиобиологии.

Наконец, необходимо иметь полное и всестороннее знание о санитарно-гигиенических условиях любых контактов человека с источниками ионизирующей радиации и радионуклидами.

Радиационная гигиена - комплексная, сложная наука, базирующаяся на ряде фундаментальных дисциплин. Однако глубоко освоить всю сумму знаний по этим дисциплинам студентам и врачам-гигиенистам невозможно, поэтому возникла необходимость их объединения для решения вопросов, входящих в компетенцию радиационной гигиены. В настоящее время во всех научных институтах радиационной гигиены, центрах санитарно-эпидемиологического надзора вместе с гигиенистами работают физики, радиохимики и радиобиологи. Их тесное содружество в решении вопросов защиты - ярко выраженная закономерность, обусловленная развитием атомной физики и радиобиологии, прогрессом использования ионизирующего излучения во всех областях деятельности человека. В целом радиационная гигиена направлена на создание комплекса мероприятий для обеспечения безопасных условий труда при применении радионуклидов и генерирующих источников ионизирующего излучения, охраны здоровья населения и окружающей среды от избыточного действия радиации.

Радиационная гигиена - наука, изучающая условия, виды и последствия действия ионизирующего излучения на человека и разрабатывающая мероприятия, направленные на охрану его здоровья.

Часть I. ТЕОРЕТИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ РАДИАЦИОННОЙ ГИГИЕНЫ

Глава 1. ИСТОРИЯ РАЗВИТИЯ РАДИАЦИОННОЙ ГИГИЕНЫ

Радиационная гигиена как самостоятельная наука получила развитие сравнительно недавно - в начале 40-х годов XX в. Однако проблема защиты человека от повреждающего действия ионизирующего излучения возникла почти одновременно с открытием рентгеновского излучения и радиоактивного распада. Основные предпосылки для этого - два фактора: быстрое применение вновь открытого излучения в науке и практике и обнаружение повреждающего его действия на организм. По мере расширения использования источников ионизирующего излучения и накопления фактов поражающего действия радиации проблема защиты усложнялась.

Впервые повреждающее действие ионизирующего излучения на человека описано в 1896 г., когда у ряда больных, которым производили рентгенограммы, и у выполнявших их врачей были обнаружены радиационно индуцированные дерматиты. Лучевые поражения кожных покровов сопровождались гиперемией, отеком, образованием пузырей и язв, потерей эластичности, шелушением, повреждением ногтей, выпадением волос, болью, потерей чувствительности. Кроме того, эти лучевые поражения кожи, во-первых, наступали не сразу после действия рентгеновского излучения, а через определенный промежуток времени в зависимости от полученной дозы, во-вторых, само заболевание протекало длительно и с медленным заживлением или вообще с его отсутствием.

Такая же картина поражения кожных покровов выявлена после действия радия. Пьер Кюри, желая выяснить действие излучения радия на кожу, облучил собственную руку. В сообщении, сделанном во Французской академии наук, он подробно описал поражение. На месте, где был приложен радий, сначала появилось покраснение кожи, интенсивность которого с течением времени увеличивалась. Через 3 нед на этом месте образовался струп, после отпадения которого осталась длительно не заживающая язва. Полное рубцевание на месте действия излучения радия наступило через несколько месяцев. Аналогичное поражение кожи рук возникло и у Марии Кюри, которая при работе часто брала в руки препараты радия большой активности.

Кроме резко выраженных поражений кожи, Пьер и Мария Кюри отметили, что кончики пальцев их рук, которыми они брали лабораторную посуду, содержащую радиоактивные препараты, становились твердыми, иногда болезненными, кожа шелушилась, боль сохранялась примерно в течение 2 мес. Несмотря на частое появление поражения кожи в первые годы после открытия рентгеновских лучей и лучей радия, это не препятствовало изучению свойств излучения и их применению в медицине для диагностики заболеваний и лечения.

В 1901 г. французский врач Анри Данло, впервые с успехом применивший радий для лечения злокачественных новообразований, привлек внимание многих врачей-клиницистов Англии, Америки, Германии, Швеции, России и других стран. В медицинской литературе сообщали о методах лечения больных раком препаратами радия. Сначала применяли метод аппликации, а вскоре начали развивать метод внутритканевой радиевой терапии, т.е. введение в ткань опухоли радия в виде растворов или препаратов радия, помещенных в трубочки. В те годы использование ионизирующего излучения с лечебной целью носило эмпирический характер, так как физические свойства и механизмы биологического действия излучения еще не были изучены. Основные вопросы дозирования оставались неясными, поэтому применение рентгеновского излучения и препаратов радия было произвольным и малоэффективным, с частыми осложнениями. Однако большинство клиницистов считало ионизирующее излучение вполне оправданным методом лечения злокачественных новообразований. Вследствие этого в первые два десятилетия ХХ в. лучевая терапия стала быстро развиваться во всех странах. Во время войны 1914-1918 гг. во многих военных госпиталях Франции были созданы рентгенологические и радиологические отделения, которыми руководила М. Кюри.

В те годы в царской России развитие рентгенологии и радиологии лишь наметилось. В 1910 г. доктор Д.Ф. Решетило сожалел, что было мало счастливцев-врачей, которые владеют радием, а из больных им пользуются только избранные.

Начало радиобиологических теоретических и экспериментальных исследований относится к первым годам открытия рентгеновских лучей и лучей радия. В 1896 г. И.Г. Тарханов описал реакцию кожи лягушек, которых облучали рентгеновскими лучами. В ряде экспериментальных работ, проведенных отечественными учеными С.В. Гольдбергом и В.М. Ивановым, детально рассмотрены реакции кожи на лучевое воздействие. В опубликованной в 1904 г. монографии С.В. Гольдберга «К учению о физиологическом действии беккерелевых лучей» освещены вопросы влияния радия на кожные покровы. Исследования отечественных и зарубежных ученых свидетельствовали о высокой активности ионизирующего излучения по отношению к биологическим объектам и об их повреждающем действии на организм человека. Неизбежно возникали вопросы о необходимости защиты персонала, контактирующего с ионизирующим излучением. Д.Ф. Решетило (1906) считал непременным условием работы с рентгеновскими лучами защиту глаз очками из свинцового стекла, а всего тела - защитными фартуком и экраном. Кроме того, он отмечал значимость времени облучения и расстояния от источника для снижения получаемых доз облучения.

В 1914 г. на I Всероссийском съезде по борьбе с онкологическими заболеваниями обсуждены не только вопросы лечения злокачественных новообразований рентгеновскими лучами и лучами радия, но и задачи усиления мероприятий для охраны медицинского персонала, подвергающегося профессиональному облучению. В резолюции съезда указано на необходимость разработки специальных правил защиты людей, работающих с источниками ионизирующего излучения (ИИИ). Это было одно из первых требований обеспечения радиационной безопасности человека.

Немало врачей-энтузиастов рентгенологов и лучевых терапевтов стали жертвами поиска новых путей и методов облегчения страданий своих пациентов. Человечество высоко оценило их подвиг, воздвигнув им мемориал перед больницей им. Г.Е. Альберс-Шенберга в Германии, на котором высечены имена 186 врачей и ученых рентгенологов и радиологов - жертв лучевых поражений. В 1959 г. в опубликованной «Книге почета» напечатаны фамилии 360 человек (в том числе 13 россиян), умерших от радиационного поражения при работе с ИИИ.

Между тем научные исследования в области радиобиологического действия ионизирующего излучения и его практического применения в различных областях продолжались. Положительные результаты терапевтического применения радия способствовали значительному повышению спроса на него. В результате налажено его промышленное производство, в частности, из смоляной урановой руды, добываемой в шахтах в районе г. Яхимова (Чехословакия). Первые поиски радиоактивных руд в России относятся к 1916 г.

В 1918 г. в Петрограде создан Государственный рентгенологический и радиологический институт (теперь - Российский научный центр радиологии и хирургических технологий Минздрава России), в 1922 г. - Государственный радиевый институт, возглавивший организацию изысканий радиевых руд и получение отечественных препаратов радия. В 1921 г. акад. В.Г. Хлопин получил первые препараты радия и мезотория из руд, добываемых в районе г. Ухты. Этим положено начало отечественной радиевой промышленности. Одновременно возникла необходимость изучения гигиены труда в этой новой отрасли, поскольку уже было известно о неблагоприятных и даже тяжелых поражениях, связанных с действием ионизирующего излучения.

В начале 1930-х годов Центральным институтом гигиены труда и промышленной санитарии (ныне - Научно-исследовательский институт медицины труда) под руководством акад. А.А. Летавета впервые исследованы условия труда и состояние здоровья работающих на производстве радия. В 1935 г. под редакцией В.А. Левицкого и А.А. Летавета издана первая книга, посвященная этим вопросам. Авторы обнаружили нарушения в состоянии здоровья рабочих на предприятиях радиевой промышленности и отнесли их на счет профессиональных условий. Они разработали ряд оздоровительных мероприятий, направленных на защиту рабочих от лучевого поражения. Многие положения этой книги стали основой разработки профилактических мероприятий при создании новой ядерной техники. Эти положения сохранили свое значение до настоящего времени.

Широкое применение рентгеновского излучения и излучения радия, особенно в медицинской практике, и достаточно обширные сведения об их биологическом действии - фундамент для объединения усилий ученых многих стран, занимающихся вопросами защиты от ионизирующего излучения.

В 1928 г. на II Международном конгрессе радиологов в Стокгольме создана Международная комиссия по защите от рентгеновских лучей и лучей радия, в состав которой включены крупнейшие ученые - специалисты в области радиационной защиты. Комиссия, переименованная в 1950 г. в Международную комиссию по радиационной защите, сыграла и продолжает играть важную роль в разработке рекомендаций допустимых уровней профессионального облучения и облучения населения в целом.

В последующие годы на основе достижений ядерной физики быстрыми темпами стала развиваться атомная промышленность. Значительно выросли добыча, переработка и обогащение урановых руд, построены атомные реакторы; появилась возможность получения искусственных радионуклидов в массовом масштабе, что позволило использовать их во всех областях народного хозяйства. Эти обстоятельства поставили перед гигиенической наукой ряд новых задач, обусловленных необходимостью обеспечения радиационной безопасности не только значительного контингента людей, работающих в разнообразных производственных условиях, но и населения вследствие возможного поступления в окружающую среду радиоактивных отходов, неизбежных в атомной промышленности и при использовании радиоактивных изотопов для различных целей.

Первые взрывы атомных зарядов над японскими городами Хиросима и Нагасаки, как и последующие испытания атомного и термоядерного оружия, привели к неуправляемому поступлению в биосферу планеты огромного количества искусственных радионуклидов. Появилась важнейшая проблема, связанная с необходимостью оценки этого явления и тех возможных последствий, которые возникают в результате проводимых испытаний.

Эти задачи, имеющие общегосударственный, а иногда и общечеловеческий характер, не могут быть решены усилиями отдельных исследователей. В России для этого организуют специальные учреждения, объединяющие многих ученых.

Первая радиологическая лаборатория как самостоятельная структурная единица создана в 1945 г. в НИИ гигиены труда и профессиональных заболеваний АМН СССР.

Вскоре после получения академиком И.В. Курчатовым в Институте атомной энергии в 1946 г. цепной реакции и пуска первого экспериментального реактора создан ряд специализированных лабораторий при Институте биофизики Министерства здравоохранения СССР, в дальнейшем реорганизованных в сектор радиационной гигиены. Ленинградский научно-исследовательский институт радиационной гигиены начал работать 30 декабря 1956 г., радиологические лаборатории в некоторых общегигиенических институтах (НИИ общей и коммунальной гигиены им. А.Н. Сысина АМН СССР, Московский НИИ гигиены им. Ф.Ф. Эрисмана МЗ РСФСР, Киевский НИИ коммунальной гигиены и др.) - в 1957 г.

К решению задач радиационной гигиены в этот период привлечено более 30 научно-исследовательских учреждений разного профиля.

Важный этап в истории развития радиационной гигиены - создание в составе министерств здравоохранения СССР и союзных республик отделов радиационной безопасности и радиологических групп на базе республиканских, областных и городских центров Госсанэпиднадзора, первые из которых организованы в 1958 г. В настоящее время существует более 200 таких учреждений.

В течение 35 лет изучены условия труда и разработаны рекомендации их улучшения при добыче, переработке и обогащении урановых руд, на атомных электростанциях и исследовательских реакторах, ускорителях заряженных частиц, мощных γ-установках и всюду, где применяют открытые и закрытые радиоактивные источники. Большой вклад в решение этих вопросов внесли виднейшие представители отечественной гигиенической науки: А.А. Летавет, Ф.Г. Кротков, Л.А. Ильин, М.Г. Шандала, Н.Ю. Тарасенко, А.В. Быховский, В.А. Книжников, П.В. Рамзаев, Г.М. Пархоменко, П.И. Моисейцев, П.П. Лярский, А.К. Гуськова, М.И. Балонов, И.А. Звонова, С.И. Иванов, И.К. Романович, Р.М. Алексахин и многие другие.

В этот период созданы и внедрены в практику новые отделочные материалы и материалы покрытий, разработаны новые виды индивидуальных средств защиты (спецодежда, спецобувь, средства защиты органов дыхания и т.д.). Исследования в этом направлении в основном проводили в Институте биофизики МЗ СССР под руководством С.М. Городинского.

В разработку разных вопросов защиты от ионизирующего излучения большой вклад внесли отечественные физики: К.К. Аглинцев, И.Б. Кейрим-Маркус, Н.Г. Гусев, Ю.В. Сивинцев, В.П. Шамов, А.Н. Кронгауз, О.И. Лейпунский, В.И. Иванов, В.П. Машкович, В.А. Климанов, Д.П. Осанов, И.П. Коренков, Б.Я. Наркевич, И.А. Лихтарев и др.

Оценка путей миграции искусственных радиоактивных веществ в окружающей среде, количественная и качественная характеристика процессов и явлений, происходящих при испытаниях атомного и термоядерного оружия, получены в результате глубоких исследований, выполненных под руководством А.Н. Марея, В.А. Книжникова, П.В. Рамзаева, Л.А. Перцова, И.К. Дибобеса, Н.К. Шандалы и других ученых. Они способствовали выступлению Советского Союза с предложением о запрещении испытаний ядерного оружия в трех средах. В 1963 г. этот договор подписан большинством стран мира.

В эти годы разработаны и изданы санитарные правила, инструктивно-методические указания, утвержденные Министерством здравоохранения СССР, имеющие законодательный характер и обязательные для всех предприятий, учреждений и ведомств, работающих с радионуклидными и генерирующими источниками ионизирующего излучения.

В результате выполнения огромного объема научных изысканий решены основные вопросы обеспечения радиационной безопасности людей, занятых в этой отрасли, разработаны методы и способы, позволяющие предупредить загрязнение радиоактивными веществами.

Серьезные успехи в развитии отечественной радиационной гигиены невозможны без организации системы подготовки врачей в области радиационной гигиены. Выдающуюся роль в этом сыграл акад. АМН СССР Ф.Г. Кротков. По его инициативе и при его непосредственном участии в 1957 г. создана первая в стране кафедра радиационной гигиены при ЦОЛИУВ МЗ СССР (Российская медицинская академия непрерывного профессиольнального образования) в Москве. Вскоре организованы кафедры радиационной гигиены в Киевском и Ленинградском институтах усовершенствования врачей.

Одновременно на кафедре общей гигиены Первого Московского медицинского института им. И.М. Сеченова (ныне Первый Московский государственный медицинский университет им. И.М. Сеченова) введен факультативный курс радиационной гигиены. С 1960 г. радиационная гигиена как самостоятельная дисциплина включена в программу подготовки врачей на санитарно-гигиенических (в настоящее время медико-профилактических) факультетах.

Большая заслуга в этом проф. В.Ф. Кириллова, который совместно с Е.Ф. Черкасовым написал первый в СССР учебник «Радиационная гигиена», который в течение 50 лет выпускался Л.А. Ильиным, В.Ф. Кирилловым и И.П. Коренковым. Настоящее издание полностью переработано с учетом последних достижений в нормировании, радиобиологии, радиоэкологии и радиационной защиты персонала, населения и окружающей среды.

Таким образом, формирование радиационной гигиены как предмета научного исследования и преподавания закончено в 1960 г.

Контрольные вопросы

Какова роль В.К. Рентгена и А. Беккереля в развитии ядерной физики?
Чем знамениты Э. Резерфорд, Ф. Жолио-Кюри и Д. Чедвик?
Когда открыто явление самопроизвольного деления ядер урана?
Когда запущен в эксплуатацию первый ядерный реактор?
Когда впервые в СССР осуществлена цепная реакция деления урана?
В каких сферах хозяйственной деятельности широко применяют радиоактивные вещества и другие источники ионизирующего излучения?
В каком году в России закончено формирование радиационной гигиены как науки?
Какие основные разделы содержит радиационная гигиена?

Глава 2. ЭЛЕМЕНТЫ РАДИАЦИОННОЙ ФИЗИКИ

2.1. РАДИОАКТИВНЫЕ ПРЕВРАЩЕНИЯ

Радиоактивность - самопроизвольное превращение ядер атомов одних элементов в другие, сопровождающееся испусканием ионизирующего излучения.

Виды радиоактивных превращений

α-Распад характерен для естественных радиоактивных элементов с большим порядковым номером - элементы с малыми энергиями связи. Реакция этого превращения может быть показана на примере распада радия:

Таким образом, α-распад приводит к уменьшению порядкового номера вещества на 2 единицы и массового числа на 4 единицы.
Закон превращения ядра при α-распаде в общем виде может быть записан следующим образом:

где X - символ исходного ядра; Y - символ ядра - продукта распада.
α-Частицы, т.е. ядра двукратно ионизированного атома гелия, испускаемые этим радионуклидом, по своей энергии или однородны, или разделяются на небольшое число групп. Испускание α-частиц разной энергии ядрами одного и того же вида может происходить с различных энергетических уровней. Поэтому при распаде могут возникать возбужденные ядра (продукты распада), которые, переходя в основное состояние, испускают γ-кванты. Наблюдаемые на опыте значения энергий γ-квантов равны разности энергий соответствующих двух групп α-частиц (с учетом энергии ядра отдачи).

Электронный β-распад характерен для естественных и искусственных радиоактивных элементов и может быть представлен примером:

т.е. ядро испускает электрон, в результате чего возникает ядро нового элемента при неизменном массовом числе. Энергетический спектр β-частиц непрерывный; испускаемые β-частицы имеют энергию от нулевой до максимальной для этого радионуклида. В общем виде электронный распад может быть записан следующим образом:

При испускании β-частиц ядра атомов находятся в возбужденном состоянии. Переход их в невозбужденное состояние сопровождается испусканием γ-квантов. Для ряда радиоактивных распадов такое испускание происходит не мгновенно, а с определенным запаздыванием - изомерный переход. Его обозначают латинской буквой m сразу после массового числа. Например, наиболее применяемый в медицинской диагностике радиоактивный изотоп ^99mTc распадается с испусканием γ-кванта с энергией 140 кэВ и периодом полураспада 6 ч по схеме:

Позитронный β-распад наблюдают у некоторых искусственных радиоактивных изотопов, например:

и в общем виде:

Следовательно, при позитронном распаде порядковый номер распадающегося атома уменьшается на единицу, а масса практически не меняется. Аналогично спектру энергии электронного β-распада спектр энергии позитронного распада непрерывен.

K-захват (захват орбитального электрона ядром), при котором ядро захватывает электрон с K-оболочки и происходит такое же превращение ядра, как и при позитронном распаде:

В общем виде реакция может быть записана так:

Позитронный распад и K-захват - конкурирующие процессы. Если возможно испускание позитрона, то возможен и K-захват. Если энергия γ-кванта меньше энергии покоя электрона (E₀ < m₀c²), единственный энергетически возможный процесс - K-захват. При нем единственная вылетающая из ядра частица - нейтрино. При K-захвате возникает фотонное излучение, энергия которого однозначно характеризует химический тип нуклида Y в соответствии с формулой 2.9.

Деление ядер наблюдают у радиоактивных элементов с большим атомным номером (например, ²³⁵U, ²³⁹Pu и др.) при захвате их ядрами медленных нейтронов.

Одни и те же ядра при делении формируют разные пары осколков - ядра элементов средних массовых чисел. В результате деления тяжелых ядер образуются осколки с избыточным числом нейтронов. Эти осколки часто претерпевают несколько последовательных β-распадов, например:

Возникающие при делении тяжелых ядер ядра легких элементов имеют большую энергию связи, приходящуюся на одну частицу. При этом выделяется энергия, соответствующая разнице энергии связи частиц в ядрах тяжелых и легких элементов. Это явление служит для получения ядерной энергии. Если возникающие при делении одного ядра нейтроны вновь используются для последующего деления других ядер, реакция будет цепной. Условия для такой реакции создают в ядерных реакторах. Если цепная реакция нарастает лавинообразно в результате выделения энергии в течение короткого промежутка времени, происходит взрыв. Это возможно тогда, когда масса способного к делению материала достигает критической величины (например, в атомных зарядах при их взрыве).

Термоядерные реакции протекают лишь при температуре нескольких миллионов градусов. В этих условиях ядра легких элементов, двигаясь с большой кинетической энергией, сближаются на малые расстояния и объединяются в ядра более тяжелых элементов. На этом принципе основано устройство термоядерных зарядов. Они состоят из плутониевого запала, служащего для создания высокой температуры, и смеси изотопов легкого элемента.

При изучении радиоактивного распада установлено, что не все ядра радиоактивного изотопа распадаются одномоментно. В каждую единицу времени распадается лишь некоторая доля общего числа радиоактивного элемента. Эта неизменная для радиоактивного вещества величина, которая характеризует вероятность распада, названа постоянной распада и обозначена λ.
Отсюда закон радиоактивного распада сформулирован в виде простой зависимости:

где N - число не распавшихся к моменту времени t атомов; N0- число радиоактивных атомов в нулевой момент времени; Т - период полураспада - время, в течение которого распадается половина всех атомов этого радиоактивного изотопа.
В зависимости от периода полураспада различают ультракороткоживущие радионуклиды, период полураспада которых исчисляется секундами и минутами, короткоживущие - с периодами полураспада в несколько часов и суток, и долгоживущие радионуклиды, период полураспада которых - от нескольких месяцев до миллиардов лет.
Скорость ядерных превращений характеризуется активностью - числом ядерных превращений в единицу времени. Аналогично формуле (2.11) снижение активности радионуклидного источника со временем описывается такой же экспоненциальной зависимостью:

где Q - активность источника в момент времени t; Q0- начальная активность, ln2 = 0,693; T - период полураспада радиоактивного вещества источника.
За единицу активности радиоактивного вещества принимают беккерель (Бк) - одно превращение в секунду. Килобеккерель (кБк) - 10³ Бк, мегабеккерель (МБк) - 10⁶ Бк, гигабеккерель (ГБк) - 10⁹ Бк, терабеккерель (ТБк) - 10¹² Бк, петабеккерель (ПБк) - 10¹⁵ Бк. Внесистемная единица активности - кюри (Ки) - единица активности радиоактивных веществ - активность препарата изотопа, в котором в 1 с происходит 3,7х1010 ядерных превращений (1 Ки = 3,7х10¹⁰ Бк).
Между активностью в единицах кюри и массой радиоактивных веществ в граммах существует определенная связь. Массу радионуклида М в граммах, активность которого Q кюри, период полураспада T, а атомная масса (массовое число) А, рассчитывают по соотношениям:

Отсюда понятно, что с уменьшением λ или увеличением Т масса радиоактивного материала при одной и той же активности увеличивается. Так, для ¹³¹I, для которого период полураспада равен 8,06 сут, масса 1 Ки - 0,008 мг; масса 1 Ки ²³⁸U, для которого период полураспада равен 4,5 млрд лет, - около 3 т.

2.2. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ С ВЕЩЕСТВОМ

2.2.1. Взаимодействие α-частиц с веществом

При взаимодействии α-частиц с веществом их энергия идет на возбуждение и ионизацию атомов среды. Эти процессы происходят в результате неупругих столкновений частиц с орбитальными электронами атомов. Редко α-частицы проникают в ядро, вызывая ядерную реакцию (α, n). Длина пробега α-частиц в веществе зависит от их начальной энергии, от порядкового номера, атомной массы и плотности материала. Например, для воздуха при 0 °С и атмосферном давлении 760 мм рт.ст. пробег (см) α-частиц с энергией E_α 3-8 МэВ составляет по формуле Гейгера с погрешностью до 5%:

Число пар ионов на единицу пути пробега, возникающих при взаимодействии α-частиц с веществом, зависит от глубины их проникновения. График изменения удельной плотности ионизации биологической ткани вдоль пробега α-частицы ²¹⁰Ро, энергия которой равна 5,3 МэВ, представлен на рис. 2.1. В начале пробега α-частицы удельная ионизация остается постоянной, а по мере снижения энергии частицы она резко возрастает, достигая максимума в конце пути.

Рис. 2.1. Изменение удельной плотности ионизации в биологической ткани вдоль пробега α-частиц ²¹⁰Ро (Е_α = 5,3 МэВ)

Обладая относительно большой массой и зарядом, α-частицы имеют незначительную проникающую способность. Так, для α-частиц с энергией 4 МэВ длина пробега в воздухе - 2,5 см, в биологической ткани - 31 мкм, в алюминии - 16 мкм. Для α-частиц характерны высокие показатели линейной передачи энергии. Лист обычной бумаги полностью поглощает α-частицы.

2.2.2. Взаимодействие β-частиц с веществом

При прохождении β-частиц через вещество возможны упругие и неупругие взаимодействия с атомами поглощающей среды. Упругие взаимодействия - сумма кинетической энергии взаимодействующих частиц после взаимодействия остается неизменной. При неупругом взаимодействии часть энергии взаимодействующих частиц передается образовавшимся свободным частицам или квантам - неупругое рассеяние, ионизация и возбуждение атомов, возбуждение ядер, тормозное излучение.

При проникновении заряженной частицы в кулоновское поле ядра атома скорость ее меняется по величине и по направлению. Энергия тормозного излучения тем больше, чем больше порядковый номер тормозящего вещества и меньше масса бомбардирующей частицы. Так, при энергии β-частиц или электронов около 1 МэВ ионизационные потери составляют примерно 95%, потери энергии на упругое соударение - 5%, потери на тормозное излучение ничтожны. Для свинца потери энергии на ионизацию и тормозное излучение становятся равными при E_β = 6,9 МэВ. Для алюминия даже при E_β = 10 МэВ потеря энергии на излучение составляет около 10% потерь энергии на столкновение с ядрами. Для определения пробега β-частиц в разных средах используют эмпирические формулы. Для воздуха:

Для легких материалов (алюминий, стекло):

Удельная плотность ионизации, создаваемая β-частицами, примерно в 1000 раз меньше, чем для α-частиц той же энергии. Для β-частиц с энергией 4 МэВ длина пробега в воздухе составляет 17,8 м, в воде - 2,6 см, в алюминии - 9,8 мм.

При расчете защиты от β-излучения малых энергий, для которых ионизационные потери несущественны, необходима толщина защитного экрана равная или более максимального пробега частицы в этом материале. При этом следует использовать материалы с малым Z (плексиглас, алюминий). При высоких энергиях β-частиц часто необходима дополнительная защита от возникающего в экране тормозного рентгеновского излучения.

2.2.3. Взаимодействие рентгеновского и γ-излучений с веществом

При прохождении пучка рентгеновского или γ-излучения через разные среды в результате взаимодействия квантов с веществом уменьшается его интенсивность. При этом каждый фотон выбывает из пучка в результате одиночного акта взаимодействия с веществом. Если излучение моноэнергетическое, то изменение интенсивности пучка с глубиной проникновения описывается простой зависимостью:

где I₀ и I_x - интенсивность пучка фотонов на входе и на выходе из слоя вещества толщиной х; μ - коэффициент ослабления излучения в этом веществе.

Поскольку х может быть выражено в сантиметрах или в граммах на 1 см², а произведение в показателе степени формулы (2.16) должно быть безразмерным, то коэффициент ослабления μ, соответственно, выражается в см^-1 (линейный коэффициент ослабления) или в см²/г (массовый коэффициент ослабления).

Изменение интенсивности излучения иногда выражают не коэффициентом ослабления, а слоем половинного ослабления Δ - толщина поглощающей среды, при прохождении которой интенсивность излучения уменьшается в 2 раза. Этот показатель можно рассчитать по соотношению:

В области энергии квантов 60 кэВ-50 МэВ существуют процессы их взаимодействия с веществом:

фотоэлектрический эффект, при котором фотон передает свою энергию связанному электрону, причем часть энергии расходуется на преодоление связи электрона с атомом, а остальная превращается в кинетическую энергию электрона; этот эффект преобладает при энергиях 1-500 кэВ и уменьшается с увеличением энергии;
рассеяние атомными электронами, в результате которого фотон отклоняется от своего первоначального направления с потерей или без потери энергии (комптоновское и релеевское рассеяние соответственно); при энергии, значительно превышающей энергию связи электронов - эффект Комптона; около 1 МэВ он является преобладающим видом взаимодействия; при малых энергиях фотонов преобладает эффект релеевского рассеяния;
образование пар, при котором фотон в поле ядра атома исчезает и рождается пара электрон-позитрон, полная кинетическая энергия которой равна энергии фотона, уменьшенной на энергию покоя этих двух появившихся частиц; этот процесс наблюдают при энергии только более 1 МэВ, и он становится преобладающим видом взаимодействия при дальнейшем увеличении энергии.

Эти три процесса происходят независимо друг от друга, поэтому полный коэффициент ослабления μ можно разбить на три части: τ - для фотоэлектрического эффекта, δ - для рассеяния и κ - для образования пар. Коэффициент ослабления равен сумме этих частей:

При небольшой энергии преобладает фотоэлектрическое поглощение, а при большой энергии ослабление полностью определяется образованием пар (рис. 2.2). Однако относительное значение каждого из этих видов взаимодействия меняется в зависимости от атомного номера поглощающего вещества. Для Al (Z=13) в интервале 0,3-3 МэВ ослабление почти полностью связано с комптоновским рассеянием, а для Рb (Z = 82) в интервале 3-5 МэВ все три главных процесса играют существенную роль.

По формуле 2.16 определяют интенсивность только первичного нерассеянного излучения, прошедшего через слой вещества х. Однако пренебречь квантами, испытавшими одно- и многократное рассеяние, можно лишь при коллимации пучка излучения, т.е. в геометрии узкого пучка. Если в пучке квантов доля рассеянного излучения велика, что существует при большой глубине проникновения фотонов в вещество, такой пучок называют широким пучком. При этом интенсивность излучения параллельного пучка I_x за защитой толщиной х c коэффициентом ослабления μ определяют по формуле:

Рис. 2.2. Изменение τ, δ, κ и μ в зависимости от энергии γ-излучения для вещества с малым Z (а - алюминий) и большим Z (б - свинец)

где I₀ - интенсивность излучения на входе пучка в защиту; I_x - на выходе из защиты; B (E_γ, Z, μx) - энергетический фактор накопления, который зависит от энергии квантов, порядкового номера поглощающего вещества и глубины проникновения.

Значения энергетических факторов накопления и кратность ослабления при разных по толщине материалах, которые используют при расчете защиты, можно найти в ряде справочников по защите от ионизирующих излучений.

Рентгеновское излучение и γ-излучение обладают высокой проникающей способностью, длина пробега их в воздухе достигает сотен метров. Они обычно ослабляются материалами с высокой плотностью: сталь, свинец, просвинцованная резина, вольфрам и даже уран.

2.2.4. Взаимодействие нейтронов с веществом

При прохождении пучка нейтронов через вещество возможны два вида их взаимодействия с ядрами вещества. Во-первых, в результате соударения нейтронов с ядрами возникает упругое и неупругое рассеяние нейтронов, во-вторых, происходят ядерные реакции типа (η, α), (n, р), (n, 2р) и деление тяжелых ядер. В зависимости от энергии нейтронов обычно преобладают те или иные виды их взаимодействия с веществом. По уровню энергии нейтроны условно разделены на группы.

Медленные нейтроны подразделяют на холодные нейтроны с энергией менее 0,025 эВ, тепловые с энергией 0,025-0,5 эВ и эпитепловые с энергией выше 0,5 эВ. В поглощающей среде обычна реакция захвата медленных нейтронов.
Резонансные нейтроны наблюдают в области энергий от нескольких электронвольт до 500 эВ. У таких нейтронов велика вероятность резонансного поглощения тяжелыми ядрами (Au, U и др.).
Промежуточные нейтроны с энергией 0,5 кэВ - 0,5 МэВ. Для нейтронов этой группы наиболее типично упругое рассеяние при взаимодействии с веществом.
Быстрые нейтроны с энергией 0,5-10 МэВ характеризуются как упругим, так и неупругим рассеянием и возникновением ядерных реакций.

Защита от нейтронного излучения основана на поглощении тепловых и медленных нейтронов, а быстрые нейтроны должны сначала быть замедлены. Нейтроны с энергией более 0,5 МэВ рассеиваются на ядрах поглощающей среды, испытывая неупругие столкновения. При этом ядра среды находятся в возбужденном состоянии и испускают γ-кванты. Кроме того, под действием нейтронного излучения многие материалы активируются, т.е. образуются радионуклиды с дальнейшим их радиоактивным распадом. В этой связи защитные свойства материалов определяются их замедляющей и поглощающей способностью, степенью их активации и уровнем нежелательного γ-излучения, мгновенно возникающего при захвате нейтронов атомами защитного материала.

Быстрые нейтроны наиболее эффективно замедляются веществами с малым порядковым номером - водородсодержащие вещества: парафин, вода, бетон, пластмассы и др. Для эффективного поглощения тепловых нейтронов используют материалы с большим сечением захвата - материалы с бором и кадмием: борная сталь, бораль, борный графит, сплав кадмия со свинцом и др.

2.3. БАЗОВЫЕ ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ВЕЛИЧИНЫ

Мера взаимодействия ионизирующего излучения с веществом - базовые дозиметрические единицы: флюенс ионизирующих частиц, полная линейная передача энергии, керма, экспозиционная доза, поглощенная доза.

Флюенс ионизирующих частиц - отношение числа ионизирующих частиц, проникающих в элементарную сферу, к площади центрального сечения этой сферы - количественная характеристика поля излучения. Она определяется следующим образом. В поле излучения помещают абсолютно прозрачную пробную сферу с площадью сечения dS; считают число dN частиц, которые пересекут поверхность и попадут внутрь сферы. Флюенс частиц - отношение числа проникающих в сферу частиц dN к площади поперечного сечения сферы dS:

Ф = dN/dS.

Размерность флюенса - частица/см².

Поток частиц. Если число регистрируемых частиц меняется во времени, то поток частиц - отношение их приращения ко времени регистрации dt:

N = dN/dt.

Линейная передача энергии (ЛПЭ) (LET - linear energy transfer) - полная средняя энергия частиц, потерянная заряженной частицей при всех столкновениях с электронами и поглощенная веществом. Единица ее измерения Дж/м. В качестве внесистемной единицы используют электронвольт на микрометр (эВ/мкм) воды (чаще - кэВ/мкм). При этом 1 эВ/мкм = 0,16 Дж/м.

Легкие заряженные частицы - электроны и позитроны - излучение с низкой ЛПЭ; тяжелые частицы (их иногда называют адронами) - протоны, ионы, α-частицы, ядра отдачи и др. - излучение с высокой ЛПЭ. Этот показатель не используют для характеристики косвенно ионизирующего излучения, но, учитывая вторичный ионизационный эффект этих излучений, γ- и рентгеновское излучение характеризуют как излучения с малой ЛПЭ, а потоки нейтронов - излучение с большой ЛПЭ.

Керма - величина, отражающая взаимодействие поля косвенно ионизирующего излучения, например γ-квантов, с веществом [kinetic energy released in material (kerma)] - отношение средней суммы начальной кинетической энергии всех заряженных ионизирующих частиц (электронов, позитронов, протонов, α-частиц и др.), образовавшихся под действием ионизирующего излучения в элементарном объеме вещества, к массе вещества в этом объеме: K=dE_k/dm. Единица измерения кермы Дж/кг - грей (Гр) (по имени английского физика Л. Грея).
Экспозиционная доза - хронологически первая количественная мера ионизирующего излучения - характеризует взаимодействие поля фотонного излучения с воздухом. Она пропорциональна энергии фотонов, затраченной на ионизацию молекул воздуха, и равна отношению среднего суммарного заряда всех ионов одного знака, созданных в воздухе, к массе объема воздуха, в которой освобожденные фотонами электроны и позитроны полностью остановились: X = dQ/dm. Единица экспозиционной дозы - кулон/ килограмм (Кл/кг). Внесистемная единица экспозиционной дозы - рентген (Р); ¹Р = 2,58х10^-4 Кл/кг и соответствует образованию 2,08х10⁹ пар ионов в 1 см³ воздуха при нормальных условиях. Учитывая среднюю энергию ионизации воздуха, равную 33,85 эВ, энергетический эквивалент кулона на килограмм 1 Кл/кг = 33,85 Дж/кг. Экспозиционная доза - аналог кермы фотонов в воздухе. Соотношение между кермой в воздухе и экспозиционной дозой - 8,7х10^-3 Гр = 1 Р.
Поглощенная доза. Степень, глубина и форма лучевого поражения, возникающего у биообъектов при действии на них ионизирующего излучения, в первую очередь зависят от величины поглощенной энергии излучения. Для ее характеристики используют понятие «поглощенная доза» - энергия излучения, поглощенная единицей массы облучаемого вещества: D = dE/dm. За единицу поглощенной дозы излучения принимают джоуль на килограмм (Дж/кг) (см. понятие «керма») - грей. В радиобиологии и радиационной гигиене ранее широко использовали внесистемную единицу поглощенной дозы - рад, но теперь ее рекомендуют не использовать: 1 рад = 1х10^-2 Гр = 100 эрг/г. В практике радиационной защиты часто используют понятие «мощность дозы» - отношение приращения дозы dD за интервал времени dt: D = dD/dt. Единица мощности дозы - Гр/с. В условиях электронного равновесия - при равенстве выделяемой и поглощаемой энергий излучения в единице объема - керма и поглощенная доза совпадают по смыслу и значению.
Мощность дозы γ-излучения для точечного изотропного источника можно определить, если известна постоянная G мощности воздушной кермы радионуклида. Она выражается мощностью поглощенной дозы в воздухе, создаваемой γ-излучением точечного изотропного источника активностью 1 Бк на расстоянии 1 м от него (без начальной фильтрации). Единица ее измерения - аГрм²/(с Бк). Мощность дозы в единицах аГр/с от источника активностью Q (Бк) на расстоянии R (м) определяют простой формулой:

При расчете защиты часто используют внесистемный показатель - гамма-постоянную (К) любого γ-излучающего радионуклида; ее размерность - Рхсм²/(мКи·ч) (табл. 2.1). Между керма-постоянной и гамма-постоянной существует простая связь: G[аГр·м²/(с·Бк)] = 6,55 К [Рсм²/(мКи·ч)].

Таблица 2.1. Основные единицы измерения для характеристики радионуклидов и полей ионизирующего излучения
Название единицы измерения	Размерность единицы измерения	Название единицы измерения	Размерность единицы измерения
Период полураспада радионуклида, Т	с, мин, ч, сут, год	Линейная передача энергии (ЛПЭ)	кэВ/мкм
Активность радионуклида, Q	Бк, кБк, МБк,	ГБк,ТБк, ПБк	Поглощенная доза, D
Гр, мГр, мкГр	Энергия ионизирующих частиц, Е	эВ, кэВ, МэВ	Мощность поглощенной дозы, D
Гр/мин, мГр/с, Гр/с	Флюенс ионизирующих частиц, Ф	част/см²	Керма-постоянная, G
аГр·м²/(с Бк)	Плотность потока ионизирующих частиц, φ	част/(см²·с), част/(см²·мин)	Гамма-постоянная, К
Рсм²/(мКич)	Экспозиционная доза, X	Кл/кг, Р	Мощность экспозиционной дозы, X
А/кг, Р/ч, мкР/с	Линейный коэффициент ослабления, μ	см^-1	Массовый коэффициент ослабления, μ

Контрольные вопросы

Какие виды ионизирующего излучения вы знаете?
Дайте характеристику α-распаду.
Какие виды β-излучения вы знаете?
Дайте характеристику К-захвату.
Опишите виды взаимодействия γ-излучения с веществом.
Опишите виды взаимодействия β-излучения с веществом.
Опишите виды взаимодействия нейтронов с веществом.
Сформулируйте закон радиоактивного распада.
Каковы единицы радиоактивного распада, единицы дозы излучения? Сформулируйте их понятия.
Какие материалы используют для защиты от α- и β-излучения?
Какие материалы используют для защиты от рентгеновского γ-излучения?
Какие материалы используют для защиты от нейтронов?

Глава 3. ОСНОВЫ БИОЛОГИЧЕСКОГО ДЕЙСТВИЯ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Ионизирующее излучение - одно из уникальных явлений окружающей среды, последствия действия которого на организм, на первый взгляд, совершенно неэквивалентны величине поглощаемой энергии. Летальная доза для млекопитающих при облучении всего тела - 10 Гр. Поглощаемая при этом тканями и органами животных энергия повышает температуру тела всего на тысячные доли градуса. Такое повышение температуры не вызывает выраженного поражения. Непосредственные нарушения в химических связях молекул в клетках и тканях, возникающие вслед за облучением, ничтожны. Ни один из субстратов клетки in vitro не является радиочувствительным, как вся клетка in vivo. В связи с этим предполагают возможность существования цепных автокаталитических реакций, усиливающих первичное действие, или наличие в клетках систем положительных обратных связей, которые после возникновения поддерживаются независимо от существования породившей их причины.

Процессы взаимодействия ионизирующего излучения с веществом клетки, в результате чего образуются ионизированные и возбужденные атомы и молекулы, - первый этап лучевого поражения. Ионизированные и возбужденные атомы и молекулы в течение 10^-6 с взаимодействуют между собой и с различными молекулярными системами, давая начало химически активным центрам (свободные радикалы, ионы, ион-радикалы и др.). Одновременно возможны разрывы связей в молекулах как при непосредственном взаимодействии с ионизирующим агентом, так и при внутри- и межмолекулярной передаче энергии возбуждения.

В дальнейшем развиваются реакции химически активных веществ с разными биологическими структурами, при которых возникает как деструкция, так и образование новых, несвойственных облучаемому организму соединений.

Последующие этапы развития лучевого поражения проявляются нарушением обмена веществ в биологических системах с изменением их функций. У высших организмов это протекает на фоне нейрогуморальной реакции на нарушения.

Явления, происходящие на начальных, физико-химических этапах лучевого воздействия, принято называть первичными, или пусковыми, поскольку именно они определяют дальнейший ход развития лучевого поражения.

3.1. ПЕРВИЧНЫЕ ПРОЦЕССЫ ПРИ ДЕЙСТВИИ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

При облучении биологического объекта, содержащего воду, находящуюся частично в свободном состоянии и частично входящую в состав органелл, считают, что 50% поглощенной дозы в клетке приходится на воду, другие 50% - на ее органеллы и растворенные вещества. В соответствии с локализацией поглощенной энергии (в воде или в основном веществе) говорят о непрямом и прямом действии ионизирующего излучения.

При взаимодействии ионизирующего излучения с водой происходит выбивание электронов из молекул воды с образованием «молекулярных» ионов, несущих положительный и отрицательный заряды. Схематически этот процесс можно представить следующим образом:

Образующиеся ионы воды, в свою очередь, распадаются с образованием ряда радикалов, которые взаимодействуют между собой.

Основное лучевое действие обусловлено радикалами Н, ОН и особенно НО₂ (гидропероксид). Последний радикал, обладающий высокой окислительной способностью, образуется при облучении воды в присутствии кислорода. Его образование уменьшается пропорционально падению парциального давления кислорода. Этим обусловлен кислородный эффект при облучении, проявляющийся тем, что при снижении концентрации кислорода при облучении уменьшается результат лучевого воздействия.

Образовавшиеся при взаимодействии излучения с водой радикалы взаимодействуют с растворенными молекулами различных соединений, давая начало вторично-радикальным продуктам. Время жизни этих продуктов значительно больше относительно срока жизни первичных радикалов, поэтому для них возможна большая избирательность действия.

В результате прямого и непрямого действия ионизирующего излучения на биосубстрат возникают идентичные вторичные радикалы, которые обусловливают определенную специфичность радиационно-химических превращений.

Дальнейшие этапы радиационного поражения молекулярных структур и наиболее радиочувствительных надмолекулярных образований - изменения белков, липидов и углеводов.

Облучение белковых растворов приводит к конфигурационным изменениям белковой структуры, агрегации молекул за счет образования дисульфидных связей, деструкции, связанной с разрывом пептидных или углеводных связей. Эти процессы возникают при поглощении очень высоких доз - порядка нескольких кГр и более. При облучении всего организма в первую очередь меняется содержание свободных аминокислот в тканях.

Различные ферментные системы реагируют на облучение неодинаково. Активность одних ферментов после облучения увеличивается, других - уменьшается, третьих - остается неизменной. При облучении организма нарушается синтез нуклеиновых кислот и стимуляция ферментных систем, деполяризующих эти макромолекулы.

Наиболее радиочувствительный процесс в клетке - окислительное фосфорилирование. Его нарушение наступает уже через несколько десятков минут после облучения дозой 1 Гр. Оно проявляется повреждением генерирования аденозин-трифосфата, без которого не обходится ни один процесс жизнедеятельности.

Высокой чувствительностью обладают дезоксирибонуклеиновые комплексы (ДНК клеточного ядра в комплексе со щелочными белками, РНК и ферментами). Уже через несколько минут после облучения происходит высвобождение нуклеиновой кислоты из дезоксинуклеопротеида и одновременное накопление нуклеиновых кислот в цитоплазме облученных клеток. Предполагают, что при этом в первую очередь поражаются связи белок-белок и белок-ДНК.

Облучение простых сахаров значительными дозами приводит к их окислению и распаду, в результате образуются органические кислоты и формальдегид. Облучение растворов полисахаридов (например, крахмала) сопровождается значительным снижением их вязкости, появлением простых сахаров (глюкозы, мальтозы) и др.

При дозах 5-10 Гр выявлены изменения мукополисахаридов. Так, уменьшается вязкость гиалуроновой кислоты, теряется ее способность к соединению с белком. Облучение другого мукополисахарида - гепарина - приводит к его деполяризации, сопровождающейся потерей антикоагулянтных свойств. При облучении всего организма содержание гликогена уменьшается в скелетных мышцах, печени и ряде других тканей, как предполагают, в результате нейрогуморальной реакции на облучение. Кроме того, нарушается распад глюкозы и в первую очередь анаэробный гликолиз; меняется и обмен высокополимерных полисахаридов - гиалуроновой кислоты и гепарина.

При действии ионизирующего излучения на липиды образуются перекиси, которым придают особое значение в развитии лучевого поражения.

При облучении организма снижается содержание липидов и происходит их перераспределение в тканях с повышением их уровня в печени и крови, что, по-видимому, связано с изменениями углеводного обмена. Наряду с некоторой стимуляцией синтеза липидов начинает играть роль повышенная их окисляемость, в результате которой образуются перекиси. При этом их образование обусловлено не столько прямым действием радиации, сколько результатом угнетения ряда антиоксидантов. В результате действия радиации изменяются липопротеины во внутриклеточных структурах, в частности в митохондриях и микросомах.

Перечисленные поражения молекулярных структур, возникающие при облучении, далеко не исчерпывают все сведения, которые накоплены к настоящему времени в этой области. Вместе с тем эта информация до настоящего времени пока еще носит описательный качественный характер.

3.2. ДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ НА КЛЕТКУ

Ионизирующее поражение клетки не полностью объясняется повреждением биологически важных молекул. Клетка - слаженная динамическая система биологически важных макромолекул, которые скомпонованы в субклеточных образованиях, выполняющих определенные физиологические функции. Эффект действия ионизирующего излучения можно понять, приняв во внимание изменения, происходящие как в самих клеточных органеллах, так и во взаимоотношениях между ними.

Наиболее чувствительны к облучению клеточные структуры организма млекопитающих - ядро и митохондрии. Их повреждение наступает при малых дозах и проявляется в ранние сроки. Так, при облучении митохондрий лимфатических клеток дозой 0,5 Гр и более угнетение окислительного фосфорилирования наступает в ближайшие часы облучения. При этом появляются изменения физико-химических свойств нуклеопротеидных комплексов, в результате происходят количественные и качественные изменения ДНК и разобщается процесс синтеза ДНК> РНК> белок.

В ядрах радиочувствительных клеток тотчас после облучения угнетаются энергетические процессы, ионы натрия и калия выбрасываются в цитоплазму, нарушается нормальная функция мембран. Одновременно возможны разрывы хромосом, выявляемые при клеточном делении, хромосомные аберрации и точечные мутации, в результате которых образуются белки, утратившие нормальную биологическую активность.

Более выраженной радиочувствительностью, чем ядра, обладают митохондрии. Так, значительные изменения в структуре митохондрий лимфатических клеток селезенки обнаруживают уже через 1 ч после облучения дозой 1 Гр. Эти изменения проявляются набуханием митохондрий, деструкцией крист и просветлением матрикса. Иногда повреждается мембрана митохондрий, что проявляется резким угнетением окислительного фосфорилирования. В чувствительных к излучению тканях это нарушение обнаруживают уже при дозах фотонного излучения 0,5-1 Гр.

Эффект действия ионизирующего излучения на клетку - результат комплексных взаимосвязанных и взаимообусловленных преобразований. По А.М. Кузину, радиационное поражение клетки происходит в три этапа.

На первом этапе излучение действует на сложные макромолекулярные образования, ионизируя и возбуждая их. При поглощенной дозе фотонного излучения 10 Гр в клетке образуется до 3х10⁶ ионизированных и возбужденных молекул. При этом в ядре возникает около 9х10⁵ активных центров, в каждой митохондрии - 900 центров, в эндоплазматическом ретикулуме - 4,5х10⁵ и в каждой лизосоме - около 200 активных центров. На это прямое действие расходуется до 80% поглощенной энергии. Кроме того, 25-50% образовавшихся в результате радиолиза воды радикалов реагируют с макромолекулами клетки.

Второй этап - химические преобразования, соответствующие взаимодействию радикалов белков, нуклеиновых кислот и липидов с водой, кислородом, радикалами воды и биомолекулами, возникновению органических перекисей, вызывающих быстро протекающие реакции окисления, которые приводят к появлению большого числа измененных молекул. В результате этого начальный эффект многократно усиливается. Радикалы, появляющиеся в слоях упорядоченно расположенных белковых молекул, взаимодействуют с образованием «сшивок», в результате чего нарушается структура биологических мембран. Повреждение мембран приводит к высвобождению ряда ферментов. Вследствие повреждения лизосомных мембран увеличивается активность ДНКазы, РНКазы, катепсинов, фосфатазы и ряда других ферментов.

Нарушения, наступающие в результате высвобождения ферментов из клеточных органелл и изменения их активности, соответствуют третьему этапу лучевого поражения клетки - биохимическому. Высвободившиеся ферменты путем диффузии достигают любой органеллы клетки и легко проникают в нее вследствие увеличения проницаемости мембран. Под действием этих ферментов происходит распад высокомолекулярных компонентов клеток, в том числе нуклеиновых кислот и белков.

Радиационный эффект наступает в результате многих разнообразных повреждений тонко сбалансированного механизма биохимических реакций. Однако, рассматривая действие радиации на клетки, следует говорить о ведущих повреждениях, приводящих к нарушению функции. Так, нарушения окислительного фосфорилирования связаны с повреждением структуры митохондрий. Эти нарушения возникают и в результате повреждения лизосом и высвобождения из них гидролитических ферментов. Изменения в клеточном ядре приводят к синтезу ферментов с измененной или утраченной активностью. Действие ничтожно малых доз поглощенной энергии губительно для клетки вследствие физического, химического и биохимического усиления радиационного эффекта. Основную роль в развитии этого эффекта играет повреждение надмолекулярных структур, обладающих высокой радиочувствительностью.

В зависимости от числа этих структур в клетках в определенной степени изменяется и их радиочувствительность. Так, при удвоенном числе ДНК в клетке при облучении повышается содержание части ДНК в неповрежденном виде. Поэтому диплоидные клетки более устойчивы, чем гаплоидные. Уменьшение числа митохондрий повышает степень поражения каждой из них, в результате чего радиочувствительность увеличивается.

Радиочувствительность клеток в значительной степени зависит от скорости протекающих в них обменных процессов. Клетки, для которых характерен интенсивно протекающий биосинтез, высокий уровень окислительного фосфорилирования и значительная скорость роста, обладают более высокой радиочувствительностью, чем клетки, пребывающие в стационарной фазе.

Наконец, конечный эффект облучения - результат не только первичного повреждения клеток, но и последующего восстановления. Предполагают, что значительная часть первичных повреждений в клетке возникает в виде так называемых потенциальных повреждений, которые реализуются при отсутствии восстановления. Их реализации способствует биосинтез белков и нуклеиновых кислот. Если реализация потенциальных повреждений не произошла, клетка может восстановиться. Такое восстановление, как предполагают, связано с ферментативными реакциями и обусловлено энергетическим обменом. В основе лежит деятельность систем, которые в обычных условиях регулируют интенсивность естественной мутации.

Таковы современные взгляды на механизм поражения клетки при действии ионизирующего излучения. Если принять в качестве критерия радиочувствительности морфологические изменения, то в соответствии с Публикацией 103

МКРЗ ткани клетки и органы человека по степени снижения чувствительности расположены в порядке:

красный костный мозг, кишечник, легкие, желудок, молочная железа, остальные ткани (всего 14, из них 13 для каждого пола);
гонады;
мочевой пузырь, печень, пищевод, щитовидная железа;
поверхность кости, кожа, головной мозг, слюнные железы.

3.3. МУТАГЕННОЕ ДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Мутагенное действие ионизирующей радиации впервые установили отечественные ученые Г.А. Надсон и Г.С. Филатов в 1925 г. в опытах на дрожжах. В 1927 г. это открытие подтверждено американским генетиком Г. Меллером на классическом генетическом объекте - дрозофиле.

Ионизирующее излучение способно вызвать все виды мутаций (мутация - изменение наследственных структур): геномные мутации (кратные изменения гаплоидного числа хромосом), хромосомные мутации или хромосомные аберрации (структурные и численные изменения хромосом) и точечные или генные мутации (изменения структуры генов).

Спектр мутаций, индуцированных ионизирующим излучением, не отличается от спектра спонтанных мутаций.

Генные мутации. На основании учета генных мутаций установлена зависимость их частоты от дозы облучения. Многочисленные опыты с лабораторными животными позволили сделать вывод, что частота летальных мутаций в половых клетках возрастает прямо пропорционально дозе ионизирующего излучения. Экстраполяция этих данных приводит к выводу, что любая малая доза ионизирующего излучения повышает частоту мутаций по сравнению с частотой спонтанных мутаций.

На ранних этапах оценки эффектов облучения по частоте мутаций считали, что фракционирование дозы дает такой же эффект, как и доза однократного облучения.

Исследования последних лет с облучением мышей радикально изменили эту точку зрения. Полученные результаты позволили предположить, что между индукцией первичного повреждения и его конечной реализацией происходит репарация и удлинение экспозиции или фракционирование дозы менее 8 мГр·мин^-1 (до 0,007 мГр·мин^-1) при действии на сперматогонии мышей вызывает 1/3 мутаций при облучении с большей мощностью дозы. Подобным образом фракционирование дозы дает меньше мутаций, чем одномоментное облучение.

Хромосомные мутации. При действии ионизирующего излучения на хромосомы возникает много хромосомных перестроек, которые по-разному зависят от дозы облучения. Частота хромосомных перестроек в результате одиночного разрыва (например, деления-нехватки) находится в линейной зависимости от дозы. Частота же хромосомных перестроек в результате двух независимых одновременных разрывов и, соответственно, основанных на них двухударных перестроек (например, транслокаций), возрастает пропорционально квадрату дозы вследствие того, что вероятность одновременного возникновения двух независимых событий равна произведению вероятностей.

Прямые цитологические исследования - подсчет клеток с нарушенными хромосомами - показали, что возникновение хромосомных аберраций зависит от плотности ионизации. Излучения с меньшей энергией и большей плотностью ионизации больше способствуют хромосомной перестройке. Нейтроны с энергией 7,5 МэВ вызывают больше хромосомных перестроек, чем нейтроны с энергией 15 МэВ. В опытах с рентгеновским излучением показано, что его действенность зависит от длины волны: более действенно рентгеновское излучение с длиной волны 0,41 нм, менее - с длиной волны 0,015 нм. Еще менее действенно γ-излучение. Корпускулярные излучения - быстрые нейтроны и α-частицы - вызывают хромосомные перестройки чаще, чем электромагнитные излучения. Эти различия обусловлены разницей плотности ионизации, которую они производят.

Рядом исследователей показано, что облучение дрозофилы в атмосфере чистого кислорода повышает частоту мутаций, а облучение в атмосфере азота снижает ее. Бескислородная атмосфера - защитная среда при ионизирующем облучении клетки. Повышение концентрации кислорода во время облучения до 21% линейно увеличивает число хромосомных перестроек; дальнейшее повышение концентрации кислорода менее действенно.

Эти явления подтверждают положение, что хромосомные перестройки возникают в результате обратимого нарушения в ядре клетки, вызванного облучением.

Во время действия ионизирующего излучения на ядро клетки возникают истинные и потенциальные разрывы хромосом. Последние в зависимости от условий, складывающихся в клетке после облучения, могут реализоваться в истинные разрывы или совсем не реализоваться. Число фиксированных мутаций в клетке определяется двумя факторами: количеством первичных поражений хромосом в момент радиационного действия и вероятностью перехода первичного изменения в конечную мутацию.

На основании различных опытов складывается представление, что способность разорванных концов хромосом к соединению в новой комбинации или восстановлению исходной структуры зависит от фазы митотического и мейотического циклов клетки, специфики объекта, характера излучения (тип, мощность дозы, ЛПЭ) и биохимических условий микросреды.

Исходы поражений зародышевых и соматических клеток. Принципиальной разницы в механизме действия источников ионизирующего излучения на соматические и зародышевые клетки нет. Однако исходы поражений разные. Если повреждаются зародышевые клетки, возникающие мутации (генные и хромосомные) с той или иной скоростью, зависящей от степени доминантности и снижения жизнеспособности, элиминируются из популяции. Эта элиминация не всегда бывает быстрой. Многие мутации, в особенности рецессивные, благодаря различным генетическим процессам, например дрейф генов или эффект родоначальника, могут заметно увеличиваться в популяции. Это приводит к увеличению числа врожденных уродств, аномалий обмена и т.д.

Мутационные события в соматических клетках выражаются гибелью клеток или приобретением клеткой новых наследуемых свойств, выводящих ее из-под контроля организма. Это находит выражение в малигнизации.

3.4. ОБЩИЕ ЭФФЕКТЫ ДЕЙСТВИЯ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ НА МНОГОКЛЕТОЧНЫЕ ОРГАНИЗМЫ

Действие ионизирующего излучения на многоклеточный организм проявляется не только реакцией и последствиями в отдельных клетках и тканях, но и вследствие тесных связей и переплетений их физиологических функций, в общих реакциях, присущих организму как единой сложной биологической системе. Как правило, существует зависимость между степенью, уровнем развития организма и его чувствительностью к ионизирующей радиации. Так, одноклеточные организмы значительно устойчивее, чем многоклеточные; очень высокой радиочувствительностью обладают млекопитающие. Если, например, в качестве критерия радиочувствительности использовать такой показатель, как гибель 50% взятых в опыт особей на 30-й день наблюдения после общего γ-облучения (ЛД_50/30), то он оказывается различным у отдельных классов животных (табл. 3.1).

Таблица 3.1. Чувствительность некоторых видов животных к ионизирующему излучению
Класс	Вид	Облучение, Гр	Эффект
Простейшие	Амеба	1000	ЛД₅₀
Ракообразные	Дафния	65	ЛД₁₀₀
Рыбы	Карась	13-15	ЛД_50/30
Земноводные	Лягушка	6-7	ЛД_50/30
Земноводные	Тритон	30	ЛД_50/30
Пресмыкающиеся	Черепаха	13-15	ЛД_50/30
Птицы	Курица	6-8	ЛД_50/30
Млекопитающие	Кролик	7-8	ЛД_50/30
	Крыса	5-6	ЛД_50/30
	Морская свинка	3-3,5	ЛД5_50/30
	Обезьяна	4,5-5,5	ЛД_50/30

Причины различия чувствительности животных к излучению до сих пор не выяснены. Разную чувствительность холоднокровных и теплокровных организмов пытаются объяснить низкой температурой тела и медленным обменом веществ у холоднокровных; температура тела и обмен веществ у птиц выше, и они более устойчивы к действию излучения, чем млекопитающие.

Устойчивость к облучению насекомых и ракообразных обусловлена наличием в их организме ряда веществ, которые обладают защитным свойством. Так, у насекомых отмечено высокое содержание каталазы, расщепляющей перекиси. У раков защитным свойством обладают аминокислоты, амины и мелкие полипептиды, участвующие в регуляции осмотического давления. У млекопитающих осмотическое давление регулируется в первую очередь ионами натрия, калия, магния и др.

Определенную роль в радиочувствительности играет число хромосомных наборов в клетках организма. Так, диплоидные клетки более устойчивы, чем гаплоидные. Предполагают, что при одной и той же плоидности радиорезистентность клетки прямо пропорциональна массе ядра, т.е. количеству ДНК.

Чувствительность млекопитающих к ионизирующему излучению зависит от физиологического состояния организма, условий его существования, индивидуальных особенностей. Более чувствительны к облучению новорожденные млекопитающие и старые животные: первые - за счет повышенной митотической активности клеток (особенно чувствителен к облучению эмбрион), вторые - за счет ослабления способности клеток и тканей к восстановлению. Существенно повышает радиочувствительность теплокровных животных беременность.

Проявления индивидуальной радиочувствительности (явление, которое до сих пор не имеет достаточного объяснения) выражается в том, что из многочисленной группы животных одного вида, даже выведенных путем близкородственного скрещивания, часть (хотя и незначительная) может погибнуть от облучения дозой менее половины ЛД50/30. Небольшая часть животных переживает облучение дозой, вдвое превышающей ЛД50/30.

3.5. ОСОБЕННОСТИ ДЕЙСТВИЯ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ НА ТЕПЛОКРОВНЫХ ЖИВОТНЫХ

Эффект действия ионизирующего излучения на организм теплокровных животных зависит от ряда причин, главные из которых - уровень поглощенной дозы, время облучения и мощность дозы, объем облучаемых тканей и органов, вид излучения.

Уровень поглощенной дозы - один из главных факторов, определяющих реакцию организма на облучение. Так, однократное облучение собаки γ-излучением в дозе 4-5 Гр вызывает у нее острую лучевую болезнь тяжелой степени, однократное облучение дозой 0,5 Гр - лишь временное снижение числа лимфоцитов и нейтрофилов в крови.

Фактор времени в прогнозе последствий облучения занимает важное место в связи с развивающимися после лучевого повреждения в тканях и органах процессами восстановления. Например, при однократном облучении собаки дозой 7 Гр самый вероятный исход облучения - гибель животного; облучение дозой 7,2 Гр, но распределенной на год по 0,6 Гр в мес, гибели животного не вызовет.

По данным большинства радиобиологических исследований, снижение мощности дозы облучения (при одной и той же поглощенной дозе) уменьшает биологический эффект. При этом для каждого из критериев, которые положены в основу оценки этой закономерности (например, эритемная реакция кожи человека, ЛД_50/30 животных, нарушения углеводного обмена у крыс и др.), существует строго определенный диапазон мощности доз, при котором эта закономерность справедлива. Так, усиление действия облучения по показателю «эритемная реакция кожи человека» обнаружено при мощности дозы 0,7мГр/с и 3 мГр/с; при мощности дозы 3 мГр/с и 12,5 мГр/с эффект равнозначен. Некоторые авторы говорят об оптимальной мощности дозы. Так, по наблюдениям Г. Лангендорфа, уменьшение числа ретикулоцитов у мышей при облучении их дозой 2 Гр было наибольшим, когда мощность дозы соответствовала 0,2 мГр/с. При мощности доз 0,1, 1,3, 8,2 мГр/с отмечен меньший повреждающий эффект.

Различия в биологическом действии ионизирующего излучения при одинаковой поглощенной дозе, но разной мощности дозы облучения, обусловлены возможностью восстановления поврежденного излучением организма. При малой мощности дозы скорость развития повреждений соизмерима со скоростью восстановления. С увеличением мощности дозы излучения значимость восстановления уменьшается, что приводит к увеличению биологического действия. Уменьшение биологического эффекта при большой мощности дозы обусловлено тем, что при кратковременном действии ионизирующего излучения в процессе поглощения части дозы используется имеющийся в тканях кислород, а последующее облучение происходит уже в условиях его недостатка.

Степень лучевого поражения облучения в значительной мере зависит от того, подвергается ли облучению все тело или только его часть. Например, у собаки при облучении ее смертельной дозой достаточно экранировать область живота, чтобы предупредить летальный исход. Другой пример: при лучевой терапии злокачественных новообразований у больных коллимированными пучками излучения в пораженной опухолью ткани создается поглощенная доза, достигающая десятков грей, т.е. доза, во много раз превышающая смертельную для человека дозу при тотальном облучении.

3.6. ДОЗИМЕТРИЯ РАДИАЦИОННОГО ДЕЙСТВИЯ НА ЧЕЛОВЕКА

Многочисленными исследованиями показано, что эффект лучевого действия на организм зависит не только от поглощенной дозы и ее фракционирования во времени, но и в значительной степени от пространственного распределения поглощенной энергии, которое характеризуется линейной передачей энергии.

Для сопоставления биологического действия разных видов излучения в радиобиологии принято понятие относительная биологическая эффективность (ОБЭ) - относительная (по сравнению с рентгеновским или γ-излучением) способность при заданной поглощенной дозе вызывать лучевое поражение определенной степени тяжести. ОБЭ электронов, рентгеновского и γ-излучений принимают равной 1. Коэффициент ОБЭ (RBE_T,R) - отношение доз данного и стандартного излучений, необходимое для получения одинакового биологического эффекта:

где D_T,X - доза стандартного рентгеновского излучения (200 кэВ), вызывающая биологический эффект; D_T,R - поглощенная доза любого другого вида ионизирующего излучения, вызывающая такой же эффект. Значения RBE_T,R для различных видов ионизирующего излучения и облучаемых органов приведены в табл. 3.2.

Таблица 3.2. Коэффициент относительной биологической эффективности
Эффект; облучаемый орган	Облучения
Гематологический синдром; красный костный мозг	Фотоны при любом облучении	1
	Нейтроны при любом облучении	3
	β-Излучатели при внутреннем облучении	1
	α-Излучатели при внутреннем облучении	20
Пневмония; альвеолярно-интерстициальный отдел легких	Фотоны при любом облучении	1
	Нейтроны при любом облучении	3
	β-Излучатели при внутреннем облучении	1
	α-Излучатели при внутреннем облучении	7
Кишечный синдром; тонкая (при внешнем облучении) или толстая (при внутреннем облучении) кишка	Фотоны при любом облучении	1
	Нейтроны при любом облучении	3
	β-Излучатели при внутреннем облучении	1
	α-Излучатели при внутреннем облучении	0
Влажное отшелушивание кожи; дерма кожи	Фотоны и β-частицы при внешнем облучении	1
Влажное отшелушивание кожи; дерма кожи	Нейтроны при внешнем облучении	3
Лучевая катаракта; хрусталик глаза	Фотоны и β-частицы при внешнем облучении	1
Лучевая катаракта; хрусталик глаза	Нейтроны при внешнем облучении	3
Некроз; мягкие ткани	Фотоны при внешнем облучении	1
Некроз; мягкие ткани	Нейтроны при внешнем облучении	3
Поражение зародыша и плода	Фотоны при внешнем облучении	1
Поражение зародыша и плода	Нейтроны при внешнем облучении	10
Острый тиреоидит, гипотиреоз; щитовидная железа	Потребление изотопов йода (¹³¹I, ¹²⁹I, ¹²⁴I, ¹²³I), испускающих β-частицы с низкой и средней энергией	1/5
Острый тиреоидит, гипотиреоз; щитовидная железа	Потребление других радионуклидов, накапливающихся в щитовидной железе	1

Величина RBE_T,R в определенной степени зависит не только от ЛПЭ, но и от ряда физических и биологических факторов. На коэффициент ОБЭ влияют физические факторы:

уровни доз (например, коэффициент ОБЭ для быстрых нейтронов при облучении животных дозами, соответствующими ЛД_50/30, составляет 4,5, а при более высоких дозах - 2,9);
кратность облучения (коэффициент ОБЭ быстрых нейтронов при многократном облучении мышей равен 3,5, а при остром облучении - 3);
распределение дозы во времени и др.

Факторы биологической природы, влияющие на коэффициент ОБЭ:

вид животного (например, смертность при рентгеновском облучении 80 кВ коэффициент ОБЭ для мышей равен 0,78, для кроликов - 0,43);
критерий, используемый для оценки биологического эффекта, возникающего вслед за облучением (например, коэффициенты ОБЭ по таким критериям, как средняя продолжительность жизни, атрофия яичек, частота прививок лейкозов экспериментальным животным и др., неравнозначны).

Для учета качества излучения в условиях хронического облучения людей в малых дозах, когда единственным последствием могут быть стохастические эффекты, МКРЗ рекомендует использовать два показателя качества излучения, значения которых зависят от свойств излучения, но одинаковы для всех стохастических эффектов:

взвешивающий коэффициент излучения, WR;
средний коэффициент качества,

Основная область применения коэффициента качества - мониторинг полей внешнего облучения, поэтому он определен как функция ЛПЭ:

Установленные МКРЗ значения W_R для разных излучений ® представлены в табл. 3.3.

Таблица 3.3. Взвешивающие коэффициенты излучения
Излучение	W
Фотоны, электроны и мюоны любых энергий	1
Протоны с энергией более 2 МэВ (кроме протонов отдачи)	5
α-Частицы, осколки деления, тяжелые ядра	20
Нейтроны с энергией:
менее 10 кэВ или более 20 МэВ	5
10-100 кэВ	10
100 кэВ - 2 МэВ	20
2-20 МэВ	10

Сведения о применении показателей качества излучения приведены в таблице 3.4.

Таблица 3.4. Использование показателей качества излучения
Величина и область использования		Свойства показателя	Метод определения
RBE_T,R	Оценка риска детерминированных эффектов	Характеризует облучение в зависимости от его свойств, свойств биологического объекта и изучаемого биологического эффекта	В радиобиологическом эксперименте
	1. Оценка риска стохастических эффектов. 2. Радиационная безопасность (ограничение облучения)	Характеризует действие источника излучения на человека в зависимости от свойств излучения, падающего на тело человека (внешнее облучение) или возникающего при ядерном превращении радиоактивных ядер внутри тела человека (внутреннее облучение)	На основе обобщения значений ОБЭ для стохастических эффектов трансформации клеток млекопитающих in vitro
Q	Радиационная безопасность (радиационный контроль)	Характеризует передачу энергии излучения биологической ткани в зависимости от распределения поглощенной дозы по ЛПЭ в точке передачи энергии излучения веществу	На основе согласования с установленными значениями W_R

При развитии стохастических эффектов относительная биологическая эффективность излучения слабо зависит от свойств облучаемого органа, поэтому вместо RBE_T,R для характеристики этих эффектов применяют соответствующий взвешивающий коэффициент излучения W_R. Произведение поглощенной дозы облучения органа и взвешивающего коэффициента - эквивалентная доза облучения органа или ткани. Она предназначена для оценки риска развития стохастических эффектов с учетом влияния качества излучения:

Единица измерения эквивалентной дозы - Дж/кг - зиверт, Зв [по имени шведского ученого Рольфа Зиверта (1896-1966) - первого президента МКРЗ]. Величина эквивалентной дозы относится ко всему облучаемому органу, а не к его отдельным точкам, в связи с чем эквивалентную дозу измерить in vivo невозможно.

Основная сфера применения эквивалентной дозы - оценка вероятности развития радиогенных злокачественных новообразований, хотя в отечественных нормативных актах по охране труда (в отличие, например, от США) отсутствуют требования для определения вероятностной обусловленности профессионального заболевания.

Эффективная доза - сумма произведений эквивалентной дозы в органе или ткани HTна соответствующий взвешивающий коэффициент для данного органа или ткани:

где H_T - эквивалентная доза в ткани T; W_T - взвешивающий коэффициент для ткани T, который зависит от радиочувствительности органа или ткани.

Единица измерения эффективной дозы - Дж/кг, которая, как и эквивалентная доза, имеет название зиверт, Зв.

Взвешивающие коэффициенты WTдля определения эффективной дозы по формуле 3.3 представлены в табл. 3.5.

Таблица 3.5. Взвешивающие коэффициенты органа или ткани W_T для определения эффективной дозы согласно Публикациям 60 и 103 МКРЗ
Орган или ткань	Публикация 60	Публикация 103
Гонады	0,20	0,08
Желудок	0,12	0,12
Красный костный мозг	0,12	0,12
Легкие	0,12	0,12
Толстая кишка	0,12	0,12
Молочная железа	0,05	0,12
Мочевой пузырь	0,05	0,04
Печень	0,05	0,04
Пищевод	0,05	0,04
Щитовидная железа	0,05	0,04
Надкостница, хрящ	0,01	0,01
Кожа	0,01	0,01
Головной мозг		0,01
Слюнные железы		0,01
Прочие органы и ткани*	0,05	0,12

Примечание: * прочие органы и ткани - надпочечники, экстраторакальный отдел, желчный пузырь, сердце, почки, лимфатические узлы, мышцы, слизистая рта, поджелудочная железа, простата (для мужчин), тонкая кишка, селезенка, тимус, матка/шейка матки (для женщин).

В одном из основных нормативных документов по радиационной гигиене «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)» в редакции 2013 г. взвешивающие коэффициенты приводят в соответствии с Публикацией 60 МКРЗ от 1990 г. Этот документ пока имеет полную юридическую силу на территории России. Однако еще в 2007 г. МКРЗ пересмотрела ряд значений взвешивающих коэффициентов, но до сих пор соответствующие изменения не внесены в отечественные нормативные документы. Следует обратить внимание на существенное снижение взвешивающего коэффициента для гонад и увеличение его для молочной железы и прочих органов и тканей.

Для оценки радиогенного риска МКРЗ рекомендует использовать понятие эквивалентной дозы, а эффективная доза должна служить исключительно для регламентирования облучения и демонстрации соответствия пределам (уровням) дозы в области обеспечения радиационной безопасности.

Эффективная доза - основная дозиметрическая величина, по которой в соответствии с основным нормативным документом в области обеспечения радиационной безопасности НРБ-99/2009 необходим радиационный контроль уровней профессионального облучения персонала и медицинского облучения пациентов. Эффективную дозу рекомендуют в качестве основной контролируемой величины в радиационной гигиене и в медицинской радиологии. При определении такой взвешенной суммы органных эквивалентных доз учитывают степень радиобиологического действия на жизненно важные органы, поэтому эффективная доза позволяет учесть совокупный вред действия пространственно неоднородного облучения на организм человека в целом. Ее второе основное достоинство - возможность суммирования лучевых нагрузок от медицинских исследований разного типа у одного и того же пациента, например, от ангиографии головного мозга и от радионуклидной сцинтиграфии костей скелета. Никакие другие дозы подобным свойством аддитивности не обладают. Эффективную дозу рассчитывают в тех же единицах, что и эквивалентную дозу, т.е. в зивертах, а в научной литературе обозначают как E.

Органная эквивалентная доза не может быть измерена непосредственно, поэтому для контроля радиационной обстановки по внешнему облучению используют амбиентный эквивалент дозы, H^♠(d). Амбиентная доза - доза в точке, совпадающей с центром шарового фантома Международной комиссии по радиологическим единицам (МКРЕ), - шара диаметром 30 см из тканеэквивалентного материала плотностью 1 г/см³. Результаты контроля используют для расчета дозы внешнего излучения. Единица амбиентного эквивалента дозы - тоже зиверт, Зв.

При индивидуальном дозиметрическом контроле за значение эффективной дозы внешнего облучения принимают значение еще одной операционной величины - индивидуального эквивалента дозы, H_p(d), - который считывают с индивидуального дозиметра, носимого в нагрудном кармане спецодежды.

Контрольные вопросы

Каковы первичные процессы действия ионизирующего излучения на биологические объекты?
Каковы исходы поражений зародышевых и соматических клеток?
Какова чувствительность животного мира к ионизирующему излучению?
Сформулируйте понятие «относительная биологическая эффективность».
Сформулируйте понятие «эквивалентная доза».
Сформулируйте понятие «эффективная доза».

Глава 4. ФУНДАМЕНТАЛЬНЫЕ ОСНОВЫ РЕГЛАМЕНТАЦИИ РАДИАЦИОННОГО ДЕЙСТВИЯ НА ЧЕЛОВЕКА

4.1. ДЕТЕРМИНИРОВАННЫЕ И СТОХАСТИЧЕСКИЕ ЭФФЕКТЫ ОБЛУЧЕНИЯ

Все биологические эффекты и последствия действия ионизирующего излучения на человека разделяют на два класса: детерминированные и стохастические.

Детерминированные эффекты - клинически значимые эффекты, которые проявляются явным поражением: острая или хроническая лучевая болезнь, лучевые ожоги (местное лучевое поражение), катаракта хрусталика глаза, клинически регистрируемые нарушения гемопоэза, временная или постоянная стерильность и др.

Подавляющее большинство этих эффектов возникает при кратковременном действии радиации в больших дозах и при больших мощностях. Например, при атомных взрывах в Хиросиме и Нагасаки поражающие дозы γ-нейтронного облучения населения (несколько грей) реализованы в течение миллионных долей секунды.
Основная отличительная особенность детерминированных эффектов - их пороговый характер. Для возникновения той или иной болезни необходимо достижение порогового уровня дозы облучения человека, ниже которого эффекты клинически не проявляются. Степень тяжести детерминированных эффектов зависит от поглощенной дозы облучения: чем больше доза, тем глубже тяжесть поражения. Например, для кожных покровов порог эритемы и сухого шелушения при фотонном облучении - примерно 3-5 Гр, гибель клеток в эпидермальном и дермальном слоях, приводящая к некрозу тканей, наступает после острого облучения в дозе около 50 Гр.
При остром кратковременном облучении возникают разные формы острой лучевой болезни. При общем γ-облучении всего тела человека в дозе 1 Гр острая лучевая болезнь не возникает и смертельные исходы исключены, при дозах 3-5 Гр в результате повреждения стволовых клеток костного мозга 50% облученных погибают без лечения в течение 60 сут. При дозах 5-15 Гр вследствие поражения клеточного пула желудочно-кишечного тракта возникает кишечная форма острой лучевой болезни, и смерть возможна через 10-20 сут, а при дозах более 15 Гр (церебральная форма острой лучевой болезни) летальный исход у всех облученных наступает в течение 5 сут.
Спектр детерминированных эффектов и зависимость их от уровней облучения достаточно изучены. Однако еще нет окончательных суждений о количественных различиях порогов облучения за счет индивидуальной радиочувствительности представителей разных групп населения.
Пороговые дозы некоторых детерминированных эффектов в наиболее радиочувствительных тканях и органах человека приведены в табл. 4.1. Диапазон пороговых доз для разных радиочувствительных органов и тканей неодинаков. Пороги доз облучения для острого кратковременного радиационного действия и для протяженного во времени облучения существенно различаются. Следовательно, облучение в аналогичных суммарных дозах, растянутое во времени, повышает уровень порога. Эта закономерность, определяемая прежде всего процессами репарации в организме, характерна и для действия малых доз облучения (под малыми дозами понимают уровни воздействия <0,2 Гр и мощности дозы <0,1 Гр/ч). Клеточное восстановление в организме более эффективно после облучения с малой мощностью.

Таблица 4.1. Пороговые дозы для детерминированных эффектов при остром внешнем облучении
Эффект	Критический орган или ткань	Пороговая доза¹, Гр-экв
Кишечный синдром	Тонкая кишка	12
Пневмония	Альвеолярно-интерстициальная ткань легких	4²
Гематологический синдром	Красный костный мозг	2³
Постоянная стерильность	Яичники	1,5
Постоянная стерильность	Семенники	1,0
Лучевая катаракта	Хрусталик глаза	0,8
Гибель зародыша или плода	Зародыш или плод	0,3-2,0⁴
Тяжелая задержка умственного развития		0,6-0,9⁴
Тяжелая задержка физического развития		0,3
Пороки развития		0,1
Некроз мягких тканей	Мягкая ткань	25⁵
Влажное шелушение	Дерма	12⁶

Примечания:
¹ при облучении критического органа или ткани в дозе, равной пороговой, эффект возникает у 5% облученных лиц;
² значение для людей старше 40 лет; для людей моложе 40 лет пороговое значение равно 8 Гр-экв;
³ при отсутствии специализированной медицинской помощи. При оказании своевременной специализированной медицинской помощи пороговое значение равно 3 Гр-экв;
⁴ зависит от стадии развития зародыша или плода;
⁵ при поражении области площадью более 100 см² на глубину не менее 0,5 см;
⁶ при поражении области площадью более 100 см² на глубину не менее 0,3 см.
Острое действие ионизирующего излучения при прочих равных условиях всегда опаснее хронического, длительного облучения в эквивалентных дозах. Так, МКРЗ подчеркивает, что «…протяженное (малая мощность дозы) и фракционированное облучение менее эффективно в отношении многих биологических последствий, включая индуцирование опухолей, чем однократное с большой мощностью дозы».

Следующий класс последствий радиационного действия - стохастические (вероятностные, случайные) эффекты, которые иногда называют отдаленными последствиями облучения. В отличие от детерминированных эффектов, для которых доказано наличие дозового порога проявления и которые возникают при значительных дозах облучения за счет гибели большей части клеток в поврежденных органах или тканях, для стохастических последствий не существует дозового порога. Реализация стохастических эффектов теоретически возможна при малой дозе облучения, при этом вероятность их возникновения тем меньше, чем ниже доза. Вопрос о том, какова эта вероятность, - ключевой вопрос для объективного понимания всей проблемы.

Научный комитет при Организации Объединенных Наций по действию атомной радиации (НКДАР ООН) и МКРЗ пришли к выводу, что доказаны только два основных вида стохастических эффектов облучения. Первый возникает в соматических клетках и может быть причиной развития рака у облученного человека. Второй вид, появляющийся в зародышевой ткани половых органов, приводит к наследуемым нарушениям у потомства облученных людей. Если возможность индукции злокачественных опухолей у облученных людей доказана мировой наукой, то научных подтверждений генетически обусловленных эффектов облучения человека до настоящего времени не получено. Тем не менее, располагая данными о наличии таких эффектов у других биологических объектов (растения, клеточные культуры, микроорганизмы, мелкие лабораторные животные), МКРЗ для исключения возможной недооценки их значимости признала необходимым включить наследственные эффекты в перечень стохастических последствий облучения человека. В этом контексте необходимо обратить внимание на принципиальное обстоятельство.
Многие ученые и врачи, недостаточно знакомые с современными представлениями о патогенезе стохастических эффектов облучения, наряду со злокачественными опухолями и генетическими дефектами к этой категории последствий облучения относят различные соматические заболевания у облученных людей, не имеющие радиационного генеза. Например, в свое время к этому классу эффектов относили синдром преждевременного старения (преждевременной смерти). Впоследствии, после тщательного анализа научной информации, этот синдром был исключен из класса стохастических эффектов облучения, так как установлено, что любое сокращение продолжительности жизни облученных людей или экспериментальных животных связано с избыточной смертностью от вызванного излучением рака. Таким образом, при прогностических оценках последствий действия радиации на человека, уточнении регламентов облучения необходимо исходить из положения, что стохастические последствия облучения - только злокачественные опухоли (а также доброкачественные опухоли некоторых органов) и генетические (наследственные) дефекты у потомства облученных людей.
Детерминированные эффекты - в основном прерогатива клинической радиационной медицины, стохастические последствия облучения людей - предмет особого интереса радиационной гигиены как науки, в сферу задач которой входят оценка последствий и регламентация уровней облучения населения и профессионалов.

4.2. КОНЦЕПЦИЯ БЕСПОРОГОВОГО ДЕЙСТВИЯ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Вопрос о биологических эффектах действия малых доз излучения, особенно их количественной оценки (как, впрочем, и любых иных антропогенных факторов малой интенсивности), продолжает оставаться предметом многочисленных дискуссий и полярных мнений по поводу их опасности для человека и среды его обитания.

Регламентация облучения человека невозможна без обоснования принципов, на которых строят научные подходы к определению регламентов.

В зависимости от особенностей биологического действия на живые объекты всю совокупность факторов физической, химической и биологической природы, особенно при хроническом действии, условно делят на две большие группы: агенты, обладающие порогом вредного действия (если порог вредного действия не достигнут, биологические эффекты отсутствуют), и агенты, лишенные таких свойств, т.е. у них порога вредного влияния не существует. Агенты с пороговым механизмом действия - многие ксенобиотики и некоторые виды неионизирующего излучения. Факторы с беспороговым действием на живые системы - все виды ионизирующего излучения и некоторые токсиканты химической природы, обладающие канцерогенными и генотоксическими свойствами. Это определение свидетельствует, что в условиях длительного хронического действия на организм пороговых агентов в количествах, равных установленному порогу и ниже (по концентрации, дозе и т.п.), гарантировано исключение вредных медико-биологических последствий у отдельных людей, всего населения и его потомков.

Принципиально иные подходы используют при прогнозировании и регламентации негативных эффектов действия факторов, для которых не существует порога вредного влияния на организм. В мировой науке этот принцип впервые предложен радиобиологами в начале второй половины XX в. и отнесен к ионизирующему излучению. Только в последние годы этот подход получил развитие в области химических агентов, для которых получены доказательства их канцерогенного и генотоксического действия. Концепция (точнее, рабочая гипотеза) беспорогового действия ионизирующего излучения постулирует линейную зависимость биологических эффектов от дозы облучения. В отличие от пороговой, беспороговая гипотеза признает, что отрицательные (но недетерминированные) вредоносные биологические эффекты действия ионизирующего излучения - злокачественные опухоли и наследственные нарушения теоретически возможны при малой дозе облучения вплоть до значений, практически не отличающихся от нуля. При этом вероятность индукции таких эффектов тем меньше, чем ниже доза облучения.

Детерминированные эффекты с большой вероятностью персонифицированы, и тяжесть поражения любого облученного человека или группы людей будет тем больше, чем выше доза облучения. Для стохастических, вероятностных последствий облучения речь идет не о тяжести поражений, а об увеличении вероятности злокачественных заболеваний или наследственных дефектов в популяции у каждого среднестатистического ее представителя. Следовательно, чем больше лучевая нагрузка на популяцию облученных (или облучаемых людей), тем вероятность отдаленных последствий выше при прочих равных условиях. Для расчетов и оценок радиационной защиты введено понятие «коллективная доза облучения» (S) - произведение двух величин: средней эффективной индивидуальной дозы в облученной группе людей и ее численности; S обозначают в человеко-зивертах (чел-Зв). Например, население численностью 1000 человек подверглось внешнему γ-облучению в средней индивидуальной дозе 0,01 Зв; S составляет 1000x0,01 = 10 чел-Зв.

Вытекающая из беспороговой гипотезы линейная зависимость эффекта от дозы определяет равновеликое число отдаленных последствий на единицу коллективной дозы. Иными словами, если разные группы людей получили одинаковую лучевую нагрузку (коллективную дозу), то теоретически ожидаемое абсолютное число опухолей или наследственных дефектов будет равным независимо от численности облучаемых групп. Это поясняет абстрактный пример.

Одна популяция, численностью 1 млн человек, облучена в средней эффективной индивидуальной дозе 0,001 Зв, другая, численностью 10000 человек, - в дозе 0,1 Зв. Коллективные дозы облучения в обеих группах будут равновеликими: 10⁶х10^-3 = 10³ чел-Зв и 10⁴х10^-1 = 10³ чел-Зв. Отсюда следует, что в соответствии с линейной зависимостью эффекта от дозы ожидаемое абсолютное число, например, злокачественных опухолей, распределенных в обеих популяциях облученных людей, должно быть одинаковым. Если это действительно так, становится ясным, что частота опухолей в популяции 1 млн человек, облученных средней индивидуальной дозой 0,001 Зв, будет в 100 раз меньше, чем в когорте 10000 человек, облученных дозой 0,1 Зв. Эти теоретические оценки, которые нельзя абсолютизировать, позволяют рассчитать вероятность радиогенного рака для каждого человека из этих когорт.

Расчеты показывают, что, согласно коэффициенту вероятности стохастических эффектов, при S, равной 10³ чел-Зв, можно ожидать 60 случаев злокачественных опухолей (излечимых или со смертельным исходом) в каждой популяции людей. Отсюда следует, что риск радиационно обусловленного рака в течение всей жизни у людей в когорте из 1 млн человек составит 6х10^-5, во второй когорте из 10000 человек - 6х10^-3.

Линейная зависимость эффекта от дозы, отражающая суть беспороговой концепции действия ионизирующего излучения на биологические объекты, принята в качестве рабочей гипотезы международными научными организациями - НКДАР ООН и МКРЗ - в основном для обоснования принципов и методов регламентации малых доз облучения. При ее обосновании исходили из теоретически корректных представлений о механизмах взаимодействия излучения и биосубстрата на молекулярном уровне, которые подтверждают принципиальную возможность беспорогового действия излучения, экспериментальных исследований на биологических моделях in vitro и на микроорганизмах и из одного принципиально важного априорного предположения. Суть его в экстраполяции (переносе) данных о канцерогенных эффектах у человека, полученных в условиях действия больших доз и больших мощностей доз, на малые дозы и низкие мощности доз редкоионизирующего излучения. При этом необходимы поправочные коэффициенты, учитывающие меньшую биологическую эффективность малых доз.

Этот подход носил вынужденный характер из-за отсутствия надежных данных эпидемиологических исследований облученных людей при действии малых доз и данных, подтверждающих прямую зависимость частоты стохастических эффектов от дозы облучения. Эта рабочая гипотеза, не доказанная на людях, по сути консервативная, явно завышает реальный риск облучения в малых дозах и, следовательно, практически исключает возможную недооценку последствий. Линейная зависимость эффекта от дозы максимально упрощает оценку вероятности стохастических последствий для доз значительно ниже порогов детерминированных эффектов. Ограничение индукции этих вероятностных эффектов после действия радиации - медико-гигиеническая основа радиационной защиты и регламентации пределов дозы облучения, поэтому возникает много проблем, касающихся доказательства их существования у человека в диапазоне действия малых доз и низких мощностей доз редкоионизирующих излучений.

Согласно теории и соответствующим расчетам вероятность проявления таких эффектов у людей в диапазоне малых доз, особенно хронического облучения, - редкое событие. Этим обусловлено обстоятельство, что установление и подтверждение этих отдаленных последствий в эпидемиологических наблюдениях за облучаемыми людьми обеспечивают получение прямых данных о риске. Однако они сопряжены подчас с непреодолимыми статистическими ограничениями, поскольку для выявления таких стохастических эффектов на фоне высоких уровней спонтанной заболеваемости (рак и наследственные дефекты естественного происхождения) необходимы популяции, исчисляемые многими сотнями тысяч и даже миллионами людей без учета контрольных, т.е. необлученных, групп обследуемого населения.

По мнению большинства ученых, не существует неопровержимых данных о росте канцерогенного риска при дозах ниже 0,5-0,2 Гр. Например, при некоторых лейкозах человека, радиогенное происхождение которых доказано, ряд ученых предполагает наличие порога для их индукции в пределах доз 0,3-0,4 Гр. Но МКРЗ, подтверждая свою позицию по поводу беспорогового действия ионизирующей радиации, отмечает: «Теоретическое рассмотрение и большинство экспериментальных и эпидемиологических данных не подтверждают идею порога в дозовой зависимости канцерогенеза для излучения с малой линейной потерей энергии. Тем не менее на статистической основе нельзя исключить достоверно порог для отдельных видов опухолей ни для экспериментальных систем, ни для человека. Однако, если пороги и существуют, их значения для большинства видов рака у человека должны быть менее 0,2 Гр, а возможно, и меньше».

4.3. ПРОБЛЕМЫ РАДИАЦИОННО-ЭПИДЕМИОЛОГИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ ВЫЯВЛЕНИЯ ВЛИЯНИЯ МАЛЫХ ДОЗ РАДИАЦИИ НА ЧЕЛОВЕКА

Для разработки системы радиационной безопасности необходимо знать, как количественно меняются с дозой вероятность стохастических эффектов и тяжесть детерминированных эффектов.

Наиболее подходящий источник информации - сведения, полученные непосредственно при изучении результатов действия излучения на человека. Кроме того, много информации о механизмах повреждения и взаимосвязи дозы и вредных эффектов у человека можно почерпнуть из исследований на микроорганизмах, изолированных клетках, выращенных in vitro, и лабораторных животных. К сожалению, лишь малую часть этих сведений можно применить непосредственно для радиационной безопасности; все они требуют серьезной проверки и интерпретации. Выводы из биологической информации, касающиеся радиационной безопасности и защиты, основаны на данных о радиационных эффектах у человека. Остальные сведения используют лишь для их подкрепления.

Этим обстоятельством определяются жесткие требования к организации радиационно-эпидемиологических исследований и обоснованности интерпретации полученных данных. Суть проблемы в том, что при действии на людей разных факторов малой интенсивности, будь то радиация или иные агенты антропогенной природы, возникает необходимость учета и количественного анализа дополнительных моментов и обстоятельств, которые затрудняют, маскируют или искажают оценку истинной картины действия этого фактора на здоровье обследуемых людей. Студентам, врачам широкого профиля и особенно гигиенистам необходимо знать общие принципы, которыми следует руководствоваться при планировании подобного рода трудоемких проектов. Однако из-за различных методических ошибок или недооценки существенной роли статистики в таких работах нередко допускают серьезные ошибки и даже неверные заключения и выводы. Эта важнейшая проблема имеет непосредственное отношение ко многим медицинским дисциплинам.

Каждое исследование дает статистически значимый результат исключительно на вероятной основе; необходимо количественно оценить степень, до которой случайность отвечает за этот результат статистического анализа, она отражается величиной р. При значении р менее 0,05 вероятность того, что наблюдаемый результат обусловлен случайностью, составляет менее 1 из 20 случаев, или менее 5%. Условно принимают, что значение р менее 0,05 означает статистическую значимость. Более адекватное представление о значимости полученных данных отражает доверительный интервал - диапазон разброса оценок среднего значения. Например, в одном из исследований избыточных лейкозов среди работающих в атомных центрах США, Великобритании и Канады доверительный интервал составил 0,1-5,4.

Трудности и недостатки многих работ, существующие в области эпидемиологии малых доз ионизирующего излучения:

малый размер выборки;
отсутствие адекватного контроля;
недоучет посторонних действий, не связанных с излучением;
неадекватная дозиметрия;
влияние сопутствующих социальных и экономических факторов.

Существует и тенденция сообщать о позитивных находках и замалчивать исследования, которые не дали ожидаемого результата.

Размер выборки. В качестве примера представлены данные о размере выборки (численности обследуемых людей), необходимой для статистически значимого (с вероятностью 95%) определения канцерогенеза в рамках зависимости доза-эффект (табл. 4.2).

Таблица 4.2. Размер выборки для достоверного определения зависимости доза-эффект
Уровень доз, Зв	Размер выборки, человек
1	1000
0.1	100000
0.01	10000000

Если, например, риск индуцированного излучением рака достоверно оценен при дозе 1 Зв в группе из 1000 человек, то для подтверждения риска более низкой дозы 0,01 Зв при такой же степени достоверности необходимо население 10 млн человек, не считая адекватного контроля. Эти расчеты необходимой численности выборки, относящейся ко всей сумме злокачественных опухолей, необходимо корректировать, когда речь пойдет о выявлении избыточных раков конкретного вида и локализации. При этом, как и в приведенном примере, размер выборки будет определяться естественной частотой (спонтанным уровнем) этого вида рака. Теста, позволяющего отличить радиогенный рак от опухолей тех же гистологических типов другого происхождения, пока не найдено. Это означает, что радиогенный рак можно связать с облучением только путем тщательного статистического сравнения с числом ожидаемых случаев в популяциях, идентичных по всем показателям, кроме действия дополнительной дозы облучения. Например, небольшое превышение числа злокачественных опухолей, которое предположительно связывают с излучением, достоверно только в том случае, если оно примерно вдвое превышает стандартное отклонение, характерное для неизбежного варьирования ожидаемого числа спонтанных опухолей в обследуемой группе населения.

Адекватный контроль. Выбор адекватного контроля - одна из наиболее сложных проблем для грамотного планирования эпидемиологических исследований. Контрольная популяция должна отличаться от наблюдаемой только по одному критерию - дозе дополнительного облучения. Подбор такого контроля представляет исключительные трудности, связанные не только с региональными особенностями - биогеохимическими, демографическими, этническими, социально-экономическими, краевой патологией и т.п., но и с необходимостью дополнительных затрат и привлечения значительных ресурсов. Один из возможных подходов - подбор когорт наблюдения и контроля, которые при прочих равных условиях отличаются между собой достаточно широким диапазоном доз облучения. Такой принцип использован, например, в наблюдениях за японскими когортами населения, которые пострадали в результате атомных бомбардировок Хиросимы и Нагасаки.
Учет посторонних действий, не связанных с облучением. В реальной жизни человек подвергается действиям многих антропогенных факторов. На фоне химических загрязнений природы большое значение имеют питание, качество питьевой воды и т.п. Несмотря на наличие в популяции достаточно мощных гомеостатических механизмов, на здоровое население действуют биогеохимические особенности района наблюдения (например, микроэлементный состав почвы, избыток или недостаток тех или иных важных био-, макро- и микроэлементов в питании и т.п.). Эти факторы следует учитывать, особенно при сравнении их с контрольными районами.
Дозиметрия. При трактовке данных эпидемиологических наблюдений адекватная дозиметрия приобретает принципиальное значение. К сожалению, в подавляющем большинстве исследований, особенно после крупномасштабных аварий, врачи сталкиваются со значительными неопределенностями. Как правило, не удается получить необходимые данные прямой индивидуальной дозиметрии людей - наиболее информативного показателя для эпидемиологических исследований. Методы реконструкции доз (ретроспективная дозиметрия) используют широко, но точность получаемых оценок определяется моделями расчета и качеством исходных, в том числе инструментальных, данных.
Влияние сопутствующих социально-экономических факторов - наиболее сложный аспект проблемы. До настоящего времени и в будущем влияние этих факторов на здоровье пострадавшего населения не может быть оценено строго количественно. В результате аварии на ЧАЭС социальные потрясения и психоэмоциональные стрессы у людей оказали и продолжают оказывать отрицательное влияние на здоровье населения. Подобного рода психосоциальные нагрузки и порождаемые ими стрессовые состояния нередко служат причиной многих заболеваний человека. Учет этих обстоятельств при оценке общего ущерба здоровью человека в связи с радиационными авариями и попытки вычленить парциальный вклад низкоинтенсивного радиационного фактора в заболеваемость - трудная задача.

При анализе качества эпидемиологических исследований необходимо обращать внимание на их организацию, достаточность изучаемой выборки, протоколы наблюдений, контроль качества измерений, прецизионность аппаратуры и реактивов, на наличие и точность данных об индивидуальных дозах облучения, приемлемость контрольной когорты наблюдения, учет потенциальных источников возможного искажения данных или смещения оценок.
В разных эпидемиологических исследованиях выявления избыточных заболеваний, таких как рак, используют ряд понятий или терминов для выражения их связи с облучением. К сожалению, нередко возникают затруднения, обусловленные тем, что разные авторы используют различные понятия. Наиболее часто применяют термины «относительный риск» (ОР) или «избыточный относительный риск» (ИОР). Оба они выражают риск облученной группы людей относительно необлученной популяции. В этом контексте не следует путать с терминологией, принятой в моделях абсолютного (аддитивного) и относительного (мультипликативного) риска, используемых для прогнозов.
Так, ОР, равный 1, означает, что риск в облученной группе такой же, как и в контрольной (необлученной). Соответственно, в этом случае ИОР равен 0. Если ОР равен 2, это означает, что в облученной группе вероятность рака вдвое больше, чем в необлученной. Следовательно, ОР, равный 2, соответствует ИОР, равному 1.

4.4. ОБЩИЕ ПРЕДСТАВЛЕНИЯ О МАТЕМАТИЧЕСКИХ МОДЕЛЯХ ЗАВИСИМОСТИ ДОЗА-ЭФФЕКТ В ОБЛАСТИ МАЛЫХ ДОЗ

Для расчета канцерогенного риска у людей при малых дозах и мощностях дозы особенно важно знать изменение зависимости доза-эффект в этой области доз. Большой объем данных, накопленных в опытах in vitro, в экспериментах на животных и клинических наблюдениях, гетерогенен и часто статистически недостаточно информативен. Даже при большой численности населения, пережившего атомную бомбардировку в Японии, обследование которого продолжается, маловероятна возможность прямой оценки риска непосредственно по этим эмпирическим данным без использования математических моделей описания зависимости доза-эффект в диапазоне малых доз. В попытках создать наиболее адекватные подходы для анализа этой зависимости применяют несколько математических моделей доза-эффект для экстраполяции эффектов от промежуточных доз к малым - линейная, линейно-квадратичная, квадратичная и пороговая модели.

Ни одна из этих моделей не позволяет получить однозначно исчерпывающее заключение о характере действительной зависимости доза-эффект в обсуждаемом диапазоне доз. Так, линейная модель в диапазоне малых доз дает верхние оценки границы риска; это следует из математического выражения линейной модели:

где у - частота избыточных раков; а - константа; х - доза.

Квадратичная модель:

использована некоторыми авторами для получения набора нижних оценок риска.

Внутри графиков зависимостей линейной и квадратичной моделей находится линейно-квадратичная модель:

которая обеспечивает наилучшую подгонку под эмпирические данные риска радиогенного лейкоза.

Пороговая модель - такое соотношение доза-эффект, в котором та или иная доза не вызывает эффекта. На современном уровне состояния эмпирических данных, полученных в экспериментальных и эпидемиологических исследованиях для математического описания зависимости доза-эффект в диапазоне малых доз, предпочтение отдают линейной и линейно-квадратичной моделям. При анализе этих сведений закономерно возникает вопрос, насколько важна детализация этих зависимостей в диапазоне малых и сверхмалых доз. Эти кажущиеся несущественными детали на самом деле принципиально важны для проблемы регламентации облучения человека, так как признание наличия дозового порога для стохастических последствий облучения в корне меняет систему оценок риска и регламентов действия радиации для людей.

4.5. КОЛИЧЕСТВЕННАЯ ОЦЕНКА РИСКА СТОХАСТИЧЕСКИХ ЭФФЕКТОВ ОБЛУЧЕНИЯ, МОДЕЛИ АБСОЛЮТНОГО И ОТНОСИТЕЛЬНОГО РИСКА

Подходя к проблеме количественной оценки последствий облучения в малых дозах на основе рабочей гипотезы беспорогового действия ионизирующего излучения, целесообразно привести вывод МКРЗ: «Теоретическое рассмотрение, экспериментальные результаты, полученные на животных и других биологических организмах, и даже некоторый ограниченный опыт, накопленный при наблюдении над человеком, позволяют предположить, что индуцирование рака при малых дозах и мощностях дозы должно быть меньше, чем наблюдаемое при больших дозах и мощностях доз». Для количественного отражения этого, что частично достигается использованием математических моделей доза-эффект, МКРЗ предложила для радиационной защиты (регламентации предела доз облучения) использовать коэффициент, учитывающий эффективность дозы и мощность дозы. По оценкам разных ученых, он колеблется в широких пределах - 2-10. МКРЗ решила для радиационной безопасности использовать значение коэффициента, учитывающего эффективность дозы и мощность дозы, равное 2, осознавая, что этот выбор произволен и консервативен. Эта рекомендация изменится, если в будущем станет известна новая, более определенная информация. Некоторые ученые считают, что использование значения коэффициента 2 приводит к завышению реальных рисков облучения в малых дозах в 2-5 раз.

Другая проблема - оценка числа стохастических эффектов, которые еще не появились в изучаемой группе облученных людей. Для некоторых злокачественных заболеваний, в частности лейкозов, эта проблема решена, поскольку частота новых случаев заболевания убывает или близка к ожидаемой в контрольной группе людей. Обусловлено это относительно коротким латентным периодом реализации данного заболевания у человека после облучения: минимальный латентный период - 2-3 года, избыточное число этих заболеваний наиболее велико в интервале 7-10 лет после облучения. Для большинства видов солидных раков, для которых характерен существенно больший минимальный латентный период (~10 лет), а средний латентный период достигает 20-25 лет, избыточная смертность имеет иное распределение во времени, близкое к естественной смертности от рака того же вида.

Для прогнозирования риска канцерогенного эффекта по окончании латентного периода и пожизненного риска этих стохастических эффектов в целом используют две модели прогноза: модель абсолютного (аддитивного) риска и модель относительного (мультипликативного) риска. Модель абсолютного риска основана на положении, что риск избыточных случаев рака не зависит от естественной частоты этого вида злокачественных опухолей. Термин «избыточный» - избыток опухолей, обусловленных облучением или связанных с ним. В модели аддитивного риска проявление избыточного риска в облученной популяции начинается через некоторое время после облучения и существует как постоянная величина в дальнейшем. Абсолютный риск - число избыточных случаев рака на единицу дозы и единицу времени. Радиогенный избыток раков здесь поделен на число облученных людей, среднее число лет наблюдения за ними и среднюю величину дозы их облучения. Таким образом, абсолютный риск выражен в виде годового или пожизненного абсолютного риска. По аддитивной модели абсолютный риск - число избыточных случаев рака на 1 млн человек на 1 Зв (чел-Зв). В этой модели для определения риска возраст наблюдаемого человека не критичен, если завершен латентный период проявления опухолей. В то же время пожизненный абсолютный риск зависит от возраста на момент облучения.

В мультипликативной модели избыточный канцерогенный риск по окончании латентного периода - доля риска спонтанного возрастно-специфического рака в конкретной популяции. Учет этого крайне важен, так как нередко за естественную частоту рака принимают либо данные других регионов, либо не учитывают особенности этнического состава популяции, проживающей в регионе. Для них характерны различия спонтанных уровней. Отсюда оцененная величина избыточного риска может не соответствовать действительной картине.

Модель мультипликативного (относительного) прогноза риска обязательно относит избыточный (радиогенный) риск к спонтанному риску злокачественных опухолей в возрастном аспекте. Например, относительный риск, оцененный по этой модели, величиной 1,5 означает, что следует ожидать рост спонтанной частоты рака на 50%. Очень важно точно трактовать обозначения и смысл величин, публикуемых в различных изданиях по этой проблеме. Относительный (мультипликативный) риск, равный 2, применительно к лейкозу с гигиенической точки зрения может показаться более значимым, чем относительный риск, равный 1,5, по отношению к раку молочной железы. Для конкретного человека противопоставление этих рисков бессмысленно, если у него развилась та или иная злокачественная опухоль.

С популяционной позиции оценки последствий облучения населения следует учитывать факт: спонтанная частота лейкозов - крайне редкое событие, поэтому увеличение ее в 2 раза обусловит сравнительно малое число избыточных случаев этих гемобластозов. Спонтанная заболеваемость раком молочной железы характеризуется существенно более высокими цифрами, так что коэффициент относительного риска 1,5 приведет к прогнозу гораздо большего абсолютного числа избыточных раков этого органа в популяции, нежели лейкоза. Какие модели используют для прогноза канцерогенного риска? После анализа этой проблемы МКРЗ предпочла мультипликативную модель для всех солидных раков. Исключение - лейкозы, оценка риска которых в результате облучения больше подходит под аддитивную модель. Действительно, относительно высокая спонтанная частота лейкозов характерна для детей и пожилых людей. Поэтому если мультипликативная модель прогноза справедлива для всех опухолей, включая лейкозы, то риск радиогенного лейкоза у детей и пожилых людей намного завышен (для лейкоза риск уменьшается с увеличением возраста на момент облучения и не связан напрямую со спонтанной частотой).

В целом использование мультипликативной модели прогноза риска, по мнению некоторых ученых, приводит к более высоким оценкам риска, чем дает аддитивная модель. Это различие в оценках риска достигает коэффициента, равного 5. Значения коэффициентов вероятности стохастических последствий облучения представлены в табл. 4.3.

Таблица 4.3. Коэффициенты вероятности стохастических эффектов облучения, 10^-2 Зв^-1 (МКРЗ, 2002, Публикация 103)
Облученный контингент	Случаи рака	Наследственные эффекты	Всего
Все население	5.5	0.2	5.7
Работающие	4.1	0.1	4.2

Значения приведенных в таблице коэффициентов не являются абсолютно точными, поскольку они получены в результате ряда допущений.

Часто не обращают внимания на важное обстоятельство: число рассчитанных с помощью этих коэффициентов событий (злокачественные опухоли, наследуемые нарушения) - не строго фиксированная цифра, а диапазон чисел от нуля до максимального значения, в рамках которого находится теоретически оцениваемая величина. Вследствие этого крайне важно, что эти коэффициенты скорее отражают порядок величин ожидаемых эффектов. Вырванные из контекста цифры прогнозируемых ожидаемых случаев стохастических последствий облучения необходимо рассматривать в сравнении, одно из которых в отношении, например, радиогенных злокачественных опухолей - сопоставление их избыточности над спонтанным уровнем с естественным фоном этих заболеваний. Пример грубого расчета. Согласно современным данным, ежегодная смертность от злокачественных опухолей - 200 случаев на 100 тыс. населения. Следовательно, в когорте населения численностью 10 тыс. человек этот показатель составит 20 случаев в год. При условной средней продолжительности жизни 69 лет за этот период по формальному расчету в этой популяции следует ожидать около 1400 случаев смерти от спонтанных злокачественных опухолей.

В этом примере (10³ чел-Зв) число избыточных радиогенных раков составит 55 случаев. Таким образом, в результате облучения населения численностью 10 тыс. человек в средней индивидуальной дозе 0,1 Зв ожидаемый выход злокачественных опухолей составит 0,3% по сравнению со спонтанным уровнем.

Два конкретных примера оценок радиологических последствий Чернобыльской аварии. Так, по данным 1991 г., ожидаемая эффективная коллективная доза общего внешнего и внутреннего облучения (в основном за счет радиоактивного цезия) населения 9 областей России, Украины и Белоруссии (15 617 000 человек) составила 192 тыс. чел-Зв. Расчет показывает, что теоретически прогнозируемая смертность от всех злокачественных опухолей за счет радиации Чернобыля могла увеличиться на 0,6% по сравнению со спонтанным уровнем. Согласно данным 1995 г., эффективная коллективная доза 2,4 млн человек, проживающих на территории Украины с уровнем радиоактивного загрязнения цезием-137 выше 37 кБк/м², составила порядка 20 тыс. чел-Зв (с учетом доз, полученных в острый период после катастрофы, в том числе и на щитовидную железу). Используя тот же подход к оценкам пожизненного выхода радиационно-индуцированных опухолей, легко показать, что в этом случае речь идет о десятых долях процентов суммы избыточных опухолей по отношению к их спонтанному уровню.

Выявление этого сравнительно малого числа избыточных раков на фоне высокого уровня спонтанных раков, годовые колебания которого находятся в пределах нескольких процентов, представляет исключительные трудности. Во-первых, в связи со статистическими ограничениями при проведении широкомасштабных эпидемиологических наблюдений за облученными и контрольными когортами населения и, во-вторых, из-за отсутствия тест-систем, с помощью которых можно дифференцировать злокачественные опухоли радиогенной природы и обычные спонтанные опухоли (по типу и гистологическому строению они одинаковы).

Примеры прогноза серьезных генетических эффектов у потомков облученных людей (К = 10^-2 Зв^-1). Если каждый человек в когорте численностью 1 млн облучен дозой 0,1 Зв, такие эффекты могут проявиться среди 1 тыс. потомков облученных у всех последующих поколений. Согласно оценкам, теоретически ожидаемая частота генетических последствий среди жителей 9 областей России, Украины и Белоруссии, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате аварии на ЧАЭС, составит немногим более 100 случаев на 1 млн человек. Если учесть высокий спонтанный уровень клинически значимых наследственных заболеваний человека (50 тыс. врожденных аномалий развития и около 15 тыс. генетически обусловленных болезней на 1 млн живорожденных детей), становятся очевидными практически непреодолимые затруднения в выявлении этих теоретически возможных избыточных случаев наследственных заболеваний. Ряд ученых пришел к выводу, что «генетические последствия облучения участников ликвидации последствий аварии на ЧАЭС и эвакуированного населения тонут в высоком уровне спонтанных генетических нарушений».

МКРЗ оценила номинальные коэффициенты вероятности выхода злокачественных опухолей для отдельных органов и тканей. Вскоре после катастрофы на 4-м энергоблоке ЧАЭС ученым-медикам стало очевидно, что одно из основных радиологических последствий аварии - патологические нарушения щитовидной железы. В связи с высокими уровнями поступления и избирательного поглощения радиоактивного йода в щитовидной железе (особенно у детей) дозовые нагрузки на железу оказались высокими (средние дозы у детей достигали сотен мГр), и часто индивидуальные дозы превышали пороги детерминированных эффектов. С учетом широкого диапазона йодных доз облучения больших когорт населения стало очевидным, что через несколько лет по завершении минимального латентного периода должна проявиться и злокачественная опухоль.

Благодаря своевременно организованному эпидемиологическому скринингу в России, на Украине и в Белоруссии уже спустя 3-4 года стали достоверно выявлять злокачественные опухоли щитовидной железы. Определяющую роль сыграли два фактора: низкий уровень спонтанного рака щитовидной железы (особенно у детей: 1 случай на 1 млн человек в год) и высокая дозовая нагрузка на этот орган. Знание этих особенностей имеет принципиальное значение для планирования эпидемиологических исследований, посвященных выявлению стохастических последствий облучения у людей.

Наконец, о прогнозе облучения плода. В период начала формирования органов и тканей (3 нед после зачатия) облучение вызывает грубые пороки их развития. Эти эффекты являются детерминированными. В соответствии с Публикацией 103 МКРЗ, их порог для человека, оцененный на основании опытов на животных, составляет 0,1 Гр. К категории детерминированных эффектов относят и тяжелую умственную отсталость у детей, облученных в утробе матери между 8 и 15 нед беременности. Эти данные получены при наблюдении всего 13 японских детей, матери которых подверглись облучению при атомной бомбардировке, тем не менее они тщательно изучены. Показано увеличение частоты появления детей с этой патологией, связанное с дозой облучения. При этом избыточная вероятность тяжелой умственной отсталости составила 0,4 на 1 Зв, т.е. при облучении сравнительно большой дозой и ее большой мощности примерно у 40% живорожденных детей в последующем может развиться это нарушение. При дозах порядка 0,2 Зв его не наблюдают (при Чернобыльской аварии такие дозы облучения плода у беременных практически не возникали). Через 3 нед после зачатия и до конца беременности, по-видимому, вследствие облучения могут возникать стохастические эффекты в виде увеличения вероятности фатальных злокачественных опухолей у живорожденных детей. Несмотря на то что данные по этой проблеме неопределенные, МКРЗ для исключения любой недооценки подобного рода эффектов облучения принимает (без рекомендации численных значений) величину S, в несколько раз превышающую этот коэффициент для популяции в целом.

Сводные данные об основных эффектах облучения человека представлены в табл. 4.4.

Таблица 4.4. Основные клинические эффекты действия ионизирующей радиации на человека
Условия (время) облучения	Доза (накопленная) или мощность дозы	Эффект
Острое, пролонгированное дробное, хроническое - все виды	Любая доза, отличная от нуля	Увеличение риска отдаленных стохастических последствий - рака и генетических нарушений; верхний предел этого риска на коллективную дозу (10000 чел-Зв): летальных исходов от рака - 120 случаев, генетических нарушений - 45
Хроническое в течение ряда лет	0,1 Зв в год и более	Снижение неспецифической резистентности организма, которое не выявляют у отдельных людей, но регистрируют при эпидемиологических исследованиях
То же	0,5 Зв в год и более	Специфические проявления лучевого действия, снижение иммунореактивности, катаракта (при дозах более 0,3 Зв в год)
Острое	1 Зв и более	Острая лучевая болезнь разной степени тяжести
То же	4,5 Зв и более	Острая лучевая болезнь со смертельным исходом у 50% облученных
Различные виды	1 Зв и более	Стохастические эффекты, реальное увеличение частоты которых уже выявляют при эпидемиологических исследованиях
Пролонгированное, 1-2 мес на щитовидную железу от йода-131	10 Зв и более	Гипофункция щитовидной железы; увеличение риска развития опухолей (аденом и рака) с вероятностью 10^-2

4.6. ДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ НА БИОТУ

В Публикации 103 МКРЗ признана необходимой выработка процедуры, связанной с действием ионизирующего излучения на организмы, отличные от человека, для обеспечения их безопасности.

Цель публикации - разработка подходов, основы для оценки радиоэкологического риска ионизирующего излучения техногенного характера для фауны и флоры.

В Публикации 108 МКРЗ «Защита окружающей среды: концепция референсных животных и растений» сформулированы принципы радиационной защиты биоты, включая выбор референсных видов организмов, оценки пороговых уровней радиационных эффектов, расчета доз облучения. МКРЗ сформулировала основной принцип поэтапного подхода к анализу радиоэкологической ситуации:

первый этап - проведение предварительного анализа существующей радиоэкологической обстановки;
второй этап - проведение исследований при конкретных уровнях содержания радионуклидов в окружающей среде.

В основе методологии обеспечения радиационной безопасности человека лежит допущение стохастического беспорогового действия ионизирующего излучения.

В качестве порогового (безопасного) уровня радиационного действия на биоту предполагают использовать мощность дозы в диапазоне 0,1-10 мГр/сут. Диапазоны порогового действия на биоту, принятые в разных странах, приведены в табл. 4.5 (Публикация 108 МКРЗ).

Таблица 4.5. Ограничения дозы для защиты фауны и флоры от действия ионизирующего излучения
Источник	Биологические виды	Поглощенная доза, мГр/сут*
ООН, Научный комитет по действию атомной радиации (UNSCEAR)	Наземные растения	10
Департамент энергетики США	Водные животные	10
Агентство окружающей среды Великобритании	Наземные животные	1
	Морские млекопитающие	1
	Наземные растения	10
	Пресноводные и прибрежные живые организмы	10
	Глубоководные океанические организмы	24
Канада	Морские водоросли, макрофиты	2,5
	Наземные растения, беспозвоночные	2,5
	Бентосные беспозвоночные, живущие на дне	1,6
	Мелкие млекопитающие	1
	Рыбы	0,5
	Амфибии	0,2
Россия	Растения, беспозвоночные	1
	Холоднокровные животные	0,3
	Теплокровные животные (продолжительность жизни менее 5 лет)	0,14
Проект ERICA	Наземные, пресноводные и морские биообъекты	0,24

Примечание: * в различных работах приведен либо предел дозы, либо ее значение, при котором не наблюдают негативного действия на состояние окружающей среды (ENEV).

Как видно из приведенных данных, предлагаемые экологические критерии существенно различаются. Это связано не только с различными подходами к обеспечению радиационной безопасности окружающей среды. В работах использованы подходы, основанные на едином понятии пределов доз, но при этом они имеют существенные различия.

Рекомендации полностью соответствуют методике «Экологическая оценка риска», используемой для химических веществ, на основе экотоксикологии. В методике использованы «Значения ненанесения вреда окружающей среде» (ENEV), которые получают с учетом токсикологических эффектов для человека (определенных лабораторным путем), с учетом коэффициента безопасности (обычно 10-1000) при экстраполяции на реальные условия. Разная интерпретация данных литературы обусловливает различия в пределах дозы (или значения ENEV) 0,2-2,5 мГр/сут. Для установления пределов смертельной дозы непревышение величины составляет 1% ЛД₅₀ для морских организмов. Это обусловливает еще более низкие пределы доз - 0,07-1 мГр/сут.

В проекте ERICA для оценки хронического облучения всех типов экосистемы (наземных, пресноводных и морских) предлагают использовать соответствующее скрининговое значение мощности дозы (мощность дозы, не вызывающая последствий), равное 0,24 мГр/сут, которое включают в уровневую оценку риска.

Уровень 1 - скрининг концентрации: эксперт сравнивает концентрации радионуклидов в компонентах окружающей среды на конкретном объекте (в Бк/л или Бк/кг) со скрининговыми значениями концентрации активности, полученными из скрининговых значений мощности дозы, предложенных ERICA.
Уровень 2 - скрининг дозы: эксперт вводит концентрации радионуклидов для конкретного объекта и корректирует взаимосвязь этих концентраций и мощностей доз. Рассчитанные мощности доз сравнивают со скрининговыми значениями мощности доз, предложенными ERICA. Здесь тоже вводят взвешивающие коэффициенты для учета кумулятивных эффектов разных радионуклидов.
Уровень 3 - детальный, конкретный для объекта и вероятностный анализ: никакие заранее установленные скрининговые значения не предлагают. Взамен рекомендованы методы, которые используют для получения подходящих значений мощности дозы для конкретной экосистемы, сообщества, конечного состояния и т.д., включая вероятностный подход.

Департамент энергетики США использует ступенчатый подход к охране окружающей среды, близкий к уровневому подходу проекта ERICA к оценке риска. Он разработал дозовые нормативы, которые предполагают использовать в качестве критериев скрининга, однако по сравнению с нормативами, предложенными проектом ERICA, они часто более высокие для защиты морских организмов и наземной растительности - 10 мГр/сут (~400 мкГр/ч) и наземных видов фауны - 1 мГр/сут (~40 мкГр/ч). Предполагают, что, если критерии не будут превышены, изменения репродуктивной способности не произойдет. Так же как в проекте ERICA, на основании дозовых критериев определяют производные уровни загрязнения радионуклидами почвы, донных отложений, морской и речной воды.

В Российской Федерации нормативы радиационной безопасности окружающей среды практически отсутствуют. Для защиты морской среды рекомендуют использовать радиоэкологические критерии:

для морских млекопитающих - 50 мГр/год;
для рыбы - 100 мГр/год;
для морских беспозвоночных и растений - 500 мГр/год.

Эти дозовые пределы определены исходя из предположения, что дозы облучения морской биоты менее 1% летальной дозы или значимой дозы хронического облучения не приводят к существенному действию на популяции или сообщества, хотя могут обусловить некоторые физиологические эффекты для отдельных организмов.

В качестве примера приведена шкала радиационных эффектов действия ионизирующего излучения на биоту в зависимости от мощности дозы хронического облучения (табл. 4.6).

Таблица 4.6. Шкала эффектов радиационного действия на биоту
Доза, мГр/сут	Радиационные эффекты
<0,01	Естественный радиационный фон
0,01-0,1	Отсутствуют данные о радиационных эффектах при превышении естественного фона
0,1-1	Очень низкая вероятность эффектов (незначительное увеличение цитогенетических эффектов)
1-10	Порог появления слабых эффектов на заболеваемости у чувствительных позвоночных животных (возможность снижения репродуктивной функции)
10-100	Появление сокращения жизни позвоночных животных. Порог появления эффектов действия на рост хвойных деревьев (симптом хронической лучевой болезни)
100-1000	Острая лучевая болезнь у позвоночных животных. Гибель хвойных деревьев. Значительное повреждение яиц и личинок беспозвоночных животных
>1000	Острая лучевая болезнь позвоночных организмов. Гибель хвойных деревьев, повреждение лиственных деревьев. Повышенная смертность яиц и личинок беспозвоночных животных

В заключение этой главы несколько замечаний о состоянии вопроса нормирования ионизирующих излучений относительно объектов окружающей природной среды.

Современная философия радиационной защиты человека базируется на одном из постулатов, который звучит так: «Если от вредного воздействия радиации защищен человек, то в этом случае защищена природная среда».

Это так называемый антропоцентрический подход в радиационной защите. Он основывается на ряде базовых принципов:

человек является одним из наименее радиоустойчивых организмов в биосфере;
радиоустойчивость большинства видов животных выше, чем человека, а многих растений - в 10 и более раз, низших организмов - в тысячи раз;
охрана здоровья человека имеет самый высокий приоритет.

Тем не менее в последние 10-20 лет выдвигается новый постулат (где приоритетом является защита биосферы, включая человека), основанный на так называемом экоцентрическом подходе. Это связано с осознанием того, что выживание и качество жизни человека зависят от сохранения среды его обитания.

Экоцентрический подход формулируется следующим образом: «Человек может быть здоров только в здоровой окружающей среде».

В качестве дополнительных аргументаций в пользу экоцентрического подхода рассматриваются ситуации, когда в окружающей среде человек отсутствует, а биота подвергается воздействию ионизирующих излучений (например, в местах захоронения РАО, в глубинах Мирового океана или геологических формациях), или при радиационных авариях, когда превышение допустимых уровней облучения человека регулируется с помощью защитных мероприятий, но при этом биота подвергается воздействию ионизирующих излучений без ограничений.

Учитывая необозримое разнообразие и множественность биологических форм флоры и фауны, МКРЗ вынуждена была ввести так называемую концепцию референсных животных и растений.

Всего выделено 12 референсных видов биоты, типичных для разных критических экосистем: дождевой червь отражает почву; утка - устье рек; камбала, краб и бурая водоросль - прибрежные морские воды; форель - реки и озера; лягушка - болота; олень, сосна, травянистые растения и пчела - большая часть наземных экосистем умеренного климата; и, наконец, крыса - как обитающая повсеместно в наземных экосистемах.

Предложенный МКРЗ набор референсных видов является дискуссионным. Например, нет наиболее радиочувствительной икры рыб или нет донных отложений, концентрирующих, как известно радиоактивные вещества примерно на 3 числовых порядка от их концентрации в воде, и т.д.

В то же время МКРЗ констатирует, что набор референсных видов не должен быть избыточным, так как оценка радиационного воздействия на каждого из них является сложной задачей, и необоснованное увеличение таких видов приведет к чрезмерному усложнению практики радиационной защиты окружающей среды.

Так, из предложенных допустимых 12-ти референсных видов только четыре (сосна, крыса, злаки, форель) более-менее изучены по эффектам радиации.

Важнейшим принципом радиационной безопасности человека является ориентация на защиту каждого человека и, как следствие, требования исключения детерминированных эффектов и сведения к минимуму стохастических эффектов.

В то же время формой существования растений и животных в природе является популяция, экосистемы и биоценозы, т.е. системы не индивидуальные, а надорганизменного уровня.

Поэтому из всех видов показателей радиационного воздействия на биоту (например, преждевременная гибель, угнетение репродуктивной функции, заболеваемость и частота цитогенетических эффектов), в качестве основного критерия при оценке безопасных уровней облучения биоты, отдано предпочтение в качестве интегрального показателя угнетению репродуктивной функции.

Именно его изменение ведет к неприемлемым трансформациям на популяционном уровне, вплоть до исчезновения подвергшихся облучению видов.

Дискуссии о пределах дозовых нагрузок на различные виды флоры и фауны продолжаются. Были предложены дифференцированные пределы доз хронического облучения для наземных растений и водных животных (4 Гр/год) и для наземных животных (0,4 Гр/год). В конечном итоге в последние 2 года МКРЗ рекомендует обобщенный временный уровень предела доз хронического облучения всех видов фауны и флоры, равный 100 мкГр/ч, или годовую дозу (на 8000 часов) - 800 мГр/год - 0,8 Гр/год. Эта величина по сравнению с пределом доз для человека 1 мЗв/год в 800 раз больше.

Анализ истории обоснования и регламентации допустимых уровней облучения человека, насчитывающий вековой период, свидетельствует о том, что экоцентрический подход, если он возобладает, резко усложнит всю практику радиационной защиты.

Действительно, массив экспериментальных и натурных исследований, посвященных антропоцентрическому подходу, включает многие десятки тысяч опубликованных работ во всем мире.

Даже с учетом концепции референсных видов биоты предстоит решить многие задачи, такие как экологическое значение референсных животных и растений в экосистеме, получение базовых радиобиологических данных, разработка адекватных дозиметрических моделей и многое другое.

Как будут скорректированы предельные дозы облучения различных представителей биоты - проблема многих лет исследований. Важно одно - эти коррективы будут находиться в пределах двух порядков величин выше регламентов облучения людей.

Итак, на фоне океана антропогенных факторов химической, биологической и физической природы, воздействующих на человеческую среду его обитания, ионизирующее излучение изучено наиболее масштабно. В последние 20 лет по стопам радиобиологии и радиотоксикологии проводятся исследования в области химической токсикологии, неионизирующей радиации и, в меньшей степени, в области негативных эффектов антропогенных факторов биологической природы.

4.7. КОНЦЕПЦИЯ ПРИЕМЛЕМОГО РИСКА

Принципиальные задачи всей системы радиационной безопасности и фундаментальные основы радиационной гигиены:

предотвратить появление детерминированных эффектов удержанием доз облучения ниже соответствующих порогов;
использовать все разумные меры для снижения вероятности появления стохастических последствий облучения с учетом социальных и экономических факторов.

Эти важные постулаты радиационной защиты и гигиены особенно очевидны при крупномасштабных радиационных авариях, сопровождающихся высвобождением радиоактивных материалов в окружающую среду, когда в орбиту действия ионизирующего излучения вовлечены как профессиональные работники и члены аварийных бригад^[1], так и население, проживающее в непосредственной близости от аварийного объекта, в зоне наблюдения и за ее пределами.

В научно-практической политике вмешательства при радиационных авариях критерии недопущения уровней облучения людей, которые вызывают детерминированные эффекты, - дозовые пороги таких эффектов. При этом для предотвращения соответствующих доз облучения и, следовательно, детерминированных эффектов в проводимых вмешательствах необязательно учитывают причиняемый экономический и социальный ущерб, так как речь идет о спасении жизни и здоровья людей. Для снижения вероятности стохастических эффектов облучения (путем ограничения эффективных индивидуальных и коллективных доз) руководствуются иными принципами, в которых учет социально-экономических факторов обязателен. В основе практического решения этой проблемы заложена современная философия радиационной безопасности и защиты.

В основе радиологических прогнозов и обоснования регламентов ионизирующего облучения в диапазоне малых доз заложена рабочая гипотеза о беспороговом действии радиации. Согласно пороговой концепции действия на людей многочисленных факторов антропогенной природы критерий их безопасности - недопущение превышения установленного ориентировочно безопасного уровня веществ или предельно допустимой концентрации, вследствие которых стохастические эффекты исключаются. Ситуация в области радиационной защиты принципиально иная.

Если постулируют сугубо научное положение, что любая доза облучения опасна (беспороговое действие), то общество и его социальные институты обязаны установить и принять величину приемлемого риска (рисков) от дополнительного антропогенного радиационного действия на население и отдельных его членов. Иными словами, приемлемый риск - своего рода компенсация потенциально возможным ущербом здоровью за те неоспоримые социальные выгоды и экономическую пользу для всего общества, которые обеспечиваются высокоэффективными, в данном случае атомными, технологиями. При этом решающая цель - уменьшить риск облучения отдельных людей и населения в целом при таких низких уровнях, какие могут быть разумно достигнуты с учетом экономических и социальных факторов. Этот принцип (как и в отношении других факторов нерадиационной природы, но оказывающих беспороговое действие) в России еще редко используют на практике. Поэтому законодательная база, отражающая принципы регламентации вредных факторов и меры вмешательства при аварийных ситуациях, не создана.

Однако концепция приемлемого риска, принятая во всех цивилизованных странах, носит универсальный характер и использована во многих сферах человеческой деятельности. Современное общество без рисков - утопия.

Все виды человеческой деятельности (или отсутствие деятельности) сопровождаются некоторым риском, хотя многие риски можно удерживать на низком уровне. Нередко для сравнительных оценок с целью доказать уровень приемлемости какого-либо неотвратимого риска (или рисков) их сопоставляют с добровольными рисками. Например, риск смерти или травм при пользовании индивидуальным транспортом является добровольным. Его сравнивают с рисками антропогенных факторов: загрязнителями среды обитания химической и биологической природы или ионизирующим излучением, особенно в связи с различного рода авариями на производствах, которые, как и стихийные бедствия, безусловно, относятся к категории неотвратимых рисков. Подобного рода сравнения неправомерны, так как добровольные и неотвратимые риски относятся к разным философским категориям рисков.

В бывшем СССР концепция приемлемого риска фактически была под запретом, впрочем, и само понятие технологического риска исключено из общественной и научно-технической терминологии. К сожалению, представление о приемлемом риске активно не разделялось и многими учеными-медиками. В настоящее время понятие «приемлемый риск» постепенно входит в обиход. Тем не менее эта позиция вызывает много противоречий и контрастных трактовок. Многие люди, в том числе и некоторые медицинские работники, не воспринимают тот факт, что для большей части человеческой деятельности абсолютная безопасность невозможна. Поэтому применительно к излагаемой теме вопрос не в том, каков безопасный уровень облучения, а в том, какой безопасный уровень достаточно безопасен.

Например, по поводу определения и установления пределов дозы облучения, в основу которых положена концепция приемлемого риска, возник ряд неверных представлений. Так, предел дозы широко, но ошибочно считают демаркационной линией между «безопасно» и «опасно». Хорошо известно распространенное мнение, что любое радиационное действие всегда приводит к возникновению злокачественной опухоли. Однако это не так, поскольку количественные данные о радиационных рисках позволяют с научно обоснованных позиций оценить эту вероятность. Концепция приемлемого риска служит исходной посылкой для социально-экономических оценок с целью принятия на их основе решений в интересах общественного здоровья и сохранения (улучшения) качества жизни населения.

Приемлемый уровень риска - соотношение величины предотвращаемого риска (радиационного риска) для здоровья населения и отдельного человека и необходимых для этого затрат общества (государства). Непременное при этом требование - конечные результаты соотношения ожидаемой пользы и наносимого вреда всегда должны быть больше единицы. Если, например, в результате радиационной аварии решают вопрос о переселении большой массы людей с загрязненных территорий на чистые или менее загрязненные, то эта мера целесообразна или необходима, если польза от этой акции, цель которой - предотвращение определенной дозы облучения и уменьшение уровня радиологического риска, перевешивает вред, наносимый здоровью и качеству жизни этих людей в результате переселения. Эта акция может привести не только к нарушению привычного уклада жизни людей, но и к социальным потрясениям, психоэмоциональным стрессам и т.п. Именно из-за того, что властные структуры, некоторые политики и, к сожалению, ряд ученых, некомпетентных в этой области, игнорировали эти факторы (несмотря на предупреждения многих специалистов-медиков, хорошо знакомых с этой проблемой), социально-психологические последствия радиационной катастрофы в Чернобыле в контексте суммарного ущерба населению и обществу в целом оказались в конечном счете преобладающими.

Общий принцип радиационной защиты - никакие меры не следует применять, если риск от дальнейшего облучения окажется меньше риска, который будет следствием осуществления самой меры. Этот принцип в равной мере должен быть положен в основу решений в других областях технологической деятельности, будь то токсикант химической или биологической природы, к которым приложима концепция беспорогового действия. Вместе с тем упрощенный подход к подобному сложнейшему анализу чреват значительными социальными издержками и экономическими потерями, которые могут принести обществу и прежде всего общественному здоровью больше вреда, чем пользы.

Если логика такого подхода очевидна, то конкретный качественный и особенно количественный анализ многочисленных и разнообразных факторов, подлежащих учету, иногда остается, к сожалению, за границами возможностей взвешивания пользы и ущерба. Благие на первый взгляд попытки предотвращения низкого уровня конкретного риска на деле могут нанести ничем не оправданный ущерб экономике страны и, следовательно, всему обществу, так как ресурсы или затраты изымают из единого общественного достояния. При этом, как это часто происходит, в результате усилий, затрачиваемых на максимальное предотвращение этого риска, остается без должного внимания или уменьшается значимость другого риска, объективно определяющего гораздо больший ущерб общественному здоровью и отдельному человеку. Отсюда очевидна необходимость общего подхода к установлению экономически и социально разумной величины оправданного реальной обстановкой конкретного риска. Принятие решений в этих случаях без учета многочисленных обстоятельств нравственно-этического и психологического характера крайне затруднительно, особенно без учета общественного мнения, воспринимающего разные виды рисков по-разному и неоднозначно.

Наглядный пример - особое отношение к опасности ионизирующей радиации в сравнении с не менее, а иногда с более опасными, но привычными некоторыми химическими агентами, обладающими, как известно, более выраженным канцерогенным и генотоксическим свойством, чем ионизирующая радиация. Важно осознавать (в первую очередь гигиенистам), что сосредоточение внимания лишь на одной из многих опасностей, стоящих перед человечеством, может вызвать излишнюю тревогу. С ионизирующим излучением следует обращаться скорее с осторожностью, нежели с боязнью, и риск от его действия оценивать в сравнении с другими рисками. Из этого не следуют какие-либо послабления в оценках и игнорирование радиационной опасности.

Такой подход с гигиенических позиций совершенно недопустим и категорически неприемлем.

Если бы все биологические эффекты облучения имели детерминированную природу, т.е. являлись пороговыми, то обоснование и установление дозовых пределов облучения стало бы сугубо научной задачей. Наличие стохастических (вероятностных) эффектов облучения, исходя из признания их беспороговой природы, значительно усложняет обоснование пределов доз, которые напрямую зависят от значения вероятности риска, так как при этом речь идет о выборе и согласовании величины приемлемого для общества риска. Практическую важность имеет не факт беспороговости биологического действия ионизирующего излучения (или иных антропогенных агентов), а насколько значима и приемлема для общества и его членов частота стохастических последствий облучения.

Эта значимость определяется, с одной стороны, медико-биологическими и гигиеническими соображениями, многими нравственно-этическими требованиями, а с другой - экономическими и социальными аспектами. В ряде экстремальных ситуаций, прежде всего в случаях радиационных аварий, эти требования и соображения вступают в явное противоречие. Всегда следует помнить, что этот выбор основан не столько на научных данных, сколько на компромиссе, балансе различных интересов.

Один из таких подходов, который принят МКРЗ для условий регламентной (безаварийной) работы атомных технологий использования источников ионизирующего излучения: уровни рисков должны быть не выше тех рисков, которые трактуют как неприемлемые в нормальных условиях трудовой деятельности, а для населения в целом - как неприемлемые в нормальных условиях жизни. Что это означает? Применительно к профессиональным работникам, для обоснования пределов доз облучения рекомендовано принять годовую вероятность смерти, связанную с их профессиональной деятельностью, такой же, как и в благополучных отраслях промышленности. Эта вероятность, как известно, равна 10^-3. Иными словами, рассчитанная годовая частота смертельных исходов, обусловленных в основном злокачественными опухолями, которые могут быть индуцированы в результате профессионального облучения, в любом случае не должна превышать частоту смертельных исходов, связанную с профессиональной деятельностью людей в тех отраслях промышленности, в которых уровень безопасности отвечает высоким требованиям. Соответственно, для населения с целью обоснования предела техногенного облучения в результате функционирования технологий, связанных с радиоактивными материалами и другими источниками излучения, принята величина приемлемого риска в виде усредненного за всю жизнь годового риска смерти 5х10^-5 (уровень пренебрежимо малого риска составляет 10^-6).

Эти фундаментальные принципы легли в основу регламентации ионизирующего излучения. Подробная информация о ныне действующих в Российской Федерации регламентах облучения, в том числе об уровнях вмешательства при радиационных авариях, приведена в главе 5.

Контрольные вопросы

Сформулируйте понятие «детерминированный эффект биологического действия ионизирующего излучения».
Сформулируйте понятие «стохастический эффект биологического действия ионизирующего излучения».
Каковы пороги детерминированного эффекта у взрослых людей в семенниках и яичниках?
Каков порог детерминированного эффекта в красном костном мозге?
Каков порог детерминированного эффекта в хрусталике глаза?
Изложите сущность гипотезы беспороговой концепции эффекта биологического действия ионизирующего излучения.
Какие виды радиационно-индуцированного риска наиболее опасны?
Сформулируйте понятие «радиогенный абсолютный риск».
Сформулируйте понятие «радиогенный относительный риск».
Какова пороговая мощность дозы для биоты в разных странах?

Глава 5. ГИГИЕНИЧЕСКАЯ РЕГЛАМЕНТАЦИЯ ОБЛУЧЕНИЯ ЧЕЛОВЕКА

5.1. ПОНЯТИЕ ДОЗОВЫХ ПРЕДЕЛОВ И ПРИНЦИПЫ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ

Основа критериев радиационной безопасности населения и людей, по роду профессиональной деятельности связанных с радионуклидами и источниками ионизирующего излучения, - сведения о биологическом действии радиационных факторов. По мере накопления и уточнения этих сведений на протяжении нескольких десятилетий допустимый уровень облучения постепенно снижали.

В первые годы работы с рентгеновским излучением и естественными радионуклидами, несмотря на понимание опасности ионизирующего излучения, облучение человека не было лимитировано. Впервые необходимость ограничения облучения высказал в 1902 г. английский ученый В. Роллинз, который предложил принять в качестве безопасной дозу, вызывающую почернение применявшейся фотоэмульсии, что соответствовало экспозиционной дозе 10 Р/сут. В дальнейшем рекомендации защиты от излучения, предлагаемые отдельными учеными, утверждали на съездах и научных обществах рентгенологов и радиологов. В конце концов этим стали заниматься национальные комитеты по защите от ионизирующей радиации, созданные к 1921 г. во многих странах мира.

Хорошо изученные ранние лучевые поражения кожи у людей, контактирующих с источниками излучения, послужили основанием для разработки ведущими радиологами мира ограничений профессионального облучения. Американский радиолог Матчеллер в 1925 г. рекомендовал в качестве толерантной (переносимой) дозы в течение месяца считать 0,01 пороговой эритемной дозы, которая для применяемого им излучения составляла 340 Р. Таким образом, предложена толерантная мощность дозы - около 100 мР/сут. Одновременно ряд зарубежных исследователей на основе наблюдений и экспериментов определил толерантную дозу в пределах 100-200 мР/сут.

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

В 1934 г. Международная комиссия по защите от рентгеновского излучения и радия, созданная в 1928 г., рекомендовала национальным правительствам принять в качестве толерантной дозы 200 мР/сут, или 1200 мР/нед. В 1936 г. она пересмотрена этой же комиссией вследствие неточности методики регистрации излучения. В странах Европы экспозиционную дозу измеряли на поверхности облучаемого объекта. Результаты измерения включали и регистрацию излучения, отраженного от облучаемого объекта, в то время как в США аналогичные исследования проводили в свободном воздухе. Вследствие этого толерантная доза снижена до 100 мР/сут, или 600 мР/нед, с указанием необходимости измерения дозы в свободном воздухе, т.е. на достаточном удалении от рассеивающих предметов.

Следующий этап снижения дозы допустимого облучения связан с получением и накоплением научных сведений об отдаленных последствиях действия ионизирующей радиации, в первую очередь о сокращении продолжительности жизни экспериментальных животных при хроническом облучении. Многие радиобиологи тогда высказали мысль о кумулятивном эффекте действия радиации на организм. Понятие «толерантная доза» подвергалось большой критике главным образом в связи с невозможностью предсказания точного значения дозы, переносимой в течение длительного времени. Термин «толерантная доза» заменен более осторожным - «предельно допустимая доза» (ПДД).

В послевоенные годы повсеместно получали распространение высоковольтные рентгеновские установки, начинали использовать искусственные радиоактивные изотопы, обладающие жестким γ-излучением. По сравнению с прежними конструкциями рентгеновских аппаратов эти источники при одной и той же экспозиционной или поверхностной дозе создавали более высокую поглощенную дозу в облучаемых тканях. Эти обстоятельства послужили основанием для МКРЗ снизить в 1948 г. ПДД облучения до 300 мР/нед. Одновременно сформулировано понятие о ПДД - доза, которая не должна вызывать значительного повреждения организма человека в любой момент времени на протяжении его жизни. «Значительное повреждение организма» - «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 радиационной защите впервые введено понятие «критические органы» - «органы, облучение которых этой дозой причиняет наибольший вред живому организму». С точки зрения радиационной безопасности предложено рассматривать в качестве критических органов кожу, кроветворные ткани, гонады и хрусталик глаза.

На первых этапах разработки ПДД облучения, а в дальнейшем и их снижения, обсуждалась опасность облучения и связанные с ней поражения для людей, непосредственно работающих с радионуклидами и источниками ионизирующего излучения. В дальнейшем особое внимание стали уделять радиационной безопасности следующих поколений людей.

Накопленные материалы экспериментальных исследований в области радиационной генетики позволили ученым прийти к заключению об отсутствии порога действия ионизирующего излучения. Одновременно установлено, что доза, удваивающая спонтанные мутации у человека, находится в пределах 0,1-1 Зв. Это означало, что допустимые дозы облучения должны быть на уровне, вызывающем незначительное увеличение скорости возникновения мутаций у людей, которые ведут радиационно-опасные 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, сделан вывод, что принятая допустимая доза превышает генетически опасный предел. Предложено ограничить дозу величиной 2 Зв, т.е. профессиональное облучение не должно превышать 50 мЗв/год, или 1 мЗв/нед. С учетом особой чувствительности эмбриона человека и молодого растущего организма к излучению предложено в законодательном порядке запретить использование на работах с источниками ионизирующего излучения беременных и людей моложе 18 лет; дозу облучения людей в возрасте до 30 лет ограничить 0,6 Зв. Статистические данные свидетельствуют, что при рождении детей возраст родителей чаще всего не превышает 30 лет.

В дальнейшем в связи с развитием ядерной энергетики, расширением областей применения радионуклидов и источников ионизирующего излучения, их поступлением в окружающую среду ряд ученых указал 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 ионизирующего излучения, решили утвердить новый предельно допустимый уровень (ПДУ) облучения - (5 бэр/год), который получил всеобщее признание и отражен в решениях национальных комитетов по радиационной защите.

Наконец, в последние десятилетия продолжено уточнение отдельных положений радиационной безопасности, которые отражены в публикациях МКРЗ. Понятие «предельно допустимая доза» заменено более осторожным - «предел годовой эффективной (или эквивалентной) дозы» - эффективная (или эквивалентная) доза техногенного облучения, которую нельзя превышать в течение года. Предел дозы устанавливают на уровне, который должен быть признан в качестве предельно допустимой дозы в условиях нормальной работы. В публикациях МКРЗ установлены две категории облучаемых людей: персонал и все население. Однако Национальная комиссия по радиационной защите СССР, а потом и России подразделила категорию «персонал» еще на две группы: персонал, работающий с техногенными источниками (группа А), и персонал, находящийся по условиям работы в сфере их действия (группа Б). Такое разделение далеко не всегда адаптировано к реальным условиям работы с источниками ионизирующего излучения, вызывая недоразумения при оценке уровня допустимости к работе во вредных условиях труда. «Все население» - население, включая людей групп А и Б, персонала вне сферы и условий их производственной деятельности. В соответствии с изменениями рекомендаций МКРЗ в СССР в 1969 г. утверждены нормы радиационной безопасности (НРБ-69), пересмотренные в 1976, 1996, 1999 гг. Последние нормы (НРБ-99/2009) предусматривают основные принципы радиационной безопасности:

принцип нормирования - непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения;
принцип обоснования - запрещение всех видов деятельности с использованием источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному фону облучением;
принцип оптимизации - поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых людей при использовании любого источника ионизирующего излучения.

Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009 распространяются на действия 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 обеспечения радиационной безопасности сформулированы для каждого вида облучения. Суммарная доза 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, на космическое излучение на поверхности Земли и облучение, создаваемое содержащимся в организме человека калием-40, на которые практически невозможно влиять.

Автоматически освобождаются от регламентации следующие источники излучений:

генераторы излучений при условиях, что:
- разрешены органами Роспотребнадзора для применения без радиационного контроля;
- при нормальной эксплуатации мощность эквивалентной дозы в любой точке на расстоянии 0,1 м от любой доступной поверхности аппаратуры не превышает 1 мкЗв/ч;
генераторы 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

5.2.1. Нормальные условия эксплуатации источника ионизирующего излучения

Категории облучаемых лиц:

персонал (группы А и Б);
все население, включая персонал вне сферы и условий его производственной деятельности.

Для категорий облучаемых лиц установлено 3 класса нормативов:

основные дозовые пределы, приведенные в табл. 5.1;
допустимые уровни монофакторного (для одного радионуклида или одного вида внешнего излучения) действия, являющиеся производными от основных дозовых пределов: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА) и допустимые удельные активности (ДУА);
для обеспечения условий, при которых радиационное действие будет ниже допустимого с учетом достигнутого в организации уровня радиационной безопасности, администрацией организации дополнительно устанавливаются контрольные уровни (дозы, уровни активности, плотности потоков).

Таблица 5.1. Основные пределы доз
Нормируемые величины*	Пределы доз
	Персонал (группа А)**	Население
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв год	1 мЗв год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год:
в хрусталике глаза***	150 мЗв	15 мЗв
в коже****	500 мЗв	50 мЗв
в кистях и стопах	500 мЗв	50 мЗв

Примечания:

* допустимо 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» приведены только для группы А;

*** относится к дозе, получаемой в массе 300 мг и сечении 1 см². Этот предел пересмотрен МКРЗ и принят равным 20 мЗв для персонала, однако в российские НРБ он еще не включен;

**** относится к среднему значению дозы, получаемой на 1 см² кожи массой 5 мг под таким же покровным слоем. На ладонях толщина покровного слоя 40 мг/см². Этим пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см² кожи этот предел не превышен. Предел дозы облучения кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от β-частиц.

Основные дозовые пределы облучения персонала и населения не включают дозы от природных, медицинских источников ионизирующего излучения и дозу вследствие радиационной аварии. На эти виды облучения установлены специальные ограничения.

Эффективная доза для персонала за период трудовой деятельности продолжительностью 50 лет не должна превышать 1000 мЗв, для населения за период жизни продолжительностью 70 лет - 70 мЗв.

Годовая эффективная доза облучения персонала при нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения не должна превышать предела доз, указанных в табл. 5.1.

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 мес, а поступление радионуклидов в организм не должно превышать за год 1/20 предела годового поступления для персонала.

При установлении беременности женщина обязана информировать администрацию, которая обязана перевести ее на работу, не связанную с источниками ионизирующего излучения, со дня ее информации о 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.

Эффективная доза облучения природными источниками излучения всех работников не должна превышать 5 мЗв в год в производственных условиях (любые профессии и производства). При этом действие космических излучений на экипажи самолетов тоже нормируется как природное облучение в производственных условиях с тем же уровнем эффективной дозы.

5.2.2. Планируемое повышенное облучение

Планируемое облучение персонала группы А выше установленных дозовых пределов (см. табл. 5.1) разрешено только при необходимости спасения жизни людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускают 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 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратно увеличенных значений, приведенных в табл. 5.1, допускают с разрешения территориальных подразделений федеральных органов исполнительной власти, уполномоченных осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор. Облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и превышающее в 4 раза эквивалентные дозы согласно табл. 5.1 - только с разрешения федеральных органов исполнительной власти, уполномоченных осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

Повышенное облучение недопустимо:

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. 5.1;
для людей, имеющих медицинские противопоказания к работе с источниками излучения согласно списку.

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

Работники, 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 необходимо рассматривать как потенциально опасное. Людей, подвергшихся такому облучению, необходимо выводить из зоны облучения и направлять на медицинское обследование. Последующая их работа с источниками излучения возможна только в индивидуальном порядке с учетом их согласия и по решению компетентной медицинской комиссии.

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

5.2.3. Допустимые пределы внутреннего облучения

Внутреннее облучение - действие на организм ионизирующего излучения радионуклидов, находящихся внутри организма. Такой вид облучения возможен при вдыхании, заглатывании радиоактивных изотопов и попадании их в организм через кожу, в том числе через раневые и ожоговые ее повреждения.

Особенность действия радионуклидов на организм по сравнению с любым фармацевтическим препаратом или промышленным ядом - поражающее начало при их попадании внутрь - ионизирующее излучение, а не химическая активность радионуклидов и их соединений. Это обусловлено ничтожно малой массой радионуклида при высокой активности. Например, лечебная активность радиоактивного йода ¹³¹I, вводимого в организм для разрушения злокачественной опухоли щитовидной железы, - 370 МБк, часто и более. При выражении этой величины в массовых единицах - 370 МБк ¹³¹I - соответствует массе 0,081 мкг; средняя суточная потребность в йоде взрослого человека - 150 мкг. Особое место в этом отношении занимают природные долгоживущие радионуклиды: ⁸⁷Rb, ¹¹⁵In, ¹⁴⁴Nd, ¹⁴⁷Sm, ²³⁸U и некоторые другие тяжелые элементы, химическая токсичность которых преобладает. От химических свойств большинства радиоактивных изотопов или их соединений зависят характер распределения их в организме и скорость выведения из него. Следовательно, от химических свойств радионуклидов зависят тропность и сроки действия ионизирующего излучения.

Одно из наиболее тяжелых последствий внутреннего избыточного облучения - высокая смертность от рака легких среди горняков копей по добыче свинцовых руд в Иоахимстали (ныне г. Яхимов в Чехии) и Шнееберге (Германия). Высокая смертность шахтеров от легочного заболевания, получившего еще в XVI в. название «горная болезнь», привлекла внимание врачей. В 1879 г. установлено, что это рак. Смертность от рака легких среди рудокопов этих районов во много раз выше по сравнению с населением в целом. Опухоли другой локализации у рудокопов возникали с той же частотой, что и в контрольной группе. Исследования условий труда в шахтах этих районов установили, 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 избыточного облучения, известный под названием «катастрофы в Hbю-Джерси» (США), связан с производством светящихся циферблатов. Свойство сернистого цинка давать вспышку света при торможении в нем α-частиц использовано для получения светосоставов постоянного действия. В качестве примеси к сернистому цинку добавляли радий (²²⁶Ra) или мезоторий (²²⁸Ra и ²²⁸Ac) 5-300 мг на 1 г сернистого цинка. Краски с этим составом в 20-е годы ХХ в. получили широкое распространение в приборостроении. Работницы этих 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 работы у отдельных работниц развивалась анемия, возникала болезненность лицевых костей черепа с последующим разрушением верхней и нижней челюстей. Часть работниц погибла от инфекционных осложнений. У оставшихся в живых наблюдали кистозное перерождение костной ткани челюстей с развитием злокачественной опухоли. Средний срок образования 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 составило 1,4-180 мкг, а суммарная доза, приводившая к перерождению облучаемых тканей, у всех была не менее 10 Зв.

Эти материалы послужили основой для проведения исследований последствий, связанных с приемом внутрь водных растворов радия больными, страдающими ревматическими болями. Растворы радия в 20-е годы ХХ в. использовали для лечебных целей, так как опасность его приема внутрь была неизвестна. Среди больных, принимавших растворы радия, выявлены практически здоровые люди, хотя иногда содержание радия в организме достигало 3,7-7,4 кБк. Такому отложению радия в скелете соответствовала мощность дозы 50-100 мкЗв/сут при 25-летнем облучении.

На основании материалов этих исследований Национальное бюро стандартов США впервые разработало рекомендации о недопустимости накопления в организме в течение всей жизни человека более 1 мкг радия, считая, что вероятность возникновения злокачественного новообразования при превышении этой величины значительно увеличивается. Одновременно предложено принять в качестве допустимого содержания радия в организме (с учетом произвольного коэффициента запаса 10) 0,1 мкг.

При оценке допустимого содержания в организме других радионуклидов предложено исходить из допустимого уровня радия. В последующем допустимое содержание радия стали использовать для расчета 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 радионуклида в организм зависит от степени опасности радиоактивного элемента при попадании внутрь и определяется его радиотоксичностью.

Радиотоксичность - свойство радиоактивного изотопа вызывать большие или малые патологические изменения при попадании его в организм. Радиотоксичность изотопа зависит от ряда показателей, главные из которых:

вид радиоактивного превращения;
средняя энергия одного акта распада;
схема радиоактивного распада;
пути поступления радионуклида в организм;
распределение радионуклида в организме;
время пребывания радионуклида в организме;
продолжительность времени поступления радионуклида в организм человека.
1. Радиотоксичность 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 в 20 раз больше по сравнению с поглощенной дозой при β-распаде. Следовательно, лучевое поражение ткани или органа, облучаемого α-частицами, более выражено, т.е. α-излучатель по сравнению с β-излучателем более радиотоксичен.
2. Средняя энергия одного акта распада влияет на величину создаваемой дозы. Например, поглощенная доза от ¹⁴С с энергией одного акта распада 0,053 МэВ намного меньше дозы, создаваемой при одном акте распада ³²Р, средняя энергия β-излучения которого - 0,68 МэВ.
3. Если изотоп при радиоактивном превращении дает начало новому радиоактивному веществу (например, Rn>RаА>RаВ>…), суммарная поглощенная доза значительно превышает величину поглощенной дозы, соответствующей одному, первому акту распада цепочки. Это повышает радиотоксичность элемента.
4. Существуют три пути поступления радионуклидов в организм: при вдыхании воздуха, загрязненного 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 время работы, принимают равным 2,5х10⁶ л/год; объем воздуха, вдыхаемого взрослым человеком, - 7,3х10⁶ л/год). Потребляемый объем воды, входящей в состав пищевых продуктов или поступающей в виде жидкости, - 800 л/год. Во-вторых, более высокими коэффициентами усвоения, характеризующими долю отложившихся в организме радионуклидов относительно общей поступившей внутрь активности.

Пылевые частицы, на которых сорбированы радиоактивные изотопы, при вдыхании воздуха через верхние дыхательные пути частично оседают на слизистой рта и носоглотки. Отсюда пыль поступает в пищеварительный тракт. Остальные частицы проникают в легкие.
При всасывании радионуклидов в желудочно-кишечном тракте 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 меняется в широких пределах: от сотых долей процента (для циркония, ниобия, редкоземельных элементов, актинидов) до нескольких процентов (висмут - 1%, барий - 5%, полоний - 6%) и даже десятков процентов (щелочноземельные элементы, галогены).
Резорбция через неповрежденную кожу в 200-300 раз меньше, чем через желудочно-кишечный тракт, и не играет существенной роли. Исключение - изотоп водорода тритий, легко проникающий в кровь через кожу даже в обычных условиях.
При попадании радионуклида в организм любым путем его уже через несколько минут обнаруживают в крови. Если поступление радионуклида однократное, то концентрация его в крови сначала максимально растет, затем снижается в течение 15-20 сут. Концентрация в крови долгоживущих изотопов в дальнейшем удерживается практически на одном уровне в течение длительного времени вследствие обратного вымывания отложившихся веществ. При этом концентрация радионуклида в крови, за редким исключением, меньше удельной активности отдельных тканей.

По характеру распределения (тропности) в организме человека радионуклиды условно делят на пять групп:
- остеотропные изотопы накапливаются преимущественно в скелете - кальций, стронций, барий, радий, иттрий, цирконий и цитраты плутония;
- в печени концентрируются 60%, остальные 25% - в скелете: церий, лантан, прометий, нитрат плутония;
- равномерно распределяются по органам и тканям - тритий, углерод, инертные газы и цезий;
- равномерно распределяются с тенденцией к накоплению в мышцах - калий, рубидий, цезий;
- равномерно распределяются 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 100-2000 раз.

Время пребывания радионуклида в организме зависит, во-первых, от периода полураспада изотопа (Т_ф, иногда его обозначают как Т_1/2) и, во-вторых, от биологической скорости его выведения из организма, которая характеризуется периодом биологического полувыведения (Т_б), т.е. временем, в течение которого из организма выводится половина введенного радионуклида. Для количественной характеристики скорости исчезновения радиоактивного вещества из организма (зависит от скорости распада и выведения) используют производный показатель эффективный период полувыведения (Т_эфф) - время, в течение которого активность радионуклида в организме уменьшается вдвое. Эффективный период полувыведения рассчитывают следующим образом:

Эффективный период полувыведения радиоактивных изотопов характеризуется широким разнообразием: от нескольких часов (например, для ²⁴Na, ⁶⁴Cu) и суток (для ¹³¹I, ³²Р, ³⁵S) до десятков и сотен лет (для ²²⁶Ra, ⁹⁰Sr, ²³⁹Pu). Чем больше эффективный период у изотопа, тем выше его радиотоксичность, так как суммарная доза внутреннего облучения при прочих равных условиях возрастает с увеличением Т_эфф.

Продолжительность поступления радионуклида в организм имеет существенное значение при оценке радиотоксичности в связи с тем, что часто коэффициент усвоения изотопа очень мал. Поэтому даже несчастный случай однократного заглатывания радионуклида или попадания через рану заканчивается благополучно. При хроническом поступлении изотопа в организм возможно накопление опасного или даже смертельного количества излучателя, как это было в описанном примере использования красок с радиоактивным светосоставом.

Сложное сочетание этих факторов, определяемое физическими и химическими свойствами радионуклида, приводит к большому разнообразию величин, характеризующих допустимое содержание радиоактивного вещества в организме, т.е. пределов годового поступления радионуклидов с воздухом и водой.

Предел годового поступления (ПГП) - поступление 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 нескольких радионуклидов берут сумму произведений поступлений каждого элемента за год на его дозовый коэффициент, т.е. на величину ожидаемой эффективной дозы облучения человека при поступлении 1 Бк радионуклида через органы дыхания или пищеварения. Тогда годовая эффективная доза общего облучения равна сумме эффективной дозы внешнего облучения, накопленной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за тот же период.

Интервал времени для определения величины ожидаемой эффективной дозы определен как 50 лет для персонала и 70 лет для 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.

При оценке внутреннего облучения рассматривают три обстоятельства:

облучение всего организма или органа, в котором концентрируется наибольшая часть попадающего внутрь радионуклида;
облучение желудочно-кишечного тракта, по которому проходит основная часть попавшего в организм радионуклида при его заглатывании с пищей или водой;
облучение легких, из которых осевшие при вдыхании нерастворимые соединения удаляются крайне медленно.

Для каждой категории облучаемых людей значение допустимого уровня радиационного действия облучения определено так, чтобы при таком уровне действия только одного этого фактора облучения в течение года значение дозы равнялось соответствующему годовому пределу (усредненному за 5 лет), указанному в табл. 5.1.

Значения допустимых уровней при всех путях поступления радионуклида определены для стандартных условий, которые характеризуются параметрами:

объемом вдыхаемого воздуха V, с которым радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;
временем облучения t в течение календарного года;
массой питьевой воды M, с которой радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;
геометрией внешнего облучения потоками ионизирующего излучения.

Значения стандартных параметров для персонала: V_перс = 2,4х10³ м³ в год; t_перс = 1700 ч в год; М_перс = 0.

Значения стандартных параметров для населения: t_нac = 8800 ч в год; М_нас = 730 кг в год для взрослых. Годовой объем вдыхаемого воздуха установлен в зависимости от возраста (табл. 5.2).

Таблица 5.2. Годовой объем вдыхаемого воздуха для разных возрастных групп населения
Возраст, лет	До 1	1-2	2-7	7-12	12-17	Взрослые (старше 17 лет)
V, тыс. м³ в год	1,0	1,9	3,2	5,2	7,3	8,1

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

где Ф - дозовый коэффициент - величина ожидаемой эффективной дозы облучения человека при поступлении 1 Бк радионуклида через органы дыхания или пищеварения, Зв/Бк. Этот коэффициент зависит от радиотоксичности.

Некоторые дозовые коэффициенты, ПГП и ДОА в воздухе (для персонала) приведены в табл. 5.3.

Таблица 5.3. Дозовые коэффициенты, пределы годового поступления с воздухом и допустимая объемная активность в воздухе некоторых радионуклидов (для персонала)
Радионуклид, период полураспада	Класс соединения при ингаляции	Дозовый коэффициент, Зв/Бк	ПГП, Бк/г	ДОА, Бк/м³
²²Na, 2,6 г	Б	1,3х10^-9	1,5х10⁷	6,2х10³
²⁴Na, 15 ч	Б	3,0х10¹⁰	6,7х10⁷	2,7х10⁴
³²P, 14,3 сут	Б П	8,0х10¹⁰ 3,2х10^-9	2,5х10⁷ 6,3х10⁶	1,0х10⁴ 2,5х10³
⁶⁰Со, 5,27 г	П М	9,6х10^-9 2,9х10^-8	2,1х10⁶ 6,9х10⁵	830 280
⁹⁰Sr, 29,1 г	Б М	2,4х10^-8 1,5х10^-7	8,3х10⁵ 1,3х10⁵	330 53
¹²⁵I, 60,1 сут	Б	5,3х10^-9	3,8х10⁶	1,5х10³
¹³¹I, 8,04 сут	Б	7,6х10^-9	2,6х10⁶	1,1х10³
¹³⁷Cs, 30 лет	Б	4,8х10^-9	4,2х10⁶	1,7х10³
²²⁶Ra, 1600 лет	П	3,2х10^-6	1,3х10³	50
²³²Th, 1,4х10¹⁰ лет	П М	4,2х10^-5 2,3х10^-5	4,8х10² 8,7х10²	1,9х10^-1 3,5х10^-1
²³⁸U, 4,47х10⁹ лет	Б П	4,9х10^-7 2,6х10^-6	6,0х10³ 6,0х10³	2,4 2,4

Примечание. При поступлении радионуклидов через органы дыхания их химические соединения разделены на три ингаляционных класса в зависимости от длительности биологического периода полувыведения Т_эфф из легких и скорости поступления из легких в сосудистое русло:

М (медленный) - соединения с Т_эфф более 100 сут при скорости поступления из легких в кровь 0,0001%/сут;
П (промежуточный) - Т_эфф 10-100 сут при скорости 0,005%/сут;
Б (быстрый) - Т_эфф менее 10 сут при скорости 100%/сут.

Инертные газы в таблицу не включены, поскольку их считают источниками только внешнего излучения.

Приведенные дозовые коэффициенты, 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 в Публикации 89 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-99/2009).

Для персонала ПГП и ДОА дочерних продуктов распада ²²²Rn (радона) и ²²⁰Rn (торона), а именно ²¹⁸Po (RaA), ²¹⁴Pb (RaB), ²¹⁴Bi (RaC) и ²¹²Pb (ThB), ²¹²Bi (ThC) соответственно следующие:

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

При одновременном действии источников внешнего и внутреннего облучения необходимо выполнять условие: отношение дозы внешнего облучения к пределу дозы и отношения годовых поступлений нуклидов к их пределам в сумме не должны превышать 1.

5.2.4. Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхностей

В решении проблемы защиты персонала от действия ионизирующего излучения важное место занимает загрязнение радионуклидами рабочей поверхности. Это связано с тем, что радионуклиды, сорбированные разными материалами покрытий, - источники радиоактивных аэрозолей и газов, потоков α-, β- и γ-излучений. При загрязнении радионуклидами рабочей поверхности возможно внутреннее (через органы дыхания) и внешнее облучение, причем с увеличением степени загрязнения возрастает и радиационная опасность. Особо опасно загрязнение кожи, когда вероятность поступления радиоактивных веществ с загрязненных рук в желудочно-кишечный тракт достаточно велика. С учетом большей опасности при попадании α-излучателей внутрь установлены допустимые уровни (табл. 5.4).

Таблица 5.4. Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхностей рабочих помещений и находящегося в них оборудования, кожи, спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты персонала, част/(см² мин)
Объект загрязнения	α-Активные нуклиды*		β-Активные нуклиды*
Объект загрязнения	отдельные*	прочие	β-Активные нуклиды*
Неповрежденная кожа, спецбелье, полотенца, внутренняя поверхность лицевых частей средств индивидуальной защиты	2	2	200***
Основная спецодежда, внутренняя поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, наружная поверхность спецобуви	5	20	2000
Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования	5	20	2000
Поверхности помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования	50	200	10000
Наружная поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, снимаемых в саншлюзах	50	200	10000

Примечания:

* для кожных покровов, спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты нормируют общее (снимаемое и неснимаемое) радиоактивное загрязнение; в остальных случаях нормируют только снимаемое загрязнение;

** к отдельным относятся α-активные нуклиды, среднегодовая допустимая объемная активность которых в воздухе рабочих помещений ДОА <0,3 Бк/м³;

*** для ⁹⁰Sr + ⁹⁰Y - 40 част/(см²-мин).

К сожалению, в табл. 5.4 (и, соответственно, в табл. 8.9 НРБ-99/2009) не регламентированы радиоактивные загрязнения кожи и рабочих поверхностей радионуклидами, которые распадаются путем захвата орбитального электрона или изомерного перехода, т.е. с испусканием только γ-излучения без эмиссии β-частиц (так называемые чистые γ-излучатели). Такие радионуклиды (⁵⁷Co, ⁶⁷Ga, ⁷⁵Se, ^99mTc, ¹¹¹In, ^113mIn, ¹²³I, ¹²⁵I, ¹⁶⁹Yb, ²⁰¹Tl) в качестве радиоактивной метки входят в состав радиофармпрепаратов (РФП), широко используемых в радионуклидной диагностике заболеваний. Радиометрия, т.е. регистрация числа частиц с единицы площади поверхности за единицу времени здесь невозможна в принципе, поэтому уровень загрязнения такими радионуклидами следует контролировать измерением мощности поглощенной дозы γ-излучения в воздухе на расстоянии 10 см от загрязненной поверхности. При этом для кожи и поверхностей, входящих с ней в контакт, установлен контрольный уровень снимаемого загрязнения в единицах поглощенной дозы фотонов в воздухе, равный 4 мкГр/ч, для остальных рабочих поверхностей - 12 мкГр/ч, что соответствует уровням облучения от радионуклидов тех типов, которые обозначены в табл. 8.9 и 8.5 НРБ-99/2009 соответственно.

Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств для перевозки радиоактивных веществ и материалов приведены в табл. 5.5.

Таблица 5.5. Допустимые уровни снимаемого радиоактивного загрязнения поверхности транспортных средств для перевозки радиоактивных веществ и материалов, част/(см²-мин)
Объект загрязнения	Вид загрязнения
	Снимаемое (нефиксированное)		Неснимаемое (фиксированное)
	α-активные радионуклиды	β-активные радионуклиды	α-активные радионуклиды	β-активные радионуклиды
Наружная поверхность транспортного средства и охранной тары контейнера	1,0	10	Не регламентируют	200*
Внутренняя поверхность охранной тары и наружная поверхность транспортного контейнера	1,0	100	Не регламентируют	2000

Примечание: * для ⁹⁰Sr - 90Y - 40 част/(см²-мин).

5.3. ТРЕБОВАНИЯ К ЗАЩИТЕ ОТ ПРИРОДНОГО ОБЛУЧЕНИЯ В ПРОИЗВОДСТВЕННЫХ УСЛОВИЯХ

При проектировании производственных зданий и сооружений необходимо предусмотреть, чтобы после окончания строительства, капитального ремонта или реконструкции среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность (ЭРОА) дочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений - ЭРОА_Rn + (4,6хЭРОА_Тn) - не превышала 150 Бк/м³, а мощность эквивалентной дозы γ-излучения не превышала 0,6 мкЗв/ч.

В эксплуатируемых помещениях ЭРОА не должна превышать 300 Бк/м³, а мощность эквивалентной дозы (МЭД) - 0,6 мкЗв/ч. При невозможности снижения этих величин решают вопрос о перепрофилировании здания.

При строительстве производственных зданий и сооружений для обеспечения радиационной безопасности выбирают территорию, где МЭД не превышает 0,6 мкЗв/ч, плотность потока радона (ППР) с поверхности грунта в пределах контура застройки - менее 250 мБк/м² с. При проектировании зданий на участке с МЭД >0,6 мкЗв/ч и ППР >250 мБк/м² с предусматривают защиту от радона.

При возведении зданий необходимо использовать строительные материалы и изделия с удельной активностью Аэффне более 740 Бк/кг.

Обращение в производственных условиях с сырьем, материалами и изделиями с А_эфф<740 Бк/кг и с производственными отходами с Аэфф<1500 Бк/кг допустимо без ограничения радиации.

Удельная эффективная активность (А_эфф) естественных радионуклидов в строительных материалах, добываемых на их месторождениях (щебень, гравий, песок, бутовый и пилонный камень, цементное и кирпичное сырье) или являющихся побочным продуктом промышленности, и 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 A_Ra и A_Th - удельные активности ²²⁶Ra и ²³²Th, находящихся в равновесии с остальными членами уранового и ториевого ряда; АК - удельная активность 40К (Бк/кг);

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

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

при 1,5 кБк/кг< А_эфф<4,0 кБк/кг (IV класс) вопрос об использовании материалов решают в каждом случае отдельно по согласованию с федеральными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор;
при А_эфф>4,0 кБк/кг материалы нельзя использовать в строительстве.

Аэффприродных радионуклидов в облицовочных изделиях и материалах, используемых для внутренней облицовки зданий и сооружений, в санитарно-технических изделиях, посуде, емкостях для цветов и растений, изделиях художественных промыслов и предметах интерьера из керамики, керамогранита, природного и искусственного камня, глины, фаянса и фарфора не должна превышать 740 Бк/кг.

Содержание природных радионуклидов в строительных материалах и изделиях, минеральных удобрениях и агрохимикатах, в облицовочных изделиях, посуде, емкостях для цветов контролирует производитель. Применение этой продукции допустимо при наличии санитарно-эпидемиологического заключения органов, осуществляющих федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

В сопроводительных документах необходимо указывать численное значение удельной активности природных радионуклидов на каждый вид такой продукции.

Использование в коммунальных условиях и быту материалов и изделий, для которых в НРБ-99/2009 не установлены нормативы содержания природных радионуклидов, допустимо, если при использовании их по назначению эффективная доза облучения населения не превысит 0,1 мЗв/год.

При перевозке строительных материалов и изделий, минерального сырья и материалов, изделий на их основе, производственных отходов, содержащих природные радионуклиды, мощность дозы на поверхности транспортного средства не должна превышать 1 мкЗв/ч, а на поверхности упаковки продукции - 2,5 мкЗв/ч.

Организации, работающие с использованием техногенных источников излучения, - организации, добывающие и перерабатывающие руды для извлечения из них природных радионуклидов, организации, использующие эти радионуклиды. На них распространяются требования обеспечения радиационной безопасности, изложенные в разделе III ОСПОРБ-99/2010.

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

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

Допустимое содержание ⁴⁰К в минеральных удобрениях и агрохимикатах не установлено. При обращении с материалами, содержащими ⁴⁰К, необходимо соблюдать требования ограничения облучения населения за счет природных источников излучения.

Радиационный контроль - составная часть производственного контроля в организациях, работающих в подземных условиях (не урановые рудники, шахты, подземные производства), добывающих и перерабатывающих минеральное и органическое сырье и подземные воды с А_эфф более 740 Бк/кг или продукцию на их основе, в результате деятельности которых образуются производственные отходы с А_эфф более 1500 Бк/кг.

Радиационному контролю подлежат:

годовые эффективные дозы облучения;
эффективная удельная активность в используемом сырье, материалах и изделиях;
эффективная удельная активность в готовой продукции, при производстве которой применяют сырье и материалы с А_эфф более 740 Бк/кг; эффективная удельная активность производственных отходов.

При превышении дозы облучения 5 мЗв/год необходимо принимать меры для снижения доз облучения работников ниже этого уровня или рассматривать вопрос о прекращении (приостановке) работ. При невозможности обеспечения на отдельных рабочих местах облучения работников в дозе менее 5 мЗв/год, допускают отнести этих работников к персоналу группы А. О принятом решении администрация организации информирует органы, осуществляющие государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

Для оценки доз облучения устанавливают расчетные значения радиационных факторов с учетом конкретных условий работы на рабочих местах, на которых условия труда отличаются от:

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;
мощности эффективной дозы γ-излучения на рабочем месте 2,5 мкЗв/ч;
ЭРОА_Rn в воздухе зоны дыхания 310 Бк/м³;
удельной активности 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;
удельной активности в производственной пыли ²³²Th, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда, - 27/f кБк/кг.

Производственные отходы с эффективной удельной активностью природных радионуклидов до 1500 Бк/кг направляют для захоронения в места захоронения промышленных отходов без ограничений по радиационному фактору.

При 1,5< А_эфф<10 кБк/кг производственные отходы направляют на специально выделенные участки в местах захоронения промышленных отходов. При этом доза облучения критической группы населения за счет захоронения не должна превышать 0,1 мЗв/год. Порядок, условия и способы захоронения таких отходов устанавливаются органами местного самоуправления.

5.4. ТРЕБОВАНИЯ К ОГРАНИЧЕНИЮ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ

5.4.1. Общие требования

Радиационная безопасность населения достигается ограничением облучения от всех основных источников. Возможности регулирования разных видов облучения существенно различаются, поэтому регламентация их раздельна с применением разных методологических подходов и технических способов.

Ко всем источникам облучения населения следует принимать меры снижения дозы облучения у отдельных лиц и ее уменьшения у лиц, подвергающихся облучению, в соответствии с принципом оптимизации.

Годовая доза облучения населения не должна превышать основные пределы доз (см. табл. 5.1). Эти пределы доз относятся к средней дозе критической группы населения - сумма доз внешнего облучения за текущий год и ожидаемой дозы до возраста 70 лет вследствие поступления радионуклидов в организм за текущий год.

Для ограничения облучения населения отдельными техногенными источниками излучения федеральным органом Санэпиднадзора установлены квоты (доли) предела годовой дозы, но так, чтобы сумма квот не превышала пределов доз (см. табл. 5.1).

Ограничение облучения населения техногенными источниками излучения обеспечивается сохранностью источников излучения, контролем технологических процессов и ограничением выброса (сброса) радионуклидов в окружающую среду и другими мероприятиями на стадии проектирования, эксплуатации и прекращения использования источников излучения.

Допустимые значения содержания радионуклидов в продуктах питания, питьевой воде и воздухе, соответствующие пределу дозы техногенного облучения населения 1 мЗв/год и квотам этого предела, рассчитывают на основании дозовых коэффициентов при поступлении радионуклидов через органы пищеварения с учетом их поступления 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. 5.6.

Таблица 5.6. Дозовые коэффициенты, пределы годового поступления с воздухом и пищей, допустимая объемная активность в воздухе и воде некоторых нуклидов для населения
Радионуклид, период полураспада	Класс при ингаляции	Поступление с вдыхаемым воздухом			Поступление с водой и пищей
Радионуклид, период полураспада	Класс при ингаляции	Дозовый коэффициент, Зв/Бк	ПГП, Бк/год	ДОА, Бк/м³	Дозовый коэффициент, Зв/Бк	ПГП, Бк/г	ДУА, Бк/кг
²²Na, 2,6 года	Б	1,3х10^-9	7,7х10⁵	120	3,2х10^-9	3,1х10⁵	390
²⁴Na, 15 ч	Б	3,0х10^-10	3,3х10⁶	460	4,3х10^-10	2,3х10⁶	2,9х10³
³²P, 14,3 сут	Б	8,0х10^-10	1,3х10⁶	170	2,4х10^-9	4,2х10⁶	5,2х10³
³²P, 14,3 сут	П	3,2х10^-9	3,1х10⁵	43	2,4х10^-9	4,2х10⁶	5,2х10³
⁶⁰Со, 5,27 года	П	9,6х10^-9	1,0х10⁵	14	3,4х10^-9	2,9х10⁵	370
⁶⁰Со, 5,27 года	М	2,9х10^-8	3,4х10⁴	4,7	3,4х10^-9	2,9х10⁵	370
⁹⁰Sr, 29,1 года	Б	2,4х10^-8	4,2х10⁴	5,7	2,8х10^-8	3,6х10⁴	45
¹³⁷Сs, 30 лет	Б	4,8х10^-9	2,1х10⁵	29	1,3х10^-8	7,7х10⁴	96
²²⁶Rа, 1600 лет	П	1,6х10^-5	63	8,6х10^-3	2,8х10^-7	3,6х10³	4,5
²³²Th, 1,4х1010 лет	П	4,2х10^-5	24	3,3х10^-3	2,3х10^-7	4,3х10³	5,4
²³²Th, 1,4х1010 лет	М	2,3х10^-5	43	6,0х10^-3	2,3х10^-7	4,3х10³	5,4
²³⁸U, 4,47х10⁹ лет	Б	4,9х10^-7	2,0х10³	2,8х10^-1	4,4х10^-8	600	7,3х10^-1
²³⁸U, 4,47х10⁹ лет	П	2,6х10^-6	380	5,3х10^-2	4,4х10^-8	600	7,3х10^-1

Органы исполнительной власти субъектов Российской Федерации планируют и осуществляют мероприятия для оценки и снижения уровней облучения населения за счет природных источников излучения. Сведения об этих уровнях учитывают в рамках Единой системы контроля и учета индивидуальных доз облучения граждан (ЕСКИД) и заносят в радиационно-гигиенический паспорт территорий.

Степень радиационной безопасности населения характеризуется эффективной дозой облучения, ЭРОА и МЭД в жилых и общественных зданиях, качеством питьевой воды, содержанием природных радионуклидов в строительных материалах, изделиях, минеральных удобрениях и агрохимикатах, плотностью потока радона с поверхности грунта.

Уровни доз облучения:

приемлемый уровень облучения населения - менее 5 мЗв/год;
повышенный уровень облучения населения - 5-10 мЗв/год;
высокий уровень облучения населения - более 10 мЗв/год.

Мероприятия для снижения уровней облучения необходимо выполнять в первоочередном порядке для населения, подвергшегося облучению в дозе более 10 мЗв/год.

5.4.2. Эквивалентная равновесная объемная активность радона и мощность эквивалентной дозы в жилых и общественных зданиях

В помещениях зданий жилищного и общественного назначения, сдающихся в эксплуатацию после окончания строительства, капитального ремонта и реконструкции, среднегодовая ЭРОА дочерних продуктов распада радона в воздухе не должна превышать 100 Бк/м³, МЭД не должна превышать на 0,2 мкЗв/ч мощности дозы γ-излучения на открытой местности.

В эксплуатируемых зданиях ЭРОА_Rn+ЭРОА_Rn не должна превышать 200 Бк/м³, при более высоких значениях объемной активности проводят защитные мероприятия. Их проводят, если МЭД в помещениях более чем на 0,2 мкЗв/ч превышает значения МЭД на открытой местности. При невозможности снизить значение одного или обоих показателей до нормативного уровня без нарушения целостности здания рассматривают вопрос о переселении жильцов и перепрофилировании здания или части помещений или сносе здания.

Для проверки соответствия зданий жилищного и общественного назначения приведенным требованиям на всех стадиях строительства, реконструкции, капитального ремонта и эксплуатации зданий жилищного и общественного назначения проводят радиационный контроль. При обнаружении превышения нормативных значений анализируют связанные с этим причины и выполняют необходимые защитные мероприятия для снижения мощности дозы γ-излучения и (или) содержания радона в воздухе помещений.

При выборе территорий под строительство жилых домов и зданий социально-бытового назначения предпочтительны участки с γ-фоном, не превышающим 0,3 мкГр/ч и плотностью потока радона с поверхности грунта не более 80 мБк/(м² с).

При выделении под строительство здания участка с плотностью потока радона более 80 мБк/(м² с) в проекте здания необходимо предусмотреть защиту от радона (монолитная бетонная подушка, улучшенная изоляция перекрытия подвального помещения и др.). Необходимость радонозащитных мероприятий при плотности потока радона с поверхности грунта менее 8 мБк/(м² с) определяют в каждом случае по согласованию с органом государственной санитарно-эпидемиологической службы.

5.4.3. Требования к содержанию радионуклидов в воде

Качество питьевой воды по показателям радиационной безопасности должно соответствовать требованиям. При присутствии в воде одновременно нескольких природных и техногенных радионуклидов выполняют условие:

где A_i- удельная активность i-го радионуклида в воде, Бк/кг; УB_i - уровни вмешательства для i-го радионуклида, принимаемые по Приложению 2а к НРБ-99/2009, Бк/кг; N - общее число определяемых радионуклидов в воде. Мероприятия для снижения радиоактивности питьевой воды не обязательны.

Если условие формулы 5.8 не выполняется, но выполняется условие:

то должны осуществляться мероприятия для снижения содержания радионуклидов в воде с учетом принципа оптимизации.

При этом для удельной активности техногенных радионуклидов в питьевой воде необходимо выполнять условие:

где A_k- удельная активность k-го техногенного радионуклида в воде, Бк/кг; УВ_k - уровни вмешательства для k-го техногенного радионуклида, принимаемые по Приложению 2а к НРБ-99/2009, Бк/кг; M - общее число определяемых техногенных радионуклидов в воде.

Предварительную оценку допустимости использования воды для питья по показателям радиационной безопасности дают по удельной суммарной α (А_α)- и β (А_β)-активности. При значениях А_α и А_β ниже 0,2 и 1,0 Бк/кг соответственно дальнейшие исследования воды не обязательны. При превышении этих уровней определяют содержание радионуклидов в воде. Приоритетный перечень определяемых при этом радионуклидов в воде устанавливается методическими документами.

При А_α ≤ 0,2Бк/кг определяют только ²¹⁰Po, ²¹⁰Pb.
При 0,2 ≤ А_α ≤ 0,4 Бк/кг определяют ²¹⁰Po, ²¹⁰Pb, ²²⁶Ra, ²²⁸Ra.
При А_α > 0,4° Бк/кг - ²¹⁰Po, ²¹⁰Pb, ²²⁶Ra, ²²⁸Ra^, ²³⁴U, ²³⁸U.

Если при наличии в воде одновременно нескольких природных и техногенных радионуклидов выполняют условие формулы 5.10, мероприятия для снижения радиоактивности воды не обязательны, и вода соответствует требованиям радиационной безопасности.

Критический путь облучения населения ²²²Rn, содержащимся в питьевой воде, - переход радона в воздух помещения и последующее ингаляционное поступление дочерних продуктов радона в организм. При ²²²Rn в питьевой воде 60 Бк/кг определение удельной активности ²²²Rn в питьевой воде из подземных источников обязательно.

При возможном наличии 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 обязательно.

Характер защитных мероприятий обосновывают, учитывая результаты исследований воды возможных альтернативных источников по показателям радиационной, биологической, химической безопасности, органолептических свойств и возможного ущерба при прерывании или ограничении водопотребления населения.

Если условия формул 5.8 или 5.9 не выполняются, по показателям радиационной безопасности вода из источников непригодна для питья. Поиск и переход на альтернативный источник водоснабжения населения при этом безотлагательны.

Контроль соответствия питьевой воды требованиям радиационной безопасности выполняет организация, обеспечивающая водоснабжение населения или производство бутилированной воды, включая искусственно минерализованную, напитков на основе воды, в рамках программы производственного контроля. Этот контроль распространяется и на проекты округов и зон санитарной охраны водных объектов, используемых для питьевого, хозяйственно-бытового водоснабжения и в лечебных целях, которые оформляют с учетом результатов оценки соответствия питьевой воды требованиям радиационной безопасности. Для минеральных и лечебных вод устанавливают специальные нормативы.

Действие космических излучений на экипажи самолетов нормируют как природное излучение в производственных условиях.

5.4.4. Ограничение медицинского облучения населения

Радиационная защита пациентов при медицинском облучении основана на необходимости получения полезной диагностической информации и (или) терапевтического эффекта от соответствующих медицинских процедур при наименее возможных уровнях облучения (для лучевой терапии это требование относится к здоровым, ненамеренно облучаемым органам и тканям). При этом пределы доз для пациентов не устанавливают, следуя принципам обоснования медицинских процедур и оптимизации защиты пациентов.

Проведение медицинских процедур, связанных с облучением пациентов, обосновывают сопоставлением их диагностических или терапевтических выгод с радиационным ущербом для здоровья, который причиняет 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. Особенно это касается рентгеновской компьютерной томографии (КТ), которую выполняют строго по клиническим показаниям.

Защита пациента при медицинских процедурах, связанных с облучением, должна быть оптимизирована - обеспечивать наибольшее превышение пользы для его здоровья над вредом от облучения с учетом социальных и экономических факторов. Оптимизация включает выбор наиболее эффективных технологий и оборудования для диагностики или лечения и практические вопросы обеспечения качества и оценки дозы у пациентов.

Перед проведением диагностической или терапевтической процедуры, связанной с облучением женщины детородного возраста, необходимо определить, является ли она беременной или матерью, кормящей грудью. Беременная или кормящая женщина, 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.

При проведении обоснованного рентгенорадиологического обследования в связи с профессиональной деятельностью или в рамках медико-юридических процедур, рентгенорадиологических 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.

Люди (не персонал рентгенорадиологического отделения), оказывающие помощь в поддержке тяжелобольных и детей при выполнении рентгеновских и радионуклидных диагностических процедур, не должны подвергаться облучению в дозе, превышающей 5 мЗв в год. Такие же требования предъявляют к радиационной безопасности взрослых людей, проживающих вместе с больными, получившими курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников и выписанными из клиники. Для остальных взрослых и детей, контактирующих с больными, выписанными из стационара после радионуклидной терапии или брахитерапии, доза составляет 1 мЗв в год.

Больных, получающих курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытого источника, выписывают из стационара, если уровень γ- и рентгеновского излучения, испускаемого из тела, удовлетворяет указанным требованиям. Выписка больного после лечения радионуклидами допустима, если введенная или остаточная активность радионуклидов в теле или измеренная мощность дозы в воздухе на расстоянии 1 м от тела пациента ниже значений, приведенных в табл. 5.7.

Таблица 5.7. Активность радионуклидов в теле больного после радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытого источника и мощность эквивалентной дозы на расстоянии 1 м от поверхности тела, при которых возможна выписка его из клиники
Радионуклид	Период полураспада, сут	Активность в теле, ГБк	Мощность дозы, мкЗв/ч
¹²⁵I	60,1	4	10
¹³¹I	8,0	0,4	20
¹⁵³Sm	2,0	9	100
¹⁸⁸Re	0,7	12	80

При неоднократном лечении в течение года активность в теле и мощность дозы необходимо уменьшить в число раз, равное числу курсов лечения в течение года.

Перед выпиской больному следует дать письменные и устные инструкции о мерах предосторожности для защиты от облучения членов семьи и других людей, с которыми они могут контактировать. Такие же требования предъявляют к радионуклидной терапии при амбулаторном лечении больного.

Если радионуклидное лечение проводят с использованием РФП, меченных не указанными в табл. 5.6 радионуклидами, решение о возможности выписки и (или) выхода больного из отделения радионуклидной терапии принимают в соответствии с методическими указаниями по клиническому использованию РФП.

В случае смерти больного, получившего курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников, патологоанатомическое исследование и кремацию тела разрешают только после того, как остаточная активность в нем или мощность дозы уменьшится до уровня, удовлетворяющего указанным выше требованиям.

В случае смерти больного, в организме которого находится кардиостимулятор с радионуклидным источником энергии, кремация тела возможна только после удаления источника. При этом следует учитывать, что в качестве такого источника используют α-излучающий радионуклид ²³⁸Pu с активностью 0,3 ТБк и периодом полураспада 88 лет, но практически не испускающий γ-излучение. Вследствие этого во избежание радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей и образования в воздухе радиоактивного аэрозоля с α-частицами ²³⁸Pu необходимо принять меры для предотвращения механических повреждений корпуса кардиостимулятора.

При планировании и проведении процедур, связанных с облучением ионизирующим излучением, в учреждениях здравоохранения необходимо определять и регистрировать в установленном порядке дозы у всех людей, подвергавшихся медицинскому облучению.

5.5. ТРЕБОВАНИЯ ОГРАНИЧЕНИЯ ОБЛУЧЕНИЯ В УСЛОВИЯХ РАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ

В случае аварии, при которой облучение людей превышает основные дозовые пределы техногенного облучения (см. табл. 5.1), необходимы практические меры для восстановления контроля источника и приведения к минимуму доз облучения, числа облученных людей, радиоактивного загрязнения окружающей среды, экономических и социальных потерь, вызванных радиоактивным загрязнением.

Система радиационной безопасности персонала и населения при радиационной аварии должна обеспечивать сведение к минимуму негативных последствий аварии - прежде всего предотвращение детерминированных эффектов и минимизацию стохастических эффектов, радиоактивного загрязнения производственных помещений и окружающей среды, экономических и социальных потерь, вызванных аварией.

В проектной документации каждого радиационного объекта должны быть определены возможные аварии, возникающие вследствие неисправности оборудования, ошибочного действия персонала, стихийного бедствия или иных причин.

Администрация радиационного объекта обязана разработать, утвердить и согласовать с органами, осуществляющими федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор, план мероприятий для защиты персонала при проектной радиационной аварии.

Планы мероприятий для защиты персонала и населения должны содержать основные разделы:

прогноз возможной аварии на радиационном объекте с учетом вероятных причин, тип и сценарий возникновения аварии, прогнозируемую радиационную обстановку при авариях разного типа;
мероприятия для защиты населения и окружающей среды и критерии принятия решений о проведении защитных мероприятий;
организации, осуществляющие мероприятия ликвидации аварии и ее последствий;
оценка характера и размеров радиационной аварии;
порядок введения аварийного плана в действие;
порядок оповещения и информирования;
поведение персонала при аварии;
обязанности должностных лиц при проведении аварийных работ;
меры защиты персонала при проведении аварийных работ;
оказание медицинской помощи пострадавшим;
меры для локализации и ликвидации очагов (участков) радиоактивного загрязнения;
подготовка и тренировка персонала к действиям при аварии.

На радиационном объекте при радиационной аварии персонал руководствуется инструкцией действий персонала в аварийной ситуации.

При установлении факта радиационной аварии администрация радиационного объекта или территории, на которой произошла авария, обязана незамедлительно информировать органы государственной власти, в том числе органы, осуществляющие федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор, и органы местного самоуправления.

К проведению работ для ликвидации аварии и ее последствий должны привлекаться прежде всего работники радиационного объекта, аварийно-спасательных формирований и члены специализированных аварийных бригад. При необходимости для выполнения этих работ привлекают людей предпочтительно из персонала старше 30 лет, не имеющие медицинских противопоказаний, при их добровольном письменном согласии после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья. Женщин допускают к участию в аварийных работах при выполнении пункта 3.1.8 НРБ-99/2009.

Ликвидация последствий аварии и выполнение других мероприятий, связанных с возможным облучением персонала, проводят под радиационным контролем по специальному разрешению (допуску), в котором определяют предельную продолжительность работы, основные и дополнительные средства защиты и дозиметрического контроля, фамилии участников и ответственного за выполнение работ.

Порядок радиационного контроля определяют с учетом масштаба и особенностей аварии, характера и условий выполняемых работ и согласовывается с органами, осуществляющими федеральный государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

Людей с травмами, химическим отравлением или подвергшихся облучению в дозе выше 0,2 Зв необходимо направить на медицинское обследование и лечение. При радиоактивном загрязнении проводят санитарную обработку людей и дезактивацию загрязненной одежды.

При радиационной аварии с выбросом радионуклидов в окружающую среду, повлекшим радиоактивное загрязнение обширной территории, защиту населения осуществляют в соответствии с критериями принятия решений.

При радиационной аварии или обнаружении радиоактивного загрязнения ограничение последующего облучения осуществляется защитными мероприятиями, применимыми к окружающей среде и (или) человеку. Эти мероприятия могут быть связаны с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории - вмешательство, наносящее не только экономический, но и экологический ущерб, неблагоприятно действующее на здоровье и психологическое состояние населения. При принятии решений о характере защитных мероприятий следует руководствоваться принципами:

принцип обоснования вмешательства: предлагаемое вмешательство, например эвакуация населения, должно принести обществу и прежде всего облучаемым людям 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 оптимизации вмешательства: форма, масштаб и длительность вмешательства должны быть оптимизированы так, чтобы польза снижения дозы, т.е. польза уменьшения радиационного ущерба с вычетом ущерба, связанного с вмешательством, должна быть максимальной.

Если предполагаемая доза излучения в течение 2 сут достигает уровней, при превышении которых возможны детерминированные эффекты, необходимо срочное вмешательство (меры защиты) (табл. 5.8).

Таблица 5.8. Прогнозируемые уровни облучения, при которых необходимо срочное вмешательство
Орган или ткань	Поглощенная доза в течение 2 сут, Гр
Все тело	1
Легкие	6
Кожа	3
Щитовидная железа	5
Хрусталик глаза	2
Гонады	3
Плод	0,1

При хроническом облучении в течение жизни защитные мероприятия обязательны, если годовые поглощенные дозы превышают значения, приведенные в табл. 5.9. Превышение этих доз приводит к серьезным детерминированным эффектам.

Таблица 5.9. Уровни вмешательства при хроническом облучении
Орган или ткань	Поглощенная доза за год, Гр
Гонады	0.2
Хрусталик глаза	0.1
Красный костный мозг	0.4

Уровни дозы для временного отселения населения: для начала временного отселения - 30 мЗв в мес, для окончания временного отселения 10 мЗв в мес. Если прогнозируют, что накопленная в течение 1 мес доза будет выше этих уровней в течение года, следует решать вопрос об отселении населения на постоянное место жительства.

При проведении противорадиационных вмешательств основные дозовые пределы (см. табл. 5.1) не применяют.

Исходя из указанных принципов, при планировании защитных мероприятий при радиационной аварии федеральными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, устанавливаются уровни дозы и мощности доз облучения, уровни радиоактивного загрязнения применительно к конкретному радиационно-опасному объекту и условиям его размещения с учетом вероятного типа аварии, сценария возникновения аварийной ситуации и складывающейся радиационной обстановки.

При аварии, повлекшей радиоактивное загрязнение обширной территории, на основании контроля и прогноза радиационной обстановки устанавливают зону радиационной аварии (ЗРА) (см. главу 14).

Решения о мерах защиты населения при радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территории принимают на основании сравнения прогнозируемой дозы, предотвращаемой защитным мероприятием, с уровнями А и Б, приведенными в табл. 5.10 - 5.12.

Таблица 5.10. Критерии принятия неотложных решений в начальном периоде аварийной ситуации
Меры защиты	Прогнозируемая доза за первые 10 сут, мГр
	Все тело		Щитовидная железа, легкие, кожа
	Уровень А	Уровень Б	Уровень А	Уровень Б
Укрытие	5	50	50	500
Йодная профилактика:
взрослые; дети	-	-	250* 100*	2500* 1000*
Эвакуация	50	500	500	5000

Примечание: * только для щитовидной железы.

Таблица 5.11. Критерии принятия решений об отселении и ограничении потребления загрязненных пищевых продуктов
Меры защиты	Предотвращаемая эффективная доза
Меры защиты	Уровень А	Уровень Б
Ограничение потребления загрязненных продуктов питания и питьевой воды	5 мЗв за первый год 1 мЗв в год в последующие годы	50 мЗв за первый год 10 мЗв в год в последующие годы
Отселение	50 мЗв за первый год	500 мЗв за первый год
Отселение	1000 мЗв за все время отселения

Таблица 5.12. Критерии принятия решений об ограничении потребления загрязненных продуктов питания в первый год после аварии
Радионуклид	Содержание радионуклида в пищевых продуктах, кБк/кг
Радионуклид	Уровень А	Уровень Б
¹³¹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs	1	10
⁹⁰Sr	0.1	1
²³⁸Pu, ²³⁹Pu, ²⁴¹Am	0.01	0.1

Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, не превышает уровень А, нет необходимости в выполнении мер защиты, связанных с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории.

Если предотвращаемое защитным мероприятием облучение превышает уровень А, но не достигает уровня Б, решение о выполнении мер защиты принимают по принципам обоснования и оптимизации с учетом конкретной обстановки и местных условий.

Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, достигает и превышает уровень Б, необходимо выполнение мер защиты, даже если они связаны с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории.

Ликвидация последствий аварии и расследование ее причин при необходимости проводится на федеральном, региональном, территориальном и объектовом уровнях в порядке, установленном законодательством Российской Федерации.

Особые режимы проживания населения на территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате радиационной аварии, устанавливаются органами исполнительной власти субъекта Российской Федерации в соответствии с действующими нормативно-правовыми актами и по согласованию с федеральными органами. На этих территориях контролируют радиационную обстановку с учетом всех видов облучения и проводят оптимизированные мероприятия радиационной защиты, если доза облучения населения за счет радиоактивного загрязнения территории превышает 1 мЗв/год.

Администрация организации, осуществляющей хозяйственную деятельность на территории, подвергшейся радиоактивному загрязнению, обеспечивает условия работы, при которых облучение работников не превысит 5 мЗв/год.

На поздних стадиях радиационной аварии, повлекшей за собой загрязнение обширных территорий долгоживущими радионуклидами, решения о защитных мероприятиях принимают с учетом сложившейся радиационной обстановки и конкретных социально-экономических условий.

Контрольные вопросы

Каковы дозовые пределы для населения, персонала категории А, персонала категории Б?
Какие основные факторы определяют радиотоксичность радионуклидов?
Сформулируйте понятие «эффективный период полувыведения», используемое для характеристики скорости исчезновения радионуклида из организма.
Каковы требования к защите от облучения природными источниками в производственных условиях?
Каковы требования к ограничению облучения населения природными источниками?
Каковы требования к ограничению медицинского облучения населения?
Каковы требования к ограничению облучения персонала при радиационной аварии?
Каковы требования к ограничению облучения населения в условиях радиационной аварии?
Каковы критерии принятия неотложных решений в начальном периоде аварийной ситуации?

Часть II. ГИГИЕНА ТРУДА ПРИ РАБОТЕ С ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Глава 6. ОСНОВЫ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

6.1. КЛАССИФИКАЦИЯ И КАТЕГОРИЗАЦИЯ РАДИАЦИОННЫХ ИСТОЧНИКОВ

6.1.1. Классификация источников ионизирующего излучения

Все источники ионизирующего излучения (радиационные источники) подразделяют на два больших класса - генерирующие источники (ускорители заряженных частиц, рентгеновские аппараты, ядерные реакторы, нейтронные генераторы) и радионуклидные источники. Радионуклидные источники - закрытые и открытые, генерирующие - только закрытые источники излучения.

Закрытый источник - источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан. Открытый источник - источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду.

Планирование и реализация комплекса мероприятий радиационной безопасности основаны на классификации и категоризации радиационных источников, используемых в конкретном учреждении. Категорию радионуклидных источников устанавливает эксплуатирующая организация и фиксирует в соответствующем организационно-распорядительном документе. От категории источника зависит объем и сложность мероприятий для его физической защиты (обеспечения сохранности), учета и контроля радиоактивных веществ (РВ) и радиоактивных отходов (РАО), содержания и объема отчетности, направляемой в органы регулирования радиационной безопасности. Адекватность классификации и категорирования важна и при подготовке документов для получения санитарно-эпидемиологических заключений и лицензий органов государственного регулирования радиационной безопасности: Ростехнадзора, Роспотребнадзора и Федерального медико-биологического агентства.

Для дифференцированного установления и выполнения требований обеспечения безопасности и сохранности радиационные источники необходимо классифицировать по признакам:

назначение радиационного источника;
мобильность (транспортируемость) источника;
потенциальная радиационная опасность;
методы использования радиационного источника при его эксплуатации;
действие на окружающую природную среду в условиях нормальной эксплуатации.

Разделение радиационных источников по назначению:

комплекс - совокупность технических устройств (установок, аппаратов, оборудования, изделий) взаимосвязанного назначения, содержащих закрытые или открытые радионуклидные источники, которые эксплуатируют в рамках единого технологического процесса;
установка - техническое устройство, содержащее один или несколько закрытых или открытых радионуклидных источников и предназначенное для осуществления радиационных технологий, исследований в области действия ионизирующего излучения на вещество, метрологической аттестации приборов и радионуклидных источников;
аппарат - техническое устройство, содержащее один или несколько закрытых или открытых радионуклидных источников и предназначенное для облучения очага заболевания человека или для контроля качества продукции с использованием ионизирующего излучения;
оборудование - технические устройства, в которых для выполнения определенной части технологического процесса размещают изделия, содержащие закрытые или открытые радионуклидные источники, технологическая оснастка, необходимая для выполнения работ с источниками;
изделие - техническое устройство, содержащее закрытые радионуклидные источники и не относящееся к установкам, аппаратам и оборудованию.

Разделение радиационных источников по мобильности:

стационарные - территориально обособленные, т.е. расположенные в отдельном здании, сооружении или помещении;
мобильные - передвижные, переносные, временно смонтированные для краткосрочного проведения работ установки, аппараты, оборудование и изделия, включая персонал для проведения этих работ.

Классификация радиационных источников по потенциальной радиационной опасности

Потенциальная радиационная опасность источника определяется его возможным радиационным действием на население при аварии. Радиационные источники разделяют на четыре группы по потенциальной радиационной опасности:

1-я группа - источники с потенциальным радиационным действием на население, при котором, возможно, необходимы меры для его защиты;
2-я группа - источники, потенциальное радиационное действие которых ограничивается территорией санитарно-защитной зоны;
3-я группа - источники, потенциальное радиационное действие которых ограничивается территорией площадки или здания, на которой (в котором) он размещен;
4-я группа - источники, потенциальное радиационное действие которых ограничивается помещением, в котором они находятся.

Группу потенциальной радиационной опасности для проектируемых радиационных источников устанавливают в проекте, а для действующих радиационных источников она устанавливается эксплуатирующей организацией.

Классификация радиационных источников по действию на окружающую природную среду в условиях нормальной эксплуатации

Радиационные источники негативно действуют на окружающую природу ионизирующим излучением, исходящим из них, выбросами РВ в атмосферу, сбросом РВ в открытые водоемы и загрязнением РАО земли и почвы.

Физические барьеры и биологическая защита радиационных источников при их нормальной эксплуатации исключают их действие на окружающую природу сбросом РВ в открытые водоемы и загрязнением РАО земель и почвы. Возможен только один путь их действия на окружающую природу - выброс РВ в атмосферу.

По степени радиационной опасности возможны три группы выбросов РВ по значению их объемной активности:

группа 1 - опасные газообразные РАО: значение радионуклидного выброса (Бк/м³) равно или более ДОАперс;
группа 2 - потенциально опасные газообразные РАО: значение радионуклидного выброса (Бк/м³) равно или более ДОАнас и менее ДОА_перс;
группа 3 - не опасные выбросы: значение радионуклидного выброса (Бк/м³) менее ДОА_нас.

Группы выбросов по степени радиационной опасности необходимо устанавливать и обосновывать в проекте эксплуатации радиационного объекта. При отсутствии такого обоснования эксплуатирующая организация проводит радиационно-техническое обследование (инвентаризацию) существующих источников выброса РВ в соответствии с требованиями нормативной документации и классифицирует их.

Для газообразных РАО 1-й и 2-й группы эксплуатирующей организацией рассчитываются допустимый выброс, контрольный уровень выброса радионуклидов в атмосферу и осуществляется производственный контроль соблюдения установленных нормативов выброса РВ.

Неопасные выбросы 3-й группы освобождены от производственного контроля.

6.1.2. Категорирование радионуклидных источников

Категорирование закрытых радионуклидных источников

Категоризация основана на потенциальной возможности закрытого радионуклидного источника вызывать детерминированные эффекты у людей. Эта потенциальная возможность обусловлена частично радиационно-физическими свойствами источника и частично способом, которым источник используется.

Факторы, исключенные из критериев категоризации закрытых радионуклидных источников:

социально-экономические последствия аварии или злонамеренных действий исключают, так как методология измерения количества и сравнения этих эффектов, особенно на международном уровне, пока еще полностью не разработана;
стохастические эффекты излучения (например, повышенный риск злокачественной опухоли) исключают, так как детерминированные эффекты аварий или злонамеренных действий перекрывают любой увеличенный стохастический риск в течение короткого срока;
умышленное (сознательное) облучение людей с медицинскими целями исключают из критериев категоризации, однако используемые для этого закрытые радионуклидные источники включают в систему категорирования, поскольку отчеты об авариях включают такие источники.

Категорирование закрытых радионуклидных источников устанавливает конкретные уровни активности радионуклидов для обеспечения их сохранности, аварийного планирования и реагирования. Эти уровни активности источников - D-величина - дают в терминах активности. Выше ее закрытый радионуклидный источник рассматривают как опасный источник, поскольку он имеет значительную потенциальную возможность быть причиной тяжелых детерминированных эффектов, если его не применяют и не хранят безопасным образом. Опасный источник - источник, который, выходя из-под контроля, может привести к облучению, достаточному для серьезных детерминированных эффектов.

D-величина - значение активности (Бк) закрытого радионуклидного источника, выше которого его рассматривают как опасный источник. D-величины приведены в таблице П.1 Приложения 1 нормативного документа РБ-042-07 «Методика категорирования закрытых радионуклидных источников по потенциальной радиационной опасности», доступного в Интернете. Здесь эта таблица не приведена из-за ее слишком большого объема.

Критерий отнесения закрытого радионуклидного источника к одной из установленных категорий опасности - безразмерная величина, A/D-отношение, где А (Бк) - величина активности материнского радионуклида закрытого радионуклидного источника.

Значение A/D-отношения вычисляют делением активности А (Бк) материнского радионуклида закрытого радионуклидного источника на соответствующее значение D-величины (Бк) для этого радионуклида.

Значение A/D-отношения используют для отнесения закрытого радионуклидного источника к одной из пяти расчетных категорий опасности. Возможны ситуации, когда несколько закрытых радионуклидных источников находятся в непосредственной близости друг от друга, например, их используют в едином лечебном процессе (в одной установке, аппарате, сборке источников). При этом возможно радиационное действие одновременно всей совокупности (агрегации) закрытых радионуклидных источников. Для установления единого комплекса организационных и технических мер обеспечения безопасности и сохранности этих источников следует устанавливать единую категорию опасности для всей их совокупности (агрегации).

Закрытые радионуклидные источники с активностью большей D-величины могут быть причиной тяжелых детерминированных эффектов, поэтому отношение активностей A/D = 1 рассматривают в системе категорирования как основную логическую границу, разделяющую весь диапазон активностей закрытых радионуклидных источников на две условные категории: опасные - A/D ≥1 и неопасные - A/D <1.

Категории потенциальной радиационной опасности закрытых радионуклидных источников:

категория 1 - A/D ≥1000 - чрезвычайно опасно для человека;
категория 2 - 10≤ A/D <1000 - очень опасно для человека;
категория 3 - 1≤ A/D <10 - опасно для человека;
категория 4 - 0,01≤ A/D <1 - опасность для человека маловероятна;
категория 5 - A/D <0,01 - опасность очень маловероятна.

Нижняя граница категории 5 определяется условиями освобождения от регулирующего контроля, установленными в ОСПОРБ-99/2010 в редакции 2013 г.

Категорирование одного закрытого радионуклидного источника проводят по определенной методике.

На первом этапе определяют активность А закрытого радионуклидного источника на дату категорирования. Если период полураспада радионуклида больше назначенного срока службы, при определении категории опасности источника рекомендуют использовать его паспортную активность. Если период полураспада радионуклида источника меньше назначенного срока службы, при определении категории опасности:

следует использовать паспортную активность для закрытого радионуклидного источника, с даты изготовления которого прошло менее одного периода полураспада;
следует вычислить активность (по материнскому радионуклиду) на дату категорирования для закрытого радионуклидного источника, с даты изготовления которого прошло более одного периода полураспада.

На втором этапе вычисляют A/D-отношение на основе активности А, определенной на предыдущем этапе, и значения D-величины для радионуклида этого закрытого радионуклидного источника (табл. П.1 Приложения РБ-042-07).

На третьем этапе на основании вычисленного значения A/D-отношения определяют расчетную (одну из 5) категорию потенциальной радиационной опасности источника.

Если в табл. П.1 Приложения РБ-042-07 для радионуклида закрытого радионуклидного источника указано, что значение D-величины неограниченно, этот источник следует относить к категории 5 при условии, что он подлежит регулирующему контролю в соответствии с требованиями ОСПОРБ-99/2010 в редакции 2013 г.

При категорировании совокупности закрытых радионуклидных источников следует руководствоваться следующей методикой. Если эту совокупность составляют источники с одним и тем же радионуклидом, сначала суммируют их общую активность по указанному правилу для одного источника, после чего вычисляют для этой активности значение A/D и по нему определяют категорию потенциальной опасности.

Если закрытые радионуклидные источники, входящие в состав подобной совокупности, изготовлены на основе различных радионуклидов, для определения категории потенциальной радиационной опасности сначала следует определить активность каждого закрытого радионуклидного источника, далее вычислить агрегированное A/D-отношение в соответствии с формулой:

где A_i,η - активность η-го радионуклида в i-м закрытом радионуклидном источнике; D_n - значение D-величины для η-го радионуклида. Затем на основе вычисленного агрегированного A/D-отношения определить расчетную категорию (одну из 5) потенциальной радиационной опасности разнородной совокупности закрытых радионуклидных источников.

Категорирование открытых радионуклидных источников

Все открытые радионуклидные источники, как потенциальные источники внутреннего облучения, разделяют по степени радиационной опасности на четыре группы в зависимости от минимально значимой активности (МЗА):

группа А - МЗА_А = 10³ Бк;
группа Б - МЗА_Б = 10⁴ и 10⁵ Бк;
группа В - МЗА_В = 10⁶ и 10⁷ Бк;
группа Г - МЗА_Г = 10⁸ Бк и более.

Минимально значимая активность - активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой необходимо разрешение органов Роспотребнадзора на использование этого источника, если при этом превышено и значение минимально значимой удельной активности (МЗУА).

При активности меньше МЗА (МЗУА) эффективная индивидуальная годовая доза облучения персонала и населения не превысит 10 мкЗв и при аварии - 1 мЗв, коллективная эффективная доза - 1 чел-Зв при любых условиях использования в соответствии с ОСПОРБ-99/2010 в редакции 2013 г. Принадлежность радионуклида к группе радиационной опасности устанавливают в соответствии с нормами радиационной безопасности НРБ-99/2009. Короткоживущие радионуклиды с периодом полураспада <24 ч, не приведенные в нормах радиационной безопасности, относят к группе Г.

Класс работ устанавливают в зависимости от группы радиационной опасности используемого радионуклида и от его активности на рабочем месте при условии, если удельная активность открытого источника превышает соответствующее значение МЗУА, либо суммарная активность на рабочем месте превышает значение МЗА.

При наличии на рабочем месте открытых радионуклидных источников разных групп радиационной опасности их суммарную активность приводят к группе А радиационной опасности по формуле:

где Q_э - суммарная активность всех источников, приведенная к активности группы А в Бк; Q_A - общая активность радионуклидных источников группы А в Бк; МЗА_А - минимально значимая активность радионуклидов группы А, равная 103 Бк; Q_i - активность i-го радионуклида, не относящегося к группе А, в Бк; МЗА_i - минимально значимая активность i-го радионуклида, не относящегося к группе А, в Бк.

Значения МЗА_i приведены в приложении П.4 к НРБ-99/2009. В зависимости от суммарной активности Q_э на рабочем месте, приведенной к группе А, устанавливают классы работ:

I класс - Q_э = более 10⁸ Бк;
II класс - Q_э = 10⁵ - 10⁸ Бк;
III класс - Q_э = 10³ - 10⁵ Бк.

При простых операциях с радиоактивными жидкостями (разведение, фасовка, встряхивание и т.п.) допустимо увеличение активности на рабочем месте в 10 раз. При элюировании и фасовке радиоактивных элюатов, полученных из радионуклидных генераторов, допустимо увеличение активности на рабочем месте в 20 раз. Класс работ определяют по максимальной одномоментной вымываемой из генератора активности дочернего радионуклида. При хранении открытых радионуклидных источников допустимо увеличение активности в 100 раз.

Классом работ определяются требования к размещению и оборудованию помещений, в которых проводятся работы с открытыми источниками излучения.

Работы с открытыми радионуклидными источниками с удельной и (или) суммарной активностью ниже значений МЗУА и МЗА проводят в тех производственных помещениях учреждения, к которым не предъявляются дополнительные требования радиационной безопасности.

6.2. ЗАЩИТА ПРИ РАБОТЕ С ЗАКРЫТЫМИ ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Закрытые источники ионизирующего излучения по характеру действия условно разделены на две группы: источники излучения непрерывного действия и источники, генерирующие излучение периодически.

Первая группа - γ-установки разного назначения, нейтронные, β- и γ-излучатели; вторая - рентгеновские аппараты и ускорители заряженных частиц. В последнем случае при ускорении частиц до энергии, превышающей 10 МэВ, возможно образование искусственных радионуклидов; при этом возникает потенциальная опасность поступления изотопов в организм.

Области применения и виды используемых закрытых источников представлены в табл. 6.1.

Таблица 6.1. Область применения и виды используемых закрытых источников
Область применения	Вид используемых закрытых источников
Металлургия	Ускорители заряженных частиц, рентгеновские аппараты, аппараты для γ-дефектоскопии, радиоизотопные приборы (уровнемеры)
Строительная индустрия	Ускорители заряженных частиц, рентгеновские аппараты, аппараты для γ-дефектоскопии
Химическая промышленность	Мощные γ-установки, радиоизотопные приборы (уровнемеры, толщиномеры, приборы для снятия электростатических зарядов)
Легкая промышленность	Радиоизотопные приборы (уровнемеры, толщиномеры, приборы снятия электростатических зарядов)
Пищевая промышленность	Мощные γ-установки, радиоизотопные приборы (уровнемеры)
Геология	Нейтронные и γ-источники, радиоизотопные приборы (уровнемеры)
Медицина и биология	Ускорители заряженных частиц, рентгеновские и γ-аппараты, γ- и β-источники, исследовательские ядерные реакторы, α-источники
Сельское хозяйство	Мощные γ-установки
Научные исследования	Ускорители заряженных частиц, рентгеновские аппараты, мощные γ-установки, нейтронные, γ- и β-источники

В качестве γ-излучателей в основном служат искусственные радиоактивные элементы, помещаемые в порошкообразном или твердом состоянии в герметичные стальные ампулы и наиболее часто используемые (табл. 6.2).

Таблица 6.2. Радиоактивные элементы, используемые в качестве закрытых γ-источников
Изотоп	Символ	Период полураспада	Энергия γ-излучения, МэВ
Кобальт	⁶⁰Со	5,27 г	1,17; 1,33
Селен	⁷⁵Se	120 сут	0,07-0,4
Кадмий	¹⁰⁹Cd	1,27 г	0,086; 0,336
Теллур	¹²⁷Те	2,06 г	0,0885
Цезий	¹³⁴Сs	2,3 г	0,0566
Цезий	¹³⁷Cs	30 лет	0,202-1,367
Европий	¹⁵⁴Eu	8,8 г	0,399-1,4
Тулий	¹⁷⁰Тт	129 сут	0,08
Тантал	¹⁸²Ta	115 сут	0,462-1,23
Иридий	¹⁹²Ir	74 сут	0,137-0,651
Йод	¹²⁵I	60 сут	0,0280-0,0355
Палладий	¹⁰³Pd	17 сут	0,0206-0,0398
Иттербий	¹⁶⁹Yb	30,7 сут	0,0519-0,3080

Нейтронные источники обычно готовят, смешивая полоний или плутоний с бериллием или бором, смесь помещают в герметичные стальные ампулы. Характеристика некоторых нейтронных источников представлена в табл. 6.3.

Таблица 6.3. Характеристика некоторых нейтронных источников
Источник	Период полураспада	Выход нейтронов,-10⁶ нейтронов/(Ки-с)	Число γ-квантов на 1 нейтрон	Средняя энергия нейтронов, МэВ	Максимальная энергия нейтронов, МэВ
Rа+Ве	1620 лет	17	0,4	3,64	13,2
Ро+Ве	138,4 сут	1-3	1-2	4,3	10,89
Ра+Ве	24 360 лет	1,7	1-2	4,5	10,74
Ро+В	138,4 сут	0,9	-	2,7	5,0
Сf	2,65 г	3,8 на 1 распад	0,04	2,3	8

В качестве β-источников используют искусственные (техногенные) радиоактивные изотопы - β-излучатели (табл. 6.4).

Таблица 6.4. Радиоактивные элементы, применяемые как β-излучатели
Изотоп	Символ	Период полураспада	Максимальная энергия β-частиц, МэВ
Фосфор	³²P	14,3 сут	1,71
Стронций	⁹⁰Sr	29,1 г	0,61
Иттрий	⁹⁰Y	2,67 сут	2,26
Рутений	¹⁰⁶Ru	366 сут	0,039
Церий	¹⁴⁴Ce	284 сут	0,3
Прометий	¹⁴⁷Pm	2,62 г	0,223
Золото	¹⁹⁸Au	2,69 сут	0,96
Таллий	²⁰⁴T1	3,78 г	0,765
Стронций	⁸⁹Sr	50,6 сут	1,463
Эрбий	¹⁶⁹Er	9,4 сут	0,345

Активность закрытых источников ионизирующей радиации для разных целей варьирует в широких пределах. В настоящее время в мире строят мощные γ-установки промышленного назначения для получения полимерных материалов, стерилизации изделий одноразового использования в медицине, улучшения качества резины, в сельском хозяйстве для увеличения длительности хранения продукции и т.д. В зависимости от их назначения и условий применения общий заряд излучателя (часто используют ⁶⁰Со) может достигать сотни ПБк и более (1 ПБк = 10¹⁵ Бк, что соответствует 27 кКи, т.е. 27 тыс. Ки).

Для радиационных исследований в химии, биологии, физике твердого тела, сельском хозяйстве, пищевой и легкой промышленности и других целей в России налажен выпуск γ-установок:

К-300000, заряд (активность) 110 ПБк;
«Панорама», заряд 6,7 ПБк;
МРХ-гамма-100, заряд 11 ПБк;
ГУПОС, заряд 3х10^-2 ПБк;
ГУБЭ-4000, заряд 0,15 ПБк и др.

Некоторые из них морально и физически устарели, но и в новых γ-установках активность используемых источников γ-излучения остается на том же уровне.

Активность γ-источников для дистанционной лучевой терапии колеблется от 37 ГБк - аппараты для внутриполостной терапии типа АГАТ-В до 450 ТБк - в γ-терапевтических аппаратах типа «Рокус-М», «Терагам». Для радиационной стерилизации используют источники ⁶⁰Со с активностью 60 ПБк. Закрытые источники (⁶⁰Со, ¹⁹²Ir, ¹²⁵I, ¹⁶⁹Yb) в виде препаратов различной конфигурации (цилиндры, бусы, иглы, отрезки тонкой проволоки) предназначены для внутриполостной и внутритканевой терапии злокачественных новообразований. Активность вводимых в пораженные ткани игл - 18,5-370 МБк, активность отдельных бусинок - 74-370 МБк, цилиндров - 740-1480 МБк; суммарная активность вводимых лечебных препаратов может достигать 1480-2220 МБк ⁶⁰Со. Для аппликационной терапии применяют аппликаторы в виде квадратов из гибкого пластика, в материале которого равномерно распределен ³²Р, ¹⁰⁶Ru или ⁹⁰Sr - ⁹⁰Y; мощность дозы излучения на их поверхности - 2-4 Гр/ч. Активность α-источников ²³⁸Pu в кардиостимуляторах достигает 300 ГБк.

Максимальная активность источников при γ-дефектоскопии находится в пределах 1,85-5,55 ГБк.

С помощью линейных и циклических ускорителей получают потоки электронов и тормозного излучения высоких энергий. В линейных ускорителях инжектированные в волновод с помощью электронной пушки электроны ускоряются электрическим полем и попадают в конце пути на мишень для получения тормозного излучения.

При энергии около 1 МэВ и при среднем токе 15-30 мкА мощность дозы тормозного излучения на расстоянии 1 м от ускорителя достигает 1-2 Гр/мин. Линейные ускорители позволяют увеличить скорость электронов энергии 6-18 МэВ и более; бетатроны по круговым орбитам - 100 МэВ.

Эксплуатируемые рентгеновские аппараты промышленного и медицинского назначения генерируют рентгеновское излучение с максимальной энергией от 25-60 кэВ (при рентгеноструктурном анализе) до 60-250 кэВ (в диагностике и лечении заболеваний) и 200-500 кэВ (при дефектоскопии).

Таким образом, из краткого описания используемых закрытых источников видно, что их радиационный выход варьирует в широких пределах, а технологии применения многообразны.

Обеспечение радиационной безопасности при работе с закрытыми источниками ионизирующего излучения достигается комплексом санитарно-гигиенических, инженерно-технических и организационных мероприятий, перечень которых зависит от активности излучателя, вида излучения, технологии и способов применения источников. В основу всех мероприятий защитного характера положено главное требование - дозы облучения персонала и других людей не должна превышать ПД.

Защитные мероприятия обеспечения радиационной безопасности закрытых источников основаны на знании законов распространения ионизирующего излучения и характера его взаимодействия с веществом:

доза внешнего облучения пропорциональна интенсивности излучения и времени действия;
интенсивность излучения от точечного источника пропорциональна энергии и количеству квантов или частиц, возникающих в нем за единицу времени, и обратно пропорциональна квадрату расстояния, для протяженных источников эта зависимость более сложная;
интенсивность излучения может быть уменьшена на основе нескольких основных принципов.

Основные принципы обеспечения радиационной безопасности:

«защита количеством» - уменьшение мощности источников до минимальных величин;
«защита временем» - сокращение продолжительности работы с источниками;
«защита расстоянием» - увеличение расстояния от источника до людей, работающих с ним;
«защита экранами» - экранирование источников излучения материалами, поглощающими ионизирующее излучение.

«Защита количеством» - проведение работ с минимальной активностью радионуклидов основано на уменьшении мощности излучения в прямой пропорции. Этот способ защиты не имеет широкого применения, так как ограничен требованиями процесса технологии. Кроме того, уменьшение активности источника увеличивает срок облучения объектов, подвергаемых действию ионизирующего излучения.

«Защита временем» основана на тех же закономерностях, что и «защита количеством». Сокращая продолжительность работы с источниками, можно в значительной степени уменьшить дозы облучения персонала. Этот принцип защиты особенно часто следует соблюдать при работе с источниками относительно малой активности, при прямых манипуляциях с ними персонала. Медицинский персонал обучают выполнению манипуляций при работе с источниками в виде цилиндров и бус на примере таких же цилиндров и бус, но не содержащих γ-излучателя. Это позволяет добиться высокой степени автоматизма выполняемых операций и значительно сократить активное время персонала (продолжительность работы с радиоактивным источником). Велика значимость временного фактора и при использовании рентгеновских аппаратов в медицинской практике, особенно при диагностических процедурах. Повышение квалификации врачебных кадров способствует сокращению времени работы рентгеновской трубки и уменьшению дозовой нагрузки на персонал и обследуемых больных. Той же цели служит использование рентгенодиагностических аппаратов в режиме рентгеноскопии вместо рентгенографии.

«Защита расстоянием» - простой и надежный способ защиты, который обеспечивается достаточным удалением работников от излучателя. Например, при работе с точечным источником ⁶⁰Со активностью 110 МБк пинцетом длиной 8 см в течение 1 мин пальцы кисти работника получают дозу около 100 мкГр; при тех же манипуляциях пинцетом длиной 25 см - всего 10 мкГр. Таким образом, инструмент большей длины и менее удобный, хотя и может несколько увеличить время, необходимое для выполнения операций, тем не менее имеет определенные преимущества в снижении доз. Образцы дистанционных инструментов при работе с источниками относительно малой активности представлены на рис. 6.1.

Рис. 6.1. Набор инструментов для нанизывания на нити радиоактивных бус и внедрения их в полости или мягкие ткани тела больного при брахитерапии

Для работы с источниками большей активности рекомендуют манипуляторы разного вида и сложного устройства, иногда управляемые с большого расстояния.

Наряду со специальными, часто сложными манипуляторами достаточно эффективны простые приспособления: небольшие тележки с длинной ручкой для перевозки внутри помещений контейнеров с радиоактивными препаратами.

Несмотря на то что принципы «защиты временем» и «защиты расстоянием» больше распространены, чем принцип «защиты количеством», широкое их использование ограничено требованиями технологии применения источников. Так, в одних случаях требуется облучение тех или иных объектов в течение длительного времени (несколько часов и более), в других сокращение времени работы с источниками снижает экономический эффект от их эксплуатации. Например, сокращение сроков работы рентгеновской трубки при дефектоскопии стальных слитков уменьшает производительность труда дефектоскопистов. При работе с мощными источниками ионизирующей радиации возникает необходимость удаления персонала от излучателей на расстояние, при котором принцип «защиты расстоянием» как единственный самостоятельный способ защиты теряет смысл. В этом случае при создании условий, обеспечивающих радиационную безопасность работ с закрытыми источниками, более значимую роль играет принцип «защиты экранами», используемый в комбинации с принципом «защиты расстоянием».

В зависимости от вида ионизирующего излучения для изготовления экранов применяют различные материалы, а их толщина определяется мощностью излучения. Лучшие материалы для защиты от рентгеновского и γ-излучений, позволяющими добиться нужного эффекта по кратности ослабления при наименьшей толщине экрана, - материалы с большим Z (см. главу 2), например свинец и уран. Однако из-за высокой стоимости свинца и урана используют экраны из более легких материалов - просвинцованного стекла, железа, бетона, баритового бетона, железобетона и даже воды. При этом эквивалентная толщина экранов намного превосходит ту, которая обеспечит кратность ослабления с помощью свинца или урана. Кирпич, бетон, баритовый бетон, железобетон и другие строительные материалы часто служат исходным сырьем для изготовления экранов, когда экраны одновременно являются строительными конструкциями сооружений. Вода - дешевый защитный материал, поэтому создание защитных экранов из нее на практике - нередкое явление. При устройстве эффективных экранов для защиты от рентгеновского и γ-излучения в первую очередь учитывают технологию производства и возможные экономические затраты (стоимость экранов из тех или иных материалов).

Защита от нейтронного излучения экранами основана на закономерности взаимодействия нейтронов с веществом. Наиболее эффективно поглощение тепловых, медленных и резонансных нейтронов, поэтому для поглощения быстрых нейтронов они должны быть предварительно замедлены. Максимальный замедляющий эффект имеют элементы с малым атомным номером, поэтому для защитных экранов обычно применяют воду, парафин, бетон и другие материалы, содержащие в составе много атомов водорода. Той же цели достигают и различные защитные материалы с повышенным содержанием бора.

Тепловые нейтроны очень хорошо поглощаются кадмием и бором, причем для полного их поглощения толщина слоя кадмия, например, равна нескольким десятым миллиметра.

Учитывая, что поглощение нейтронов сопровождается эмиссией захватных γ-квантов, необходимо предусматривать дополнительную защиту из свинца или других эквивалентных материалов.

В реакторах, например, с мощным излучением нейтронов, может быть несколько поглощающих слоев: первый слой для замедления нейтронов состоит из материалов, содержащих много атомов водорода (бетон, вода и т.д.), второй слой - для поглощения медленных и тепловых нейтронов (бор, кадмий) и третий слой (железобетон, сталь) - для поглощения γ-излучения.

Для защиты от β-потоков целесообразно применять экраны, изготовленные из материалов с малым атомным номером. При этом выход тормозного излучения невелик. Обычно в качестве экранов для поглощения β-излучения используют органическое стекло, пластмассу, алюминий. При особо мощных потоках β-частиц следует использовать дополнительные экраны для защиты от тормозного излучения.

При расчете защиты от ионизирующей радиации персонала и других людей с помощью экранов исходят из требований НРБ-99/2009.

Допустимые уровни мощности дозы при внешнем облучении всего тела от техногенных источников фотонного излучения приведены в табл. 6.5.

Таблица 6.5. Допустимые уровни мощности эквивалентной дозы при внешнем облучении всего тела от техногенных источников фотонного излучения
Назначение помещений	Мощность эквивалентной дозы, мкЗв/ч
Помещения постоянного пребывания персонала группы А	10
Места постоянного пребывания персонала группы Б	2.5
Жилые помещения и территории, где постоянно находится население	0.1

Методы расчета толщины защитных экранов и характеристика защитных материалов приведены в специальной литературе и справочниках.

По назначению защитные экраны условно разделены на 5 групп.

1-я группа - защитные экраны-контейнеры, в которые помещают радиоактивные препараты для их хранения в нерабочем положении и транспортировки. Мощность эквивалентной дозы излучения от вновь разрабатываемых переносных, передвижных и стационарных дефектоскопических, терапевтических и других аппаратов не должна превышать 10 мкЗв/ч на расстоянии 1 м от поверхности блока аппарата с источником. Мощность эквивалентной дозы излучения от вновь разрабатываемых радиоизотопных приборов не должна превышать 1 мкЗв/ч на расстоянии 1 м от поверхности блока прибора с источником.
2-я группа - защитные экраны для оборудования. При этом экранами полностью окружают все рабочее оборудование при положении радиоактивного препарата в рабочем состоянии или при включении высокого (или ускоряющего) напряжения на источники ионизирующей радиации.
3-я группа - передвижные защитные экраны - служат для защиты рабочего места на различных участках рабочей зоны.
4-я группа - защитные экраны, монтируемые как части строительных конструкций (стены, перекрытия полов и потолков, специальные двери и т.д.), предназначены для защиты помещений, в которых постоянно находится персонал, и прилегающей территории.
5-я группа - экраны индивидуальных средств защиты (щиток из оргстекла, смотровые стекла пневмокостюмов, просвинцованные перчатки и др.).

Экраны 1-й группы (контейнеры) широко используют при транспортировке радиоактивных препаратов и хранении их в нерабочем состоянии. Их изготавливают из различных материалов в зависимости от вида излучения излучателя: алюминия и пластмассы (для α- и β-излучателей), свинца, чугуна, стали (для γ-излучателей), парафина, бора (первый слой) и свинца, чугуна, стали (второй слой) - для нейтронных источников.

Транспортировка радионуклидов за пределами объектов, использующих источники, регламентируется специальными правилами.

Высокоактивные препараты в нерабочем положении хранят в контейнерах-хранилищах, составных элементах установок-излучателей. Например, γ-дефектоскопический стационарный аппарат имеет два контейнера: рабочий и контейнер-хранилище. Рабочий контейнер предназначен для размещения в нем источника излучения во время просвечивания и обеспечивает направленный выход конического пучка излучения; контейнер-хранилище - для хранения источника в нерабочем положении. Источник излучения перемещается из контейнера-хранилища в рабочий по специальному ампуловоду дистанционным управлением. Аналогичную конструкцию имеют и γ-терапевтические аппараты. В переносных γ-аппаратах контейнер-хранилище имеет специальный затвор, открытие которого специальным механизмом приводит в положение «Работа». Иногда при значительной мощности излучателей, например на мощных γ-установках, источник хранят в специальных камерах-хранилищах при сухом или водном типе хранения.

Экраны 2-й группы используют при установке радиоизотопных приборов технологического контроля, когда они при необходимости экранируются так, что за пределами экранов мощность дозы излучения не превышает 3 мкЗв/ч.

Экраны 3-й группы - передвижные ширмы разного назначения: для защиты рабочего места персонала от рассеянного излучения в рентгенодиагно-стических кабинетах, рабочего места врача и медицинской сестры при введении радиоактивных препаратов в организм больного в радиологических отделениях и т.д.

Экраны 4-й группы применяют при эксплуатации стационарных аппаратов и установок с открытым или неограниченным по направлению пучком излучения и при значительной мощности рассеянного излучения. Рабочую часть таких аппаратов и установок размещают в помещении, материал и толщина стен, пола и потолка которого обеспечивают при любых реальных положениях препарата и направлениях рабочего пучка ослабление первичного и рассеянного излучения до допустимого уровня. При этом пульт управления аппаратом (или установкой) размещают в смежном помещении, дверь которого блокируют с механизмом перемещения препарата или с блоком включения напряжения. Последнее позволяет исключить возможность случайного облучения персонала. Для этого предусматривают и устройства для принудительного дистанционного перемещения источника в положение «Хранение» при отключении энергопитания установки или другой аварии. При подводном хранении мощных источников γ-излучения применяют систему автоматического поддержания уровня воды в бассейне и систему сигнализации изменения ее уровня и повышения мощности дозы в рабочем помещении. Помещения, где устанавливают мощные изотопные установки, оборудуют системами блокировки и сигнализации положения облучателя и превышения заданной мощности дозы излучения.

Все радиоактивные источники необходимо регулярно проверять для установления возможной утечки радионуклидов и нарушения целостности оболочки препарата.

В системе защитных мероприятий при работе с закрытыми источниками очень важен радиационный и медицинский контроль.

6.3. ЗАЩИТА ПРИ РАБОТЕ С ОТКРЫТЫМИ ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Открытые ИИИ - источники, при использовании которых возможно попадание радионуклидов в окружающую среду. При этом возможно не только внешнее, но и внутреннее облучение персонала за счет газов, аэрозолей, твердых и жидких РАО, с последующей инкорпорацией в организме работников. Технологические процессы и операции, связанные с возможностью образования радиоактивных аэрозолей, часто имеют ведущее значение.

Наряду с обычными механизмами образования аэрозолей, которыми сопровождаются работы с неактивными материалами (например, при механической обработке, химических и металлургических процессах), для операции с радионуклидами в открытом виде характерны:

образование радиоактивных аэрозолей дочерних продуктов распада радона, торона и актинона, поступающих в воздух при работе с радием, торием и актинием, и радиоактивных газов ⁴¹Ar, ⁸⁹Kr, ⁹⁰Kr, ¹³³Xe, образующихся в атомных реакторах и других объектах;
образование радиоактивных аэрозолей при поступлении в воздух ядер отдачи с загрязненной радионуклидами поверхности; этот процесс встречают часто при распаде на поверхности радия, полония и плутония - агрегатная отдача;
образование радиоактивных аэрозолей в результате активации частиц обычной пыли при действии на них интенсивных потоков нейтронов.

Таким образом, источники образования радиоактивных аэрозолей - не только производственные операции, но и загрязненные радионуклидами рабочая поверхность, спецодежда и обувь.

Все объекты, потенциально опасные загрязнением радионуклидами рабочей среды, условно разделены на две группы.

1-я группа - лаборатории, учреждения и предприятия, где их использование в открытом виде предусмотрено технологией производства, например, в медицинских учреждениях для радионуклидной терапии и диагностики ряда заболеваний; в лабораториях сельскохозяйственного профиля для изучения усвоения растениями вносимых в почву удобрений, оценки роли микроэлементов в питании растений и решения других научно-исследовательских задач; в лабораториях промышленного профиля для изучения износа деталей разных устройств в машиностроении, для оценки шлакообразования и динамики плавки металлического лома в мартеновских печах;
2-я группа - объекты, на которых радионуклиды в открытом виде образуются неизбежно иногда как побочные нежелательные продукты технологического процесса, например, рудники по добыче радиоактивных руд и заводы по их переработке, атомные электростанции и экспериментальные реакторы, мощные промышленные ускорители заряженных частиц.

Потенциальная опасность внутреннего переоблучения персонала на этих объектах неравнозначна и зависит от общей активности радионуклидов на рабочем месте, их радиотоксичности, характера производственных операций. Чем больше их используют при работе, тем больше вероятность загрязнения воздуха, рабочей поверхности и тела работника.

Чем выше класс выполняемых работ с открытыми радионуклидными источниками, тем жестче гигиенические требования защиты персонала от внутреннего переоблучения. Главные принципы защиты остаются неизменными:

соблюдение принципов защиты при работе с источниками излучения в закрытом виде;
герметизация производственного оборудования для изоляции процессов - источников поступления радионуклидов в окружающую среду;
адекватная планировка помещений;
оптимизация санитарно-технических защитных устройств и оборудования;
использование средств индивидуальной защиты;
использование специализированных санитарно-бытовых устройств;
выполнение правил личной гигиены;
очистка от радиоактивных загрязнений поверхности строительных конструкций, аппаратуры и средств индивидуальной защиты.

Герметизация производственного оборудования максимально ограничивает поступление радионуклидов в воздух производственной зоны. Для этого в зависимости от класса выполняемых работ используют горячие камеры, камеры-боксы и вытяжные шкафы разных типов и конструкций. Работы I класса с α- и β-излучателями выполняют в герметичных боксах с рукавными резиновыми перчатками, вмонтированными в переднюю стенку.

При выполнении работ с γ-изотопами используют боксы со значительной толщиной защитных стенок - 200 мм стали (рис. 6.2, см. цветную вклейку), снабженные специальными дистанционными устройствами, в простейшем случае шпатовыми манипуляторами на шаровой основе. За операциями наблюдают через свинцовое стекло.

При работах с γ-излучателями значительной мощности в связи с увеличением толщины защитных экранов применяют механические манипуляторы (механические руки), наблюдение за операциями ведут с помощью оптических систем или телевидения - принципиальное устройство горячих камер.

Работы II и III классов выполняют в боксах, изготовленных из органического стекла, и вытяжных шкафах, которые оборудованы системами приточно-вытяжной вентиляции, коммуникациями для подвода горячей и холодной воды, сжатого воздуха, бытового газа и реагентов, узлами слива и сброса РАО. Отходы собирают в контейнеры-сборники. Камеры, боксы и вытяжные шкафы любых конструкций герметичны относительно.

Планировка помещений предполагает максимальную изоляцию работ с радионуклидами. Работы I класса проводят в отдельном здании или изолированной части здания, имеющей отдельный вход, работы II класса - изолированно от других помещений, работы III класса - в отдельных, специально выделенных комнатах (рис. 6.3).

Рис. 6.3. Схема устройства радиологической лаборатории с трехзональной планировкой для проведения работ I класса: 1 - горячие камеры (первая зона); 2 - ремонтно-транспортная зона (вторая зона); 3 - операторские помещения (третья зона)

В основу планировки помещений, предназначенных для выполнения работ I класса, положен принцип деления их по возможному радиоактивному загрязнению на три зоны:

первая зона - размещение оборудования камер, боксов, коммуникаций, являющихся основными источниками радиоактивных загрязнений;
вторая зона - периодически обслуживаемые ремонтно-транспортные помещения для проведения ремонта оборудования и других работ, связанных со вскрытием технологического оборудования;
третья зона - помещения для постоянного пребывания персонала - операторские, пульты управления и др.

Трехзональная планировка предусматривает неизбежность значительных радиоактивных загрязнений в первой зоне, периодическое превышение допустимого уровня загрязнения поверхности и воздушной среды во второй зоне, отсутствие превышающих ПДУ загрязнений в третьей зоне (см. рис. 6.3).

К планировке лабораторий для работ II и III классов не предъявляют жестких требований. В зависимости от характера операций с изотопами в состав этих лабораторий входят хранилища радионуклидов, фасовочная, помещения для выполнения работ с радиоактивными препаратами.

Разные варианты планировочных решений для работ этих классов предполагают разграничение лабораторий на участки, в которых опасность загрязнения воздуха и поверхности неодинакова. Возможен простейший способ трехзональной планировки лаборатории, при которой комнату делят стеклянными перегородками на 3 зоны. Это позволяет изолировать наиболее опасные операции (вскрытие бокса и ремонт оборудования) от всего помещения.

Работы III класса выполняют и в однокомнатной лаборатории, условно разделенной на зоны, в которых потенциальная возможность загрязнения разная.

Оптимизация санитарно-технических устройств и оборудования предполагает устройство специальных систем вентиляции, основное назначение которых - защита воздушной среды рабочих помещений от радиоактивных загрязнений.

В помещениях лабораторий и учреждений, где ведут работы I класса, необходимо устройство местной приточно-вытяжной и общей обменной систем вентиляции. Горячие камеры и боксы оборудуют местной приточно-вытяжной вентиляцией при снабжении ее двумя патрубками: приточный имеет обратный клапан и дроссель для регулирования подаваемого объема воздуха. Эта система должна создавать в боксах и камерах разряжение 20 мм вод.ст. Для предупреждения распространения радиоактивных загрязнений воздушным путем из первой зоны в третью в последней приток преобладает над вытяжкой. Таким образом, в помещениях лабораторий, предназначенных для работ I класса, воздух должен перемещаться в порядке возрастания потенциальной опасности для работников: из третьей в первую.

При установке камер и боксов в условиях обычной планировки лабораторий (работы II и III классов) в периодически открываемых проемах форкамер скорость движения воздуха должна быть не менее 1 м/с, скорость движения воздуха в рабочих проемах вытяжных шкафов и других укрытий - не менее 1,5 м/с. Воздухообмен в этих помещениях для работ II класса пятикратный, для работ III класса - трехкратный.

Если для работ с радионуклидами отведены отдельные участки помещений, в них необходимо устройство автономных систем вентиляции.

Вентиляционная система в помещениях для мощных установок (18,5 ТБк и более) и ускорителей заряженных частиц оборудуют в соответствии со специальными правилами:

каналы воздуховодов вытяжной вентиляции изготавливают из кислотостойких материалов, не сорбирующих радионуклиды, или облицовывают ими внутри;
для минимального загрязнения сборных воздуховодов непосредственно у боксов, камер, вытяжных шкафов устанавливают фильтры.

Устройство водопровода и бытовой канализации радиологических объектов должно соответствовать требованиям строительных норм и правил. Помещения, предназначенные для работ I-III классов, снабжают горячей водой. Краны для воды, подаваемой к раковинам, должны иметь смесители и открываться педальным или локтевым устройством. При проведении работ I и II классов предусматривают две системы канализации: бытовую и специальную. В учреждениях, где ежедневно образуются жидкие РАО объемом более 200 л и удельной активностью, превышающей в 10 раз и более допустимую концентрацию, устраивают специальную канализацию. Если ежесуточный объем жидких РАО не превышает 200 л, их собирают у места их образования в специальные емкости для последующей отправки на централизованные пункты захоронения.

Исключение из этого требования связано с работой лабораторий радионуклидной диагностики II и III класса. В соответствии с нормативным документом МУ 2.6.1.1892-04 в таких лабораториях все жидкие РАО, включая сливные воды из туалета для больных, допускают спускать в обычную бытовую канализацию.

Отделка помещений для работ с радионуклидами требует специальных материалов и покрытий, что продиктовано рядом обстоятельств. Интенсивное загрязнение поверхности радионуклидами приводит к дополнительному внешнему и внутреннему облучению персонала. Вследствие этого, если загрязнение поверхности превышает допустимые величины, необходимы мероприятия для удаления изотопов. Успешность их выполнения зависит от фиксации радионуклидов на поверхности из-за механического удерживания частиц, обусловленного пористостью, шероховатостью и неровностью поверхности, и физико-химического взаимодействия с материалом (адсорбции), диффузии вглубь, химического взаимодействия с материалом поверхности.

Многие строительные материалы, обладая высокой пористостью (дерево, кирпич, бетон, асфальт), легко фиксируют радионуклиды и плохо поддаются очистке.

Высокие сорбционные свойства линолеума различных марок, метлахской плитки часто ограничивают возможность их применения, так как они недостаточно хорошо отмываются от радиоактивного загрязнения. Наиболее совершенные материалы - нержавеющая сталь и стекло. Однако нержавеющая сталь достаточно дорога, поэтому ее применяют только для изготовления рабочей поверхности в боксах, камерах и других помещениях; стекло малопригодно из-за его хрупкости.

На основе ряда полимерных материалов (поливинилхлорид, полиэтилен) созданы новые покрытия, отвечающие санитарно-гигиеническим требованиям и технологии производства - поливинилхлоридный пластикат рецептуры 57-40, полиэтиленовые пленки. Пластикат толщиной 2 мм служит для покрытия полов, а пластикатовая пленка толщиной 0,5 мм - для защиты стен, потолков, оборудования.

Стены покрывают глазурованной плиткой, некоторыми лакоэмалевыми покрытиями, глифталевыми, перхлорвиниловыми красками, эмалью, лаком и эпоксидными смолами.

При выборе материалов покрытий для оборудования лабораторий, предназначенных для операций с радионуклидами, необходимо учитывать класс предполагаемых работ.

В помещениях для работ I и II классов полы и стены, а в ремонтной зоне и в помещениях для размещения оборудования и потолки покрывают специальными малосорбирующими материалами, стойкими к моющим средствам.

В помещениях для работ III класса стены на высоте не менее 2 м окрашивают масляной краской, а остальную часть стен и потолок - клеевой краской. Полы в этих помещениях покрывают линолеумом или пластиком.

В помещениях для работ I и II классов углы помещений должны быть закруглены для удобства мытья; края покрытий полов подняты и заделаны заподлицо со стенами. При наличии спецканализации полы должны иметь уклоны и трапы. Переплеты окон должны иметь простейшие профили, окна - со скошенными подоконниками или без них. Полотна дверей должны быть гладкими, щитовой конструкции.

Оборудование и рабочая мебель в помещениях для работы с радионуклидами в открытом виде должны иметь гладкую поверхность и конструкцию, позволяющую легко их обрабатывать моющими средствами. Наружную поверхность окрашивают нитроэмалями или масляной краской.

Мебель и оборудование закрепляют за помещениями соответствующего класса работ; мягкая мебель исключена.

Управление общими системами отопления, газоснабжения, сжатого воздуха, водопровода и групповые электрощиты выносят из рабочих помещений, где ведут работы I и II классов.

6.4. СРЕДСТВА ИНДИВИДУАЛЬНОЙ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ

В комплексе защитных мероприятий создания условий радиационной безопасности важное место занимают средства индивидуальной защиты (СИЗ), предназначенные для защиты органов дыхания и кожного покрова.

Повседневные работы с открытыми радиоактивными источниками имеют малую потенциальную опасность значительного загрязнения радионуклидами воздушной среды и поверхности. Мероприятия общего характера - герметизация оборудования, планировочные решения, дистанционное управление - предупреждают распространение радионуклидов в рабочей зоне. Однако при ремонтных и аварийных работах (при выходе из строя манипуляторов, вентиляционных агрегатов, горячих камер) и при устройстве новых технологических линий, когда значительная часть работ связана с выполнением ручных операций и непосредственным контактом работников с загрязненным оборудованием, радиоактивные вещества часто переносятся на спецодежду и инструменты, радиоактивные газы и аэрозоли поступают в воздух рабочих помещений. В этих условиях для обеспечения радиационной безопасности персонала средства индивидуальной защиты играют ведущую роль.

С увеличением потенциальной опасности внутреннего переоблучения персонала возрастают и требования к защитным свойствам средств индивидуальной радиационной защиты. Обычно с повышением эффективности защиты индивидуальных средств ухудшаются их физиолого-гигиенические показатели. Так, использование в респираторах более эффективных фильтрующих материалов повышает их сопротивление дыханию, а при работе в пленочном изолирующем костюме (наиболее эффективном средстве защиты) нарушается теплообмен человека с окружающей средой. В связи с этим нельзя рекомендовать универсальные средства защиты, и в каждом случае необходимы защитные средства, применение которых диктуется условиями конкретной радиационной обстановки.

В зависимости от характера проводимых работ все средства индивидуальной защиты условно делят на средства повседневного назначения, кратковременного и разового использования. Средства повседневного назначения - халаты, шапочки, латексные перчатки, комбинезоны, костюмы, спецобувь и некоторые типы противопылевых респираторов. Средства кратковременного использования - изолирующие шланговые и автономные костюмы, пневмокостюмы, противогазы. Согласно классификации, средства индивидуальной защиты по конструктивным и эксплуатационным особенностям разделяют на пять видов: спецодежда, спецобувь, средства защиты органов дыхания, изолирующие костюмы, дополнительные защитные приспособления (<<tab6_8,табл. 6.8).

Таблица 6.8. Классификация средств индивидуальной защиты, применяемых при работе с радиоактивными веществами (по С.М. Городинскому, В.Н. Клочкову, В.И. Рубцову)
Изолирующие костюмы	Шланговые	С автономным источником воздушного питания
	Средства защиты органов дыхания	фильтрующие
Респираторы
Противогазы		изолирующие
Пневмошлемы и пневмомаски
Противогазы	Спецодежда	спецодежда повседневного назначения
Хлопчатобумажная
Из синтетического волокна		спецодежда кратковременного пользования
Перчатки
Пленочная спецодежда	Спецобувь	основная спецобувь
Ботинки
Сапоги		дополнительная спецобувь
Полугалоши
Бахилы, чехлы	Дополнительные защитные приспособления
Очки
Щитки

К защитной одежде при работе с открытыми источниками наряду с общими требованиями предъявляют и особые требования, обусловленные необходимостью легкого удаления радиоактивных загрязнений:

детали одежды должны обладать одинаковой химической стойкостью;
одежду изготавливают с минимальным числом швов, клапанов, карманов;
обязательно надежное крепление отдельных узлов и деталей;
швы делают прочными, герметичными и гладкими (например, пленочную одежду изготавливают высокочастотной сваркой швов);
спецодежду повседневной носки изготавливают из хлопчатобумажной ткани (верхняя одежда и белье) и синтетических материалов типа лавсана (верхняя одежда), которые эффективны при возможном действии на них агрессивных химических веществ.

Средства индивидуальной защиты одноразового использования - халаты, бахилы, головные уборы, перчатки, маски и респираторы.

Спецодежда кратковременного использования - перчатки и пленочная одежда: полукомбинезоны, фартуки и нарукавники. Для изготовления перчаток используют нейритовые и бутилкаучуковые латексы, поливинилхлоридные и фторполимерные материалы, обладающие высокими защитными свойствами.

Пленочную спецодежду изготавливают из поливинилхлоридных и полиэтиленовых материалов. Эти дополнительные средства защиты применяют при возможности попадания радионуклидов на отдельные части тела работника. Прикрывая только часть тела, эти дополнительные средства не стесняют его движения и создают возможность частичного проветривания пространства под одеждой.

Широко распространена спецобувь - ботинки с верхом из искусственной кожи, ботинки с верхом из лавсановой ткани и резиновые сапоги без подкладки. Резиновые сапоги сочетают не только со спецодеждой повседневной носки, но и с изолирующими костюмами.

Дополнительная обувь необходима при всех работах с высокой опасностью загрязнения радионуклидами рабочей среды. При этом можно надеть пластиковые и резиновые бахилы и чехлы, галоши без подкладки.

При возможности загрязнения воздуха радионуклидами следует использовать средства защиты органов дыхания, которые делят на две группы: фильтрующие и изолирующие. Фильтрующие - приборы, в которых вдыхаемый воздух проходит через специальные фильтры (респираторы и противогазы), изолирующие - устройства, обеспечивающие подачу чистого воздуха для дыхания через шланги или с помощью кислородных приборов.

Широко распространены фильтрующие приборы для защиты органов дыхания - высокоэффективные бесклапанные респираторы. Фильтрующие материалы - слой нанесенных на тканевую подложку ультратонких волокон органических полимеров со стойким электростатическим зарядом. Высокая эффективность задержки аэрозолей этими материалами обеспечивается диффузным инерционным, гравитационным и электростатическим эффектами и эффектом касания частиц волокон при сближении их в процессе огибания потоками воздуха волокна на расстояние менее половины его радиуса. Частая фильтрующая основа в бесклапанных фильтрах - материал типа ФПП-15-1,5 с коэффициентом проскока 0,001-0,01% при скорости фильтрации воздуха 1 см/с.

Бесклапанные респираторы по характеру использования разделяют на респираторы одноразового (или кратковременного) и многократного применения. Они наиболее эффективны, так как создают герметичность лица. Схема конструкции респиратора одноразового пользования типа IIIБ-1 приведена на рис. 6.4. Фильтр в форме круга из одного листа материала без швов на фильтрующей поверхности служит корпусом полумаски респиратора. В подогнутом периферическом кольце фильтра по всей окружности размещен тонкий резиновый шнур с оплеткой, закрепленный на носовой части фильтра металлической пластинкой. В рабочее положение респиратор приводится вытягиванием на нужную длину и закреплением резинового шнура. При этом корпус респиратора обретает форму полусферы, а сила натяжения шнура равномерно распределяется на всю окружность подогнутого края фильтра.

Рис. 6.4. Основные конструктивные элементы респираторов одноразового использования (по С.Н. Шатскому): 1 - обтуратор; 2 - фильтры; 3 - крепления; 4 - каркас

Для изготовления респираторов «Лепесток-40» и «Лепесток-5» использован материал ФПП-70, имеющий меньшее сопротивление, для респиратора «Лепесток-200» - материал ФПП-15-1,5, более эффективный по отношению к мелкодисперсному аэрозолю.

Изолирующие средства индивидуальной защиты органов дыхания, например шланговые пневмошлемы, обладающие очень высокой защитной эффективностью (99,998%), обычно рекомендуют, если фильтрующие устройства не могут обеспечить необходимую защиту органов дыхания от радионуклидов (например, газообразные продукты).

Изолирующие костюмы используют при ремонтных и аварийных работах в условиях значительного загрязнения радиоактивными веществами воздушной среды, поверхностей оборудования и строительных конструкций. Они обеспечивают защиту работника при концентрациях аэрозолей, в 10 тыс. раз превышающих ДОА, и при концентрациях радиоактивных паров и газов, превышающих ДОА в 1 тыс. раз.

Пример изолирующего костюма - изолирующий комплект с автономным источником воздушного питания, состоящий из герметичного комбинезона, системы регенерации воздуха и охлаждающего (хлопчатобумажного) комбинезона-экрана, надеваемого поверх основного герметичного пластикатового комбинезона. Охлаждающий комбинезон в процессе работы регулярно смачивают водой.

В зависимости от класса проводимых работ рекомендуют использовать средства индивидуальной защиты:

при работах I класса и при отдельных работах II класса работников обеспечивают комбинезонами или костюмами, шапочками, спецбельем, носками, тапочками или ботинками, перчатками, бумажными полотенцами и носовыми платками разового пользования и в зависимости от характера возможного радиоактивного загрязнения воздуха средствами защиты органов дыхания;
при работах II и III классов работников обеспечивают халатами, шапочками, перчатками, тапочками и при необходимости средствами защиты органов дыхания; персонал, работающий с открытыми радиоактивными растворами и порошками, и персонал, убирающий помещения, помимо перечисленной спецодежды и спецобуви, обеспечивают пластикатовыми фартуками и нарукавниками или пластикатовыми полухалатами, дополнительной спецобувью (галоши, бахилы) или резиновыми сапогами;
при работах в условиях возможного аэрозольного загрязнения воздуха помещений радионуклидами (работы с порошками, кипячение радиоактивных растворов) необходимы специальные фильтрующие или изолирующие средства защиты органов дыхания;
изолирующие защитные средства (пневмокостюмы, пневмошлемы и иногда кислородные приборы) рекомендуют, если фильтрующие средства защиты не обеспечивают безопасности выполнения планируемых работ (ликвидация аварии, ремонтные работы).

6.5. САНИТАРНО-ГИГИЕНИЧЕСКИЕ СРЕДСТВА

В зависимости от класса выполняемых работ и числа людей, работающих с открытыми источниками, предусматривают санитарно-гигиенические средства и устройства: умывальные, душевые обычного типа, санитарные пропускники и санитарные шлюзы.

При работах III класса умывальники обычно устраивают с подводкой горячей и холодной воды, смесителями с педальным или ножным регулированием подачи воды. В отдельных случаях устраивают специальные умывальники, которые обеспечены моющими средствами и полотенцами или бумажными индивидуальными салфетками. Иногда при значительном числе людей, работающих с радионуклидами, предусматривают душевые обычного типа. При выполнении работ I и II классов обязательно устройство санитарных пропускников, которые должны иметь специальные помещения: гардеробы для верхней, домашней одежды и спецодежды, душевые, комнаты для дозиметрического контроля кожи и спецодежды, кладовые для хранения чистой и грязной одежды, помещения для хранения средств индивидуальной защиты, туалет, иногда сушилку.

Отделка помещений санитарных пропускников позволяет удалять с поверхности стен, потолков и пола радиоактивные загрязнения, поэтому полы здесь покрыты пластикатом; в душевых полу придают уклон и устраивают сливной трап. Стены в гардеробе для домашней одежды на высоте 2 м покрывают пластикатом или глазурованной плиткой. Верхняя часть стен и потолок имеют клеевую побелку. В помещениях грязного отделения стены покрывают пластикатом или глазурованной плиткой на всю их высоту, потолки окрашивают масляной краской. Санитарные пропускники оборудуют общеобменной приточно-вытяжной вентиляцией.

На объектах с трехзональной планировкой между второй и третьей зонами устраивают санитарные шлюзы, предназначенные для предупреждения выноса радионуклидов из загрязненных помещений в чистую зону. В условно чистой части санитарного шлюза предусматривают помещения для дополнительных средств индивидуальной защиты: респираторов, перчаток, галош, пневмомасок, пневмокостюмов и чистой одежды. В условно грязной зоне санитарного шлюза помещения, где находятся контейнеры для сбора загрязненных дополнительных средств защиты - специальные моющие обувь установки на входе в него со стороны второй зоны и оборудованные душевые для обмывания пневмокостюмов. На границе чистых и грязных помещений санитарного шлюза размещены дозиметрические приборы для контроля степени загрязнения работников и дисциплинирующий барьер.

Общая схема эксплуатации санитарного шлюза: работник при выходе из второй зоны очищает обувь на моющей установке, далее переходит к душевой установке и обмывает пневмокостюм; после обмывания костюма контролирует уровень загрязнения, снимает его и помещает на хранение; после снятия дополнительных средств защиты работник моет руки мягкой щеткой с мылом и проверяет уровень загрязнения рук и спецодежды. Если после предварительной обработки в санитарном шлюзе степень ее загрязнения превышает допустимый уровень, пленочную и резиновую спецодежду отправляют в спецпрачечную.

6.6. ПРАВИЛА ЛИЧНОЙ ГИГИЕНЫ ПРИ РАБОТЕ С ИСТОЧНИКАМИ ИЗЛУЧЕНИЙ

При попадании радионуклидов на спецодежду и кожу возможно дополнительное облучение кожи и поступление их в желудочно-кишечный тракт (ЖКТ) и через неповрежденную кожу. Кроме того, вероятен их перенос в чистые производственные помещения и жилые помещения. Вследствие этого при работе с открытыми источниками необходимо выполнять требования радиационной асептики - совокупность мер, направленных на предупреждение попадания радионуклидов на спецодежду и кожу работника. Например, главная задача работника при надевании и снятии перчаток - предупредить прикосновение незащищенных пальцев руки к наружной, потенциально загрязненной, поверхности перчаток.

Для профилактики попадания радионуклидов в ЖКТ при работе с растворами любой удельной активности необходимы автопипетки. Курение в рабочей зоне, хранение пищевых продуктов, косметики, домашней одежды и других предметов, не имеющих прямого отношения к работе с радионуклидами, прием пищи и пользование косметикой запрещены. При загрязнении кожи необходима своевременная ее санитарная обработка; с увеличением времени, прошедшего с момента загрязнения до обработки, увеличивается фиксация радионуклидов на коже. Кожу хорошо очищают мылом и теплой водой. Если такая обработка не дает желаемого результата, используют специальные моющие средства, например, ионообменный и комплексообразующий препарат «Защита».

После выполнения работ с открытыми источниками обязателен дозиметрический контроль загрязнения спецодежды и кожи работников с обязательным повторным контролем после санитарной обработки.

Основное условие безопасности работы с открытыми источниками - строгое выполнение инструкций и правил предупреждения загрязнения радионуклидами спецодежды, рук, тела, которые разрабатываются и утверждаются администрацией каждого объекта на основании существующих санитарных правил.

6.7. ОЧИСТКА РАБОЧИХ ПОВЕРХНОСТЕЙ ОТ РАДИОАКТИВНЫХ ЗАГРЯЗНЕНИЙ

При загрязнении радионуклидами оборудования, производственных помещений и средств индивидуальной защиты их очищают от радиоактивного материала. Благодаря специальным покрытиям большая часть загрязнений имеет слабую связь с поверхностями. Некоторое количество радионуклидов фиксируется прочно, поэтому загрязнения удаляют специально подбираемыми растворами, часто сложного состава, которые наиболее эффективно разрушают связь радионуклидов с поверхностью, возникшую за счет адсорбции и ионного обмена.

Вещества для удаления радиоактивных изотопов с поверхности - поверхностно-активные (жировое мыло, моющие порошки, сульфанол, препараты ОП-7, ОП-10, «Контакт Петрова») и комплексообразующие соединения (полифосфаты, аминополикарбоновые, лимонная и щавелевая кислоты и их соли).

Радиоактивные загрязнения, химически связанные с материалом покрытия, удаляют минеральными кислотами (соляная, серная, азотная) и окислителями (калия перманганат, водорода пероксид). Результаты обработки загрязненной поверхности этими средствами удовлетворительны, если после их применения уровень загрязнения не превышает допустимых величин.

Индивидуальные средства защиты - спецодежда (верхняя одежда и нательное белье), пленочные средства защиты (фартуки, нарукавники, комбинезоны, пневмокостюмы), перчатки и спецобувь - обрабатывают в специальных прачечных. Средства индивидуальной защиты предварительно сортируют по виду материала, из которого они изготовлены, по виду (α- и β-загрязненность) и уровню загрязнения. Такая сортировка проходит в санитарных пропускниках учреждений, где проводят работы с открытыми источниками. Эффективность очистки спецодежды проверяют радиометрическими приборами по α-загрязненности после обязательной предварительной сушки индивидуальных средств. Наиболее предпочтительными из указанных являются СИЗ разового назначения средств.

Если при высоком уровне загрязнения повторная обработка моющими средствами не дает необходимого эффекта и загрязнение обусловлено долгоживущими радионуклидами, производят демонтаж приборов и оборудования, смену материалов покрытий, которые рассматривают при этом как радиоактивные отходы, подлежащие переработке и захоронению.

Контрольные вопросы

По каким критериям проводят классификацию радиационных источников?
Какие источники ионизирующего излучения относят к закрытым источникам?
Каков основной принцип категорирования закрытых радионуклидных источников?
Каковы основные принципы обеспечения радиационной безопасности при работе с закрытыми источниками?
Какие источники ионизирующего излучения относят к открытым источникам?
Какие группы радионуклидов условно выделяют по радиотоксичности?
Каковы основные принципы системы защиты при работе с открытыми радиоактивными веществами?
Сколько существует классов работ с открытыми источниками излучения? Назовите принципы их разделения по классам.
Перечислите основные средства индивидуальной радиационной защиты.
Охарактеризуйте основные принципы проектирования помещений для работы с открытыми источниками.
Каковы правила личной гигиены при работе с открытыми источниками?
Каким образом очищают рабочие поверхности от радиоактивных загрязнений?

Глава 7. ГИГИЕНА ТРУДА ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ В МЕДИЦИНЕ

7.1. СРЕДСТВА И ТЕХНОЛОГИИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Основной объект приложения требований, средств и технологий радиационной гигиены - медицинская радиология. В ее состав входят дистанционная и контактная лучевая терапия закрытыми источниками излучения, лучевая диагностика (рентгенодиагностика), ядерная медицина (диагностика и лечение с использованием открытых радионуклидных источников излучения). Сравнительно недавно выделилась интервенционная радиология - различные малоинвазивные диагностические и терапевтические вмешательства под рентгеновским контролем.

В России работают более 250 клиник лучевой терапии, около 400 центров и подразделений ядерной медицины, число отделений и кабинетов рентгенодиагностики в разных клиниках и больницах - более десятка тысяч. В практике государственного санитарно-эпидемиологического надзора контроль использования источников ионизирующего излучения в медицине занимает важное место.

7.1.1. Лучевая терапия

Активное применение достижений ядерной и радиационной физики в медицинских целях привело к созданию многих источников и аппаратов для лечения онкологических больных и некоторых неонкологических заболеваний. Кроме облучения, радиационно-терапевтические технологии включают диагностическую поддержку, предлучевую топометрическую подготовку, клиническую дозиметрию и измерения радиационно-физических характеристик аппаратов, дозиметрическое планирование, укладку и иммобилизацию пациентов, формирование поля облучения, визуальный контроль области облучения, вопросы гарантии качества, радиационной безопасности и компьютерного сопровождения.

Рентгенотерапия

Дистанционное лучевое лечение пучками фотонного излучения до 1950 г. проводили рентгенотерапевтическими аппаратами, работающими при напряжениях на трубке 300 кВ, - ортовольтная (короткофокусная) лучевая терапия. С 1960 г. для облучения глубоко лежащих опухолей стали применять γ-терапевтические аппараты и позже ускорители электронов с возможностью генерации пучков тормозного излучения.

Рентгенотерапевтическая аппаратура для короткофокусного облучения при напряжениях на трубке менее 100 кВ (рис. 7.1, см. цветную вклейку) продолжает играть определенную роль при лечении больных с поверхностно расположенными опухолями, поскольку дозовое распределение рентгеновского излучения при некоторых формах поверхностных злокачественных опухолей более рационально, чем для электронов. Кроме того, исключена возможность использования дорогостоящего ускорителя; примерно такой же терапевтический эффект обеспечивается существенно менее затратными средствами и технологией. Так, при лечении опухолей кожи и века глаза короткофокусную рентгенотерапию применяют у 80% больных.

Дистанционная терапия с радионуклидными источниками

Во всем мире на десятках тысяч γ-терапевтических установок с радионуклидными источниками проводят ежегодно лечение сотням тысяч онкологических больных. В дистанционной терапии в качестве источников γ-квантов сначала использовали ²²⁶Ra, ¹³⁷Cs, ⁶⁰Co. Однако самым подходящим для лучевой терапии оказался лишь ⁶⁰Co, при распаде которого образуются два фотона с энергией 1,17 и 1,33 МэВ. Его преимущества перед радиевым и цезиевым источниками - возможность получать более высокую удельную активность (кюри/грамм), высокая средняя энергия фотонов и существенно меньшая стоимость терапевтических источников ⁶⁰Co.

В настоящее время в клиниках широко применяют γ-терапевтические аппараты с источниками ⁶⁰Со активностью 5000 Ки (185 ТБк). Современные аппараты обладают широкими функциональными возможностями, позволяющими использовать различные геометрии и режимы облучения. Дистанционное облучение может быть статическим или подвижным. Статическое облучение кожи больного производят одним или несколькими входными полями - однопольное или многопольное облучение. Многопольное облучение позволяет уменьшить дозу облучения поверхностных тканей.

Сравнительно недавно разработан специализированный γ-терапевтический аппарат - γ-нож (рис. 7.2, см. цветную вклейку). Он предназначен для стереотаксического (прицельного) облучения малоразмерных внутричерепных мишеней - злокачественных опухолей или врожденных дефектов кровеносных сосудов головного мозга (артериовенозных мальформаций). Радиационная головка аппарата содержит несколько десятков распределенных по полусфере источников ⁶⁰Co, от которых узко коллимированные пучки γ-излучения (тонкие лучи) направлены строго в одну и ту же точку пространства. При совмещении фокуса с облучаемой мишенью значительно увеличивается доза в мишени по сравнению с окружающими тканями головного мозга, благодаря чему патологический очаг как бы вырезается таким «лучевым скальпелем».

Дистанционное облучение высокоэнергетическими фотонами

Для дистанционного облучения высокоэнергетическими фотонами используют специализированные линейные электронные ускорители (рис. 7.3, см. цветную вклейку). Другие ускорители электронов (бетатрон, микротрон, синхротрон) практически уже не применяют и серийно не выпускают. На линейных ускорителях электронов получают пучки электронов высоких энергий, которые используют или непосредственно для облучения сравнительно неглубоко расположенной опухоли, или их направляют на металлическую мишень. При торможении в ней электронов образуется пучок тормозного излучения с непрерывным спектром в диапазоне энергий от нескольких кэВ до энергии падающих на мишень ускорителя электронов.

При максимальной энергии тормозных фотонов 20-25 МэВ максимум ионизации в мягких биологических тканях приходится на глубину 3-5 см. При этом ткани, находящиеся перед указанным максимумом, получают не более половины дозы. Недостаток этого вида излучения - сравнительно медленный спад дозы с глубиной, что приводит к нежелательному облучению тканей, расположенных за патологическим очагом по направлению распространения излучения.

При выборе вида источника излучения, особенно для лучевой терапии глубоко расположенных опухолей, предпочтение отдают линейным ускорителям. Это обусловлено их преимуществами перед γ-терапевтическими установками: уменьшение полутени пучка, возможность регулирования энергии фотонов, снижение радиационной опасности для медицинского и инженерного персонала и отсутствие необходимости захоронения радиоактивных источников.

Для технологий дистанционного облучения разработаны устройства и приспособления, позволяющие формировать дозовое поле необходимой для больного конфигурации, - коллиматоры пучка фотонов, формирующие блоки (болюсы, решетки и клинья), лазерные устройства центрации пучка, приспособления для иммобилизации больного в ходе облучения.

Наиболее перспективная технология - конформная лучевая терапия, сущность которой в том, что компьютерным управлением параметрами и геометрией пучка обеспечивается максимально возможное соответствие изоповерхности пространственного распределения дозы форме облучаемого патологического очага. Это достигается модуляцией интенсивности пучка излучения в пространстве при статическом и динамическом облучении и во времени при динамическом облучении. На этой основе разработаны и успешно применяются в клиниках высокотехнологичные методы облучения:

3DCRT - трехмерная конформная лучевая терапия;
IMRT - лучевая терапия с модуляцией интенсивности пучка излучения;
VMAT - подвижное облучение с объемной модуляцией пучка;
4DRT - облучение, синхронизированное с респираторным циклом больного;
SRS - стереотаксическая радиохирургия;
SRT - стереотаксическая лучевая терапия;
IGRT-лучевая терапия под контролем средств медицинской визуализации;
TBI - лучевая терапия с тотальным облучением всего тела больного.

Эти методы направлены на снижение объема облучения нормальных тканей, окружающих опухолевый очаг, при одновременном уменьшении поглощенной дозы их облучения.

Дистанционное облучение пучками электронов

Помимо γ-квантов иногда при облучении кожных и неглубоко расположенных новообразований используют и непосредственно пучки электронов от ускорителей. На выходе из ускорителя электронный пучок - тонкий луч диаметром около 3 мм. Для обеспечения равномерного облучения всего патологического очага его направляют на рассеивающую фольгу. Облучение пучками ускоренных электронов используют часто для интраоперационной лучевой терапии.

Контактная лучевая терапия

При использовании контактных методов облучения закрытые (капсулированные) радионуклидные источники (⁶⁰Со, ¹³⁷Cs, ¹⁹²Ir, ¹⁶⁹Yb и др.) помещают в опухоль или в непосредственной близости от нее. Полная реализация энергии излучателя на расстоянии нескольких миллиметров позволяет создавать высокие дозы облучения в органе-мишени с минимальным действием или даже без радиационного повреждения окружающих нормальных тканей. Иногда такой вид лучевого лечения называют брахитерапией. По уровню мощности дозы облучения больного брахитерапию подразделяют на низкодозовую, обозначая используемые для этого γ-терапевтические аппараты аббревиатурой LDR, и высокодозовую с обозначением HDR.

Основные способы подведения источника радиации

Внутриполостной метод облучения при лечении опухолей слизистой оболочки какой-либо полости тела или полого органа (прямой кишки, мочевого пузыря, влагалища, пищевода, носоглотки и т.д.). При этом источник излучения специальными аппликаторами, зондами или баллонами дистанционно вводят в естественные полости тела. Контактное облучение такого типа проводят с помощью аппарата типа АГАТ-ВУ, Микроселектрон (рис. 7.4, см. цветную вклейку).
Внутритканевой метод облучения - непосредственное введение радиоактивных препаратов в ткань опухоли. Его применяют при ограниченных новообразованиях, объем которых можно точно определить. Для LDR-терапии, например, опухолей предстательной железы, используют закрытые радиоактивные препараты с источниками ¹²⁵I, ¹⁰³Pd, ¹³¹Cs в иглах, проволоке, гранулах. Такие гранулы под ультразвуковым контролем вводят дистанционно и равномерно распределяют по всему объему простаты, где они и остаются постоянно.
Аппликационный метод облучения - закрытые радиоактивные препараты с помощью муляжей, масок, аппликаторов размещают на поверхности облучаемого участка. Этот метод применяют для лечения злокачественных опухолей глаза, кожи и слизистых оболочек. Если опухолевые клетки распространяются вглубь на 1-3 мм, то применяют бета-излучающие терапевтические источники ⁹⁰Sr - ⁹⁰Y, ¹⁰³Ru, если на 1-2 см, облучение проводят с помощью излучателей низкоэнергетических фотонов ¹²⁵I или ¹⁰³Pd. Гораздо реже для лечения экземы и псориаза применяют аппликаторы с адсорбированными на подложку α-излучающими дочерними продуктами распада радона.

Начиная с 1970 г., для контактной терапии применяют ²⁵²Cf, при спонтанном распаде которого образуются нейтроны и γ-излучение. Энергетический спектр нейтронов ²⁵²Cf - спектр деления сверхтяжелых ядер со средней энергией 2,35 МэВ. Отечественный опыт лечения опухолей головы, шеи, полости рта, мягких тканей, гинекологических опухолей и опухолей прямой кишки показал, что этот источник наиболее перспективен при контактном облучении опухолей.

Протонная терапия

Тяжелые заряженные частицы в поглощающей среде тормозятся главным образом из-за ионизационных потерь. Энергетические потери на единицу длины пути (линейные потери энергии, ЛПЭ) пропорциональны квадрату заряда частицы и обратно пропорциональны квадрату ее скорости.

Таким образом, с увеличением глубины проникновения энергетические потери на единицу пути тяжелых ионов и протонов (поглощенная веществом доза) увеличиваются и дают в конце пробега острый максимум - пик Брэгга (рис. 7.5). Вследствие его формы спад дозы от 90 до 20% максимальной дозы в патологическом очаге происходит на дистанции 3-5 мм.

Протонную терапию проводят начиная с 1960 г. на мощных высокоэнергетических ускорителях, предназначенных для исследований в области физики тяжелых заряженных частиц и физики высоких энергий. В настоящее время налажен серийный выпуск терапевтических ускорителей протонов (циклотроны и синхротроны), существенно повышающих клиническую эффективность лечения и снижающих ее стоимость по сравнению с чисто физическими установками.

Рис. 7.5. Зависимость дозы от глубины проникновения в биологические ткани для: I - рентгеновского излучения, 200 кВ; II - γ-излучения ⁶⁰Co; III - высокоэнергетического тормозного излучения, 22 МВ; IV - быстрых электронов, 22 МэВ; V - протонов, 200 МэВ; VI - модулированный пик Брегга для протонов с исходной энергией 200 МэВ

Типичные энергии протонов в пучках, используемых для лечения, - 150-250 МэВ. Для однородного облучения опухоли на всю ее глубину необходимо модифицировать острый пик Брэгга в распределение, равномерное в области расположения патологического очага, т.е. облучать больного пучком протонов с набором энергий. Это достигается специальными фильтрами-поглотителями, установленными на пути пучка. Обычно используют гребенчатые, вращающиеся, спиральные и другие фильтры. Подбором соответствующих параметров поглотителей и их геометрии добиваются необходимой ширины и равномерности плато с заданной точностью (см. рис. 7.5).

Нейтронная терапия

Подобно рентгеновскому и γ-излучению нейтроны - косвенно ионизирующая радиация. Пучки нейтронов высокой энергии для нейтронно-соударной терапии получают из ядерных реакций под действием заряженных частиц на циклотронах, линейных ускорителях или дейтерий-тритиевых (D-T) генераторах и при распаде тяжелых ядер типа ²⁵²Cf. Нейтронные генераторы более привлекательны для лечения по сравнению с циклотронами, они более компактные и дешевые. Однако тритиевые мишени имеют небольшой срок службы.

Второй тип нейтронной терапии связан с захватом медленных нейтронов ядрами бора (используют эффект резонансного захвата нейтронов) - нейтронно-захватная терапия, при которой борсодержащее соединение вводят в организм внутривенно. Атомы бора внедряются в опухолевую клетку, затем часть тела с патологическим очагом облучают пучком эпитепловых нейтронов, энергия которых при прохождении через биологические ткани до опухолевого очага снижается до тепловой энергии 0,025 эВ. Эти нейтроны образуются в ядерных реакторах и по отдельным медицинским каналам выводятся в расположенные за радиационной защитой процедурные помещения. После захвата теплового нейтрона ядро бора расщепляется на α-частицу и ядро лития, имеющие глубину проникновения порядка нескольких диаметров клетки (12-14 мкм):

Таким образом, погибают клетки, в которые были внедрены ядра бора. Частицы одинаково летальны для оксигенированных, гипоксических или находящихся в стадии покоя клеток.

Для повышения клинической доступности этого перспективного метода лучевой терапии разрабатывают безреакторные источники нейтронов в виде тандемных ускорителей протонов, где при взаимодействии их с бериллиевой мишенью получают пучок эпитепловых нейтронов с плотностью потока 10⁹ нейтронов/(см² с), достаточного для полноценной нейтронно-захватной терапии.

Терапия тяжелыми ионами

Последние исследования в области терапии тяжелыми ионами показали, что соотношение дозы в пике к дозе на плато на глубинной дозовой кривой наилучшее для ядер ¹²С и ²²Na. Тяжелые ионы имеют распределение дозы в виде узкого пика Брэгга.

Если необходимо облучить опухоль больших размеров, в формирующую линию пучка ускорителя вводят растровую сканирующую систему, которая позволяет увеличить клиническую эффективность метода и более точно распределить пучок непосредственно в области опухоли.

ОБЭ тяжелых ионов с большим Z значительно выше, чем у протонов. Она варьирует для разных ионов и их энергии в широких пределах - 2-20, что тоже обеспечивает их большой терапевтический потенциал. Опухолевые клетки обладают гораздо более высокой радиорезистентностью к действию фотонов, чем к действию тяжелых ионов.

В мире существуют несколько специализированных медицинских центров с циклическими ускорителями для лечения пучками ускоренных тяжелых ионов (США, Япония, Южная Корея, Германия, Китай). Ионная терапия клинически значительно эффективнее, чем протонная, поскольку обеспечивает существенно меньшее радиационное действие на нормальные ткани, окружающие опухоль, но имеет гораздо более высокую стоимость.

Таким образом, современная лучевая терапия - совокупность технически наиболее сложных высоких технологий, которые относятся к клинической медицине. Эти технологии обеспечивают эффективное лечение больных со злокачественными опухолями более 40 локализаций. Такая универсальность лучевых методов лечения достигается использованием ряда видов и методов облучения больных с разными факторами радиационной опасности (табл. 7.1).

7.1.2. Ядерная медицина

В клинической медицине существуют методы диагностики с визуализацией патологических и нормальных участков тканей организма человека с помощью различных физических агентов. По широте применения и диагностической значимости на первом месте стоят рентгенологические исследования разных типов, методов и технологий. Позже появились методы ультразвуковой, магнитно-резонансной, термографической и другой визуализации. Каждый из них обладает достоинствами и недостатками, наилучший диагностический эффект достигается их совместным использованием. В этом ряду достойное место заняла и радионуклидная диагностика (РНД) in vivo, основанная на использовании различных соединений, меченных радионуклидами - РФП. Сначала РНД применяли только в онкологии, но вскоре методы РНД были успешно распространены и в кардиологию, пульмонологию и другие разделы клинической медицины. Несколько позднее появилась РНД in vitro.

Почти одновременно с методами лучевой терапии, основанными на дистанционном и контактном облучении патологических очагов с помощью различных закрытых источников ионизирующего излучения, разработан еще один метод лучевой терапии, основанный на облучении очагов введением в организм больного терапевтических РФП, т.е. открытых источников излучения - радионуклидная терапия (РНТ). В современной научной литературе РНД и РНТ объединяют термином «ядерная медицина» (nuclear medicine).

Таблица 7.1. Применение ионизирующего излучения в лучевой терапии
Вид излучения	Источники излучения	E, МэВ	ОБЭ	Локализация опухоли	Факторы радиационной опасности
Традиционные виды излучения
Фотоны: рентгеновское излучение	Рентгеновские трубки	0.15-0.5	1	Дистанционная терапия: опухоли кожи, век, других поверхностных новообразований и др.	Внешнее облучение
γ-Излучение радионуклидов	γ-Терапевтические аппараты ⁶⁰Со	1,17; 1,33	1	Дистанционная терапия: рак молочной железы, мочеполовой системы, головы, шеи, ЖКТ, легких	Внешнее облучение
γ-Излучение радионуклидов	Радионуклидные γ-источники: ⁶⁰Со ¹³⁷Cs ¹⁹²Ir ¹²⁵I	1,17; 1,33 0,662 0,468; 0,316 0,027; 0,031	1	Контактная терапия: рак прямой кишки, мочевого пузыря, пищевода, носоглотки, женской половой сферы, предстательной железы, поверхностные раки	Внешнее облучение Внутреннее облучение при разгерметизации источников и при захоронении отработанных источников
Высокоэнергетические фотоны	Линейные ускорители	4-20	1	Дистанционная терапия: лимфомы, опухоли головы, шеи, легких, центральной нервной системы, ЖКТ, женской половой сферы, костей, мочеполовой системы	Внешнее облучение Внутреннее облучение от наведенной в воздухе радиоактивности
Электроны	Линейные ускорители	6-20	1	Дистанционная терапия: рак кожи, губы, органов головы и шеи, молочной железы. Контактная терапия: поверхностные поражения кожи и слизистых оболочек, опухоли глаза; внутриполостное и интраоперационное облучение	Внешнее облучение
	Радионуклидные β-источники:		1		Внутреннее облучение при разгерметизации источников и при захоронении отработанных источников
	³²P ⁹⁰Sr - ⁹⁰Y ²⁰⁴TI ¹⁰³Ru	1,711 2,258 0,760 0,210
Новые виды излучения
Протоны	Циклотроны, синхротроны и линейные ускорители	150-250	2	Внутричерепные новообразования, опухоли глаз, пищевода, гортани, простаты, шейки матки	Внешнее облучение Внутреннее облучение от наведенной в воздухе радиоактивности
Нейтроны	D-T генераторы с тритиевой мишенью.	0,25x10^?	2,5	Нейтронно-захватная терапия: меланома кожи с метастазами, глиобластома и другие опухоли мозга.	Внешнее облучение
	Циклотроны и линейные ускорители с бериллиевой мишенью	6-14	2,5-20	Нейтронно-соударная терапия: опухоли слюнных желез, костей, саркома мягких тканей, рак молочной железы	Внешнее облучение Внутреннее облучение от наведенной в воздухе радиоактивности
	²⁵²Cf	2,35	10	Контактная терапия: опухоли головы, шеи, прямой кишки, эндометрия в поздних стадиях	Внешнее облучение Внутреннее облучение при разгерметизации источников и при захоронении отработанных источников
Тяжелые ионы	Циклотроны и линейные ускорители	100-1000 МэВ/нукл.	20	Дистанционная терапия: опухоли глаза, органов, примыкающих к критическим структурам центральной нервной сиситемы	Внешнее облучение Внутреннее облучение от наведенной в воздухе радиоактивности
Отрицательные пионы	Циклотроны и линейные ускорители с бериллиевой мишенью	До 100	2	Экспериментальное применение

Радионуклидная диагностика in vivo

Сущность исследований: после введения в организм РФП радиодиагностической аппаратурой частично или полностью регистрируется 3-мерное пространственно-временное распределение РФП в организме больного, по характеру и параметрам которого решают те или иные диагностические задачи.

Диагностическая информативность РНД in vivo зависит от выбора РФП, его тропности к ткани патологического очага. На этот выбор влияет ряд факторов: клиническая цель исследования, отсутствие химической и радиационной токсичности, характер транспорта РФП в организме, устойчивость радиоактивной метки, простота приготовления и использования РФП, стоимость и доступность в условиях конкретной клиники. Оптимален для диагностических исследований РФП, который позволяет получить максимум диагностической информации при минимальной дозе внутреннего облучения больного и при доступной стоимости.

В настоящее время РНД-исследования выполняют с помощью различных РФП, меченных радионуклидом ^99mTc, - более 80%. Он по праву занимает уникальное положение и находится вне конкуренции с другими радионуклидами благодаря удачному сочетанию ряда достоинств:

с его помощью можно метить ex tempere (срочно, в условиях лаборатории РНД) подавляющее большинство фармацевтических соединений - от самых простых (элюат ^99mTc - раствор пертехнетата ^99mTcO₄) до самых сложных (моноклональные антитела); уже известно свыше 200 таких РФП;
отсутствует β-излучение, что позволяет значительно уменьшить лучевую нагрузку на больного;
период полураспада 6,05 ч обеспечивает, с одной стороны, стабильность скорости счета импульсов при измерениях обычной продолжительности 5-30 мин и, с другой - практически полный радиоактивный распад введенного в организм ^99mTc за 1-2 сут после инъекции РФП; это тоже работает на снижение лучевой нагрузки;
энергия единственной γ-линии ^99mTc (140 кэВ) соответствует оптимальному компромиссу между поглощением квантов в организме больного и высокоэффективной регистрацией сцинтилляционным кристаллом стандартной γ-камеры;
сравнительно небольшая стоимость изготовления и эксплуатации генераторов ^99mTc;
доступность генераторов ⁹⁹Mo - ^99mTc для любых подразделений РНД благодаря налаженной системе регулярных поставок;
простая технология получения элюата ^99mTc из генератора.

Радионуклидный генератор ⁹⁹Mo - ^99mTc (рис. 7.6) - стальной цилиндрический контейнер со съемной крышкой, в середине которой находится стеклянная или пластмассовая колонка, окруженная свинцовой защитой от γ-излучения. Внутри колонки находится сорбент (оксид алюминия или силикагель), на котором прочно адсорбирован материнский радионуклид ⁹⁹Mo. При промывании колонки физиологическим раствором (элюентом) происходит обмен ионами Cl^- и ^99mTcO₄^-, давая на выходе элюат ^99mTc в виде пертехнетата натрия Na⁺ (^99mTcO₄)^-. Для элюирования на иглу входного канала помещают флакон с элюентом, а на иглу выходного канала - вакуумированный пустой флакон, куда всасывается элюат под избыточным давлением из колонки, промываемой поступающим элюентом. Через 10-12 ч в генераторе опять накапливается ^99mTc, и можно повторять процесс элюирования.

Рис. 7.6. Радионуклидный генератор ⁹⁹Mo/^99mTc: 1 - флакон с элюентом; 2 - игла входного канала; 3 - вакуумированный флакон в защитном контейнере; 4 - игла выходного канала; 5 - мембранный фильтр; 6 - радиационная защита генератора; 7 - колонка с сорбентом

Около 60 лет основной прибор РНД исследования - γ-камера - γ-топографическая установка с неподвижным позиционно-чувствительным детектором γ-излучения. Рутинные γ-камеры уже уступили место установкам для однофотонной компьютерной томографии (ОФЭКТ) - по существу те же γ-камеры с качественно новыми функциональными возможностями. Такие томографические γ-камеры, наряду с возможностью работы в обычном режиме планарной сцинтиграфии, позволяют получать и послойные изображения распределения РФП в параллельных друг другу плоскостях, перпендикулярных чувствительной поверхности детектора.

Все большее распространение получают комбинированные ОФЭКТ/КТ-сканеры, которые снабжены находящимися в одном и том же гантри рентгеновскими компьютерными томографами (рис. 7.7, см. цветную вклейку). Это обеспечивает точную анатомическую привязку ОФЭКТ изображений, отражающих патологические изменения на функционально-физиологическом уровне, к КТ-изображениям, отражающим структурно-анатомические изменения.

Такое совмещение изображений разной модальности обеспечивает расширение диагностической информативности исследования в целом.

На качественно новую ступень развития поднялась РНД с появлением высокой технологии и серийно выпускаемых установок для позитронной эмиссионной томографии (ПЭТ). Наиболее часто используемые в ПЭТ ультракороткоживущие позитронно-излучающие радионуклиды ¹¹C, ¹³N, ¹⁵O, ¹⁸F обычно получают непосредственно в клиническом центре, близко от места их применения. Для этого разработаны и серийно выпускают малогабаритные циклотроны, на которых происходит бомбардировка пучками ускоренных протонов или дейтронов соответствующих мишеней, обогащенных изотопами. Ускоритель имеет сравнительно небольшие размеры и автономную передвижную радиационную защиту. Все технологические процедуры автоматизированы и фактически не требуют вмешательства оператора в процесс синтеза позитронных излучателей.

Период полураспада большинства радионуклидов для ПЭТ невелик, что делает невозможным доставку синтезированных на их основе РФП из мест их производства, удаленных от клинических ПЭТ-отделений на значительные расстояния. В такой ситуации для успешного использования ¹⁵О, ¹³N и ¹¹С ускоритель размещают близко к ПЭТ-сканеру, на территории клиники, в то время как ¹⁸F (период полураспада 110 мин) доставляют туда в виде уже синтезированных РФП из отдаленных мест их производства на циклотроне. Основной акцент делают на организацию в крупных городах ПЭТ-центров, имеющих помимо ПЭТ-сканера и циклотронно-радиохимический комплекс для производства позитронно-излучающих радионуклидов и синтеза РФП с контролем их качества. Такой комплекс содержит системы компьютерного управления, радиационной безопасности и мониторинга. Отделения ПЭТ в клиниках, не имеющих циклотрона, получают РФП из таких ПЭТ-центров или используют генераторы других позитронно-излучающих радионуклидов, в частности, ⁸²Rb, ⁶⁸Ga и ⁶²Cu для собственного производства РФП для ПЭТ.

Для получения каждого РФП используют радиохимический модуль, который позволяет контролировать синтез РФП в течение всех технологических операций. Некоторые из них комплектуют аналитическим оборудованием, позволяющим контролировать качество получаемых РФП.

На компьютере, входящем в комплект серийного томографа, производится реконструкция ПЭТ-изображений примерно по тем же алгоритмам, что и в ОФЭКТ. Результаты реконструкции представляются в виде серии изображений последовательно расположенных поперечных срезов тела больного, в последнее время - в виде единого 3-мерного ПЭТ изображения исследуемой области тела. Для анатомической привязки этих изображений используют только комбинированные ПЭТ/КТ- и ПЭТ/МРТ-сканеры (рис. 7.8, см. цветную вклейку); выпуск томографов только для ПЭТ прекращен.

Радионуклидная диагностика in vitro

Основной принцип метода - конкурентное связывание стабильного вещества (эндогенного лиганда) в пробе крови, концентрацию которого следует определить, и известного количества того же вещества, но меченного радионуклидом (меченого лиганда), с известным количеством связывающего агента, как правило, антитела (биндера). Воспринимающие рецепторы биндера вступают во взаимодействие с исследуемым веществом, например с гормоном, и с его меченным радиоактивностью аналогом, введенным в пробу крови. Между обоими веществами возникает конкуренция за рецепторы, за посадочные места, на молекулах биндера. Чем больше исходное содержание эндогенного немеченого лиганда в пробе крови, тем меньше молекул его радиоактивного аналога будет захвачено биндером. После инкубации смеси от нескольких минут до нескольких суток в зависимости от специфичности исследуемого антигена наступает состояние динамического равновесия процессов занятия и удаления немеченого и меченого лигандов с рецепторов биндера. Далее происходит разделение свободной и связанной радиоактивностей разными сорбентами, центрифугированием, хроматографией. Последний этап технологии in vitro анализа - радиометрия связанной радиоактивности и сопоставление ее результатов с эталонной кривой, полученной в результате анализа со стандартным содержанием исследуемого вещества (рис. 7.9).

Повсеместно в медицинской практике для РНД in vitro используют наборы с радиоактивной меткой ¹²⁵I, значительно реже используют наборы, меченные ³H, ¹⁴C, ³²P, ³⁵S. Суммарная активность наборов для 100 анализов меньше МЗА на рабочем месте; для ¹²⁵I МЗА - 1 МБк.

Радионуклидная терапия

Основной критерий выбора радионуклида-метки для терапевтических РФП - отношение уровней накопления РФП патологический очаг/нормальные ткани. Чем больше это отношение, тем больше доза внутреннего облучения патологического очага (часто опухолевого) при заданном уровне толерантного облучения нормальных тканей организма. Именно поэтому терапевтические РФП метят радионуклидами, которые при распаде испускают излучение с низкой проникающей способностью (α- и β-частицы, электроны). При этом желательно, чтобы наряду с этим радионуклид имел γ-излучение низкой интенсивности. Это приводит к сравнительно небольшому дополнительному облучению нормальных тканей организма больного, но позволяет методами планарной сцинтиграфии или ОФЭКТ выполнять дозиметрическое планирование РНТ, контролировать и корректировать распределение РФП в теле больного и определять дозы облучения в патологических очагах.

Подавляющее большинство терапевтических РФП используют амбулаторно, когда сразу после внутривенного введения РФП в организм больного его отпускают домой. Многократные контрольные измерения и расчеты показали, что такой больной не представляет радиационной опасности для людей, с которыми он контактирует, в том числе и в домашних условиях. Лучевая нагрузка на этих людей много меньше, чем указанный в НРБ-99/2009 предел эффективной дозы для населения 1 мЗв в год и ограничение по дозе 5 мЗв в год для людей, ухаживающих за таким больным.

Рис. 7.9. Радионуклидная диагностика in vitro

Исключение - больные, которым дают внутрь ¹³¹I-йодид натрия, причем больным III-IV стадии дифференцированного рака щитовидной железы обычно дают до 8 ГБк ¹³¹I-йодида натрия, больным диффузным токсическим зобом - до 1,5 ГБк того же РФП. После этого больной становится мобильным источником достаточно мощного γ-облучения для остальных больных и персонала подразделения РНТ. Его госпитализируют в «активную» палату с дополнительной радиационной защитой стен, дверей, пола и потолка, где он находится в закрытом режиме в течение нескольких суток, в зависимости от введенной активности РФП. Продолжительность такой госпитализации для первой группы больных - в среднем 4 сут, а второй группы - 3 сут. Из стационара больного выписывают по результатам дозиметрического контроля в соответствии с нормативами, указанными в НРБ-99/2009 (см. табл. 5.7). Если для лечения гипертиреоза больному дают не более 400 МБк ¹³¹I, то курс РНТ может быть амбулаторным.

Радонотерапия

Эта разновидность радионуклидной терапии стоит особняком от других методов ядерной медицины, которые используют в онкологии. Радонотерапия направлена на лечение других заболеваний, тогда как онкологическим больным она строго противопоказана.

Радонотерапия - один из видов бальнеотерапии, основанный на использовании с лечебно-профилактическими и реабилитационными целями радиоактивного излучения радона. По механизму действия радонотерапия - один из способов стимуляции защитно-приспособительных механизмов организма, с чем связано не только лечебное действие, но и повышение сопротивляемости организма к различным заболеваниям. По виду используемого излучения радонотерапия относится к α-терапии. Для радонотерапии применяют естественные и искусственно приготовляемые радоносодержащие среды.

Радонотерапевтические процедуры классифицируют по виду применяемой лечебной среды и характеру поступления радона и его дочерних продуктов в организм.

Купание в радоносодержащей воде: общие радоновые ванны (не проточные и проточные); местные (камерные) радоновые ванны (не проточные); купание в бассейнах с проточностью воды и без нее; подводный душ-массаж с использованием деэманированной радоновой воды; комбинированные ванны с содержанием в воде, помимо радона, иных бальнеологически значимых компонентов (соли, газы).
Воздушно-радоновые ванны (проточные и непроточные): общие и местные; парорадоновые ванны с высокой температурой и влажностью.
Вдыхание воздуха, содержащего дочерние продукты распада радона (радоновые ингаляции): радоновые ингаляции без дочерних продуктов; радоновые ингаляции с дочерними продуктами применяют только в естественных ингаляториях с очень низким содержанием радона и его дочерних продуктов в воздухе, например, на курорте Бад-Гаштейн в Австрии.
Прием внутрь радоносодержащих сред: питье радоновой воды; прием внутрь радоновых масел или угольных таблеток; подкожные инъекции радоносодержащих жидкостей.
Орошения радоносодержащей водой (радоновые орошения): вагинальные, ректальные, микроклизмы; орошения полости рта и носа; орошения головы; ректальные и вагинальные свечи, насыщенные радоном.
Местные аппликации: аппликации для внешнего облучения кожи (фильтровальная бумага, марля, тампоны и другие аппликаторы с дочерними продуктами радона или торона); аппликаторы, с помощью которых в кожу вводится радон, не исключено и внешнее облучение кожи (мази, лаки, твердофазные растворители радона, например, таблетки); компрессы, обертывания, укрывания с использованием радоновой воды.

Большинство методов радонотерапии применяют крайне редко, как правило, в исследовательских целях. Исключение - широко используемые радоновые ванны с водой естественного происхождения.

В 1910 г. приняты международные нормы содержания радона в радиоактивных водах: слабые - 1-10 нКи/л (37-370 Бк/л), средние - 50 нКи/л (1,85 кБк/л) и сильно радоновые 120-200 нКи/л (4,44-7,4 кБк/л) воды. К радоновым водам по российским бальнеологическим нормативам относят минеральные воды, содержание радона в которых не менее 185 Бк/л (уровень вмешательства по радону для питьевой воды - 60 Бк/л). При искусственном приготовлении радоновых ванн часто применяют концентрацию радона 40-200 нКи/л (1,5-7,5 кБк/л). При приеме полного курса белокурихинских радоновых ванн эффективная доза - 70-200 мкЗв. При таких малых дозовых нагрузках вред радоновых вод на организм человека отсутствует.

Радоновые ванны с природными и искусственными радоновыми водами - одна из самых распространенных бальнеологических процедур, которые применяют в санаториях и спа-центрах на многих курортах России и мира. Радоновые ванны и другие бальнеопроцедуры улучшают микроциркуляцию в коже, нормализуют работу сердца, выравнивают артериальное давление, повышают иммунокомпетентность, оказывают противовоспалительное действие, нормализуют морфологический состав и свертываемость крови, стимулируют регенерацию тканей, нормализуют основной обмен. Радонотерапия - эффективная альтернатива лечению нестероидными противовоспалительными препаратами.

7.1.3. Рентгенология

По широте клинического применения и диагностической значимости в современной медицине вне конкуренции стоят рентгенологические исследования, методики которых разнообразны.

Два основных метода получения рентгеновских изображений:

рентгенография - получение одного или нескольких изображений за короткий промежуток времени для изучения структурно-анатомических особенностей исследуемого органа;
рентгеноскопия - получение непрерывной серии изображений за продолжительный интервал времени для изучения структурно-функциональных особенностей визуализируемых органов, тканей и систем.

За более чем 100-летнюю историю развития рентгенодиагностики появилось большое число универсальных и специальных аппаратов и методик рентгенологических исследований. Типы конструкций аппаратов, режимы их работы и технологические особенности исследований зависят от конкретной клинической цели и от анатомо-физиологической особенности исследуемого органа. Технологии рентгенологических исследований разделяют на несколько больших групп.

Рентгенодиагностика общего назначения

Наиболее часто применяемый вид исследований - обзорная рентгенография органов дыхания, которую обычно выполняют в положении пациента стоя с предварительной регулировкой положения детектора (кассеты с фотопленкой или фотостимулируемым люминофором либо матричной цифровой панели) по его росту. Излучатель на штативе для центрации пучка на кассету перемещают по вертикали, для изменения масштаба снимков путем изменения фокусного расстояния - по горизонтали. Наиболее часто снимки выполняют в двух и более проекциях. Рентгеноскопию грудной клетки выполняют реже - только при изучении функционального состояния легких и сердца.

Особая группа рентгенодиагностических установок - передвижные аппараты, которые используют в нестационарных условиях, непосредственно в палатах, в отделении реанимации и интенсивной терапии, скорой помощи, в операционной. Передвижные рентгеновские аппараты для рентгеноскопии снабжены полипозиционным С-образным штативом, на противоположных концах дуги которого укреплены рентгеновский излучатель и твердотельный цифровой детектор, и оборудованы среднечастотным генератором и устройством получения твердых копий.

Флюорография

Фотосъемку рентгеновских изображений на малоформатную фотопленку с люминофорного экрана производят линзовой или зеркальной оптической системой, установленной между экраном и кассетой с фотопленкой. Флюорографические аппараты для массовых обследований обычно снабжены защитной кабиной для пациента.

Многие годы флюорографическое обследование было обязательным для всего населения. Несмотря на невозможность получения при флюорографии такой же диагностической информативности, как при обычной рентгенографии, и повышенный уровень облучения пациента, флюорография достаточно долго оставалась единственным массовым рентгенологическим исследованием. С развитием рентгеновизуализирующих технологий от флюорографии постепенно стали отказываться, заменяя ее более информативными и щадящими методами обследования. Однако в последние годы во всем мире наблюдают повышение заболеваемости туберкулезом, из-за чего такой отказ временно приостановлен.

В настоящее время в России налажен серийный выпуск флюорографических аппаратов, работающих на новых принципах цифрового преобразования и усиления рентгеновских изображений при существенно меньшей лучевой нагрузке и высоком качестве визуализации.

Маммография

Во всем мире рак молочной железы вышел на первое место среди онкологических заболеваний у женщин. Рентгенография молочной железы (маммография) - здесь основной метод диагностики, тогда как ультразвуковое исследование, магнитно-резонансную томографию и статическую сцинтиграфию используют только для уточнения диагноза при сомнительных результатах маммографии.

В большинстве маммографов применяют рентгенографию с системой экран-фотопленка. В качестве излучателя используют рентгеновскую трубку с молибденовым анодом, работающую при напряжении 20-35 кВ с экспозицией 40-50 мАс, причем продолжительность ее не превышает 1 с. Излучатель и приемник изображения размещены на одном штативе, на котором находятся устройства для их перемещения, фиксации и для компрессии молочной железы, обеспечивающей оптимальную геометрию ее визуализации.

Одна из особенностей маммографии - обеспечение выполнения прицельной пункционной биопсии, когда под рентгенологическим контролем биопсийную иглу через ткани фиксированной молочной железы подводят к патологическому очагу, из которого берут пробу ткани для гистологического исследования.

В последние годы налажен серийный выпуск отечественных маммографов с цифровыми позиционно-чувствительными детекторами, что позволяет существенно снизить лучевую нагрузку на пациентку.

Стоматологическая рентгенография

Эти исследования отличаются высокой специализацией по сравнению с остальными рентгенодиагностическими технологиями и наиболее широким применением в медицинской практике. Из общего числа рентгеновских снимков, получаемых ежегодно во всем мире, дентальная рентгенография составляет около 40%. Ее доля в общей лучевой нагрузке от рентгенодиагностики почти 50%. В последние годы здесь начинает доминировать рентгеновская компьютерная томография.

Стоматологическую рентгенодиагностику разделяют на две группы технологий:

внутриротовая рентгенография с размещением кассеты с фотопленкой в ротовой полости;
внеротовая рентгенография с размещением фотопленки снаружи тела пациента (ортопантомография).

Дентальные рентгеновские аппараты с регистрацией на фотопленку постепенно заменяют более современными установками цифровой рентгенографии. При внутриротовых исследованиях вместо фотопленки в ротовую полость помещают полупроводниковые пластины с ПЗС-структурой или кассеты с фотостимулируемым люминофором. Аналогичные детекторы используют и в ортопантомографических аппаратах различных фирм-изготовителей.

Остеоденситометрия

В связи с нарастающим старением населения большинства стран все более актуальной становится своевременная диагностика остеопороза - возрастного заболевания.

Проблему выявления остеопороза и оценки степени тяжести этого заболевания эффективно решают методом рентгеновской остеоденситометрии (абсорбциометрии), позволяющей определить контуры исследуемой кости и ее плотность.

Наиболее часто используют двухфотонную остеоденситометрию, при которой анодное напряжение постоянно и использован комбинированный К-фильтр из редкоземельных элементов. Такой фильтр разделяет непрерывный спектр рентгеновского излучения на два энергетических компонента - высокий и низкий (70 и 40 кэВ или 52 и 27 кэВ соответственно у разных фирм-изготовителей аппаратуры). Основное достоинство двухфотонной абсорбциометрии - возможность исследования практически любых отделов скелета пациента, в том числе и с большой толщиной мягких тканей. Дыхательные движения ткани не снижают точность измерений.

Рентгеновская компьютерная томография

Формально КТ - одна из многих рентгенодиагностических технологий. Однако частота применения, содержание и диагностическая информативность КТ-исследований оказались настолько высокими и иногда даже уникальными, что КТ необходимо рассматривать как отдельный и самостоятельный метод медицинского использования рентгеновского излучения. Вполне заслуженно за изобретение КТ Г. Хаунсфилд и А. Кормак получили Нобелевскую премию по медицине в 1979 г.

В любом компьютерном томографе существует четыре группы устройств:

для генерирования, коллимации и регистрации рентгеновского излучения с блоками сканирования и позиционно-чувствительного детектирования;
для укладки, позиционирования, иммобилизации и перемещения пациента;
для обработки результатов измерений и компьютерной реконструкции КТ-изображений;
для визуального представления и получения жестких копий этих изображений.

По особенностям конструкции, взаимному расположению и движениям в системе излучатель-пациент-детектор компьютерные томографы разделены на семь типов, условно называемых поколениями.

В последние годы появились спиральные томографы (шестое поколение КТ-сканеров), в которых система излучатель-детекторы совершает не один, а много оборотов, в течение которых стол с пациентом перемещается поступательно вдоль оси этого вращения. Спиральные многосрезовые томографы с несколькими линейками детекторов (седьмое поколение) позволяют регистрировать информацию сразу по нескольким поперечным срезам, по которым далее реконструируется 3-мерное изображение объекта (рис. 7.10, см. цветную вклейку).

Реконструированное КТ-изображение, в отличие от обычного теневого рентгеновского изображения, содержит количественную информацию о плотности тканей исследуемого объекта. Локальная оптическая плотность такого изображения обычно оценивается в единицах Хаунсфилда.

Область применения компьютерных томографов в медицине стремительно расширяется. Сначала их применяли только для традиционных целей - обнаружения патологического очага, оценки его распространенности и степени тяжести практически во всех органах и физиологических системах человека. По мере улучшения физико-технических характеристик систем КТ стали успешно решать более сложные задачи, проводить дифференциальную диагностику различных новообразований.

Разработка высокоскоростных томографов последних поколений дала возможность проводить динамическую КТ быстро протекающих физиологических процессов, в том числе при болюсном введении рентгеноконтрастного средства в сосуды без ЭКГ-синхронизации при КТ сердца.

Компьютерные томографы постепенно становятся основным средством топометрического обеспечения лучевой терапии опухолей различной локализации, заменяя обычно используемые для этого рентгеновские симуляторы терапевтического облучения. При интерпретации томограмм уточняют ранее полученную диагностическую информацию и определяют координаты, форму и объем облучаемого патологического очага. В современных системах КТ-симуляции эти данные автоматически вводятся в компьютерную систему дозиметрического планирования облучения.

Интервенционная радиология

Интервенционная радиология - сочетание в одной процедуре диагностических, часто рентгенологических, и лечебных мероприятий. На первом этапе рентгенологическим исследованием определяется характер и распространенность поражения. На втором этапе, обычно не прерывая исследования, рентгенохирург выполняет необходимые лечебные манипуляции с учетом информации, полученной на первом этапе. Все манипуляции проводят с чрескожным введением специальных инструментов (игл, катетеров, зондов, проводников, стентов) под постоянным рентгеноскопическим контролем.

Для визуального контроля интервенционно-радиологических процедур используют и другие средства и технологии медицинской визуализации: ультразвуковые аппараты и магнитно-резонансные томографы. В организм пациента вводят диагностические и (или) терапевтические РФП. Процедуры внутритканевой лучевой терапии с введением в организм больного закрытых радионуклидных источников под рентгеновским или ультразвуковым контролем тоже можно отнести к интервенционно-радиологическим технологиям.

До недавнего времени для ангиографии и других интервенционно-радиологических процедур использовали различные полипозиционные стационарные комплексы стоимостью несколько миллионов долларов. Однако появление современных передвижных аппаратов для цифровой рентгеноскопии с С-образным штативами позволило выполнять ангиографию непосредственно в операционной при выполнении операции (рис. 7.11, см. цветную вклейку).

В последнее время значительно расширено применение компьютерных томографов для проведения различных интервенционных процедур. Благодаря возможности высококачественной 3-мерной визуализации выбранного участка тела существенно повышена точность и лечебно-диагностическая эффективность этих процедур, а степень их инвазивности заметно снижена. Это достоинство КТ - основа ее применения для планирования и непосредственного использования в режиме реального времени в ходе хирургических операций, особенно на головном мозге; появилось новое понятие - виртуальная эндоскопия.

7.2. ПРОЕКТИРОВОЧНОЕ И ОРГАНИЗАЦИОННОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ГИГИЕНЫ ТРУДА

7.2.1. Лучевая терапия

Группы радиационно-терапевтических технологий с использованием закрытых источников ионизирующего излучения (радионуклидных и генерирующих) - дистанционное облучение, контактное облучение с низкой мощностью дозы (LDR) и контактное облучение с высокой мощностью дозы (HDR). Требования к помещениям и организации облучения в зависимости от технологии существенно различаются.

Для дистанционного облучения больных пучками γ-квантов, тормозного излучения и быстрых электронов необходимы функциональные помещения.

Помещения для ожидания больными очереди на облучение и на остальные технологические процедуры лучевой терапии. Площадь помещения для этого рассчитывают исходя из нормы - 12 человек на 1 радиационно-терапевтический аппарат; для больных, ожидающих очереди в кабинет врача-радиолога (радиационного онколога) - 8 человек на 1 врача. Площадь помещения должна обеспечивать размещение и свободный провоз в процедурное помещение каталки с лежачим больным.
Кабинет для размещения рентгеновского симулятора или компьютерного симулятора-томографа. Здесь же предусматривают небольшую кладовую для хранения средств иммобилизации и формирующих блоков.
Кабинет дозиметрического планирования размещают близко от кабинета с рентгеновским симулятором, они могут не быть смежными. Площадь кабинета должна обеспечивать размещение в зависимости от кадрового состава нескольких рабочих мест, оборудованных компьютерами, видеомониторами, принтерами, графопостроителями, устройствами ввода графической информации (дигитайзерами).
Кабинет для изготовления средств формирования пучка излучения и индивидуальных средств иммобилизации больного.
Один или несколько кабинетов выделяют для размещения средств модификации радиочувствительности облучаемых тканей и (или) всего организма больного (лазерная терапия, магнитотерапия, локальная и общая гипертермия, газовая гипоксия).
Процедурное помещение с ускорителем или γ-терапевтическим аппаратом с пультовой для размещения системы управления облучением. Размеры процедурного помещения (площадь и высота) должны обеспечивать беспрепятственное и безопасное для больного и персонала перемещение всех подвижных частей аппарата, в том числе и до их крайних положений.

Проход в процедурное помещение из помещения для ожидания должен быть удобным для перемещения ходячих и лежачих больных и для перевозки и монтажа оборудования. В самом процедурном помещении или в непосредственной близости от него предусматривают кладовую для хранения постоянно используемых при облучении устройств и оборудования (средства иммобилизации, формирующие блоки, аппаратура и приспособления для контроля качества облучения).

Входная дверь в процедурное помещение должна отвечать требованиям:

легкость открывания и закрывания;
материал и толщина полотна двери не должны допускать превышение установленных пределов дозы профессионального облучения персонала, находящегося в пультовой; требование обеспечивают конфигурацией защитного лабиринта в процедурном помещении и в меньшей степени конструкцией двери;
открывание и закрывание облегченной двери желательно выполнять вручную;
на двери должен быть хорошо различимый знак радиационной опасности установленной формы;
дверь должна свободно открываться изнутри процедурного помещения во избежание аварийного облучения персонала.

На входе в процедурное помещение устанавливают не менее двух систем блокировки: по мощности дозы излучения аппарата и по связи оборудования с аппаратом.

В процедурном помещении должна быть кнопка аварийного выключения аппарата с удобным доступом к ней персонала без необходимости пересечения первичного пучка излучения при любых положениях радиационной головки аппарата относительно облучаемого больного.

Кроме того, в процедурном помещении должны быть смонтированы:

устройства для настенного прикрепления систем лазерной центрации пучка на изоцентр поля облучения;
устройства видеонаблюдения за больным без мертвых зон пространства зала;
устройства двусторонней аудиосвязи между больным и оператором;
радиационный монитор для регистрации рассеянного излучения с автономным источником электропитания;
устройство плавного регулирования уровня освещенности;
автономная система аварийного освещения.

Лучевая терапия пучками протонов и легких ионов имеет специфику, связанную с большими размерами ускорителя и сложностью используемого оборудования. Помещения для размещения ускорительного комплекса, требующие усиленных нижних перекрытий или фундамента, располагают на первом или цокольном этажах, или в подвальном помещении (ниже уровня земли):

процедурная (каньон) собственно ускорителя:
помещение для линии транспортировки пучка протонов и (или) ионов;
процедурные помещения для облучения больных с гантри или фиксированным пучком;
зал для радиационно-физических и радиобиологических исследований.

В цокольном этаже или в подвальных помещениях рекомендуют размещать и системы электропитания ускорителя и вакуумного оборудования.

Все помещения блока низкодозового контактного облучения (LDR) должны находиться рядом для уменьшения расстояния транспортировки больных и источников излучения. Обязательный набор помещений следующий.

Кабинет-хранилище для хранения источников и подготовки их к введению больному. Площадь помещения должна быть достаточной для проведения процедур, получения источника, его хранения, подготовки к облучению, калибровки и возвращения в сейф после завершения терапевтической процедуры для выдержки на распад после истечения срока эксплуатации.
В кабинете-операционной вводят эндостат и аппликатор в тело больного и контролируют точность расположения катетеров, эндостатов и аппликаторов. Здесь же размещают оборудование для анестезии, для хранения и стерилизации зондов, катетеров, эндостатов.
Кабинет дозиметрического планирования располагают близко от операционной, но не обязательно смежно с ней. Его площадь должна быть достаточной для размещения компьютерного оборудования и устройств оцифровки изображений.
Палата, в которую доставляют больного после введения эндостата с источником, - «активная» палата, предпочтительно одноместная. Если ее проектируют на два и более места, в ней в непосредственной близости от каждой кровати устанавливают радиационно-защитные барьеры.

Набор помещений в блоке высокодозового контактного облучения (HDR) примерно такой же, как и в блоке для низкодозового облучения: операционная, кабинеты радиографический, планирования и лечебное помещение. Их располагают близко друг от друга для обеспечения максимальной пропускной способности и выполнения всех необходимых требований радиационной безопасности.

Требования к операционной и кабинету дозиметрического планирования такие же, как к блоку низкодозового контактного облучения.

Требования к лечебному кабинету здесь гораздо жестче, чем для низкодозового контактного облучения, и приближаются к требованиям для процедурных помещений дистанционного терапевтического облучения.

Пультовую располагают рядом с лечебным кабинетом, но рабочее место за пультом управления - вне прямой видимости входной двери в лечебный кабинет. Необходимо оборудование для аварийного удаления источника из тела больного и перемещения в контейнер временного хранения в безопасном положении, если источник нельзя извлечь в штатном режиме. На входной двери устанавливают блокировку, которая автоматически возвращает источник в контейнер-хранилище аппарата при несанкционированном открывании входной двери, световой индикатор наличия облучения типа «включено-выключено». В лечебном кабинете устанавливают монитор излучения с автономным электропитанием для контроля радиационной обстановки в помещении, причем прибор может быть снабжен пороговым устройством срабатывания по уровню мощности дозы.

7.2.2. Ядерная медицина

Подразделение радионуклидной диагностики размещают в помещениях, сгруппированных в блоки:

радионуклидное обеспечение (горячая лаборатория);
для радиодиагностических исследований in vivo;
общие и технические помещения.

В двух последних блоках рекомендуют проводить работы II класса при проектировании новых и реконструкции уже действующих помещений радиологического корпуса; вполне обоснованно выполнение и работы III класса с открытыми источниками.

Состав и площади помещений отделения радионуклидной диагностики in vivo выбираются в зависимости от числа и состава больных, аппаратного и технологического обеспечения, количества и ассортимента используемых РФП, кадрового состава, финансирования строительства, оснащения и сервисного обслуживания. Обязательные помещения блока радионуклидного обеспечения:

помещение для приема и распаковки транспортных упаковок с РФП;
хранилище РФП;
хранилище твердых РАО;
генераторная для размещения радионуклидных генераторов;
фасовочная РФП, объединенная с моечной;
основная и резервная процедурные;
туалет для больных;
санпропускник для персонала и больных на случай радиационной аварии.

В блоке радиодиагностических исследований in vivo необходимы помещения:

кабинеты для γ-камеры и (или) для радиометрии in vivo;
кабинеты γ-томографов (установок для ОФЭКТ и ОФЭКТ/КТ);
пультовые;
помещения для ожидания больными очереди на исследования.

Полы и стены помещения II класса работ покрывают слабо сорбирующими радиоактивность материалами с соответствующими сертификатами и стойкими к процедурам и средствам дезактивации (см. главу 6). Края покрытия полов поднимают и заделывают заподлицо со стенами, причем число стыков между отдельными листами покрытия должно быть минимальным.

В подразделении предусматривают отдельный вход для персонала и амбулаторных больных и отдельный вход со стальной дверью с охранной сигнализацией для приема упаковок с РФП и вывоза РАО, к которому следует обеспечить удобный подъезд и разгрузку специальных грузовых автомашин.

Требования к размерам и инженерному обеспечению кабинетов для γ-камер и γ-томографов определяются паспортными данными конкретных установок с учетом рекомендаций фирм-изготовителей аппаратуры и оборудования.

Автономная приточно-вытяжная вентиляция должна обеспечивать поток воздуха из менее загрязненных радиоактивностью пространств в более загрязненные.

В блоке радионуклидного обеспечения краны для воды, подаваемой к сливным раковинам, оборудуют педальными, локтевыми или бесконтактными смесителями, у каждой раковины устанавливают электросушилку для рук. Туалет для больных оборудуют устройством принудительного слива воды в унитазе либо его промывку выполняют педальным спуском воды. При этом для подразделений радионуклидной диагностики не требуется наличие автономной спецканализации с очистными устройствами и отстойниками-накопителями. Сливные и сточные воды из всех помещений, включая туалеты для больных, в соответствии с методическими указаниями МУ 2.6.1.1892-04 можно сливать непосредственно в бытовую канализацию.

Позитронная эмиссионная томография - тоже радионуклидная диагностика in vivo, но вследствие особой сложности и повышенной радиационной опасности требует выполнения дополнительных условий.

Требования к размерам, конфигурации и инженерному обеспечению каньона циклотрона, радиохимической лаборатории, кабинета позитронного томографа и его пультовой при проектировании определяются техническими паспортными данными конкретных установок с учетом рекомендаций фирм-изготовителей аппаратуры и оборудования и нормативных документов СанПиН 2.6.1.3288-15.

Циклотронно-радиохимический комплекс ПЭТ-центра - отдельно контролируемая зона, недоступная для посторонних людей и больных, с отдельным входом, снабженным воздушным шлюзом, запасным выходом и помещениями, сертифицированными для производства РФП клинического применения. Циклотрон размещают в специальном бункере с бетонными стенами и потолочным перекрытием. Помещения циклотронно-радиохимического комплекса располагают на первом этаже здания ПЭТ-центра либо в отдельном корпусе. Вход в бункер циклотрона перекрывается защитной дверью не менее чем с четырьмя типами блокировки.

Бункер циклотрона, радиохимическая лаборатория и радиодиагностический кабинет позитронного эмиссионного томографа рекомендуют делать смежными или на возможно минимальных расстояниях друг от друга. В зависимости от ассортимента и количества синтезируемых РФП в радиохимической лаборатории монтируют один или несколько горячих боксов и (или) несколько мини-боксов для ПЭТ-радиохимии в соответствии с рекомендациями фирмы-изготовителя.

Хранилище твердых РАО оборудуют защитной стенкой, за которой размещают пластиковые мешки или защитные контейнеры с твердыми РАО для выдержки на распад, и герметичным металлическим шкафом с местным отсосом для нерадиоактивных остатков технологических растворов.

Один санпропускник размещают у наружного входа в циклотронно-радиохимический комплекс с учетом возможного развертывания производства ¹²³I на циклотроне, другой - между блоком радионуклидного обеспечения и блоком общих помещений ПЭТ-центра.

В помещениях бункера циклотрона, радиохимической лаборатории и кабинета позитронного томографа предусматривают автономную приточно-вытяжную спецвентиляцию и кондиционирование воздуха, работающие раздельно с приточно-вытяжной вентиляцией остальных помещений ПЭТ-центра.

На вытяжных воздуховодах из указанных помещений устанавливают устройства очистки воздуха с фильтрами и адсорбентами радиоактивных газов.

Сливные воды из всех помещений блока радионуклидного обеспечения (за исключением помещения для синтеза РФП) и блока общих помещений, в том числе и из туалета для больных, допускают выводить в бытовую канализацию в соответствии с нормативным документом СанПиН 2.6.1.3288-15.

При наличии в медицинском учреждении самостоятельных структурных подразделений радионуклидной диагностики in vivo, in vitro, ПЭТ и радионуклидной терапии допустимо совместное использование помещений для приемки РФП и генераторов радионуклидов, их временного хранения и выдачи их для работы и общего хранилища твердых и жидких РАО.

Работы III класса в блоке радиодиагностических исследований in vitro проводят в отдельных помещениях, соответствующих требованиям к химическим лабораториям в соответствии с нормативным документом МУ 2.6.1.2808-10. Примерный перечень необходимых помещений:

помещение для получения, распаковки и хранения наборов;
хранилище твердых РАО;
процедурная для взятия проб крови у больных;
моечная для лабораторной посуды;
радиохимическая для проведения собственно реакций in vitro;
центрифужная;
криогенная для размещения низкотемпературных шкафов;
радиометрическая in vitro;
помещение для ожидания больных.

Первые четыре помещения и помещение для ожидания необходимы, если подразделение радионуклидной диагностики in vitro - самостоятельное структурное подразделение медицинского учреждения и не объединено с подразделением радионуклидной диагностики in vivo.

В самостоятельном подразделении радионуклидной диагностики in vitro помещение для распаковки и хранения наборов объединяют с хранилищем РАО, процедурную для взятия проб крови - с моечной. Радиохимическую, центрифужную и радиометрическую in vitro рекомендуют делать смежными и соединенными открываемыми передаточными окнами из обычного или защитного стекла толщиной 10-15 мм, расположенными на высоте 1 м от уровня пола. Радиохимическую и моечную комнаты оборудуют глубокими раковинами из нержавеющей стали со сливом в бытовую канализацию. Требования к вентиляции такие же, как в отделениях радионуклидной диагностики in vivo.

Слив жидких РАО от in vitro диагностики допускают в бытовую канализацию, как и при радиодиагностических исследованиях in vivo. С появлением нормативного документа ОСПОРБ-99/2010 в редакции 2013 г. требуют предварительного их разбавления водой, более высокого, чем это прописано в нормативном документе МУ 2.6.1.2808-10.

Помещения отделения радионуклидной терапии должны быть территориально сгруппированы по блокам: радионуклидное обеспечение, «активные» палаты и общие помещения. Все работы с открытыми радионуклидными источниками в отделении радионуклидной терапии рекомендуют отнести ко II классу.

Полы и стены помещений для работ II класса в блоках радионуклидного обеспечения и «активных» палатах покрывают слабо сорбирующими материалами, стойкими к средствам дезактивации и сертифицированными в установленном порядке. При наличии трапов (моечная, санпропускник) полы имеют уклоны в соответствии с установленными нормами.

Помещение для приемки и распаковки РФП, их хранилище, фасовочную и радиоманипуляционные (процедурные) рекомендуют делать смежными в том порядке, в котором они перечислены. Их соединяют открываемыми передаточными окнами с защитой из просвинцованного стекла. Моечную объединяют с фасовочной и оснащают их глубокими раковинами из нержавеющей стали со сливом в бытовую канализацию и трапом со сливом в спецканализацию.

Хранилище РФП снабжают бетонной защитной стенкой и (или) защитным многоячеечным сейфом.

Хранилище твердых РАО оборудуют стационарными бетонными и (или) собираемыми из металлических блоков защитными стенками, за которыми размещаются пластикатовые мешки с твердыми РАО для выдержки на радиоактивный распад. Всю площадь хранилища рекомендуют разделить на три зоны для хранения РАО разных категорий по удельной активности.

Помещение для дневного пребывания амбулаторных больных разделяют стационарными защитными стенками, толщина и материал которых определены и рассчитаны лицензированной проектной организацией в зависимости от типа используемых РФП и их активностей. В непосредственной близости от этого помещения должен находиться туалет для амбулаторных больных со сливом в спецканализацию.

Планировка «активных» палат должна минимизировать облучение персонала от больных и каждого больного от остальных больных, находящихся в отделении РНТ, в том числе и в той же «активной» палате. Для этого внутри двухместной и (или) трехместной палаты устанавливают экранирующие стенки теневой защиты (стационарные или передвижные). Душевую установку в «активной» палате ранее не предусматривали для снижения объема сбрасываемых в спецканализацию жидких РАО. Однако с появлением вакуумной спецканализации с дозированным сбросом воды в палатах стали устанавливать душевые установки.

Кабинеты сцинтиграфии и радиометрии не должны быть смежными с «активными» палатами и помещениями блока радионуклидного обеспечения. Кабинет интервенционной радиологии с пультовой, в котором находится аппарат для рентгенологического контроля внутриартериального введения РФП, должен отвечать требованиям, установленным для рентгенооперационных.

Пункт радиационного контроля больных и санпропускник для больных рекомендуют сделать смежными. Кладовая личной одежды, обуви и вещей госпитализированных больных не имеет окон и закрывается стальной дверью с сейфовым замком с охранной сигнализацией.

Пост медицинской сестры оборудуют двусторонней аудиосвязью и телевизионным наблюдением за больными «активных» палат.

Туалет для персонала должен быть недоступен для амбулаторных больных и тем более для больных из «активных» палат отделения радионуклидной терапии.

Средства вентиляции помещений отделения радионуклидной терапии подразделяют на две автономно работающие системы: спецвентиляция блоков радионуклидного обеспечения и «активных» палат; вентиляция блока общих и вспомогательных (коридоры, переходы) помещений отделения радионуклидной терапии.

К спецвентиляции подсоединяют:

все «активные» палаты;
хранилище твердых РАО;
станцию спецочистки (выдержки) жидких РАО;
фасовочную РФП, в том числе все защитные боксы;
радиоманипуляционные (процедурные кабинеты);
помещение для дневного пребывания амбулаторных больных;
туалет для амбулаторных больных.

В «активных» палатах возможна установка и эксплуатация кондиционеров воздуха со сменными фильтрами йодной очистки воздуха. Остальные помещения блоков радионуклидного обеспечения и «активных» палат можно подсоединять к общей вентиляции радиологического корпуса.

7.2.3. Рентгенология

Кабинет рентгенодиагностики целесообразно размещать централизованно в составе рентгеновского отделения, между стационаром и поликлиникой. Флюорографические кабинеты приемного отделения стационара и поликлиник и рентгеностоматологические кабинеты размещают отдельно. Вход в рентгеновское отделение для больных стационара и поликлинического отделения выполняют раздельным. Размещать рентгеновский кабинет под помещениями, откуда возможно протекание воды через потолочное перекрытие (бассейн, душевые, санпропускник, туалеты), недопустимо. Рентгеновский кабинет не должен быть смежным с палатами для беременных и детей.

Рентгеновский аппарат размещают так, чтобы первичный пучок излучения был направлен в сторону капитальной стены, толщину которой рассчитывают при проектировании. Перед входом в рентгеновский кабинет помещают световое табло «Не входить!» бело-красного цвета, которое автоматически загорается при включении анодного напряжения на рентгеновской трубке; возможно нанесение на световой сигнал знака радиационной опасности.

Пульт управления рентгеновского аппарата, как правило, располагают в пультовой комнате, кроме передвижных, палатных, хирургических, флюорографических, дентальных аппаратов, маммографов и аппаратов для остеоденситометрии. В пультовой комнате возможна установка второго рентгено-телевизионного монитора, автоматизированного рабочего места рентгенолога и рентгенолаборанта. При размещении в кабинете более одного рентгенодиагностического аппарата предусматривают устройство блокировки одновременного включения двух и более аппаратов. Для контроля состояния больного устанавливают смотровое окно и переговорное устройство громкоговорящей связи. Для наблюдения за больным допустимо использовать телевизионные и другие видеосистемы.

Передвижными, палатными, рентгенохирургическими, флюорографическими, дентальными, маммографическими аппаратами управляют непосредственно в помещении, где проводят рентгенологическое исследование выносным пультом управления на расстоянии не менее 2,5 м от рентгеновского излучателя, аппаратов для остеоденситометрии - не менее 1,5 м.

Средства защиты, поставляемые в виде готовых изделий (двери, смотровые окна, ширмы, ставни, жалюзи), должны обеспечивать уровень радиационной защиты, одинаковый с таковым при стационарных средствах защиты (стены, перекрытия, перегородки). Рентгеновские кабинеты любого назначения снабжают обязательным наборами передвижных и индивидуальных средств радиационной защиты, которые указаны в СанПиН 2.6.1.3311-15 и которые контролируются аккредитованной организацией регулярно, не реже 1 раза в 2 года.

Интервенционные радиологические процедуры (ИР-процедуры) - любые инвазивные действия с диагностической, профилактической или лечебной целью, при выполнении которых используют генерирующие и (или) радионуклидные источники ионизирующего излучения.

В действующих нормативных документах обеспечения радиационной безопасности лучевой терапии, радионуклидной диагностики и рентгенодиагностики не указаны требования к гигиене труда персонала при выполнении ИР-процедур. В настоящее время разрабатывается отдельный СанПиН для ИР-процедур, где этот недостаток устраняют.

Для проведения ИР-процедур выделяют отдельные помещения согласно профилю, мощности и структуре медицинского учреждения. Эти помещения рекомендуют размещать компактно в непосредственной близости друг от друга. Они могут входить в состав помещений одного из подразделений лучевой диагностики (рентгеновской, ультразвуковой, магнитно-резонансной) или хирургии. Планировка и оснащение помещений для ИР-процедур должны обеспечивать защиту больных и персонала от наружного облучения генерирующими и радионуклидными источниками, от поступления радионуклидов в эти помещения и в окружающую среду использованием стационарных (стены и перекрытия помещений), передвижных (защитные экраны, индивидуальные средства защиты) и технологических (вентиляция и канализация) защитных барьеров.

Все рабочие помещения подразделения интервенционной радиологии разделяют на функциональные зоны:

получение и хранение радионуклидных источников;
подготовка индивидуальных порций РФП и сборок закрытых радионуклидных источников;
имплантация радионуклидных источников и введение хирургических, диагностических и лекарственных средств под рентгеновским контролем, имплантация радионуклидных источников под ультразвуковым, магнитно-резонансным или эндоскопическим контролем;
интраоперационное введение радионуклидных источников ионизирующего излучения под визуальным контролем;
хранение твердых РАО;
наблюдение и уход за больным после ИР-процедур.

При проведении ИР-процедуры под рентгеновским, ультразвуковым, магнитно-резонансным, визуальным или эндоскопическим контролем с введением в организм пациента открытого (РФП) и (или) закрытого радионуклидного источника, наличие всех перечисленных функциональных зон обязательно.

Палата стационара для наблюдения за больным после ИР-процедуры может быть одноместной или многоместной и изолированной от зон с интенсивным передвижением персонала, других больных и посетителей. В палате необходима дополнительная передвижная радиационная защита, если по данным радиационного контроля мощность эквивалента дозы на расстоянии 1 м от больного с введенным в его организм РФП или закрытым радионуклидным источником превышает 20 мкЗв/ч.

Вентиляция во всех рабочих помещениях подразделения интервенционной радиологии, в которых проводят работы с генерирующими и (или) радионуклидными источниками, должна быть автономной приточно-вытяжной.

7.3. ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПЕРСОНАЛА

Медицинский, физико-технический и вспомогательный персонал, работающий в радиологических подразделениях медицинских учреждений, - одна из самых многочисленных групп профессиональных работников, занятых использованием разных открытых и закрытых источников ионизирующего излучения. Обеспечение радиационной безопасности персонала этих подразделений на адекватном уровне - одна из актуальных проблем использования ионизирующего излучения в медицине, для решения которой необходимо постоянное проведение квалифицированных мероприятий физико-технического и организационно-административного характера.

7.3.1. Лучевая терапия

Основные меры обеспечения радиационной безопасности персонала при терапевтическом облучении:

точный выбор расположения в радиологическом корпусе процедурных помещений с радиационно-терапевтическими установками, конфигурации и размеров каждого процедурного помещения, материала и толщины их защитных стен, геометрии и размеров защитного лабиринта;
предотвращение попадания персонала в процедурное помещение при терапевтическом облучении больного, во время регламентного ремонта, при наладке, испытании и калибровке аппаратуры и оборудования, находящихся в процедурном помещении, когда включен пучок электронного или фотонного излучения;
использование принципов защиты временем, расстоянием и экранированием при работе с γ-терапевтическими аппаратами для внутритканевого и внутриполостного облучения;
выполнение программ гарантии качества радиационно-терапевтических установок и радиационного контроля уровней внешнего облучения персонала.

Для обеспечения безопасности регламентного технического обслуживания и калибровки радиационно-терапевтических аппаратов радиационную головку снабжают устройством подачи звукового сигнала и (или) устройством хорошо видимого светового сигнала, который подается при несанкционированном включении установки с пульта управления. Кроме того, внутри процедурного помещения необходимо поместить измеритель мощности дозы со звуковым или световым индикатором, который включается при превышении порогового значения мощности дозы в процедурном помещении (обычно 12 мкЗв/ч).

В среднем эффективная доза профессионального облучения персонала, постоянно занятого работой на кобальтовых аппаратах, не превышает 1-2 мЗв/год. Более высокую дозу персонал может получить при аварийном облучении при заклинивании затвора аппарата, отказе таймера, поскольку придется заходить в процедурное помещение для эвакуации больного.

При использовании терапевтических ускорителей с пучками тормозного излучения больше 10 МВ в мишени ускорителя, выходном окне его вакуумной камеры и в выравнивающем фильтре за счет фотоядерных реакций возникает наведенная радиоактивность. При этом образуется совокупность коротко- и среднеживущих радионуклидов, испускающих γ-кванты различной энергии и после выключения ускорителя - ¹⁸⁵W, ⁵²Mn, ⁵⁴Mn, ⁵⁹Fe, ⁵¹Cr, ⁵⁷Co, ⁶⁰Co и некоторые другие радионуклиды с периодом полураспада 6-1900 сут. Однако их активность не превышает нескольких кБк, вследствие чего уровень дополнительного облучения в непосредственной близости от радиационной головки ускорителя существенно ниже уровня лабораторного радиационного фона внутри помещения. Вследствие этого персонал может заходить в процедурное помещение для смены одного больного на другого сразу после выключения пучка излучения. Уровень наведенной радиоактивности в бункере протонного ускорителя гораздо выше. Процедурное помещение и бункер ускорителя территориально разнесены друг от друга, поэтому смену больных тоже выполняют сразу после окончания сеанса протонной терапии.

Вентиляция процедурного помещения ускорителя медицинского назначения должна обеспечивать снижение концентрации токсических веществ в воздухе процедурной, прежде всего озона, до допустимых величин в течение всего времени работы ускорителя в лечебном режиме. Необходимую кратность воздухообмена в процедурном помещении при работе ускорителя устанавливают на этапе проектирования, но не менее 3 раз притока и 4 раз при вытяжке. При этом запретный период по уровню озона для прохода персонала в процедурное помещение не предусмотрен для всех медицинских ускорителей с пучками электронов, фотонов и протонов. При необходимости прохода в бункер протонного ускорителя предварительно рассчитывают продолжительность запретного периода, исходя из радиационно-физических параметров укорителя, обусловливающих уровни наведенной радиоактивности и озона в воздухе.

Обеспечение радиационной безопасности персонала, работающего на γ-терапевтических аппаратах для контактного облучения с низкой мощностью дозы (LDR), имеет специфику, обусловленную необходимостью выполнения подготовки, введения в организм больного и удаления из него закрытого радионуклидного источника. Для безопасной эксплуатации таких источников необходимо выполнять требования:

каждый источник должен иметь ясно различимые метки, позволяющие достоверно определять вид радионуклида, его активность и инвентарный номер;
обеспечение жесткого контроля места пребывания источника: он может находиться только в хранилище, в устройстве его местной транспортировки или в теле больного;
регулярные ежегодные проверки каждого источника на наличие поверхностного радиоактивного загрязнения; при обнаружении нефиксированного (снимаемого) загрязнения более 2 кБк - источник негерметичен; необходим немедленный ремонт или списание источника; установку необходимо дезактивировать;
в помещениях, смежных с процедурным кабинетом, необходим периодический контроль мощности дозы γ-излучения;
хранилище источников должно быть обеспечено устройствами, позволяющими определить, сколько и какие источники находятся на хранении в настоящий момент времени;
хранилище должно быть постоянно закрыто и находиться на охранной сигнализации;
после каждой терапевтической процедуры контактного облучения и удаления источника из тела больного его следует подвергнуть радиационному контролю переносным измерителем мощности дозы, чтобы убедиться, что внутри тела не осталось никакой радиоактивности.

Для γ-терапевтических аппаратов, обеспечивающих контактное облучение по технологии последовательного введения источников с высокой мощностью дозы (HDR), существуют и другие дополнительные требования:

на защитном сейфе, где хранятся такие источники, должна быть ясная схема их размещения внутри сейфа;
для перемещения источников обязательно использование дистанционных манипуляторов типа шпаговых держателей;
из хранилища в процедурную источники транспортируют только в защитных контейнерах на транспортной тележке;
после удаления из тела больного источник стерилизуют;
окраска поверхности источника должна быть яркой, чтобы его можно было легко найти при потере;
раковина для слива сточных вод после стерилизации или дезактивации поверхности источника должна быть снабжена защитной решеткой, размеры отверстий которой меньше минимального размера источника;
транспортировочные шланги и их сопряжения с другими элементами конструкции γ-терапевтического аппарата необходимо регулярно контролировать для предотвращения задержки в них источников.

В дистанционной лучевой терапии все более широкий переход от использования кобальтовых γ-терапевтических аппаратов к линейным ускорителям позволил фактически обнулить дозу излучения утечки, получаемого персоналом при укладке больного на аппарат, и решить экологическую проблему, связанную с необходимостью захоронения отработанных источников излучения.

7.3.2. Ядерная медицина

Радиационная защита персонала подразделений ядерной медицины имеет выраженную специфику, обусловленную необходимостью предотвращения или снижения уровней внешнего и внутреннего профессионального облучения.

Для снижения уровня внешнего облучения γ-квантами и β-частицами от радионуклидных генераторов и фасовок с РФП необходимо:

увеличивать расстояние между источником и работающим с ним сотрудником, в том числе между сотрудниками и больными с уже введенными РФП;
сокращать продолжительность пребывания персонала в радиационном поле радионуклидных источников, в том числе и продолжительность контакта с больными, которым уже введен РФП, но без снижения качества диагностики и лечения;
снижать активность фасовок РФП, в радиационном поле которых находятся работающие с ними сотрудники;
использовать стационарные и передвижные средства радиационной защиты: строительные конструкции, защитные боксы, сейфы, экраны и контейнеры, сборные стенки из свинцовых блоков;
использовать инструменты для дистанционного манипулирования с радионуклидными источниками любой активности, в том числе и с РАО;
вводить РФП парэнтерально шприцами и капельницами, оборудованными снимаемой локальной защитой в виде чехлов из тяжелых металлов, особенно у больных с предварительно катетеризированным кровеносным сосудом.

Предотвращения инкорпорации радионуклида, приводящей к профессиональному внутреннему облучению, достигают тщательным выполнением требований:

все манипуляции с РФП, наборами для радионуклидной диагностики in vitro и РАО проводить только с использованием комплекта средств индивидуальной защиты от внутреннего облучения, в состав которого входят халат, шапочка, хирургические перчатки, легкая сменная обувь;
при уборке рабочих помещений блоков радионуклидного обеспечения и «активных» палат, особенно туалета для амбулаторных больных, необходимо дополнительно использовать пленочный фартук, нарукавники, пластиковые или резиновые бахилы или галоши;
рабочие поверхности в «активных» палатах подразделений радионуклидной терапии застилать фильтровальной бумагой (особенно стол и пол в палатных санузлах), которую необходимо регулярно менять при проведении влажной уборки в этих палатах после выписки больных;
при ликвидации радиационной аварии с проливанием различных радиоактивных растворов следует использовать тот же комплект дополнительных средств индивидуальной защиты от внутреннего облучения;
периодически менять основную спецодежду - не реже 1 раза в неделю со сдачей загрязненной спецодежды и сменной обуви на дезактивацию и (или) в спецпрачечную;
использовать одноразовые средства индивидуальной защиты с их последующим удалением;
особое внимание необходимо уделять предотвращению распространения радиоактивных загрязнений с перчаток на другие поверхности, особенно на дверные ручки.

Таким образом, радиационная безопасность персонала обеспечивается тщательным выполнением всех установленных технологических операций подготовки РФП, их введения в организм больного, пребывания больных в «активной» палате. Сюда же следует отнести технологии сбора, хранения и удаления различных РАО, образующихся при работе подразделений радионуклидной диагностики и радионуклидной терапии.

7.3.3. Рентгенология

Для обеспечения радиационной безопасности персонала подразделений рентгенодиагностики и интервенционной радиологии (рентгенохирургии) необходим комплекс мер.

Рентгенодиагностика

Формирование доз облучения персонала обусловлено радиационно-физическими факторами:

первичный пучок рентгеновского излучения, попадающий из рентгеновской трубки на исследуемый участок поверхности тела больного, - основной компонент интервенционной процедуры по интенсивности; наибольшие локальные дозы при этом получают кисти рук рентгенолога и (или) рентгенохирурга;
рентгеновское излучение рассеивается в теле больного и в элементах конструкции рентгеновского аппарата (когерентное и комптоновское рассеяние фотонов); этот вторичный компонент по сравнению с первичным характеризуется существенно меньшей интенсивностью, но гораздо более высокой разнонаправленностью распространения рентгеновских фотонов; он является фактически основным источником общего облучения всех участвующих в проведении рентгеноскопии или интервенционной процедуры;
излучение утечки рентгеновской трубки (афокальное); реальный вклад от нее пренебрежимо мал благодаря рациональной конструкции современных рентгеновских аппаратов.

В настоящее время прослеживают две тенденции в формировании профессионального облучения персонала рентгенологического отделения:

разработка и внедрение средств и технологий дистанционного управления исследованиями практически сводят к нулю уровень облучения при рентгенографии и КТ и позволяют значительно снизить лучевую нагрузку на рентгенолога при рентгеноскопии;
развитие новых технологий интервенционных процедур, проводимых под рентгенологическим контролем, и расширение круга клинических показаний к их применению приводят к увеличению уровня профессионального облучения персонала не только категории А (рентгенологи и рентгенохирурги), но и категории Б (анестезиологи, кардиологи, травматологи).

Две эти тенденции действуют разнонаправленно, из-за чего коллективные дозы облучения персонала рентгенодиагностических подразделений не уменьшаются со временем. При этом образуются две группы персонала: сотрудники, участвующие в интервенционных процедурах, лучевая нагрузка на которых сопоставима с пределами дозы, и сотрудники, не участвующие в них, для которых дозы профессионального облучения близки к нулю. Значения лучевой нагрузки в единицах эффективной дозы за год на рентгенологов при рентгенографии варьируют от нескольких сотых до нескольких десятых долей мЗв, при рентгеноскопии - от нескольких десятых долей мЗв до 1-2 мЗв.

Снижение уровня оправданного и особенно неоправданного профессионального облучения персонала подразделений рентгенодиагностики обеспечено выполнением мероприятий:

использование рентгенодиагностических аппаратов и компьютерных томографов, специально предназначенных для выполнения процедур цифровой рентгенографии и рентгеноскопии, и аппаратов для проведения и контроля интервенционных процедур со свободным доступом к телу пациента;
выбор оптимальных параметров и режимов рентгенологических исследований; это относится не только к параметрам рентгеновского излучателя, но и к выбору продолжительности рентгеноскопии и числу рентгенограмм;
регулярное выполнение программ гарантии качества аппаратуры, контроля радиационного выхода рентгеновского излучателя;
регулярный радиационный контроль, проведение индивидуальной дозиметрии сотрудников, участвующих в рентгенологических процедурах, контроль мощности дозы на каждом рабочем месте;
сертификация персонала, регулярная его переподготовка и повышение квалификации, регулярное проведение инструктажа обеспечения радиационной безопасности пациентов и персонала, в том числе и непосредственно на рабочих местах.

Эти мероприятия носят общий характер, и их выполнение требует в основном организационных усилий; необходимы мероприятия, позволяющие снизить уровень профессионального облучения оптимизацией технологий проведения рентгенографии, рентгеноскопии и интервенционных процедур:

минимизация размеров поля облучения пациента путем оптимального диафрагмирования пучка рентгеновских фотонов; тем самым снижаются размеры зоны прямого действия первичного пучка на кисти рук рентгенолога, уменьшается интенсивность рассеянного излучения, выходящего из тела больного;
максимально возможная замена рентгеноскопии рентгенографией, но без потери диагностической информации;
максимально возможное снижение продолжительности рентгеноскопии;
получение при рентгеноскопии твердых копий рентгеновских изображений с телевизионного экрана или компьютерного монитора вместо прицельной рентгенографии;
выполнение технологических операций, не требующих рентгеновизуального контроля, при выключенном высоком напряжении на аноде рентгеновской трубки; например, кисти рук к исследуемому участку тела следует подводить до включения излучателя;
максимально возможное удаление рук и туловища рентгенолога от зоны первичного пучка и от всего тела пациента; такое удаление особенно эффективно при сильно диафрагмированном поле облучения, например, при работе на компьютерном томографе;
грамотное и регулярное использование средств радиационной защиты, в том числе стационарных, передвижных (защитные ширмы и экраны) и индивидуальных (специальные накидки, фартуки, передники, воротники, перчатки, очки); индивидуальные средства защиты особенно эффективны для практически полного подавления выходящего из тела пациента рассеянного излучения.

Компьютерная томография и интервенционная радиология

Персонал кабинетов компьютерной томографии и интервенционной радиологии, который по условиям труда находится в процедурном помещении, должен работать в защитных фартуках.

Реальные дозы облучения отдельных органов и всего тела рентгенохирурга и других исполнителей ИР-процедур значительно варьируют, причем гораздо сильнее, чем аналогичные дозы облучения самих пациентов. Значения эквивалентной дозы, зарегистрированные дозиметром на шее поверх защитного воротника, варьируют в среднем в пределах 3-450 мкЗв на одну ИР-процедуру; дозиметром на талии под защитным фартуком - 0,1-32 мкЗв на процедуру, дозы на руки (без защитных перчаток) - 48-1280 мкЗв на процедуру. При этом доза облучения рук слабо коррелирует с продолжительностью рентгеноскопии вследствие постоянного изменения положения рук рентгенохирурга в ходе ИР-процедуры. По статистическим данным эффективная доза E профессионального облучения постоянно практикующих рентгенохирургов очень редко превышает 10 мЗв/год, оставаясь в среднем равной 2-4 мЗв/год.

Из этих данных видно, что по эффективной дозе установленный норматив для рентгенологов не превышен с запасом в 3-5 раз, тогда как для хрусталика глаза реальные дозы облучения сравнимы с соответствующими нормативами, особенно при проведении более 70-100 ИР-процедур в год. Отсюда следует необходимость применения дополнительных мер радиационной защиты глаза в виде очков с просвинцованными стеклами. Учитывая многочисленные результаты дозиметрии облучения хрусталика глаза рентгенохирургов, МКРЗ приняла решение об ужесточении предела дозы профессионального облучения глаз со 150 до 20 мЗв в год. Очевидно, и РНКРЗ внесет соответствующие изменения в НРБ-99/2010.

В международных рекомендациях снижения уровня облучения персонала при ИР-процедурах, составленных Обществом интервенционной радиологии США и Европейским обществом сердечно-сосудистой и интервенционной радиологии, подчеркнуто, что наиболее эффективная мера общего обеспечения радиационной безопасности персонала - максимально возможное снижение уровня облучения больного. Эта ситуация взаимно выигрышна для пациентов и для персонала (в английской транскрипции win-win).

Снижение уровня оправданного и предотвращение неоправданного профессионального облучения персонала обеспечивается выполнением определенных мероприятий.

Минимизация продолжительности рентгеноскопии, которую необходимо использовать только для наблюдения за объектами и анатомическими структурами, находящимися в движении. Предпочтителен режим импульсной рентгеноскопии.
Минимизация числа рентгенограмм. При необходимости их документирования следует запомнить последнее по времени изображение либо опять использовать закольцовку.
Использование всех доступных технологий снижения доз облучения пациента: снижение мощности дозы при рентгеноскопии, импульсная рентгеноскопия с низкой частотой накопления изображений, спектральная фильтрация пучка, некоторое повышение напряжения на трубке, использование катетеров с рентгенонепрозрачными дистальными окончаниями и, конечно, систем автоматического контроля экспозиции. Снижение качества получаемых в результате этого низкодозовых изображений можно компенсировать соответствующей компьютерной обработкой. Детей и худых взрослых следует визуализировать без антирассеивающей решетки.
Использование оптимальной геометрии визуализации при максимально возможном расстоянии между рентгеновским излучателем и телом пациента и при минимально возможном расстоянии между телом пациента и детектором рентгеновского излучения.
Использование оптимальной коллимации излучения. Снижение площади облучаемого участка уменьшает уровень облучения пациента и рентгенохирурга и улучшает качество визуализации за счет снижения влияния рассеянного излучения.
Использование всей доступной информации для планирования ИР-процедуры: предварительно полученные данные УЗИ, МРТ и диагностической КТ. Такой подход позволит значительно снизить лучевую нагрузку на персонал при проведении ИР-процедуры.
Пребывание оператора в зонах отсутствия или наименьшего уровня рассеянного излучения.
Рентгенологу следует располагаться как можно дальше от облучаемой анатомической области и от гантри КТ-сканера (закон обратных квадратов), не вносить руки в радиационное поле первичного пучка; во время выполнения рентгенографии выходить из процедурного кабинета, например, при цифровой разностной ангиографии. Предпочтение при выборе аппарата для ИР-процедуры следует отдавать установке с расположением рентгеновского излучателя под ложем пациента; аппараты с расположением рентгеновской трубки сверху менее предпочтительны.
Всемерное использование средств радиационной защиты. В практике ИР используют три вида средств радиационной защиты: архитектурно-строительные (стационарные), монтируемые на оборудовании (мобильные) и индивидуальные (носимые оператором). Первые реализуются при проектировании и строительстве кабинетов для ИР-процедур. Среди мобильных средств следует выделить подвижные экраны из просвинцованного прозрачного пластика или с содержанием других тяжелых металлов, особенно с потолочной подвеской. Они снижают дозу облучения глаза в среднем в 12 раз, щитовидной железы - в 26 раз и руки - в 29 раз. Последнее особенно важно, если руки рентгенохирурга находятся вблизи поля первичного пучка. Если подобные экраны использовать нельзя, то необходимо работать в защитных очках из просвинцованного стекла. При прямом падении излучения они ослабляют дозу облучения глаза в 8-10 раз, а при падении сбоку от оператора - только в 2-3 раза.
Защитные перчатки из просвинцованного пластиката необходимы только в редких случаях, когда руки рентгенохирурга попадают в поле первичного пучка. Однако полной защиты при этом перчатки не обеспечивают, давая ложное чувство защищенности и приводя к неоправданному повышению дозы облучения кистей рук. Перчатки эффективны при расположении операционного поля только вблизи первичного пучка, но не в самом пучке. Наименьшую дозу руки получают при проведении ИР-процедуры под управлением КТ. Только разумно комбинируя использование разных средств защиты в зависимости от конкретных особенностей ИР-процедуры, можно добиться значительного снижения уровня профессионального облучения.
Использование специальных рентгеновских аппаратов, компьютерных томографов и оборудования, адаптированных для проведения только ИР-процедур. Если применяется неспециализированное оборудование, лучевая нагрузка на пациента и персонал неизбежно увеличивается, а сама ИР-процедура будет выполняться с отклонениями от установленного стандартного протокола.
Обучение и тренинг, в том числе и непосредственно на рабочем месте. Если доступны симуляторы, в том числе и компьютерные, их следует использовать для повышения эффективности обучения персонала. Тренинг можно проводить на том же аппарате, на котором планируется ИР-процедура, но при выключенном напряжении на рентгеновской трубке.
Все участвующие в ИР-процедуре должны постоянно носить индивидуальные дозиметры, фиксированные на теле в позициях согласно соответствующим методическим рекомендациям. О полученных дозах облучения необходимо информировать персонал и пациента.
Неукоснительное и регулярное выполнение предварительно составленных программ гарантии качества. Составная часть этих программ - анализ доз профессионального облучения с последующей выработкой мер для их снижения при нарушении протокола исследования и неоправданного повышения накопленных доз. Контролю должны также подвергаться не только аппараты и оборудование, но и мобильные и индивидуальные средства радиационной защиты.

Контрольные вопросы

Какие способы и методы применения источников ионизирующего излучения в медицине вам известны?
Какие технологические схемы лечения с помощью закрытых источников применяют в настоящее время?
В чем преимущества лучевой терапии пучками протонов и тяжелых ионов по сравнению с пучками фотонов?
Сравните требования к радионуклидам, используемым в качестве радиоактивной метки в диагностических и терапевтических РФП.
Характеризуйте различия требований к рабочим помещениям при низкодозовом (LDR) и высокодозовом (HDR) контактном облучении.
Какие факторы определяют формирование дозовых нагрузок персонала при рентгенодиагностических и интервенционно-радиологических процедурах?
Назовите основные меры радиационной защиты от внутреннего облучения персонала в подразделениях ядерной медицины.
Назовите основные меры радиационной защиты персонала при проведении рентгенохирургических процедур.

Глава 8. ГИГИЕНА ТРУДА ПРИ ПРИМЕНЕНИИ ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ В ОТРАСЛЯХ НАРОДНОГО ХОЗЯЙСТВА

Источники ионизирующего излучения наиболее распространены в строительной, нефтеперерабатывающей, авиационной и химической промышленности, где широко используют дефектоскопические методы и радиоизотопные приборы технологического контроля.

8.1. РАДИОНУКЛИДНАЯ И РЕНТГЕНОВСКАЯ ДЕФЕКТОСКОПИЯ

В основе методов дефектоскопии лежат законы ослабления ионизирующего излучения веществом и способы регистрации излучения, несущего информацию о контролируемом объекте.

Основной способ получения информации о контролируемом объекте в дефектоскопии ионизирующим излучением - просвечивание с регистрацией на рентгеновскую пленку вместе с усиливающими экранами (металлическими, флюороскопическими) или без них. Возможны и другие способы получения информации о контролируемых объектах: радиометрический, радиоскопический и др.

В настоящее время в Российской Федерации существует значительное число стационарных установок, из них эффективные рентгенодефектоскопические аппараты - 90%, радиоизотопные установки - 10% и ускорители электронов разной энергии - менее 1%.

8.1.1. Радиоизотопная дефектоскопия

В качестве источников ионизирующего излучения служат радиоактивные изотопы: ⁶⁰Со, ⁷⁵Se, ¹⁷⁰Tm, ¹⁹²Ir. Методами дефектоскопии контролируют качество материалов и готовых изделий с большим диапазоном толщины - 0,5-250 мм стали. В последние годы находят широкое применение методы радиоизотопной дефектоскопии, основанные на использовании β- и нейтронных источников.

Изделия толщиной 20 мм просвечивают тормозным излучением: β-источниками ⁹⁰Sr - ⁹⁰Y, ¹⁴⁷Pm и ²⁰⁴ТI. При нейтронной радиографии используют потоки тепловых и промежуточных нейтронов. Метод нейтронной радиографии, основанный на действии вторичного излучения, возникающего в результате захвата нейтронов ядрами материала экрана (фотопленку и усиливающий экран помещают вместе в поток нейтронов за просвечиваемой деталью), применяют при просвечивании тяжелых металлов и водородосодержащих материалов. В качестве нейтронных источников служат радиоактивные препараты на основе ²⁴⁴Cm, ²⁵²Cf и ²⁴¹Am.

Изделия с помощью радиоизотопных препаратов просвечивают дефектоскопом - устройство с источником излучения, системой управления, выпусков и перекрытием пучка излучения, сигнализацией положения источника.

В зависимости от условий применения существуют дефектоскопы стационарные, передвижные (возможно многократное перемещение дефектоскопа к месту просвечивания) и переносные (транспортировка одним человеком или двумя); в зависимости от формы пучка для просвечивания изделий - фронтальные (направленный пучок излучения с углом выхода 2π) и панорамные (просвечивание изделий пучком излучения с углом 2π). Краткие технические характеристики некоторых дефектоскопов приведены в табл. 8.1.

Таблица 8.1. Краткие технические характеристики некоторых γ-дефектоскопов
Дефектоскоп	Максимальная толщина просвечиваемого изделия из стали, мм	Источник излучения		Форма пучка γ-излучения	Расстояние от пульта управления до радиационной головки, м
Дефектоскоп	Максимальная толщина просвечиваемого изделия из стали, мм	Радионуклид	Мощность экспозиционной дозы γ-излучения на расстояния 1 м от источника, Р/с	Форма пучка γ-излучения	Расстояние от пульта управления до радиационной головки, м
РИД-11 (переносной)	30	¹⁹²Ir	1,5х10^-4 5х10^-4 1,5х10^-3	Коническая Сферическая Кольцевая	5
РИД-21м (переносной)	60	¹³⁷Cs ¹⁹²Ir	5х10^-4 2,5х10^-3	Коническая Сферическая	8
РИД-22 (передвижной)	80	¹³⁷Cs	5х10^-3	Пирамидальная	Управление на радиационной головке
Стапель-5	50	¹⁹²Ir	1,5х10^-4	Коническая Сферическая	10
«Кама» (стационарный)	200	⁶⁰Co	0,2-0,5	Коническая Кольцевая Сферическая	50
РИД-32 (переносной)	60-200	¹⁹²Ir ¹³⁷Cs ¹⁷⁰Tm	5х10^-5	Коническая Сферическая Кольцевая	5
РИД-41 (стационарный)	60-250	¹⁹²Ir ¹³⁷Cs ¹⁷⁰Tm	5х10^-5	Коническая Сферическая Кольцевая	-

Максимальная толщина просвечиваемых изделий рентгеновскими аппаратами - 20-30 мм стали. Качество изделий толщиной более 200 мм контролируют высокоэнергетическими установками тормозного излучения, в том числе бетатронами, линейными ускорителями, микротронами.

Таким образом, в дефектоскопической практике существует большое число источников ионизирующего излучения, методов просвечивания с разными факторами опасности для персонала и отдельных людей из населения: возможность внешнего (при эксплуатации радиационной техники) и внутреннего облучения (при разгерметизации радиоизотопных приборов, ускорителей с энергией электронов более 15 МэВ), вероятность облучения при нарушении технологии просвечивания.

Мероприятия обеспечения радиационной безопасности зависят от типа источника излучения, особенностей технологии просвечивания изделий, планировочных решений (выбор необходимой толщины стен перекрытий, защитных дверей или конфигурации лабиринтов) и других факторов.

В общем виде схема радиационной безопасности при промышленной радиоизотопной дефектоскопии состоит из двух элементов - снижение уровня облучения и проведение радиационного контроля.

При решении задачи снижения уровня облучения при использовании стационарных методов просвечивания основное внимание уделяют радиационной защите помещений, блокировке, сигнализации и планировке рабочих помещений; при проведении мобильной дефектоскопии - радиационной защите установок, мероприятиям обеспечения радиационной безопасности персонала и населения.

При контроле основное внимание следует уделять экспертизе технического задания и проекту строительства, конструкции средств защиты, качеству защитных сооружений и эффективности защиты радиационных головок дефектоскопических аппаратов, полноте радиационного контроля (оценка индивидуальных и коллективных доз облучения, уровня излучения на рабочих местах и в смежных помещениях, проверка систем блокировок и сигнализации).

Этапы технологического процесса просвечивания изделий при стационарной дефектоскопии:

1-й - монтаж, наладка и испытание радиационной техники;
2-й - установка изделий для просвечивания;
3-й - просвечивание изделий;
4-й - транспортировка изделия из помещения, предназначенного для просвечивания.

При просвечивании радиоизотопными дефектоскопическими установками и ускорителями разного типа радиационно опасны 1-й и 3-й этапы, при просвечивании передвижными радиоизотопными аппаратами - все этапы.

При монтаже, наладке и испытании радиационной техники проверяют точность монтажа пульта управления и установки для просвечивания и испытания. Защита персонала при дефектоскопических работах в стационарных условиях достаточно надежна благодаря выполнению требований к планировке, стационарной защите и всему комплексу мероприятий при эксплуатации источников излучения большой мощности.

При дефектоскопических исследованиях переносными установками радиационная опасность увеличивается. Это обусловлено тем, что на формирование дозовых нагрузок влияют многие факторы: тип источника и конструкция аппарата, местоположение оператора относительно аппарата, размер просвечиваемого изделия, телесный угол просвечивания. Технологический процесс контроля качества изделия переносной аппаратурой складывается из этапов:

1-й - транспортировка дефектоскопа к месту просвечивания;
2-й - установка и крепление дефектоскопа на контролируемом стыке;
3-й - выведение источника в рабочее положение;
4-й - просвечивание;
5-й - закрытие затвора;
6-й - демонтаж дефектоскопа;
7-й - транспортировка дефектоскопа (вручную) к следующему стыку.

Наибольший вклад в дозу облучения оператора при достаточно эффективной защите аппарата имеют 3-й и 4-й этапы. При этом особое значение приобретают расстояние оператора от аппарата и время его работы. Этим обусловлен факт, что дозы облучения (на 1 стык) при контроле сварных швов корпуса судна у операторов, вынужденных находиться вблизи от аппарата и даже придерживать его в труднодоступных местах, выше дозы облучения операторов, занятых контролем качества сварки магистральных трубопроводов. Радиационная опасность больше при зарядке, перезарядке и ремонте γ-дефектоскопов, поэтому проводить эти работы разрешено только специализированным мастерским, лабораториям и заводам-изготовителям. Зарядку и перезарядку γ-дефектоскопов осуществляют в специальных помещениях дистанционными инструментами и приспособлениями за надежной защитой при обязательном присутствии ответственного лица службы безопасности и непрерывном радиационном контроле. Выпускаемые отечественной промышленностью аппараты для радиационной дефектоскопии отвечают требованиям радиационной безопасности. При соблюдении «Санитарных правил при радиоизотопной дефектоскопии» уровень облучения персонала составляет 20-30% годовых ПД.

8.1.2. Рентгеновская дефектоскопия

В промышленной дефектоскопии широко распространены рентгеновские аппараты. Гигиенические требования к обеспечению радиационной безопасности при рентгеновской дефектоскопии изложены в СанПиН 2.6.1.3164-14. По типу аппараты делят на стационарные, переносные и передвижные.

Стационарные аппараты используют в условиях дефектоскопических лабораторий в специальных защитных камерах, исключающих доступ людей внутрь камеры при работе аппарата. Защита персонала, находящегося вне камеры, обеспечивается конструкцией камер.

Переносные рентгеновские дефектоскопы выполняют в носимом варианте и не имеют радиационной защиты. Они оснащены специальными коллиматорами (диафрагмы, тубусы), формирующими направленный пучок излучения в виде конуса для фронтального просвечивания, либо кольцевой пучок для панорамного просвечивания. Радиационная защита персонала при работе аппарата обеспечивается удалением его от рентгеновского излучателя на безопасное расстояние, временем и специальной радиационной защитой рабочего места оператора (экрана). Передвижные дефектоскопы монтируют на транспортные средства и перемещают вместе с ними. Принципы радиационной защиты персонала при эксплуатации переносных и передвижных аппаратов идентичны.

Как переносные, так и передвижные аппараты используют в производственных помещениях, на открытых площадках и в полевых условиях.

Технические характеристики рентгеновских дефектоскопов приведены в табл. 8.2.

Таблица 8.2. Технические характеристики рентгеновских дефектоскопических аппаратов
Наименование аппарата	Напряжение, кВ	Сила тока, мА	Масса, кг	Назначение
Моноблоки:
РУП-160-6П РУП-400-5-1	50-160 250-400	6 5	70 600	Передвижной Стационарный
Кабельные:
РУП-150/300-10-1 РУП-200-20-5 РУП-150/300-01	10-250 70-200 20-300	10 20 10	1000 750 1000	Стационарный Стационарный Стационарный
Импульсные:
ИРА-1Д МИРА-3Д РАПС-1М ПИОН-2М	30-280 30-320 30-300 150	В импульсе 200-3000 А	30 22 40 8	Переносной Переносной Переносной Переносной

Производственный контроль радиационной безопасности осуществляется специальной службой или сотрудником, ответственным за радиационную безопасность и прошедшим специальную подготовку.

Состав, количество и размеры помещений лаборатории определяют в зависимости от наличия и назначения аппаратов, их технических параметров, объема и характера выполненных работ. Помещения лаборатории:

защитная камера (при наличии стационарных аппаратов);
пультовая комната площадью не менее 10 м² (при наличии стационарных аппаратов);
фотокомната (при необходимости) площадью не менее 10 м²;
помещения для персонала, обработки результатов контроля и хранения пленок и для службы радиационного контроля;
санитарно-бытовые помещения.

Защитная камера оснащена блокировочным устройством для автоматического отключения высокого напряжения при попадании человека в поле работы дефектоскопического аппарата.

Стационарные аппараты устанавливают в специальных защитных камерах, конструкция которых обеспечивает годовые дозы облучения персонала и населения не более основных пределов доз, установленных НРБ-99/2009.

Радиационная защита камеры выполнена так, чтобы при любых допустимых режимах эксплуатации размещенных в ней аппаратов мощность дозы рентгеновского излучения в 10 см от любой доступной точки внешней поверхности камеры, проемов для подачи изделий на просвечивание и входные двери не превышала 2,5 мкЗв/ч.

Просвечивание деталей в защитной камере допустимо без защитного потолочного перекрытия типа «выгородка» при условии, что мощность дозы рентгеновского излучения на рабочих местах работников цеха или участка, отнесенных к персоналу группы Б, не превышает 2,5 мкЗв/ч.

При проведении рентгеновской дефектоскопии с использованием переносных или передвижных дефектоскопов в производственных помещениях (цехах), на открытых площадках и в полевых условиях устанавливают размеры радиационно-опасной зоны, ограждают ее и маркируют предупреждающими плакатами (надписями) отчетливо видимыми с расстояния не менее 3 м.

По возможности просвечивание в производственных помещениях рекомендуют проводить в нерабочее время.

Просвечивание в производственных помещениях, на открытых площадках и в полевых условиях выполняется двумя работниками. Один из них наблюдает за отсутствием посторонних лиц в радиационно-опасной зоне.

Для обеспечения радиационной безопасности персонала при проведении работ с переносными (передвижными) аппаратами необходимо:

просвечивать изделия при минимально возможном угле расхождения рабочего пучка рентгеновского излучения, используя коллиматоры, диафрагмы или тубусы;
устанавливать за просвечиваемым изделием защитный экран, перекрывающий прошедший пучок излучения;
пучок излучения направлять в сторону от рабочих мест и мест, где могут появиться люди;
пульт управления передвижных и переносимых аппаратов размещать на расстоянии не менее 15 м; при невозможности выполнения этого условия используют специальные защитные экраны, средства автоматической задержки включения.

8.2. РАДИОИЗОТОПНЫЕ ПРИБОРЫ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ

Автоматизация производственных процессов в различных отраслях народного хозяйства вызвала необходимость применения большого числа контрольно-измерительных приборов, в том числе и радиоизотопных.

Задачи, решаемые с помощью этих приборов, разнообразны: контроль уровня жидкости в закрытом сосуде, плотности материалов, влажности. Эти приборы позволяют анализировать состав вещества и определять его концентрацию, измерять давление и температуру, расход газов, считать предметы, блокировать автоматы.

Широкое внедрение в практику радиоизотопных приборов (РИП) обусловлено их бесконтактностью, высоким быстродействием, непрерывностью и точностью измерений и возможностью использования для контроля твердых, жидких, газообразных, химически агрессивных, взрывоопасных и других сред.

В настоящее время существенно расширилась сфера применения РИП: для измерения уровня жидкостей и газов (γ-реле ГР, АРПУ, ИУР, РГЭ, РТР, РВР и уровнемеры УР, УДАР,УРМС), толщины материалов покрытий (толщиномеры ИТУ-495, ИТШ-496, отражательный толщиномер ТОР-1 и β-толщиномер покрытий БТП-4) и толщины льда при обледенении самолетов (сигнализатор обледенения РИО), для определения плотности жидкостей и пульп (плотномеры ПЖР и ПР-1020), для определения плотности и влажности почвогрунтов (плотномеры ГГП, ПГП и влагомеры ИИВА, ВПГР), для счета предметов (радиоизотопные счетчики предметов РСП-11 и РСП-12).

Масштабы использования РИП в различных отраслях экономики (%):

горнодобывающая промышленность - 18;
черная и цветная металлургия - 15;
химическая промышленность - 12;
промышленность строительных материалов - 10;
легкая и пищевая промышленность - 8;
другие отрасли - 37.

В соответствии с принципами радиационной безопасности эффективность биологической защиты при эксплуатации РИП оценивают основными показателями: мощность экспозиционной дозы излучения на поверхности блока с источником и на расстоянии 1 м от него; обоснованность выбора применяемого источника излучения; уровень загрязненности рабочей поверхности оборудования, спецодежды и дозы облучения персонала в зависимости от типа эксплуатируемых РИП; прогноз радиационной обстановки при возможной аварийной ситуации.

Согласно действующим «Гигиеническим требованиям к устройству и эксплуатации радиоизотопных приборов» СанПиН 2.6.1.1015-01, в зависимости от вида и активности источников (по степени радиационной опасности), устанавливают четыре группы РИП:

1-я группа - РИП, содержащие источники α- или β-излучения с активностью не более МЗА, приведенной в приложении П-4 НРБ-99/2009; РИП, содержащие источники γ-излучения с активностью не более МЗА, создающие мощность поглощенной дозы в воздухе не более 1 мкГр/ч на расстоянии 0,1 м от поверхности источника;
2-я группа - РИП, содержащие источники α- или β-излучения с активностью более МЗА, но не более 200 МБк;
3-я группа - РИП, содержащие источники α- или β-излучения с активностью более 200 МБк, но не более 2000 МБк; РИП с источниками γ-излучения, создающими мощность поглощенной дозы в воздухе более 1 мкГр/ч на расстоянии 0,1 м от поверхности источника, но не более 3 мкГр/ч на расстоянии 1 м от поверхности источника; РИП с источниками нейтронов, испускающими не более 10⁵ н/с;
4-я группа - РИП, содержащие источники α- или β-излучения с активностью более 2000 МБк; РИП с источниками γ-излучения, создающими мощность поглощенной дозы в воздухе более 3 мкГр/ч на расстоянии 1 м от поверхности источника; РИП с источниками нейтронов, испускающими более 10⁵ н/с.

Непосредственно работать с РИП 2-4-й групп (производство, монтаж, ремонт, перезарядка, обслуживание и демонтаж) могут только прошедшие специальное обучение работники, отнесенные к персоналу группы А. Работников, которые по характеру деятельности попадают в сферу действия ионизирующего излучения РИП, но непосредственно с РИП не работают, вносят в список персонала группы Б, утвержденный руководителем организации.

Радиационная защита блока источника РИП 4-й группы, предназначенных для использования в помещениях с постоянными рабочими местами, должна обеспечивать ослабление мощности эквивалентной дозы излучения до 100 мкЗв/ч на поверхности блока источника и не более 3 мкЗв/ч на расстоянии 1 м от нее. Для РИП, предназначенных для использования в помещениях без постоянных рабочих мест, мощность эквивалентной дозы излучения на расстоянии 1 м от поверхности блока источника не должна превышать 20 мкЗв/ч.

Для РИП 1-й группы мощность поглощенной дозы излучения на расстоянии 0,1 м от любой доступной точки их поверхности при любых нормальных условиях эксплуатации не должна превышать 1 мкГр/ч. Для РИП 2-й группы это условие необходимо выполнять для всех точек, за исключением зоны рабочего пучка излучения, указанной в технической документации, при положении источника «работа».

Работа с переносными РИП, у которых мощность эквивалентной дозы излучения на расстоянии 1 м от любой доступной точки поверхности при любых нормальных условиях эксплуатации не превышает 1 мкЗв/ч, возможна в любых производственных помещениях и на открытом воздухе. Работа с переносными РИП, для которых это требование не выполняется, допустима только при наличии санитарно-эпидемиологического заключения на соответствие условий работы с источниками ионизирующих излучений санитарным правилам.

Для РИП 1-й группы и РИП, которым в соответствии с санитарно-эпидемиологическим заключением федерального органа Госсанэпиднадзора не требуется радиационный контроль и учет, допускают наносить знак радиационной опасности на внутреннюю поверхность корпуса или на блок источника.

Блоки источников стационарных РИП 3-4-й групп временно хранят в специальном помещении, исключающем доступ к ним посторонних людей и обеспечивающем сохранность источников. В период временного хранения источники должны находиться в положении «хранение». РИП 1-2-й групп допускают хранить в любых производственных помещениях в сейфах, шкафах и т.п., обеспечивающих их сохранность и исключающих возможность их использования посторонними людьми.

Переносные РИП 2-4-й групп хранят в помещениях, обеспечивающих их сохранность и исключающих возможность их несанкционированного использования. Выход рабочего пучка излучения при этом должен быть перекрыт. Мощность дозы на поверхности наружных стен, дверей и окон помещения для хранения переносных РИП или на наружной поверхности его ограждения, исключающего доступ посторонних лиц, не должна превышать 1 мкЗв/ч.

РИП 1-й группы (включая радиоизотопные сигнализаторы дыма) можно устанавливать в жилых и общественных зданиях, если это предусмотрено в оформленном на них санитарно-эпидемиологическом заключении федерального органа Госсанэпиднадзора. Использование в жилых и общественных зданиях РИП 2-4-й группы не допустимо.

Мощность дозы излучения на поверхности РИП не должна превышать 3 мкЗв/ч, на расстоянии 1 м - 0,1 мкЗв/ч.

Технологическая схема работы с РИП состоит из взаимосвязанных отдельных элементов, каждый из которых требует выполнения мер обеспечения радиационной безопасности персонала:

перезарядка радионуклида из транспортного контейнера в рабочий;
транспортировка рабочего контейнера к месту зарядки блока РИП;
наладка РИП;
монтаж и эксплуатация;
сбор и удаление отработанных источников.

Перезарядку радионуклидов из транспортного контейнера осуществляют, как правило, в течение 10-20 с за защитой, и она не представляет опасности для персонала. При перезарядке источника ¹³⁷Cs активностью 185 ГБк без защиты доза облучения персонала не превышает 43,8 мкЗв.

Сборка радиоизотопных блоков источников - наиболее радиационно опасная операция, поэтому ее выполняют в специализированных лабораториях, оборудованных необходимыми защитными боксами, различными манипуляторами и другими средствами, снижающими до минимума возможность прямого действия ионизирующего излучения на персонал, заряжающий блоки.

Зарядка блоков источников состоит из последовательных операций: установка рабочего контейнера в защитный бокс, извлечение из контейнера радиоактивного препарата дистанционными манипуляторами, зарядка радиоактивным препаратом блока источника. Такая схема зарядки блока источников сокращает время пребывания оператора в зоне излучения и снижает дозу облучения.

При эксплуатации РИП 2-3-й групп частота случаев радиоактивной загрязненности рабочей поверхности, оборудования, спецодежды составляет 3-5%, при эксплуатации нейтрализаторов статического электричества - 5-7%.

Таким образом, при работе с РИП возможно действие на персонал внешнего и внутреннего облучения. Мероприятия обеспечения радиационной безопасности РИП 1-й группы сводятся в основном к обеспечению их сохранности. Обеспечение радиационной безопасности РИП 3-4-й группы требует особого подхода, так как в них имеются различные по активности и радиотоксичности источники и конструктивные особенности блоков с источниками. Действие вредных факторов на них (высокая температура, агрессивные среды, вибрация) при эксплуатации в этих условиях приводит к нарушению целостности эмалевого покрытия радионуклида у нейтрализаторов статического электричества, выпадению источника из блока прибора и, следовательно, к радиоактивному загрязнению рабочей поверхности, оборудования или к внешнему облучению персонала. Особое внимание необходимо обращать на эксплуатацию РИП 3-4-й групп в полевых условиях. При этом наиболее радиационно опасны транспортировка и эксплуатация этих приборов.

8.3. ГИГИЕНА ТРУДА НА ПРЕДПРИЯТИЯХ ЯДЕРНО-ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА

Атомная промышленность и атомная энергетика - огромный конгломерат технологий и производств - объединены общим понятием «ядерный топливный цикл» (ЯТЦ). Этот термин отражает все технологии, связанные с производством ядерной энергии, и включает добычу и переработку руды, отработку и обогащение урана и тория, производство и переработку ядерного топлива, эксплуатацию и снятие с эксплуатации ядерных реакторов, а также любую деятельность по обращению с радиоактивными отходами и их захоронению. Особенно важно, что в ЯТЦ включается любая научная и практическая деятельность по исследованиям и разработкам в области указанных технологий.

Ядерно-топливный цикл - последовательность повторяющихся процессов, начиная от добычи урановой руды, получения ядерного топлива и заканчивая удалением РАО (рис. 8.1).

Приняты два варианта обращения с отработанным ядерным топливом (ОЯТ). Первый - длительное хранение ОЯТ с последующим его захоронением без переработки - открытый ядерный топливный цикл. Второй вариант - переработка ОЯТ на радиохимических заводах с извлечением и сепарированием урана и плутония с возможным использованием в ядерном топливе - замкнутый ядерный топливный цикл.

Рис. 8.1. Схема типового ядерно-топливного цикла (открытого и замкнутого) для атомной электростанции с реакторами на тепловых нейтронах: Р, Т, Х - соответственно радиоактивное, тепловое и химическое загрязнение; РЗ, РВ и РЭ - расход земельных площадей, воды и энергоресурсов

Современная ядерная энергетика в основном работает по открытому циклу, который заканчивается хранением отработанного топлива. В России в качестве основного ЯТЦ используют замкнутый ядерный топливный цикл - переработка отработанного топлива, использование чистого топлива и надежная локализация отходов. Извлеченный энергетический плутоний накапливается в специальных хранилищах и не поступает вновь в топливный цикл. В схеме открытого ядерного топливного цикла не реализована конечная стадия захоронения. На практике реализован некоторый промежуточный топливный цикл, в котором ОЯТ несет большую потенциальную опасность, которая сохраняется на протяжении сотен и даже тысяч лет. Регенерация отработанного топлива позволяет выделить радиационно опасные радионуклиды, сжечь в ядерной установке (с полезным энергетическим выходом) долгоживущие α-излучатели и подвергнуть ядерной трансмутации другие опасные радионуклиды. Продукты деления, обладающие ограниченной продолжительностью жизни, можно надежно локализовать.

Главный аргумент в пользу замкнутого ядерного топливного цикла - значительно повышение эффективности использования природного урана и вовлечение в топливный цикл нового энергоносителя - плутония.

8.3.1. Урановые шахты (рудники)

Начальная стадия топливного цикла - горнодобывающее производство: урановый рудник, где добывают урановую руду (скопление минералов урана и тория, залегающих в горных породах на различной глубине). Природный уран состоит из смеси трех изотопов ²³⁸U (99,25%), ²³⁵U (0,7%) и ²³⁴U (0,005%).

Урановую руду добывают шахтным или карьерным способом, в зависимости от глубины залегания пластов. Метод подземного выщелачивания исключает выемку руды на поверхность и позволяет извлекать уран из руд на месте залегания. Однако из-за значительного загрязнения окружающей среды с 2015 г. этот метод в Российской Федерации запрещен.

С момента добычи руды ее обработка сопровождается различного типа радиационными загрязнениями. Для получения кондиционной руды необходимо отделить пустую породу и низкосортную часть руды, что приводит к возникновению твердых очень низко радиоактивных отходов - пустой породы - хвостов грохочения, сортировки.

При добыче и обработке 1 т урановой руды образуется от 1,3-1,6 т (с подземной шахты) до 10-15 т (карьер) твердых отходов - исходная руда с содержанием урана в несколько сотых процента. Они скапливаются на поверхности и подвергаются действию атмосферных явлений. Безопасно хранить их возможно при наличии устройств, препятствующих инфильтрации в грунт атмосферных осадков и предотвращающих распыление радиоактивного материала в результате эрозии.

Жидкие отходы урановых рудников - дренируемые подземные воды, которые откачивают на поверхность по мере их накопления. При обработке 1 т руды образуется около 4 т жидких отходов, содержащих уран в концентрации 0,3-1 мг/л.

Источники вредного действия на персонал в урановых рудниках:

радионуклиды естественного происхождения (уран, торий, радий, полоний), входящие в состав взвешенной в воздухе пыли;
радон и продукты его распада;
β- и γ-излучение;
загрязнение различных поверхностей радионуклидами.

Эти источники вызывают внутреннее и внешнее облучение персонала. Основная опасность определяется содержанием в воздухе радона и его короткоживущих продуктов распада.

Неионизирующие факторы:

шум;
вибрация;
пыль;
влажность.

При оценке радиационной обстановки важны сведения о радионуклидном составе обрабатываемой продукции.

8.3.2. Химическая переработка урана и его обогащение

На гидрометаллургических заводах осуществляют сублимацию и разделение урановой руды для получения гексафторида урана (UF6), радиоактивность которого обусловлена исходным сырьем для получения (природное сырье марки «Н» или регенерированное сырье марок «РС» и «РТ»), степенью обогащения урана по изотопу ²³⁵U, временем, прошедшим после переработки, радиохимическими примесями.

Изотопный состав отвального, сырьевого и высокообогащенного гексафторида урана приведен в табл. 8.3.

Таблица 8.3. Изотопный состав гексафторида урана марки «Н»
Вид гексафторида	Содержание изотопов урана, массовый %
Вид гексафторида	²³⁴U	²³⁵U	²³⁸U
Отвальный	-	0,1÷0,2	Остальное
Сырьевой	0,0054	0,711	Остальное
90%-ное обогащение	1,2÷0,4	90,0±0,1	Остальное

Сырьевой уран (марка «Н») имеет удельную активность 1,5 расп/(минхмкг) урана. В эту активность изотопы ²³⁴U и ²³⁵U вносят около половины вклада. В процессе обогащения изотопом ²³⁵U вклад активности ²³⁴U, который обогащается быстрее, чем ²³⁵U, становится доминирующим. Так, например, при 5%-ном обогащении ²³⁵U до 80% активности определяется ²³⁴U, а при 90%-ном обогащении - практически только ²³⁴U.

Наибольшие трудности для обеспечения радиационной безопасности представляет вовлечение в ЯТЦ урана марок «РС» и «РТ», регенерированного из различного вида облученного топлива. Гексафторид урана, полученный при такой переработке, содержит, кроме изотопов ^234,235,238U, другие изотопы урана (²³²U, ²³³U, ²³⁶U, ²³⁷U), дочерние продукты распада этих радионуклидов (²²⁸Th, ²¹²Bi, ²⁰⁸Т1), трансурановые радионуклиды - ²³⁷Np, ²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu и ряд других его изотопов и примеси продуктов деления, изотопы ⁹⁹Тс, ¹⁰⁶Ru.

Полный состав радионуклидов и концентрация продуктов деления зависит от типа реактора, в котором облучено топливо, глубины выгорания и времени охлаждения, эффективности очистки от примесей и времени, прошедшего после проведения этих операций.

Из перечисленных изотопов наибольшую опасность представляет ²³²U, который обладает интенсивным γ-излучением его конечных продуктов распада - ²¹²Bi и ²⁰⁸Т1. Максимальное содержание их достигается после 10-11 лет хранения. При этом доза γ-излучения может быть в ~100 раз больше, чем для необлученного урана.

Гексафторид урана обладает рядом физико-химических свойств, которые выделяют его из подавляющего большинства радиоактивных веществ. Это твердое вещество при нормальном давлении и температуре (1 атм и 25 °С), становится жидкостью при относительно низкой температуре и давлении (64,02 °С и 1,497 атм) и газом при нормальном давлении и относительно низкой температуре (56,4 °С). Класс опасности - 1. При соприкосновении с воздухом гексафторид урана теряет свойства твердого или жидкого вещества и переходит в газообразное состояние со скоростью испарения, зависящей от выхода его в воздух рабочей зоны. Газообразный гексафторид урана обладает высокой химической активностью. Он гидролизуется влагой воздуха с образованием аэрозоля уранилфторида и газообразного фтористого водорода:

f8 1

Загрязнение воздуха продуктами гидролиза шестифтористого урана зависит от объема помещения, объема газа, поступившего в воздух, и скорости его выделения, температуры и влажности воздуха. Долгоживущая фракция - кластеризованный газ, т.е. в воздухе образуются кластеры гексафторида урана.

Соединение UF₆ в одномолекулярной фазе из-за большой подвижности и химической активности оседает в верхних дыхательных путях человека, что приводит при длительной экспозиции к осаждению в легких около 20% вдыхаемой активности (без применения средств индивидуальной защиты). Применение средств индивидуальной защиты может снизить эту величину примерно в 200 раз (<0,1%).

Технологический процесс получения UF₆ на сублиматном заводе и обогащенного урана по изотопу ²³⁵U на разделительном заводе происходит в режиме глубокого вакуума, за исключением участков перелива жидкого UF₆, где аппараты эксплуатируют под давлением. Вследствие этого используемое оборудование имеет высокую степень надежности и герметичности. Однако технологический процесс - не замкнутый непрерывный процесс. При нормальном регламенте работы он сопровождается вскрытием внутренних объемов оборудования (баллоны, емкости и др.) и прилегающих к ним отрезков коммуникаций во время отсоединения и присоединения емкостей, сопровождающихся поступлением в рабочую зону высоколетучего UF₆ и других фтористых соединений. Технологический процесс - источник формирования радиационно-химической обстановки при нормальной эксплуатации оборудования и источник повышенной химической опасности при возможных авариях, сопровождающихся поступлением в воздух рабочей зоны UF₆.

Гигиенические особенности технологических процессов сублиматного и разделительного производств - значительная вероятность утечек в воздух рабочей зоны газообразного гексафторида урана, особенно при его синтезе. Гидролиз поступившего в воздух UF₆ приводит к образованию урансодержащих аэрозолей и долгоживущего компонента газообразного UF₆ в виде ассоциированных молекул или кластеров с высокой проникающей способностью.

В результате в воздухе помещений обнаруживают газовый и аэрозольный компоненты. При этом возможны три пути поступления урана и его соединений в организм персонала: ингаляционный, через кожу и через ЖКТ. Если органы дыхания защищены противогазом, то решающую роль играет чрескожный путь. Вследствие этого необходимы меры для предупреждения осаждения UF₆ на коже и удаления фтор-ионов дезактивацией (обмыва) кожных покровов. При работе с UF₆ на всех предприятиях созданы специально оборудованные обмывочные пункты, которые располагают так, чтобы человек, попавший в газовую струю или газоаэрозольное облако, мог из любой точки в течение 2 мин оказаться на обмывочном пункте и приступить к дезактивации кожи.

На количественный и качественный состав поступающих в организм соединений влияют:

расположение человека относительно источника аварийного выброса;
использование и качество средств индивидуальной защиты органов дыхания и кожи;
интервал времени между выбросом газа и началом его поступления в организм;
сроки, качество и длительность дезактивации кожи;
длительность пребывания персонала в загазованном помещении.

На заводах при использовании в технологическом процессе регенерированного сырья «РС» и «РТ» в воздухе помещений появляется ²³⁹Pu и ²³²U. В воздухе рабочей зоны обнаружен PuF₆ на уровне 8-20% β-активной газовой фракции.

Кроме плутония, опасность представляют не только изотоп ²³²U, но и его дочерние продукты за счет:

увеличения токсичности аэрозолей радиотория ²²⁸Th, являющегося эманирующим соединением;
загрязнения воздуха тороном и его короткоживущими продуктами распада;
появления на рабочих местах жесткого проникающего γ-излучения, включая фотоны с энергией 2,62 МэВ.

Относительная роль каждого компонента зависит от многих причин, в том числе от среднего времени пребывания сырья на каком-либо переделе, коэффициента эманирования торона, кратности химического обогащения радиотория. В этом случае ожидать стабильности радиационной обстановки трудно. Вследствие этого необходим периодический контроль в местах накопления продуктов распада ²²⁸Th, полей γ-излучения и содержания в воздухе торона, следует следить за бесперебойной работой вентиляции, поскольку существует возможность обогащения некоторых продуктов радиотория в сотни раз по сравнению с обычным содержанием. Эти факторы формируют радиационную обстановку и определяют состав радиоактивных выбросов и сбросов на этих предприятиях.

Нейтронное излучение образуется в результате (α, п)-реакции под действием урана, тория и плутония и их продуктов распада на фторе, алюминии и др. Важнейшие параметры определения выхода нейтронов - удельная α-активность излучателей и геометрия, в которой происходит эта реакция. По сравнению с ураном естественного происхождения наибольшей удельной активностью обладает уран, обогащенный по изотопу ²³⁵U, поэтому возможность облучения нейтронами персонала, контактирующего с фтористыми соединениями обогащенного урана, на разделительных заводах весьма вероятна.

Таким образом, для производств с фторидной технологией характерно сочетанное действие на работников токсических веществ (фтор, фтористый водород) и радиационных факторов - β-активные аэрозоли, газообразные UF₆, PuF и внешние γ-β-п-излучения. Основная роль в загрязнении воздуха рабочей зоны принадлежит изотопам урана и продуктам его распада при использовании естественного урана, изотопам урана и ²³⁹Рu при использовании сырья типа «РС» и «РТ».

Участки с UF₆ имеют первостепенное значение для возможного действия на организм газа. Технологический процесс ведут в герметичном оборудовании, поэтому главные источники загрязнения воздуха и поверхностей радиоактивными веществами - операции, сопровождающиеся вскрытием внутренних полостей коммуникаций, оборудования и текущие ремонтные работы. Этим определяется комплекс защитных мероприятий обеспечения надежной и эффективной защиты персонала и воздушной среды при работе с газообразными высоколетучими и активными соединениями урана на сублиматных и разделительных заводах.

8.3.3. Изготовление тепловыделяющих элементов и сборок

Основной узел активной зоны гетерогенных реакторов с твердым ядерным горючим - тепловыделяющий элемент (ТВЭЛ). ТВЭЛы, собранные в группы (десятки и сотни штук), - тепловыделяющие сборки.

В общем виде ТВЭЛ состоит из активного объема, оболочки, концевых и дистанцирующих деталей. По способности поддерживать цепную реакцию деления материал, используемый для активного объема ТВЭЛов, разделяют на ядерное горючее и топливное сырье. Ядерное горючее - материалы, в состав которых входят изотопы ²³³U, ²³⁵U и ²³⁹Pu, обеспечивающие в реакторе цепную самоподдерживающуюся реакцию деления. Материал, содержащий ²³⁸U и (или) ²³²Th, - топливное сырье (воспроизводящий материал - ²³⁸U для получения ²³⁹Pu, ²³²Th - для получения ²³³U).

По назначению ТВЭЛы в зависимости от материала, используемого для активного объема, разделяют на три группы.

ТВЭЛы, поддерживающие цепную реакцию и генерирующие тепловую энергию. Материал активного объема - ядерное горючее. Эти ТВЭЛы используют в энергетических реакторах для выработки электрической, тепловой и механической энергии - реакторах АЭС, АСТ и транспортных реакторах, в реакторах двухцелевого назначения - для выработки электроэнергии и наработки ядерного горючего или изотопов отдельных элементов, в исследовательских реакторах.
ТВЭЛы, воспроизводящие вторичное ядерное горючее - ²³³U и ²³⁹Pu. В их активном объеме содержится топливное сырье. Этот тип ТВЭЛов применяют в промышленных реакторах.
ТВЭЛы, поддерживающие цепную реакцию и воспроизводящие ядерное горючее. Их активный объем содержит в определенном отношении ядерное горючее и топливное сырье.

В зависимости от вида ядерного горючего и материала воспроизводства, загружаемых в активный объем, различают типы ТВЭЛов:

на основе металлического ядерного топлива;
с керамическим ядерным топливом;
дисперсионный тип (керамическое топливо распределено в матрице из неделящихся конструкционных материалов).

При изготовлении ТВЭЛов на основе урана персонал подвергается внешнему γ-, β-, нейтронному облучению, внутреннему облучению за счет поступления через дыхательные пути α-активных аэрозолей различной природы и радиоактивных газов.

γ-Облучение существует во всех операциях получения ТВЭЛов. При работах в отдельных помещениях с очехлованными ТВЭЛами и тепловыделяющими сборками γ-излучение - основной фактор радиационного действия. Облучение β-частицами следует учитывать при работах с открытыми материалами урана, обедненного ²³⁵U, с природным содержанием ²³⁵U и низкого обогащения ²³⁵U - работы с металлическим ураном, визуальный контроль таблетированного топлива, загрузка топливных таблеток в печи спекания. Наибольшему облучению подвергаются кисти рук (кожа ладоней). Дозу β-излучения на другие участки тела можно не учитывать.

Нейтронное излучение возникает при работах с обогащенным ураном. Наибольшие величины мощностей доз нейтронного излучения отмечены при операциях с гексафторидом обогащенного урана (ГФУ). Мощность дозы нейтронов вблизи емкостей с ГФУ может достигать мощности дозы γ-излучения и превосходить ее в 2 раза. Однако мощность дозы нейтронов от емкостей с двуокисью урана того же обогащения не превышает 10% мощности дозы γ-излучения.

При операциях подсоединения-отсоединения емкостей с ГФУ следует учитывать негидролизуемую фракцию поступившего в воздух рабочей зоны гексафторида урана. Эта фракция обладает уникальной проникающей способностью: полностью проходит через ткань СИЗ «Лепесток» и может достигать 50% суммарной α-активности аэрозолей.

Для производства ТВЭЛов энергетических реакторов на основе уранового топлива в качестве сырья используют либо гексафторид урана с различной степенью обогащения изотопом ²³⁵U, либо азотнокислый уранил (плав), закись-окись урана, обедненная ²³⁵U. В производстве ТВЭЛов промышленных реакторов исходное сырье - закись-окись урана с природным или близким к природному содержанию ²³⁵U (рециклированный уран).

Для промышленных реакторов используют ТВЭЛы с обогащением ²³⁵U 0,711 масс.%, для реакторов АЭС - 6,5 масс.%, для исследовательских и транспортных реакторов - среднее и высокое обогащение.

Технология изготовления ТВЭЛа определяется его назначением и химической формой сырья. При использовании в качестве сырья ГФУ полный цикл изготовления топлива водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР) и канального реактора большой мощности (РБМК) включает:

получение диоксида урана;
производство таблетированного топлива;
изготовление ТВЭЛов;
изготовление ТВС;
переработку оборотных материалов.

В настоящее время применяют два способа получения диоксида из ГФУ: гидрохимический (мокрая схема) и газовый (сухая схема). Гидрохимический способ получения диоксида урана - многостадийный процесс, в ходе которого образуется большое количество водных растворов, сбрасываемых на хвостохранилище. Сущность технологии газового способа - конверсия гексафторида урана непосредственно в диоксид урана в кислородно-водородном пламени (пирогидролиз) плазменного реактора с последующей прокалкой. При пирогидролизе и прокалке выделяется большое количество гидрофторида, который после сорбционной очистки и конденсации становится товарным продуктом. С позиций радиационной гигиены этот способ наилучший.

При получении диоксида урана из регенерированного урана в качестве сырья, помимо ГФУ, можно использовать азотнокислый уранил (плав) с определенным обогащением ²³⁵U и закись-окись урана, полученную из облученного ядерного горючего и дообогащаемую ураном среднего или высокого обогащения. При оценке радиационной обстановки на этом этапе следует учитывать:

соотношение газовой и аэрозольной составляющих радиоактивного загрязнения воздуха зоны дыхания персонала;
мощность дозы γ-излучения от полных и пустых емкостей, предназначенных для ГФУ; мощность дозы нейтронов;
при переработке регенерированного урана - перераспределение примесных радионуклидов и ²³⁴Th в полупродуктах, оборотах, отходах и диоксида урана.

Изготовление топливных таблеток из порошка диоксида урана сопровождается пылевыделением практически при всех операциях. Наиболее высокие концентрации аэрозолей отмечены на участке приготовления пресс-порошка.

При оценке радиационной обстановки на этом этапе следует учитывать: динамику формирования аэрозольного загрязнения зоны дыхания персонала и вклад отдельных изотопов в суммарную α-активность; эквивалентную дозу на кожу кистей рук от β-излучения при операциях контроля; дозу на все тело, у женщин - дозу на кожу нижней части живота вследствие γ-облучения.

На современных предприятиях ТВЭЛы изготавливают на автоматических линиях и включают контроль контролерами ОТК. Ведущий фактор радиационного действия на этом этапе - внешнее γ-облучение. Наибольшему действию подвергаются кисти рук контролеров.

Организация технологического процесса. Современные предприятия изготовления ТВЭЛов и тепловыделяющих сборок - многотоннажные производства. Работы с ураном природного происхождения (соли, органические соединения, металлы) ведут практически в открытом виде с вытяжными системами принудительной вентиляции помещения.

Переработка обогащенного урана ограничивается количеством его на рабочих местах по условиям ядерной безопасности. Большинство операций проводят в боксах и вытяжных шкафах под разрежением или в глубоком вакууме.

При переработке регенерированного урана на оборудовании действующих производств ТВЭЛов следует учитывать вклад РРП в фактическую активность для конкретного обоснования класса работ.

8.3.4. Производство низкообогащенного энергетического урана из высокообогащенного оружейного урана

Использование оружейного урана в качестве сырья для получения топлива для АЭС, как и регенерация облученного ядерного топлива с рециклом невыгоревшего урана и накопленного плутония, позволяет в несколько раз сократить потребности в природном уране. Использование в качестве перерабатываемого сырья оружейного урана, полученного при демонтаже ядерного оружия и ранее не использовавшегося в производстве энергетического низкообогащенного урана (НОУ), повлекло за собой ввод в эксплуатацию новых технологических участков переработки высокообогащенного оружейного урана (ВОУ) с содержанием ²³⁵U до 5 масс.% и новых технологий.

Технологическое оборудование основных производственных участков получения ВОУ - герметичные, находящиеся под разрежением камеры, боксы и коммуникации, которые изолированы друг от друга и снабжены на входе боксами загрузки, на выходе - боксами выгрузки.

Для получения ВОУ используют непосредственно оружейный уран, металл после переплавки, различные отходы всех видов обработки: переплава, перекачивания, снятия окисной пленки, сжигания и дожига урановой стружки.

Оборудование размещают по трехзональному принципу. Первая зона - помещения аппаратов и боксов, вторая - ремонтная зона для установок и коммуникационного оборудования технологической схемы. Третья зона - операторские помещения. Между второй и третьей зонами организован санитарный шлюз.

Для контроля и управления процессом установлены приборы технологического контроля, регулирующие расход газовых потоков. Контроль и управление осуществляют с центрального и местных щитов управления. Для исключения повышения концентрации ²³⁵U в трубопроводах предусмотрены аварийная защита и блокировки, которые обеспечивают автоматическое прекращение поступления ВОУ и НОУ-разбавителя на смешение. После смешения газовая смесь поступает на узел перекачки для ее транспортировки по трубопроводам до узла конденсации НОУ-товара.

Радиационная опасность ВОУ определяется композицией изотопов природного урана: ²³⁸U, ²³⁵U, ²³⁴U, и радионуклидами реакторного происхождения: ²³²U, ²³⁶U, ²³⁹Pu, ²³⁸Pu, а также ²²⁸Th и продуктами его распада, образующимися при распаде ²³²U. В ВОУ может содержаться продукт деления урана ⁹⁹Тс.

Результаты исследований, полученные в ходе радиационно-гигиенического сопровождения переработки ВОУ, свидетельствуют, что миграция тория и плутония отличается от таковой урана и существенно влияет на радиационную обстановку. Облучение за счет этих радионуклидов вносит дополнительный вклад в эффективную дозу облучения персонала.

Вследствие перераспределения по технологической схеме эти радионуклиды концентрируются в отдельных продуктах и коррозионных отложениях, что приводит к их вкладу в мощность дозы γ-излучения на рабочих местах и суммарную активность аэрозолей. В зависимости от технологии обогащение аэрозолей ²²⁸Th достигает нескольких порядков по сравнению с его содержанием во входном сырье, вклад в мощность дозы γ-излучения - 90%.

Первостепенное значение при оценке доз внутреннего облучения персонала имеет знание условий формирования аэрозольного загрязнения воздуха рабочей зоны. На формирование аэрозольного загрязнения воздуха рабочей зоны влияют:

аппаратурное оформление технологического процесса;
физико-химическая характеристика сырья;
технологические режимы переработки;
время и условия операций с открытыми источниками;
организация и работа вентиляционной системы.

Аппаратурное оформление технологического процесса переработки ВОУ>НОУ ограничивает поступление радиоактивных веществ в воздух рабочей зоны. Переработка металлического ВОУ, экстракционная очистка закиси-окиси ВОУ, ее фторирование до гексафторида ВОУ, конденсация, испарение и смешение фтористых соединений урана проходят в боксах, технологических емкостях и коллекторах при давлении ниже атмосферного. Для адекватного контроля внутреннего облучения персонала необходимо знание химической формы радиоактивного компонента аэрозоля. Возможный дополнительный фактор внутреннего облучения - торон, образующийся при распаде ²²⁸Th. Факторы радиационного действия в технологии ВОУ>НОУ:

внешнее облучение:

γ-излучение ²²⁴Th, ²²⁸Th, ²³⁵U, ²¹⁸U и продуктов их распада;
нейтронное излучение, образующееся в результате (α, п)-реакции на атомах легких элементов, в основном фтора;
β-излучение продуктов распада изотопов урана;

внутреннее облучение:

α-излучение ²³²U, ²³⁴U, ²³⁵U, ²³⁶U, ²³⁸U, ²²⁸Th, ²³⁹Pu, ²³⁷Np обусловлено поступлением в организм аэрозольной и газовой составляющей радиоактивного загрязнения воздуха рабочей зоны;
торон и продукты его распада.

8.3.5. Промышленные и энергетические реакторы

Ядерный реактор - центральное звено ЯТЦ, остальные составляющие которого необходимы для обеспечения эксплуатации ядерного реактора промышленного производства электроэнергии или наработки искусственных радионуклидов.

Принцип работы ядерного реактора

Ядерный реактор - техническое устройство для создания, поддержания и управления цепной реакцией деления ядер тяжелых элементов. В процессе этой реакции кинетическая энергия ядерных частиц и фотонов преобразуется в тепловую энергию, которая в зависимости от назначения реактора используется для производства электроэнергии (АЭС).

Сердце ядерного реактора - активная зона, в которой находится ядерное топливо в виде таблеток, заключенных в герметичные оболочки из циркония (ТВЭЛы).

Образующееся при работе реактора тепло постоянно отводится к теплообменникам теплоносителем, который омывает ТВЭЛы. В качестве теплоносителя в зависимости от конструкции реактора применяют жидкости (обычная и тяжелая вода), газы (углекислый газ и гелий) и металлы (натрий, свинец). В активной зоне теплоноситель подается главными циркуляционными насосами, откуда он поступает к теплообменникам (парогенераторам) для АЭС с ВВЭР. В теплообменниках происходит парообразование, откуда пар подается на лопасти турбины турбогенератора.

Для реактора на тепловых нейтронах в активной зоне необходим замедлитель, снижающий энергию быстрых нейтронов деления. В реакторе на быстрых нейтронах замедлитель отсутствует, вместо отражателя существует зона воспроизводства для наработки нового ядерного топлива, состоящего из природного или обедненного урана. Для ослабления γ-п-излучения реактор снабжен биологической защитой из бетона, стали и борированных материалов.

Существующие ядерные реакторы классифицируют по ряду характерных признаков.

По назначению:
- энергетические предназначены для промышленного производства электроэнергии;
- исследовательские - для изучения нейтронно-физических характеристик, материаловедческих исследований, лучевой терапии пучками нейтронов;
- транспортные используют на атомных ледоколах и подводных лодках, в космических летательных аппаратах;
- промышленные предназначены для наработки плутония, производства искусственных радионуклидов, опреснения морской воды;
- многоцелевые.
По энергетическому спектру нейтронов:
- реакторы на тепловых нейтронах: легководные корпусные реакторы, легководные реакторы с графитовым замедлителем, тяжеловодные реакторы, газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем;
- реакторы на быстрых нейтронах;
- реакторы на промежуточных нейтронах используют только в специальных исследовательских установках.
По виду замедлителя в реакторах на тепловых нейтронах:
- легководные ВВЭР различной мощности используют в качестве замедлителя обычную воду;
- тяжеловодные встречают редко из-за высокой стоимости;
- графитовые, активная зона которых выполнена из графитовых блоков; в СССР и в России этот тип реакторов - кипящие реакторы большой мощности (РБМК); в настоящее время проектирование и строительство АЭС с РБМК прекращено.
По виду теплоносителя:
- легководные;
- газоохлаждаемые;
- тяжеловодные;
- жидкометаллические.
По структуре активной зоны:
- гетерогенные реакторы, в которых топливо, замедлитель и теплоноситель пространственно разделены; тепловыделяющие сборки расположены в них обычно в виде правильной решетки; практически все действующие реакторы являются гетерогенными;
- гомогенные реакторы, в которых используют однородную смесь топлива, замедлителя и теплоносителя в виде раствора, тонкой взвеси или расплавов.
По конструкции:
- корпусные: давление теплоносителя влияет на корпус реактора, и возможен контакт теплоносителя и замедлителя; характерный пример - реакторы типа ВВЭР;
- канальные: давление теплоносителя несет каждый канал, стенки которого предотвращают контакт теплоносителя с замедлителем; характерный пример - реакторы типа РБМК.
По уровню давления легководного теплоносителя:
- охлаждаемые водой под давлением ВВЭР: теплоноситель, нагретый до высокой температуры, подается в парогенератор (первый контур теплоносителя радиоактивный), где другой поток теплоносителя (нерадиоактивный контур) нагревается до кипения и в виде пара попадает на турбину;
- реакторы, охлаждаемые кипящей водой: теплоноситель находится при меньшем давлении и закипает; образующийся пар подается на турбину (для реакторов РБМК - через барабаны-сепараторы); этот тип реактора имеет один контур теплоносителя.
По числу контуров теплоносителя:
- одноконтурные: контур теплоносителя и рабочего тела не разделены;
- двухконтурные: контур теплоносителя и рабочего тела разделены;
- трехконтурные: используемый теплоноситель (например, жидкий натрий) интенсивно взаимодействует с паром и водой, что может привести к выбросу радиоактивных веществ; в этом случае создается дополнительный (промежуточный) контур для исключения контакта радиоактивного натрия с паром или водой; по такой схеме работает третий блок Белоярской АЭС с реактором БН-600 на быстрых нейтронах.
По виду ядерного топлива:
- по степени обогащения делящимся радионуклидом (на природном и обогащенном уране);
- по агрегатному состоянию топлива (на металлическом природном уране, легированном уране, керамическом топливе, расплавах);
- по воспроизводящему материалу с уран-плутониевым или ториевым циклом.

Радиационная обстановка и дозы облучения персонала промышленных реакторов

Развитие атомной промышленности и атомной энергетики неразрывно связано с разработкой и эксплуатацией промышленных реакторов (ПР) канального типа для получения делящихся материалов, используемых в интересах обороны страны и для получения электроэнергии.

При работе ПР основные технологические операции, в выполнении которых непосредственно участвует персонал, - регламентные разгрузка облученной продукции и загрузка свежего топлива; замена технологических каналов и графитовых втулок. Работы проводят на разных участках центрального зала, в помещениях подреакторных пространств и смежных помещениях. В основе планировки производственных помещений ПР реализован гигиенический принцип разделения их по зонам в зависимости от характера технологического процесса и возможного загрязнения радиоактивными веществами поверхностей помещений и оборудования, воздушной среды. С учетом этого выделяют зону строгого режима и условно чистую зону. В помещениях зоны строгого режима размещено оборудование и коммуникации радиоактивного контура: центральный зал, шахты выдержки высокоактивного оборудования и инструментов, помещения сортировки и хранения готовой продукции, подреакторное пространство, боксы и трубные коридоры циркуляционных насосов, парогенераторов и другие.

В условно чистой зоне размещают помещения щитов управления и дистанционного контроля работы реактора, контрольно-измерительных приборов, чистые ремонтные мастерские, лаборатории. Для предотвращения распространения радиоактивных загрязнений из помещений зоны строгого режима в помещения условно чистой зоны персонал проходит между ними через санитарные шлюзы.

Количественный и качественный состав радиоактивного загрязнения воздушной среды в основных и вспомогательных помещениях исследовали при различных режимах эксплуатации реактора. При работе ПР загрязнение воздуха рабочей зоны незначительно и обусловлено радиоактивными газами и аэрозолями. Загрязнение воздушной среды помещений одноцелевого уран-графитового реактора обусловлено ⁴¹Ar в концентрациях 5,6х10³ - 1,9х10⁶ Бк/м³; помещений двухцелевого уран-графитового реактора - продуктами деления урана (криптон, ксенон) в концентрациях 3,7х10³ - 3,7х10⁴ Бк/м³.

Среднегодовая доза облучения органов дыхания за счет аэрозолей относительно мала - 0,1-4%. При эксплуатации ПР доза облучения щитовидной железы персонала радиоактивным йодом значительно ниже допустимой величины, в среднем - 1,5 мЗв/год. Однако при контроле ПР увеличивается поступление радиоактивных аэрозолей в воздух рабочей зоны основных производственных помещений реактора. Концентрация β-активных аэрозолей в подреакторных помещениях увеличивается на 4-5 порядков. Концентрация долгоживущих α-активных аэрозолей в рабочей зоне помещений увеличивается на 1-5 порядков по сравнению с условиями эксплуатации реактора при номинальной мощности.

Поступление в воздух рабочей зоны помещений долгоживущих аэрозолей обусловлено частичным выходом ядерного топлива в графитовую кладку при разгерметизации тепловыделяющих элементов из-за нарушения теплосъема с последующим его выгоранием и накоплением трансурановых радионуклидов.

При различных режимах эксплуатации промышленных реакторов персонал подвергается комбинированному действию нескольких видов излучения одновременно. На одноцелевых и двухцелевых ПР действию внешнего γ- и β-излучения с попаданием в организм радионуклидов через дыхательные и пищеварительные пути подвергаются работники службы главного механика, отдела готовой продукции, службы контрольно-измерительных приборов и автоматики и службы дозиметрического контроля.

Персонал, работающий в центральном зале реактора, также подвергается облучению нейтронами в широком интервале энергий. Однако внешнее γ-излучение - основной радиационный фактор.

8.3.6. Источники радиационного действия на персонал атомной электростанции

Защита от γ-излучения оборудования АЭС решается компоновкой здания АЭС главного корпуса и разумным размещением в нем оборудования, сооружением защиты от отдельных элементов оборудования. Компоновка оборудования технологических контуров АЭС должна обеспечивать удобство выполнения основного рабочего процесса, ремонтных работ и размещения защиты.

Основа планировки размещения оборудования и помещений - принцип разделения всего комплекса на две зоны.

Зона строгого режима - реактор и реакторное отделение с оборудованием первого контура, помещение с оборудованием, обслуживающим турбины в машинном зале, где размещают турбогенераторы, регенеративные подогреватели высокого и низкого давления и другое оборудование второго контура. Помещение, в котором установлено оборудование специальной водоочистки, - спецкорпус. Такой подход к размещению оборудования в АЭС позволяет обеспечить защиту персонала экранами, временем и расстоянием.

Главный корпус АЭС состоит из трех зданий, связанных между собой: здание реакторного отделения, спецкорпус и здание, образующее машинный зал (рис. 8.2).

Ядерный реактор - мощный источник γ-излучения, создаваемого радиоактивными продуктами деления ядерного топлива (около 600 различных радионуклидов), которые в зависимости от физико-химического состояния разделяют на группы:

радиоактивные благородные газы: ксенон, криптон, аргон;
летучие вещества: йод, частично цезий и др.;
нелетучие вещества: стронций, цирконий, рутений, церий, лантан и др.

Барьеры, ограничивающие распространение продуктов деления в производственные помещения АЭС, - оболочки ТВЭЛов и контур теплоносителя.

При остановке и расхолаживании реактора нейтронное излучение практически отсутствует, основные источники γ-излучения - долгоживущие продукты деления и элементы конструкции, активированные нейтронами. В период проведения планово-предупредительных ремонтных работ при вскрытом оборудовании реактора значительно увеличивается объемная активность аэрозолей, что требует защиты персонала, тщательного контроля и оценки внутреннего облучения ремонтных бригад.

Рис. 8.2. Схема реактора БР-600: 1 - опорный пояс; 2 - корпус реактора; 3 - насос; 4 - электродвигатель; 5 - верхняя неподвижная защита; 6 - верхняя подвижная защита; 7 - теплообменник; 8 - механизм системы управления и защиты; 9 - механизм перегрузки; 10 - активная зона реактора; 11 - шахта реактора

Трубопроводы и оборудование первого контура - источник ионизирующего излучения, поскольку содержат радиоактивный теплоноситель, в котором накапливаются радиоактивные отложения. Активность теплоносителя определяется тремя составляющими - осколочной, коррозионной и собственной.

Осколочная активность обусловлена продуктами деления при разгерметизации оболочек ТВЭЛов, которая происходит в результате коррозионно-усталостных процессов и начинается с появления микротрещин. Контроль герметичности оболочек ТВЭЛов - основа радиационного технологического контроля современных АЭС. На отечественных АЭС с ВВЭР число ТВЭЛов, имеющих микротрещины, не должно превышать 1%, с крупными дефектами - 0,1%. В проектах АЭС с РБМК эти показатели составляют 0,1% и 0,01% соответственно.

Наведенная (коррозионная) активность обусловлена активацией примесей теплоносителя (соли натрия, растворенные газы - аргон и др. и продукты коррозии - окислы железа, никеля, хрома, кобальта и др.). Основной вклад в эту активность вносят активированные продукты коррозии - источник γ-облучения персонала при ремонте основного оборудования. Наибольший вклад в мощность дозы вносит ⁶⁰Co, при этом вклад продуктов деления в мощность дозы не превышает 10%.

Индивидуальная годовая эффективная доза внешнего и внутреннего облучения персонала на Белоярской АЭС не превышает 1,6 мЗв/год, на Балаковской, Калининской, Кольской - 1,2 мЗв/год, на Смоленской, Курской, Ленинградской - 1 мЗв/год, на Билибинской - 1,5 мЗв/год.

В настоящее время в Российской Федерации принята Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года». Основная ее цель - разработка ядерных энерготехнологий нового поколения на базе реакторов на быстрых нейтронах с замкнутым ядерно-топливным циклом для АЭС, обеспечивающих потребности страны в энергоресурсах, повышение эффективности использования природного урана и отработанного ядерного топлива. Все это реализуется в проекте «Прорыв» в виде разработки реактора на быстрых нейтронах БР-1200 со смешанным нитридным топливом.

В качестве теплоносителя используют натрий, обладающий низкой температурой плавления (~100 °С), высокой теплопроводностью, теплоотдачей, высокой температурой кипения (900 °С), отсутствием коррозионного действия на материалы конструкции.

В реакторной установке БР-1200:

исключено деление на проектные и запроектные аварии;
физические характеристики ядерного реактора исключают разгон на мгновенных нейтронах;
конструктивно исключена потеря теплоносителя;
материалы с потенцией взрыва или пожара в конструкции ядерного реактора отсутствуют;
при любом отказе в системах АЭС, ошибках персонала и внешних действиях исключены радиоактивные выброс и сброс в окружающую среду с эвакуацией населения.

При этом обеспечены условия достижения естественной безопасности ЯТЦ:

переработка отработанного ядерного топлива тепловых реакторов для передачи плутония, минорных актинидов и долгоживущих продуктов деления в топливный цикл реактора на быстрых нейтронах;
быстрые реакторы работают в замкнутом топливном цикле, сжигают основную массу актинидов (U, Pu, Am, Np, Cm) и трансмутируют долгоживущие продукты деления;
пристанционные размещения мест переработки топлива и захоронений;
промежуточное хранение высокоактивных отходов перед окончательным захоронением в течение 150-300 лет для снижения их радиационной опасности в 100 раз.

8.3.7. Радиохимическое производство

В ЯТЦ производство плутония из-за его высокой радиотоксичности наиболее радиационно опасно. Вследствие этого изначально, начиная с проектирования, закладывают многобарьерную систему безопасности для защиты персонала, населения и окружающей среды. Сырье для получения плутония - облученное топливо, поступающее с радиохимического завода.

Технологический процесс организован для извлечения плутония из облученного урана с чистой очисткой основного продукта в соответствии с требованиями технических условий. Размещение основной технологии организованно по трехзональному принципу. Аппараты, емкости, отдельные коммуникации размещены в первой зоне, куда при выполнении регламентных работ нет доступа персоналу. Основные рабочие места расположены во второй и третьей зонах: машинные залы, помещения химического пробоотбора, операторские.

Технологический регламент предусматривает переработку облученных стандартных урановых блоков после 180-дневной выдержки. Готовая продукция завода - диоксид плутония и азотнокислый уранил.

Учитывая радиационные свойства перерабатываемого сырья, получаемых основных продуктов и РАО, радиационное действие на персонал происходит за счет:

внешнего облучения от γ-излучения осколков деления;
γ-излучения, сопровождающего распад трансурановых элементов;
γ-излучения, сопровождающего распад изотопов урана и его дочерних продуктов;
β-излучения осколков деления и дочерних продуктов распада урана;
нейтронного излучения вследствие спонтанного деления плутония и (а,п)-реакции на ядрах легких элементов.

Внутреннее облучение происходит вследствие ингаляционного поступления α-излучающих изотопов плутония и β-излучающего ²⁴¹Pu, γ-, β-излучающих осколков деления и α-излучающего ²²⁸Th и его продуктов распада.

γ-Излучение наиболее значимо на участках приема облученных стандартных урановых блоков и в машинных залах производства.

Нейтронное излучение - основной дозообразующий фактор при работе с конечным продуктом - диоксидом плутония. В отделении прокалки источник находится за плотной защитой, и условия формирования дозы внешнего облучения более сложные. При этом нейтроны дают вклад в дозу внешнего облучения в 2-6 раз больше, чем γ-излучение.

Данные замеров загрязненности α-активными аэрозолями воздушной среды помещений радиохимического завода показывают, что внутреннее облучение персонала определяется изотопами плутония.

8.3.8. Регенерация облученного ядерного топлива

В настоящее время существует промышленная переработка отработанного ядерного топлива энергетических реакторов на трех комбинатах во Франции, Великобритании и России.

В 1977 г. в России на ПО «Маяк» пущен в промышленную эксплуатацию первый радиохимический завод РТ-1 для регенерации облученного ядерного топлива, а позже - завод РТ-2.

Радиационная безопасность на заводе обеспечивается барьерами безопасности, защищающими персонал и население от радиоактивного излучения. К таким барьерам следует отнести:

зональность архитектурно-строительных планировок зданий с соответствующей компоновкой оборудования;
нахождение радиоактивных продуктов в герметичном оборудовании, размещаемом в изолированных бункерах и защитных камерах;
биологическую защиту.

Ядерная безопасность обеспечивается применением ядерно-безопасного (с повышенным коэффициентом запаса) оборудования и ограничением содержания делящихся материалов в оборудовании. Ядерно-опасные участки технологического процесса оснащены приборами, сигнализирующими о повышении нейтронного излучения.

На первом этапе при переработке отработанного ядерного топлива тепловыделяющую сборку разрезают, и она поступает на радиохимическую переработку, в результате которой выделяются уран, плутоний, часть продуктов деления и другие ценные материалы для производства изотопной продукции. Подавляющую часть материалов тепловыделяющих сборок в результате регенерации и рефабрикации возвращают в ЯТЦ и хозяйственное применение. Лишь небольшая их часть в виде РАО уже не подлежит дальнейшему использованию.

Средняя доза облучения персонала РТ-1 (переработка) составляет 2,8 мЗв/год, завода РТ-2 (хранение) - 0,7 Зв/год, что ниже предела дозы, установленного нормами радиационной безопасности (20 мЗв/год). Современные дозовые нагрузки на персонал РТ-1 соответствуют дозовым нагрузкам на персонал французских заводов в начале 90-х годов ХХ в. (до модернизации). Анализ данных индивидуальной дозиметрии персонала завода РТ-1 показал, что средние дозы внешнего γ-облучения в период нормальной эксплуатации - 4,2-5,3 мЗв/год.

Условия труда персонала на РТ-1 отвечают основным гигиеническим требованиям. Радиационная обстановка во всех цехах производства характеризуется положительной динамикой от года пуска к настоящему времени и стабильностью в период нормальной эксплуатации. В помещениях постоянного пребывания персонала объемная активность α-излучающих аэрозолей в воздухе - 2,6x10^-3 Бк/м³, т.е. менее 8,1% ДОА согласно НРБ-99/2009; α-активность обусловлена в основном изотопами плутония и америция; β-активная загрязненность воздушной среды - ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr - ⁹⁰Y и составляет 3 Бк/м³ - не более 5,6% ДОА согласно НРБ-99/2009.

Загрязненность рабочих поверхностей, спецодежды и кожи в местах постоянного пребывания персонала ниже допустимых значений. По α-активности загрязненность составляет 2,4±0,2 част/(мин·см²) - 50% норматива, по β-активности - на 1-2 порядка ниже допустимых значений. Мощность экспозиционной дозы γ-излучения колеблется в пределах 300-650 мкР/ч, нейтронное излучение ниже порога детектирования.

Изучение условий труда на заводе РТ-1 при проведении ремонтных работ показало, что объем ремонтных работ за 20 лет увеличился на 60%, при этом радиационно опасные работы - около 15%. Слесари, механики и электрики почти половину времени заняты на ремонтных работах; аппаратчики, операторы и инженерно-технический персонал проводят в ремонтной зоне не менее 10% рабочего времени.

Радиационная обстановка при проведении ремонтных работ существенно ухудшается по сравнению с нормальным ведением технологического процесса. Концентрация α-активных аэрозолей в воздухе ремонтной зоны увеличивается в десятки раз. Наибольшая загрязненность воздуха отмечена в цехе экстракционной переработки растворов при проведении электросварочных работ, демонтаже и ревизии технологического оборудования в бункерах и трубных коридорах (247 Бк/м³, или 77 ДОА согласно НРБ-99/2009). В других помещениях объемная активность α-активных аэрозолей не превышает 20 ДОА. Объемная активность β-излучающих аэрозолей в воздухе ремонтной зоны колеблется в пределах 2-4 ДОА с максимальным значением 17 ДОА в цехе хранения, механической переработки и растворения ТВЭЛов. При ремонтных работах в цехе остекловывания отходов отмечена наименьшая загрязненность воздуха: α-активность не превышает 4 ДОА, β-активность - ниже допустимого уровня. При проведении ремонтных работ потоки тепловых, промежуточных и быстрых нейтронов на всех производственных участках не превышают предела чувствительности измерительных дозиметрических приборов. Уровни внешнего γ-, β-излучения наиболее высокие в цехе хранения, механической переработки и растворения ТВЭЛов - 3,5±0,8 Р/ч (2).

Таким образом, выполнение ремонтных работ, связанных с нарушением герметичности технологического оборудования, сопровождается увеличением концентраций радиоактивных аэрозолей в воздухе рабочей зоны, уровня внешнего излучения на рабочих местах, загрязнения рабочих поверхностей α- и β-активными веществами в десятки-сотни раз. Этот класс работ должен быть под особым контролем врачей-гигиенистов. Рациональная организация ремонтных работ, широкое использование коллективных (защитные экраны, переносные вентиляционные отсосы, дистанционные приспособления, ограничение рабочего времени) и индивидуальных средств защиты (изолирующие костюмы, фильтрующие респираторы, фартуки, нарукавники, перчатки из специальных рецептур и пр.) позволяют исключить переоблучение ремонтного персонала.

Современная технология переработки отработанного ядерного топлива обеспечивает выполнение требований действующих норм радиационной безопасности, поддерживая профессиональное облучение персонала на уровне ниже установленных дозовых пределов.

8.3.9. Производство смешанного уран-плутониевого топлива

Повторное использование плутония и регенерированного урана в ЯТЦ актуально в социально-экономическом и радиационно-гигиеническом отношениях, так как позволяет решить проблемы:

сохранить природные ресурсы, поскольку повторное использование урана и плутония в ЯТЦ снижает потребность в естественном сырье на 30%;
обеспечить утилизацию оружейного и энергетического плутония;
существенно снизить объем РАО и уменьшить объем хранилищ в глубоких геологических формациях;
обеспечить экологическую безопасность настоящего и будущего поколений.

В производстве МОКС-топлива (Mixed-Oxide Fuel) в виде смеси UO₂ + PuO₂ используют плутоний различного происхождения. При этом изотопный состав плутония зависит от степени выгорания ядерных материалов и времени хранения плутония. В России в смеси, поступающей на переработку, содержится ²³⁸Pu, ²³⁹Pu, 240Pu, ²⁴¹Pu. При этом α-активность ²³⁹Pu составляет 2,257 ГБк/г. Примесь изотопа ²⁴¹Pu во время хранения ядерного горючего приводит к накоплению ²⁴¹Am, α-активность которого - 1,173 ГБк/г. Сложный изотопный состав плутония, изменяющийся при хранении, во многом определяет общие принципы радиационной защиты на разных стадиях изготовления МОКС-топлива. Потенциальное действие на персонал, население и окружающую природную среду при производстве МОКС-топлива обусловлено в основном вовлечением в ЯТЦ плутония, так как он более радиационно опасен по сравнению с ураном. Биологические эффекты действия плутония и урана на организм работающих определяются свойствами изотопов:

высокая радиологическая токсичность изотопов плутония;
α-активность изотопов ²³⁸Pu, ²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Am;
β-активность изотопов ²⁴¹Pu, ²⁴²Am;
низкоэнергетическое γ-излучение ²⁴¹Ат;
фотонное излучение плутония;
нейтронная эмиссия изотопа ²⁴⁰Pu;
ядерная опасность изотопов ²³⁵U, ²³⁹Pu, ²⁴¹Pu.

При этом удельная α-активность определяется изотопами ²³⁸Pu и ²³⁹Pu, удельная β-активность - ²⁴¹Pu. Ввиду высокой радиотоксичности плутония, быстрого загрязнения продуктами α-распада, высокого уровня γ-излучения необходима более надежная защита и выполнение повышенных требований безопасности при работе с ним, особенно при использовании смеси изотопов.

При производстве МОКС-топлива возможно нерадиационное действие на персонал токсических веществ, используемых и образующихся при производстве топлива, промывке и дезактивации оборудования. В связи с этим при организации производства необходимы общепринятые мероприятия обеспечения безопасности труда, исключающие контакт персонала с вредными веществами и предотвращающие их выброс в окружающую среду. Для исключения вредного действия на персонал радиоактивных и химических веществ оборудование должно быть герметичным, технологические процессы автоматизированы и механизированы, ручные операции исключены.

Компоновочные, планировочные и вентиляционные решения необходимо основывать на принципе трех барьеров, направленных на обеспечение радиационной защиты персонала, населения и окружающей среды. Принцип барьерности предусматривает эшелонированную изоляцию радиоактивных продуктов в технологической цепочке производства МОКС-топлива от окружающей среды.

Первый барьер - герметичные вентилируемые перчаточные боксы, герметичные стенки оборудования, арматуры, трубопроводы, транспортные короба, оболочка ТВЭЛов.

Второй барьер - помещение, в котором расположена технологическая цепочка перчаточных боксов, оборудование.

Третий барьер - конструкция здания.

Эти барьеры дополняются системой вентиляции, обеспечивающей направленность движения воздуха и перепад давления от помещений с малым риском загрязнения плутонием к помещениям высокого риска загрязнения. В перчаточных боксах постоянно поддерживается разрежение относительно помещения. Для снижения уровней внешнего облучения обслуживающего персонала необходимо использовать дополнительные меры:

дистанционное и автоматизированное обслуживание;
защиту (экранирование) оборудования производства, где сосредоточено большое количество радиоактивного вещества;
соблюдение при экранировании производства контрольных уровней мощностей доз в помещении.

Радиационно опасные ремонтные работы должны выполняться персоналом по системе регламентов и допусков.

Индивидуальный дозиметрический контроль внешнего излучения и биофизический контроль внутреннего облучения необходимы для всего персонала производства МОКС-топлива и обязательны при переработке плутония.

Контрольные вопросы

Сравните достоинства и недостатки радиоизотопной и рентгеновской дефектоскопии.
Какие операции включает технология стационарной дефектоскопии источниками ионизирующего излучения?
Какие операции включает технология переносной дефектоскопии источниками ионизирующего излучения?
Какие группы РИП технологического контроля условно выделяют по степени радиационной опасности?
Какие элементы технологической схемы внедрения РИП требуют соблюдения обеспечения радиационной безопасности?
Дайте схему ЯТЦ.
Перечислите вредные факторы действия на персонал в урановых рудниках.
Перечислите основные факторы радиационной опасности при химической переработке урана.
Какие различия имеют промышленные и энергетические реакторы?
Назовите принципы планирования размещения оборудования и помещений АЭС.

Глава 9. ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ РАДИАЦИОННО ОПАСНОГО ОБЪЕКТА

Вывод из эксплуатации радиационно опасных объектов медицинских, неатомных промышленных и других комплексов не представляет непреодолимых трудностей, прежде всего из-за незначительной радиоактивности используемых открытых источников излучения и изначально обеспеченной защиты закрытых источников, а также сравнительно небольших площадей помещений.

Из сугубо формальных соображений отметим, что при выводе из эксплуатации закрытых источников ионизирующего излучения администрации объекта необходимо:

подготовить документы для снятия организации с учета из базы данных Роспотребнадзора, ФМБА России, Ростехнадзора; в документах устанавливаются сроки, объемы работ, мероприятия по защите персонала;
подготовить и сдать на захоронение закрытые источники излучений в специализированное предприятие РосРАО;
при работе с открытыми источниками излучения после их сдачи провести радиационное обследование помещений, где проводили работы с радиоактивными материалами.

При установлении загрязнения помещений, оборудования, рабочих мест свыше допустимых значений администрация учреждения привлекает специализированную организацию для составления проекта демонтажа оборудования, дезактивации помещений, сбора, сортировки и удаления РАО.

9.1. ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ОБЪЕКТА ЯДЕРНО-ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА

В отличие от радиационно опасных объектов неядерного комплекса вывод из эксплуатации объектов ЯТЦ представляет несопоставимую по своей сложности проблему в сравнении с только что описанной.

Действительно, на разветвленном комплексе предприятий и учреждений ЯТЦ, включая и т.н. наследство Минобороны (вывод из эксплуатации атомных подводных лодок и др.), сосредоточено более 98% радиоактивности, исчисляемой многими миллиардами кюри. Учитывая особую специфику различных предприятий ЯТЦ, включая АЭС, очевидно, что конкретные научно-технические и практические требования к их выводу по эксплуатации существенно различаются. Тем не менее принципы соблюдения и обеспечение радиационной безопасности для человека и окружающей среды остаются едиными и базируются на известной философии радиационной защиты.

9.1.1. Урановые рудники

Предприятия добычи и переработки урановых руд в связи с отсутствием дальнейшей необходимости в них (выработка ресурсов, нерентабельность) полностью ликвидируют.

При этом в комплекс мероприятий обеспечения радиационной безопасности включают:

дезактивацию основных сооружений и оборудования до уровней, предусмотренных санитарным законодательством;
ликвидацию участков радиоактивной загрязненности территории пром-площадки, санитарно-защитной зоны и транспортных путей;
консервацию объектов предприятия, не подлежащих ликвидации и производственной эксплуатации в течение ряда лет, исключающую их бесконтрольное использование не по назначению и поступление из них радиоактивных и токсических веществ в окружающую среду;
надежное захоронение объектов.

Перед принятием решения о выводе из эксплуатации администрация рудника подготавливает соответствующие документы:

технико-экономическое обоснование;
данные о техническом состоянии технологического оборудования, производственных зданий, подъездных путей и других объектов предприятия;
данные о состоянии горных выработок, остатков запасов урановых руд;
данные об объемах твердых и жидких РАО в хвостохранилищах, отвалах и хранилищах;
ситуационный план местности с гидрографической сетью в радиусе 3 км с указанием объектов, подлежащих выводу из эксплуатации;
комплекс мероприятий обеспечения радиационной безопасности персонала и защиты окружающей среды.

Все эти документы используют для подготовки соответствующего проекта вывода из эксплуатации, который разрабатывается специализированной организацией и согласуется с ФМБА России, Ростехнадзором. Объем, виды и технология работ для дезактивации загрязненных объектов и ликвидации участков загрязнения территории, меры защиты персонала предусматриваются проектом.

При ликвидации подземного рудника горное оборудование должно быть демонтировано, извлечено на поверхность и дезактивировано; выработанное пространство, очистные выработки (камера, блоки) должны быть загружены закладочным материалом. Участки рудника, являющиеся источником интенсивного выделения радона, должны быть изолированы возведением глухих перемычек со специальными непроницаемыми покрытиями. Стволы шахт, штольни и другие возможные пути проникновения в подземные выработки необходимо надежно перекрыть и оградить. Отвалы рудника укрывают грунтом или породами, не содержащими радионуклиды выше естественного фона. Вода рекультивированных водоемов по содержанию радионуклидов не должна превышать 10 УВ, по содержанию вредных химических веществ соответствовать их ПДК.

По завершении комплекса работ вывода из эксплуатации объекта формируют межведомственную комиссию из представителей ФМБА России, Ростехнадзора, ГК «Росатом» и исполнительной власти для юридического оформления сдачи и приемки зданий, сооружений и территории объекта.

9.1.2. Обеспечение безопасных условий работы персонала

Работники, занятые в ликвидации, консервации или перепрофилировании предприятий добычи и переработки радиоактивных руд, включая все работы рекультивации объектов, относятся к категории персонала группы А.

В подземных выработках при погашении очистного пространства закладочными материалами, возведении перемычек для сохранения земной поверхности и исключения дополнительных источников выделения радона в рудничную атмосферу персонал защищают от действия пыли, долгоживущих естественных радионуклидов, радона и его дочерних продуктов распада использованием:

типового комплекса противопылевых мероприятий: орошение горной массы, пылеподавление при бетонировании стенок выработки и т.д.;
средств индивидуальной защиты органов дыхания;
нагнетательного способа подачи на рабочие места достаточного объема воздуха вентилятором местного проветривания;
водоотливных установок.

Режим работы персонала, занятого ликвидацией вертикальных стволов шахт, шурфов, наклонных или горизонтальных выработок, где проходят исходящие общерудные потоки воздуха с наиболее высокой концентрацией радона и его короткоживущих дочерних продуктов распада (ДПР), организуют так, чтобы поступление ДПР в органы дыхания в течение квартала не превышало 0,5 ПДП, за полугодие - 0,75 ПДП, установленного в НРБ-99/2010. При превышении этих значений горняков необходимо переводить на работы, при которых годовое поступление ДПР в органы дыхания не выйдет за пределы допустимого.

При рекультивации отвалов, захоронении и консервации хвостохранилищ необходимо осуществлять:

орошение пылящих поверхностей в местах скреперования и перемещения горной массы или грунтов;
оснащение работников средствами индивидуальной защиты органов дыхания;
индивидуальный контроль внешнего облучения при необходимости (по данным γ-съемки территории);
регулярный контроль загрязнения воздуха в кабинах бульдозеров, грейдеров и автомашин дочерними продуктами радона, пылью и радиоактивными аэрозолями естественных радионуклидов.

Требования радиационной и химической безопасности для окружающей среды при выводе из эксплуатации урановых рудников подробно рассмотрены в разделе 2 «Санитарных правил ликвидации, консервации и перепрофилирования предприятий по добыче и переработке урановых руд» СП ЛКП-91.

9.2. ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

9.2.1. Общие положения

Вывод из эксплуатации блока АЭС - комплексная задача с широким кругом вопросов, начиная с прекращения эксплуатации блока как источника производства электрической энергии до полной ликвидации этого блока или всей АЭС с возвращением промышленной площадки в исходное состояние, пригодное для использования в любых целях.

В соответствии с «Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций» (НП-001-15), «Правилами обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции» (НП-012-99) эксплуатирующая организация АЭС не позднее 5 лет до истечения проектного срока службы блока АЭС обеспечивает разработку «Программы вывода блока АЭС из эксплуатации» (далее - Программа) и представляет ее в органы государственного надзора для оформления в установленном порядке изменений в условиях действия лицензии на эксплуатацию АЭС. Для каждого блока многоблочной АЭС разрабатывают отдельную Программу.

Программа - организационно-технический документ, в котором описывают основные виды работы, определяют порядок, условия и планируемые сроки их выполнения при подготовке к выводу из эксплуатации блока АЭС. Программа утверждается эксплуатирующей организацией для конкретного варианта вывода из эксплуатации блока АЭС согласно критериям безопасности, социальной приемлемости, срокам реализации выбранного варианта вывода из эксплуатации блока АЭС.

Выводу из эксплуатации предшествует комплексное обследование блока АЭС комиссией, назначаемой эксплуатирующей организацией. На основе материалов комплексного обследования и Программы эксплуатирующая организация обеспечивает разработку проекта вывода блока АЭС из эксплуатации, который представляет в государственные надзорные органы для получения лицензии на вывод из эксплуатации.

При планировании вывода блока АЭС из эксплуатации исходят из принципов:

отдельный блок или АЭС в целом выводят из эксплуатации после завершения проектного ресурса работы;
во время работ по выводу АЭС из эксплуатации необходимо обеспечивать непревышение основных дозовых пределов и других нормативов облучения людей;
радиационное действие на персонал, население и окружающую природную среду необходимо поддерживать на возможно достижимом низком уровне с учетом социальных и экономических факторов;
работы, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительно к основным дозовым пределам облучения, выполняться не должны;
по возможности необходимо полное восстановление или замещение выбывающих энергетических мощностей новыми усовершенствованными и более безопасными энергоблоками;
необходимо достичь максимально возможного полезного использования площадок АЭС, выводимых из эксплуатации;
максимально использовать здания, сооружения и оборудование выводимой из эксплуатации АЭС для расширения стендовой и испытательной базы атомной энергетики, для отработки проектно-конструкторских решений при создании новых ядерных энергетических установок и выполнения научных исследований безопасности действующих и проектируемых АЭС;
перепрофилировать выводимые из эксплуатации компоненты энергоблока АЭС для их использования в других практических целях.

Для обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации блока АЭС необходимо:

развивать и поддерживать культуру обеспечения безопасности;
разрабатывать программы обеспечения качества выполняемых работ;
поддерживать в работоспособном состоянии оборудование, системы и конструкции, необходимые для безопасного вывода из эксплуатации блока АЭС;
контролировать подбор и необходимый уровень квалификации персонала, осуществляющих вывод из эксплуатации блока АЭС;
обеспечивать безопасность работ при обращении с радиоактивными веществами и РАО, их учет и контроль;
обеспечивать физическую защиту блока АЭС, радиоактивных веществ и РАО.

Состояние радиационной обстановки на конец каждого этапа следует фиксировать в «Санитарном паспорте энергоблока АЭС».

Блок АЭС, остановленный для вывода из эксплуатации, считают находящимся в эксплуатации до удаления из него ядерного топлива. На этот период сохраняют все требования к персоналу и документации как для действующего блока АЭС.

При выполнении вывода из эксплуатации блока АЭС исключают возможность влияния этих работ на безопасность других блоков АЭС, эксплуатируемых на площадке АЭС.

В течение всего времени вывода из эксплуатации блока АЭС должны осуществляться контроль, анализ и сравнение с исходными параметрами (на начало вывода из эксплуатации блока АЭС) радиационной обстановки в помещениях и на площадке блока АЭС. Демонтаж физических барьеров проводят, если возможное загрязнение помещений блока АЭС радиоактивными веществами, их выбросы и сбросы в окружающую среду не превысят установленных контрольных уровней.

Выводимый из эксплуатации блок АЭС укомплектовывают персоналом, имеющим необходимую квалификацию и допущенным к самостоятельной работе в установленном порядке. Ответственность за выполнение норм, правил, требований и инструкций по мерам ядерной, технической и радиационной безопасности при выводе блока АЭС из эксплуатации несет эксплуатирующая организация до момента, когда эта ответственность может быть снята или передана другой организации по решению правительственных органов.

Работы по выводу из эксплуатации блока АЭС прекращаются только после достижения заданного конечного состояния блока АЭС, которое подтверждают соответствующим документом (актом, заключением и т.п.) эксплуатирующей организации, согласованным в установленном порядке. В документе показывают соответствие фактического состояния блока АЭС и его площадки на момент завершения работ конечному состоянию, определенному в Программе.

Решение о завершении вывода из эксплуатации блока АЭС принимает эксплуатирующая организация совместно с органами государственного регулирования безопасности и другими заинтересованными организациями на основании оформленных в установленном порядке документов, подтверждающих соответствие достигнутого в ходе работ состояния блока АЭС требованиям проекта вывода блока из эксплуатации.

Основные варианты вывода энергоблока из эксплуатации - ликвидация и захоронение блока АЭС. Эти варианты характеризуются различными способами, приемами и этапами проведения работ.

9.2.2. Вывод из эксплуатации блока атомной электростанции по варианту «ликвидация»

Этот вариант вывода из эксплуатации блока АЭС состоит из основных этапов:

подготовительный этап - подготовка к выводу из эксплуатации;
первый этап - подготовка к сохранению под наблюдением;
второй этап - сохранение под наблюдением;
третий этап - ликвидация энергоблока.

Подготовительный этап - подготовка к выводу из эксплуатации. Ориентировочная длительность этапа определяется временем, необходимым для полного удаления ОЯТ.

На этом этапе выполняют:

удаление ОЯТ из реактора и бассейнов выдержки ОЯТ и вывоз его за пределы энергоблока;
полное удаление радиоактивных рабочих сред из оборудования и технологических систем;
разработку, согласование и утверждение в установленном порядке проекта вывода из эксплуатации;
разработку проекта производства работ, конструкторской, технологической, рабочей документации в соответствии с утвержденным проектом первого этапа вывода из эксплуатации;
разработку и корректировку эксплуатационной документации.

Для сокращения сроков реализации последующих этапов вывода из эксплуатации и до момента утверждения проекта на первом этапе на АЭС одновременно проводят:

дезактивацию оборудования, систем и строительных конструкций;
удаление и переработку эксплуатационных РАО;
организацию хранения переработанных РАО на базе помещений реакторного отделения энергоблока;
подготовку персонала к выводу блока из эксплуатации;
согласование технических решений частичного демонтажа оборудования блока, не влияющего на безопасность при хранении ОЯТ в бассейне выдержки;
демонтаж оборудования в соответствии с отдельными техническими решениями.

Первый этап - подготовка к сохранению под наблюдением. Ориентировочная длительность этапа 5 лет определяется временем выполнения необходимых мероприятий локализации высокоактивных элементов (реакторная установка, главный циркуляционный трубопровод, парогенератор).

На этом этапе необходимо обеспечить работоспособность системы радиационного контроля, оптимизированной в соответствии с изменившимся состоянием блока, характеристиками и объемом радиационного контроля, целостность и работоспособность оборудования и систем, обеспечивающих безопасное содержание блока в режиме сохранения под наблюдением и проведение последующих работ вывода из эксплуатации.

Для сокращения сроков реализации последующих этапов вывода из эксплуатации на энергоблоке одновременно проводят:

демонтаж и удаление чистого и низкоактивного оборудования и систем блока;
последующую утилизацию чистого оборудования;
переработку, упаковку и организованное временное хранение образующихся радиоактивных отходов в хранилищах, организованных на базе помещений реакторного отделения;
перепрофилирование освобождаемых помещений и зданий.

Второй этап - сохранение под наблюдением. Ориентировочная длительность этапа - 30 лет определяется временем, необходимым для снижения активности высокоактивных элементов за счет естественного распада и подготовки специального оборудования.

На этом этапе необходимо разработать конструкторскую документацию для изготовления нестандартного оборудования и оснастки за 5 лет до окончания этапа сохранения под наблюдением, выполнить работы в соответствии с проектом для подготовки и реализации третьего этапа вывода блока из эксплуатации - ликвидации энергоблока.

Для сокращения сроков реализации последнего этапа на энергоблоке одновременно проводят:

окончание демонтажа оборудования и систем, размещаемых вне зон локализации высокоактивного оборудования и не связанных с сохранением блока под наблюдением и проведением последующих работ ликвидации блока АЭС;
завершение перепрофилирования зданий и помещений энергоблока с размещением нового оборудования, в том числе для дезактивации и переработки РАО;
дезактивацию демонтируемого оборудования, переработку РАО.

Третий этап - ликвидация энергоблока. Этап полной ликвидации блока включает:

полный демонтаж локализованного оборудования и систем;
ликвидацию зданий и сооружений блока, не предназначенных для дальнейшего использования;
переработку, упаковку, удаление РАО с территории промплощадки энергоблока или организацию долговременного хранения РАО;
рекультивацию освободившейся территории промплощадки при соответствующем решении.

Критерий завершения работ этапа или вывода из эксплуатации в целом - достижение конечного состояния, определенного проектом на отдельный этап.

9.2.3. Вывод из эксплуатации блока атомной электростанции по варианту «захоронение»

Этот вариант состоит из нескольких этапов.

Этап подготовки энергоблока к захоронению: частичный демонтаж и удаление чистого, слабозагрязненного и низкоактивного оборудования и систем энергоблока с последующей утилизацией чистого оборудования и переработкой, упаковкой и складированием в помещениях реакторного отделения энергоблока РАО, подлежащих локализации в соответствии с проектом вывода из эксплуатации.

Этап локализации: консервация оборудования, систем и строительных конструкций энергоблока, не подлежащих демонтажу, локализация высокоактивного оборудования и кондиционированных РАО в помещениях реакторного отделения энергоблока, полный демонтаж и удаление оборудования, строительных конструкций, не подлежащих захоронению или дальнейшему использованию.

Этап захоронения энергоблока - создание дополнительных барьеров (например, защитного укрытия или подобного ему сооружения) вокруг локализованных помещений реакторного отделения для исключения распространения радиоактивного загрязнения в окружающую среду и защиты от стихийного бедствия и влияния атмосферных явлений, для исключения несанкционированного доступа в зону захоронения.

Продолжительность этапов и критерии оценки завершения каждого этапа определяются программой вывода блока из эксплуатации и на основании технико-экономического расчета.

9.2.4. Радиационная безопасность при выводе атомной электростанции из эксплуатации

Радиационная безопасность при выводе из эксплуатации обеспечивается техническими и организационными мероприятиями, которыми достигают снижения дозовых нагрузок на персонал и население и максимально уменьшают поступление радиоактивных продуктов в окружающую среду.

В рамках организационно-технических мероприятий обеспечения радиационной безопасности на блоке выполняют:

обследование и техническое освидетельствование защитных барьеров на пути распространения радионуклидов (металлическая облицовка минусовых отметок, перекрытия прилегающих помещений, фильтровальные установки вытяжных вентиляционных систем) для определения остаточного ресурса с целью дальнейшей эксплуатации или замены;
оборудование пункта дезактивации транспорта и контейнеров с отходами на выезде из зданий или внутри зданий;
реконструкцию вытяжной вентиляции для обеспечения мощности вытяжной вентиляционной системы для направления потоков воздуха в здании при создания демонтажных проемов в наружных стенах здания;
сохранение зональности помещений при выполнении демонтажных работ;
разработку и установку транспортных вентиляционных систем в местах фрагментации оборудования, позволяющих производить локальный отсос и очистку воздуха, загрязненного радиоактивными аэрозолями и механической пылью;
организацию отдельных переносных саншлюзов для перехода из одной группы помещений в другую, организацию системы санпропускников, принудительный контроль на выходе и выезде;
дезактивацию внутренних поверхностей коробов вытяжных вентиляционных систем.

9.2.5. Обращение с радиоактивными отходами при выводе блока атомной электростанции из эксплуатации

При захоронении РАО основные факторы - структура геологических образований и физико-химическая форма отходов. В соответствии с этим наиболее важный этап при обращении с РАО - их кондиционирование, при котором жидкие, твердые и газообразные отходы переводят в формы, пригодные для перевозки, хранения и (или) захоронения. Операции кондиционирования - преобразование отходов в более устойчивые формы, помещение отходов в емкости и дополнительная упаковка, позволяющая перевести и захоронить отходы.

Продолжительность временного хранения РАО до и после кондиционирования определяется часто тепловыми характеристиками отходов, условиями хранения и временем, необходимым для разработки и реализации последней стадии - окончательного захоронения.

Во время переработки РАО, образующихся при выводе АЭС из эксплуатации, необходимо выполнять требования норм и правил, нормирующих выбросы и сбросы радиоактивных веществ в окружающую среду на уровнях, не превышающих достигнутые при эксплуатации АЭС.

Жидкие РАО перерабатывают штатными установками обращения с отходами, эксплуатируемыми при нормальной работе АЭС, на которых концентрируют жидкие РАО выпариванием с последующей доочисткой конденсата на ионообменных фильтрах и включением концентратов в цемент. Для уменьшения объемов твердых РАО прессованием, измельчением, компактированием, сжиганием необходимы соответствующие установки на действующих АЭС или разработка соответствующих передвижных установок. Локализация кондиционированных РАО возможна организацией долговременного хранения их в бетонных защитных контейнерах на площадках АЭС или захоронением в грязных помещениях с заливкой цементом (в зависимости от варианта вывода АЭС из эксплуатации).

Образующиеся жидкие РАО перерабатывают на выпарной установке, которую демонтируют в последнюю очередь. Кубовый остаток отверждают на установке цементирования, помещают в контейнеры и направляют на долговременное хранение.

Удельная радиоактивность, химическая форма радионуклидов и радионуклидный состав жидких и твердых РАО, образующихся при выводе АЭС из эксплуатации, имеют решающее значение при рассмотрении вопросов локализации РАО, так как определяют продолжительность выдержки отходов, необходимую для перевода их в категорию нерадиоактивных. Они являются основными исходными данными для оценки безопасности при организации их хранения.

При выводе из эксплуатации радиационно опасного объекта необходимо решать социальные проблемы перепрофилирования предприятия, переквалификации персонала, создания новых рабочих мест.

Контрольные вопросы

Каковы особенности вывода из эксплуатации радиационного объекта медицинского назначения?
Каков комплекс мероприятий вывода из эксплуатации урановых рудников?
Назовите основные этапы вывода АЭС из эксплуатации по схеме «ликвидация».
Назовите основные этапы вывода АЭС из эксплуатации по схеме «захоронение».
Какие мероприятия обеспечения радиационной безопасности выполняют при выводе АЭС из эксплуатации?
Какие мероприятия охраны окружающей среды выполняют при выводе АЭС из эксплуатации?

Часть III. ОСНОВЫ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ НАСЕЛЕНИЯ

Глава 10. ПРИРОДНЫЙ РАДИАЦИОННЫЙ ФОН

Радиационный фон - ионизирующее излучение от природных источников космического и земного происхождения, от искусственных радионуклидов, рассеянных в биосфере в результате деятельности человека.

Радиационный фон действует на население земного шара, имея относительно постоянный уровень. Различают природный (естественный) радиационный фон, технологически измененный естественный радиационный фон, искусственный радиационный фон.

Естественный радиационный фон - ионизирующее излучение от природных источников космического и земного происхождения, действующее на человека на поверхности Земли.

Технологически измененный естественный радиационный фон - ионизирующее излучение от природных источников, претерпевших определенные изменения в результате деятельности человека. Например, излучение естественных радионуклидов, поступающих в биосферу вместе с извлеченными на поверхность Земли полезными ископаемыми, в результате поступления в окружающую среду продуктов сгорания органического топлива, излучения в помещениях, построенных из материалов, содержащих естественные радионуклиды.

Искусственный радиационный фон обусловлен радиоактивностью продуктов ядерных взрывов, отходами ядерной энергетики и аварий.

Мера радиационного фона - мощность поглощенной в воздухе дозы на местности за счет внешних источников облучения.

Для удобства сравнения биологической эффективности и оценки риска отдаленных последствий разных видов облучения, включая неравномерное облучение, дозы за счет радиационного фона часто выражают в показателях эффективной дозы, характеризующей расчетную дозу равномерного внешнего облучения всего тела, которая адекватна по риску отдаленных стохастических последствий реальной поглощенной дозе в том или ином органе.

10.1. ЕСТЕСТВЕННЫЙ РАДИАЦИОННЫЙ ФОН

Природные источники ионизирующего излучения, формирующие естественный радиационный фон, подразделяют на внешние источники внеземного происхождения - космическое излучение; внешние источники земного происхождения - радионуклиды, присутствующие в земной коре, воде, воздухе; внутренние источники - радионуклиды естественного происхождения, содержащиеся в организме человека.

10.1.1. Космическое излучение

Космическое излучение - поток ядерных частиц, приходящих на Землю из различных точек мирового пространства, - первичное космическое излучение. Средняя энергия космических частиц - 10¹⁰ эВ. В общем потоке частиц встречаются частицы со значительно меньшей энергией и частицы с энергией до 10¹⁹ эВ. Первичное космическое излучение состоит из протонов (92%), α-частиц (ядра гелия 7%), ядер атомов лития, бериллия, углерода, азота и кислорода (0,78%) и ядер атомов, заряд которых более 10 (0,22%).

При падении космических частиц на поверхность Земли они взаимодействуют с атомами и молекулами атмосферы. Возникает вторичное космическое излучение; при этом наиболее существенны электронно-фотонные и электронно-ядерные взаимодействия. При электронно-фотонном взаимодействии заряженные частицы, взаимодействуя с полем ядра атома, порождают фотоны, которые образуют пары электронов и позитронов. Эти частицы вызывают возникновение новых фотонов. Каскадный процесс лавинообразного нарастания числа частиц и фотонов продолжается, пока энергия их не становится достаточно малой и не теряется на ионизацию и возбуждение атомов и молекул воздуха - так называемые широкие атмосферные ливни.

Электронно-ядерный процесс обусловлен взаимодействием первичных космических частиц, энергия которых не менее 3х10⁹ эВ, с ядрами атомов воздушной среды. При этом одновременно возникают новые частицы - протоны и нейтроны (осколки ядра) и π-мезоны трех типов: отрицательно заряженные, положительно заряженные и не имеющие заряда. Заряженные π-мезоны (масса π-мезонов относительно массы электрона равна 273) распадаются (среднее время жизни 2,5х10^-8 с) на более устойчивые μ-мезоны (масса 207 единиц) и нейтрино; нейтральные π-мезоны (τ = 2,5х10^-16 с) в свою очередь распадаются на 2 фотона, μ-мезоны - на электроны, позитроны и нейтрино. Таким образом, вторичное космическое излучение состоит из электронов, нейтронов, мезонов и фотонов.

По мере приближения к поверхности Земли интенсивность первичного космического излучения уменьшается, интенсивность вторичного излучения достигает максимума на высоте 20-30 км; на меньшей высоте процессы поглощения этого излучения преобладают над процессами его генерирования. На уровне моря интенсивность первичного излучения - 0,05% первоначальной величины. Вторичное излучение состоит из мезонов (80%) и электронов (20%). Уровень космического излучения зависит от геомагнитной широты, возрастая от экватора к полюсам (на уровне моря - 14%) (табл. 10.1).

Таблица 10.1. Интенсивность космических лучей для средних широт, экватора и различных высот над уровнем моря
Высота, м	Интенсивность ионизации, пары ионов/(см³ с)
Высота, м	50° широты	Вблизи экватора
0	1,8-2,8	1,57-2,4
1500	4,5	3,0
3050	8,8	6,1
4580	1,8	12
6100	34	23

10.1.2. Естественная радиоактивность Земли

Природная радиоактивность обусловлена радионуклидами естественного происхождения во всех оболочках Земли: литосфере, гидросфере, атмосфере и биосфере. Радиоактивные элементы условно разделены на три группы:

радионуклиды радиоактивных семейств, родоначальники которых - уран (²³⁸U), торий (²³²Th) и актиний (²³⁵Ас) (рис. 10.1);
радиоактивные элементы, не входящие в эти семейства: ⁴⁰К, ⁴⁸Са, ⁸⁷Rb;
радиоактивные изотопы, непрерывно образующиеся на Земле в результате ядерных реакций под действием космического излучения; наиболее важные из них - углерод (¹⁴С), тритий (³Н), бериллий (⁷Be).

Данные, характеризующие удельную активность основных радиоактивных изотопов и элементов, содержащих эти изотопы, приведены в табл. 10.2.

Рис. 10.1. Распад семейств урана (а), тория (б), актиния (в)

В формировании естественного фона участвуют и продукты распада радиоактивных семейств: радон, торон и актинон.

Основной источник поступления в окружающую среду естественных радионуклидов - горные породы, возникшие в период формирования и развития планеты. Их происхождение сопровождается включением в состав всех радиоактивных элементов, Благодаря непрерывным деструктивным процессам метеорологического, гидрологического, геохимического и вулканического характера, радионуклиды подверглись рассеиванию.

Таблица 10.2. Характеристика основных естественных радиоактивных изотопов
Элемент	Радиоактивный изотоп	Период полураспада, год	Удельная активность, Ки/г		Масса 1 Ки радиоактивного изотопа, г
Элемент	Радиоактивный изотоп	Период полураспада, год	Изотопы	Природная смесь изотопов	Масса 1 Ки радиоактивного изотопа, г
Водород	³H	12,36	9,8x10³	4,9x10^-14	1,0x10^-10
Углерод	¹⁴C	5568	4,4	7,2x10^-12	2,2x10^-7
Калий	⁴⁰K	1,31x10⁹	6,8x10^-6	8x10^-10	0,15
Кальций	⁴⁸Са	2x10¹⁶	4,0x10^-13	7,0x10^-16	2,0x10⁶
Рубидий	⁸⁷Rb	6,5x10¹⁰	6,6x10^-8	1,83x10^-8	14,9
Лантан	¹³⁸La	7,0x10¹⁰	3,7x10^-8	3,2x10^-1	27
Торий	²³²Th	1,39x10¹⁰	1,1x10^-7	3,4x10^-7	8,9
Актиноуран	²³⁵U	7,13x10⁸	2,1x10^-6	6,75x10^-7	0,47
Уран	²³⁸U	4,5x10⁹	3,3x10^-7	6,5x10^-7	3

В любом объеме земного вещества всегда находят несколько десятков химических элементов. Многие элементы обнаруживают в виде следов, в ничтожно малом количестве. Например, в воздухе имеется самый редкий газ - ксенон, составляющий всего четыре стотысячных процента (по массе). При этом в каждом кубическом сантиметре воздуха содержится около миллиарда атомов ксенона. В воде Мирового океана в растворенном виде насчитывают 50 различных элементов. Атомы каждого из них находят в капле воды.

Несмотря на ничтожно малое содержание отдельных элементов в морской воде, они вступают в непрерывно происходящие биогеохимические процессы. Например, содержащийся в морской воде марганец в количестве одной десятимиллионной процента в результате биогеохимических процессов способствовал многомиллионному отложению, как, например, в Чиатуре (Грузия). Такое же рассеяние наблюдают в горных породах. Даже 1 г самого чистого минерала - горного хрусталя - содержит миллионы атомов других элементов.

Для ряда элементов - естественных радионуклидов - характерно нахождение в природе в рассеянном виде.

В настоящее время существует относительное равновесие между поступлением радионуклидов в круговорот и их количеством, которое выбывает из этого динамического процесса за счет образования осадочных пород и радиоактивного распада. В этих процессах главную роль играет вода - универсальный растворитель. Соприкасаясь с материалом пород при фильтрации через трещины и поры, вода растворяет и выносит из недр земной коры на ее поверхность стабильные и радиоактивные элементы. Масса переносимой взвеси, в том числе и радионуклидов, только водой рек довольно значительна (табл. 10.3).

Таблица 10.3. Ежегодный вынос в море взвешенных материалов (твердого стока) и их суммарная активность (М.А. Великанов, Л.А. Перцов)
Река	Твердый сток, 106 т	Ориентировочная активность твердого стока, ТБк	Река	Твердый сток, 106 т	Ориентировочная активность твердого стока, ТБк
Волга	18	1,9	Янцзы	253,2	28,1
Дон	7	0,8	Миссисипи	380	42,2
Терек	28	2,1	Инд	446,2	49,6
Дунай	84	9,1

Воды рек выносят и значительное количество растворенных веществ. Только одна река Миссисипи ежегодно выносит в Мировой океан около 136 млн т различных растворенных солей. В результате этих процессов, происходящих на планете многие миллионы лет, оказалось, что воды Мирового океана содержат в растворенном состоянии огромное количество естественных радиоактивных элементов. В воде Тихого океана содержится около 2,95 млрд т ⁴⁰К, что соответствует активности 7,4х10²⁰ Бк.

Значительное место в миграции и круговороте радионуклидов в природе занимает растительный и животный мир.

Большая часть естественных радиоактивных элементов содержится в горных породах, образующих толщу земной коры (табл. 10.4).

Таблица 10.4. Среднее содержание калия, тория, урана и радия в земных породах, %
Породы	Радиоактивный элемент
Породы	K	Тh х10^-4	U х10^-4	Ra х10^-4
Магматическая (в среднем)	2,6	12	4,0	1,3
Осадочная:
песчаные	1,1	6	1,2	1,5
глины	2,3	13	4,5	1,3
известняки	0,3	1,3	1,3	0,5

Количество радиоактивных элементов в почве определяется концентрацией радионуклидов в материнской породе. Почвы, образовавшиеся из продуктов разрушения кислых магматических пород, содержат относительно больше урана, радия, тория и калия, чем почвы, образованные из ультраосновных и основных пород. Глинистые почвы за счет высокого содержания коллоидных фракций, хорошо сорбирующих и удерживающих радиоактивные изотопы, всегда богаче радиоактивными элементами, чем песчаные. Так, содержание урана в верхнем горизонте почв Среднерусской возвышенности колеблется в пределах 1х10^-5 - 1,8х10^-4 %, тория - 2,3х10^-4 - 14х10^-4 %, калия - 0,3-2,6%.

Содержание естественных радионуклидов (Бк/кг) в почве на территории разных стран приведено в табл. 10.5.

Таблица 10.5. Содержание естественных радионуклидов (Бк/кг) в почве на территории разных стран (по данным НКДАР ООН)
Регион	⁴⁰К		²³⁸U		²²⁶Ra		²³²Th
Страна	Среднее	Диапазон	Среднее	Диапазон	Среднее	Диапазон	Среднее	Диапазон
Африка
Алжир	370	66-1150	30	2-110	50	5-180	25	2-140
Египет	320	28-650	37	6-120	17	5-64	18	2-96
Северная Америка
Коста-Рика	140	6-380	46	11-130	46	11-130	11	1-42
США	370	100-700	35	4-140	40	8-160	35	4-130
Азия
Китай	440	9-1800	33	2-690	32	2-440	41	1-360
Индия	400	38-760	29	38-760	29	7-81	64	14-160
Япония	310	15-990	29	2-59	33	6-98	28	2-88
Казахстан	300	100-1200	37	12-120	35	12-120	60	10-220
Малайзия	230	170-430	66	49-81	48	16-78	82	63-110
Северная Европа
Дания	460	240-610	-	-	17	9-29	19	8-30
Литва	600	350-850	16	3-30	-	-	-	-
Норвегия	850	-	50	-	-	-	25	9-46
Западная Европа
Германия	380	40-1340	-	11-330	-	5-200	-	7-134
Великобритания	-	10-3200	-	2-230	-	-	-	-
Восточная Европа
Польша	410	110-970	26	5-120	26	5-120	21	4-77
Российская Федерация	520	100-1400	13	10-67	27	1-76	30	2-79

Как правило, в почве отсутствует равновесие между предшественником и дочерним нуклидом вследствие их разных химических свойств. Однако повсеместно отмечают избыточное (относительно ²²⁶Ra) количество ²¹⁰Рb в верхнем горизонте почв (до 5 см), причем избыточный запас ²¹⁰Рb в верхних горизонтах почв колеблется в широких пределах. Основная причина накопления ²¹⁰Рb в верхних слоях почвы - выпадения, обусловленные атмосферными осадками и сухими выпадениями.

В отдельных районах земного шара существуют зоны с повышенным содержанием радиоактивных элементов в горных породах и почвах, например, районы Памира и Тибета, территории Бразилии, Индии, Франции, России. В штате Керала (Индия), на территории которого проживает около 100 тыс. человек, содержание тория и его дочерних продуктов высокое - 0,1%, мощность поглощенной дозы в воздухе колеблется в пределах 200-4000 нГр/ч (средняя - 1800 нГр/ч); в штате Рио-де-Жанейро (Бразилия) в районе монацитовых песков, где проживает 50 тыс. человек, содержание диоксида тория (ThO₂) в песках достигает 6,15%, мощность поглощенной дозы на улице - 90-190 нГр/ч, на пляжах - 90-50000 нГр/ч; в районах Франции, Памира и Тибета содержание урана и радия в породах вулканического характера тоже высокое.

Большой интерес представляет уровень радионуклидов в строительных материалах, изготовленных из различных пород; они по содержанию естественных радиоактивных элементов очень многообразны (табл. 10.6).

Таблица 10.6. Удельная активность строительных материалов
Строительный материал	Содержание радионуклидов в 10⁶ т породы, г-экв Ra
Кирпич	7,9
Бетон без квасцовых глин	4,5
Цемент	2,8
Известь	0,65
Дерево	0,1

Содержание ²²⁶Ra, ²³⁶Th и ⁴⁰К в основных строительных материалах в западных странах и странах бывшего СССР приведено в табл. 10.7 и 10.8, в строительных материалах, изготовленных из отходов производства, - в табл. 10.9, в фосфатных удобрениях - в табл. 10.10.

Таблица 10.7. Естественная радиоактивность строительных материалов в некоторых странах, Бк/кг
Страна	Строительный материал	Элемент
Страна	Строительный материал	²²⁶Ra	²³²Th	⁴⁰K
Строительный камень
Великобритания	гранит	89	81	111
Германия	гранит	100	80	1299
	базальт	33	37	444
	туф, пемза	111	126	1073
	мрамор	18	18	37
	кварцит	33	33	480
Венгрия	мрамор	18	11	111
Италия	туфолитоид	129	122	1540
Заполнители бетона
Германия	песок, гравий	15	18	241
Финляндия	то же	37	43	1054
Швеция	то же	48	73	818
Великобритания	то же	4	7	33
США	то же	26	18	370
Норвегия	легкий заполнитель	52	56	810
Венгрия	керамзит	41	63	630
Вяжущие материалы
США	цемент	18	11	111
Великобритания	цемент	22	18	155
Великобритания	гипс	22	7	141
Норвегия	цемент	30	18	241
Норвегия	гипс	11	3	11
Венгрия	цемент	26	18	149
Германия	портландцемент	26	18	241
	известь	30	22	185
	гипс	18	10	96
Финляндия	цемент	44	26	241
Финляндия	гипс	7	2	25
Бетон
Великобритания		59	26	370
США		26	18	296
Норвегия		28	36	651
Венгрия		11	15	185
Финляндия		49	36	370
Германия		35	32	344
Кирпич
Великобритания	силикатный кирпич	15	4	333
Великобритания	кирпич	52	44	703
Норвегия	кирпич	63	74	1136
Венгрия	красный кирпич	44	52	592
Венгрия	желтый кирпич	52	44	630
Германия	огнеупорный кирпич	44	78	666
	кирпич	59	67	673
	силикатный кирпич	22	22	220

Таблица 10.8. Естественная радиоактивность строительных материалов в различных регионах, Бк/кг
Страны	Элемент
Страны	²²⁶Ra	²³²Th	⁴⁰K
Российская Федерация	25	22,4	370
Украина	28	33	407
Белоруссия	24	29	585
Узбекистан	28	31	477
Казахстан	42	27	511
Таджикистан	32	30	470
Киргизстан	35	33	492
Туркменистан	27	17	311
Грузия	28	27	444
Азербайджан	24	19	237
Армения	37	42	792
Страны Балтии	27	29	659
Молдавия	26	17	270

Таблица 10.9. Естественная радиоактивность строительных материалов, изготовленных из отходов производства, Бк/кг
Материал	Элемент
Материал	²²⁶Ra	²³²Th	⁴⁰K
Шлакопортландцемент	18,1	51,4	118
Шлакобетон	6,3	36,6	85
Зола ТЭС	30-114	10-140	100-531
Шлак	6-90	18-215	15-210

В результате деятельности человека постепенно меняется радиационный фон, что связано с использованием для строительства отходов в виде золы и шлаков объектов энергетики, черной и цветной металлургии, химической промышленности, применением удобрений, получаемых из природного минерального сырья. Вклад этих компонентов природного радиационного фона в дозу облучения населения не превышает 3-5%. Однако назрела необходимость учета дополнительного облучения за счет деятельности промышленных предприятий, использующих отходы для изготовления строительных материалов (табл. 10.11).

Таблица 10.10. Естественная радиоактивность фосфатных удобрений, Бк/кг
Удобрения	Страна	Элемент
Удобрения	Страна	²²⁶Ra	²³²Th	⁴⁰K
Суперфосфаты	Российская Федерация	790	20	2
	Германия	110	44	120
	США	910	25	180
Тройной суперфосфат	Германия	780	48	-
Тройной суперфосфат	США	380	115	5900
Фосфатно-калиевые	Германия	310	30	41
Азотно-фосфатные	Германия	100	48	-
Фосфат аммония	Российская Федерация	850	10	-
Фосфат нитроаммония	Российская Федерация	20	63	-
Азотно-фосфорно-калиевые	Российская Федерация	210	15	5900

Переработка фосфатов - получение фосфорной кислоты для производства удобрений. Побочный продукт - фосфорогипс.
Переработка металлической руды - выделение металлов; побочный продукт - печной шлак (используют в производстве цемента) или смольный уголь (используют в производстве электродного пека, креозотового масла).
Добыча нефти и газа - большие объемы воды, необходимые для добычи нефти и газа содержат естественные радионуклиды ²²⁶Ra, продукты его распада, на скважинных трубах осаждаются ²²⁶Ra, ²³²Th, ²¹⁰Pb и ²¹⁰Po.

Таблица 10.11. Типичные концентрации радионуклидов в сырье, готовых материалах и отходах промышленности (данные НКДАР ООН, 2012)
Материалы	Типичная концентрация в руде, сырьевом материале (кБк·кг^-1)		Типичная концентрация в продукте или отвале/отходах (кБк·кг^-1)
Материалы	Ряд ²³⁸U	Ряд ²³²Th	Ряд ²³⁸U	Ряд ²³²Th
Фосфатная промышленность
Фосфаты	02-1,5	0,02	0,9-1,3 100 (²¹⁰Po) 600 (²¹⁰Pb в кальцинате)	0,02 (фосфорный шлак)
Искусственные удобрения	0,2-1 (²²⁶Ra и ²¹⁰Pb) 2,2 (ТСФ)	0,008-0,04 0,005	1 (фосфорный шлак)
Редкие земли, соединения тория
Монацит	6-40	4% (по весу) 8-300	450	3000
Добыча нефти и газа
Природный газ Нефть	0,34 кБк-м^-3		1-1000 8-42 кБк-м^-3 (технологическая вода)
Металлические руды
Железная руда			0,1-0,3 (угольная смола)	0,15 (печной шлак)
Касситерит Пирохлор	1 6-10	0,3 7-80	0,15 (печной шлак)	4 (шлак)
Обработка угольной смолы
Угольная смола	0,1-0,3 (²¹⁰Po, ²¹⁰Pb)		0,2-0,6 (электродный пек)
Производство кокса и электроэнергии
Уголь	0,01-0,025	0,01-0,025	0,02-0,04 (кокс) 0,1-0,3 (угольная смола) 0,2 (летучая и донная смола) 0,4 (летучая пыль)	0,2 (летучая пыль)
Цветная металлургическая промышленность
Мергель	0,022	0,003	0,05-0,11 (цемент)	0,03-0,1 (цемент)
Сланец Клинкер-портланд	0,04 0,08	0,056 0,05	0,02 (силекс)	0,003 (силекс)
Операции с минеральным песком
Циркониевый песок Боксит Ильменит Рутиль	0,2-74 0,4-0,6 2,3 (1,5: ²³⁸U) 3,8	0,4-40 0,3-0,4 1,2 0,56
Производство титанового пигмента
Ильменит Титановая руда	2,3 (1,5: ²³⁸U) 0,07-9	1,2 0,07-9	400 0,15 (МСВ) 2,3 (фильтровая лепешка) 0,03 (вода)	Вплоть до 15000,13 (МСВ) 2,6 (фильтровая лепешка) 0,01 (вода)

10.1.3. Естественная радиоактивность воздуха

Естественная радиоактивность воздуха обусловлена радионуклидами, образующимися в атмосфере в результате действия космического излучения, радиоактивных газов, поступающих из верхних слоев земной коры, и их дочерних продуктов, радионуклидов, в результате жизнедеятельности человека.

Радионуклиды, образующиеся под действием космического излучения, обязаны своим происхождением вторичному космическому излучению с нейтронами разной энергии. Большая часть нейтронов, взаимодействуя с ядрами азота воздуха, дает начало радиоактивному углероду ¹⁴С. Это происходит только на высоте более 9 тыс. м над уровнем моря. В результате действия на азот атмосферы космического излучения на планете ежегодно образуется около 10 кг ¹⁴С. Общее его количество в атмосфере - примерно 80 т. Образующийся в верхних слоях атмосферы радиоактивный углерод, соединяясь с кислородом, дает двуокись углерода, которая включается в обычный для углерода цикл обмена его между атмосферой, гидросферой, почвой и органическим миром. За миллионы лет радиоактивный углерод равномерно распределился в стабильных изотопах, и равновесная его концентрация в смеси изотопов - 0,3 Бк на 1 г. Это соответствует концентрации радиоактивного углерода в атмосферном воздухе, равной 4,8x10^-5 Бк/л.

Другой радиоактивный изотоп, образующийся под действием космического излучения, - тритий (³Н), образующийся главным образом в реакциях ¹⁴N(n, ³Н)¹²С и 160(р, ³Н)¹⁴О. Вследствие тех же причин, которые привели к повсеместному распространению ¹⁴C, содержание трития в окружающей среде в целом постоянно и очень мало и достигает относительно к стабильному водороду - 10-14.

Под действием космического излучения появляются бериллий-7, бериллий-11, фосфор-32, сера-35 и другие радиоактивные элементы. Они вносят в дозу фонового облучения человека еще меньший вклад по сравнению с тритием, поэтому гигиенического значения не имеют.

Радиоактивные газы, которые поступают из верхних слоев земной поверхности, - эманации, возникающие при распаде дочерних продуктов урана - радон (²²²Rn), тория - торон (²²⁰Rn) и актиния - актинон (²¹⁹Rn).

Радон и торон поступают в атмосферу из верхних слоев земной поверхности вследствие распада дочерних продуктов урана и тория. Радон накапливается в замкнутых помещениях. Основные механизмы их переноса - диффузия и конвекция. Основной путь поступления радона в организм человека - ингаляционный.

Скорость образования этих эманаций в породах зависит от содержания в них родоначальников радиоактивных рядов. Каждый из образующихся газообразных изотопов диффундирует в атмосферный воздух. При этом радон имеет большую возможность выхода в атмосферу, чем торон и актинон, так как период его полураспада - 3,8 сут, тогда как период полураспада торона - 54 сек, актинона - 3,9 сек. Содержание эманаций в грунте увеличивается с глубиной и достигает постоянной величины на глубине 5 м. Скорость поступления радиоактивных эманаций в атмосферный воздух зависит от ряда причин: диффузии почвенных газов в сторону убывающей концентрации, конвекционных потоков воздушных масс в результате нагревания земной поверхности за счет солнечной радиации, изменения барометрического давления, глубины промерзания почвы, толщины снежного покрова.

Поступление эманации в воздух увеличивается при снижении атмосферного давления и падает почти до нуля во время таяния снегов и образования льда; отмечены сезонные колебания при поступлении радона минимумом зимой и максимумом летом.

В результате непрерывного поступления радиоактивных газов из грунта в атмосферу наибольшие концентрации их обнаруживают в приземном слое, с высотой их содержание уменьшается (табл. 10.12 и 10.13).

Таблица 10.12. Содержание радона в атмосферном воздухе в зависимости от высоты над земной поверхностью
Высота, м	Содержание радона, % исходного
0,01	100
1,0	95
10	87
100	69
1000	38
7000	7

Таблица 10.13. Содержание торона в атмосферном воздухе в зависимости от высоты над земной поверхностью
Высота, м	Содержание торона, % исходного
0	100
5	70
10	25
25	20
6	560
100	0,5

В воздухе районов, горные породы которых содержат большое количество радионуклидов, концентрации эманации увеличены, и, напротив, они уменьшаются над поверхностями, сложенными из обедненных радиоактивными изотопами материалов. Активность атмосферного воздуха над сушей по радону - в среднем 4,8х10^-3 Бк/л, над океаном вблизи берегов - 1,4х10^-3 Бк/л, над океаном вдали от берегов - 3,5х10^-5 Бк/л. В атмосферном воздухе значительно меньше (в 10- 100 раз) торона, чем радона. Еще меньший вклад в суммарную активность воздуха вносит актинон, в результате короткой продолжительности его жизни и сравнительно малой распространенности материнского элемента - актиния.

Радиоактивные эманации при распаде дают начало коротко- и долгоживущим активным аэрозолям (изотопы полония, висмута и свинца). Данные ряда авторов свидетельствуют о том, что α-активность воздуха по короткоживущим продуктам эманации - в среднем 1,8-2,5х10^-3 Бк/л, β-активность - 22,2х10^-3 Бк/л. Удельная активность долгоживущих продуктов распада радона меньше: над сушей по ²¹⁰Bi она составляет 1,1х10^-7 - 14,8х10^-7 Бк/л, по ²¹⁰Ро - (2,5-5,5)х10^-8 Бк/л.

Кроме радиоактивных аэрозолей, образующихся в результате распада эманации, в приземном слое атмосферы содержатся и другие радиоактивные частицы естественного происхождения: частицы, поднимаемые ветром с поверхности земли, и частицы, образующиеся при высыхании капель морской воды. По оценке Л.А. Перцова, общая масса аэрозолей, создаваемых всей акваторией Мирового океана, - (5-7)х10⁷ т/год, суммарная их активность по ⁴⁰К - около 17 ПБк. Эти аэрозоли содержат торий и другие радиоактивные изотопы, однако в целом удельная активность воздуха за счет этой группы радиоактивных аэрозолей незначительна. В воздухе городов с интенсивным движением транспорта и развитой промышленностью радиоактивность пыли обусловлена калием, радиоактивность дыма - изотопами калия и углерода. Наблюдениями последних лет установлено, что относительное содержание углерода несколько снижено в атмосфере промышленных городов, чем сельских районов. Это обусловлено тем, что в городах сжигают ископаемое топливо, в котором содержание радиоактивного углерода за счет его естественного распада меньше, чем в биосфере.

10.1.4. Естественная радиоактивность природных вод

Содержание радионуклидов в природных водах зависит от условий их образования. Все воды условно делят на метеорные, подземные, воды открытых водоемов суши (реки и озера), воды морей и океанов. Радиоактивность каждой из них имеет свои особенности.

Метеорные воды обычно малоактивны и содержат следы ³Н, ¹⁴С, ⁷Ве, возникающих в результате взаимодействия космического излучения с атомами и молекулами атмосферного воздуха; ⁴⁰К, ²³⁸U входят в состав растворимых солей, попадающих в атмосферу в связи с эоловой (ветровой) эрозией земной поверхности.

Радиоактивность подземных вод зависит от условий их нахождения. По характеру залегания подземные воды могут быть водами первого водоносного горизонта - грунтовые воды, скапливающиеся на первом от поверхности водоупорном слое, и водами межпластовыми, находящимися между водоупорными слоями в толще осадочных пород. На радиохимический состав подземной воды влияет количество растворимых радионуклидов, которые содержатся в грунте, омываемом этой водой. Кроме того, на концентрацию радиоактивных изотопов в воде первого водоносного горизонта влияют климатические и метеорологические условия. Радиоактивность этой воды по ⁴⁰К в Голодной степи достигает 207 Бк/л, в степях Ферганы - 36 Бк/л, в Карелии - 8,5 Бк/л.

В водах, глубоко залегающих и более минерализованных, чем поверхностные, существует пропорциональное увеличение удельной активности с нарастанием общей концентрации солей. Радиоактивность подземных вод обусловлена ⁴⁰К, ²²⁶Ra и ²²²Rn. Наименьшей активностью обладают подземные воды в осадочных породах; их часто используют для водоснабжения населения, они содержат уран в среднем 5x10^-6 г/л, радий 7,4x10^-2 Бк/л и радон 1,85 Бк/л. Воды кислых магматических пород, например воды трещиноватых гранитов, более активны по этим элементам и содержат большое количество ²²⁶Ra - 3,7 Бк/л - воды курортов Цхалтубо, Истису в Закавказье, ²²²Rn - 48 Бк/л - воды курортов Белокурихи, Железноводска и др. Высокие концентрации радия и урана обнаруживают в межпластовых водах нефтеносных районов.

Радиоактивность воды открытых водоемов суши зависит от химического состава пород и климатических условий. Радиоактивность речной воды обусловлена типом питания рек - поверхностное или грунтовое, причем на тип питания влияют смена сезонов года и метеорологические факторы. Поверхностные воды (дождевые, ледниковые, снеговые) содержат относительно меньше радионуклидов, поэтому в период паводка радиоактивность речной воды снижена. В период питания рек за счет подземных вод удельная активность воды повышается. Зимой в воде рек, покрытых льдом, накапливаются радон и торон. Радиоактивность речной воды обусловлена ⁴⁰К, ²²⁶Ra, причем содержание 40К колеблется в пределах 3,7x10^-2 - 0,6 Бк/л, урана - 2x10^-8 - 5x10^-5 г/л, радия - 9,2x10^-3 - 7,4x10^-2 Бк/л.

Радиоактивность воды озер зависит от активности воды притоков и питающих озера подземных вод. В северных районах активность воды озер близка к активности воды рек. В южных районах, где испарение воды из озер превышает исток из них, накапливаются соли и повышается активность воды. Удельная активность воды центральных областей Казахстана по ⁴⁰К повышается до 3,7 Бк/л и более, особенно высока радиоактивность воды в солевых озерах, где она достигает 370 Бк/л.

Воды морей и океанов в зависимости от гидрологических и климатических условий различны по солевому составу. Определенные колебания выявляют и в составе радионуклидов. Удельная активность морской и океанской воды по ⁴⁰К находится в пределах 11-18 Бк/л, по ²³⁸U - 2x10^-6 г/л, по ²²⁶Ra - (2,2-3,7)x10^-2 Бк/л.

10.1.5. Радиоактивность растений и животных

Радиоактивность растений и животных обусловлена всеми радиоактивными изотопами, которые встречаются в природе, причем их условно разделяют на две группы.

Первая группа, сравнительно малочисленная, - радиоактивные изотопы в смеси со стабильными элементами, активно участвующими в обмене веществ и обеспечивающими функции органов и систем (например, ⁴⁰К, ¹⁴С, ³Н). В связи с этим содержание этих изотопов в организме зависит от степени накопления стабильных элементов. Например, в горохе содержится 0,9% калия, в сливочном масле - 0,014%, поэтому удельная активность гороха за счет 40К равна 274 Бк/кг, сливочного масла - 3,7 Бк/кг.

Другие радиоактивные изотопы (²³⁸U, ²²⁶Ra, ²³²Th, ²¹⁰Pb, ²¹⁰Po) - группа, значимость которой в обменных процессах недостаточно изучена. Результаты многих исследований свидетельствуют, что содержание радионуклидов этой группы в растениях и животных зависит от их концентрации в окружающей среде. В золе растений, выращенных на обычной почве, содержание урана - в среднем 3х10^-4 г/кг, в золе растений, растущих на обогащенной ураном почве, - 2х10^-3 г/кг. Кроме того, относительная эффективность накопления радиоактивных изотопов этой группы при резком увеличении их содержания в окружающей среде снижается.

Из первой группы радионуклидов главное место по величине создаваемой активности занимает изотоп калия ⁴⁰К (табл. 10.14). Количество калия в растениях по сравнению с его содержанием в земной коре меньше в 3-10 раз. Еще меньше калия, чем в породах, в организме животных - в 10-15 раз.

Таблица 10.14. Содержание калия и удельная радиоактивность по ⁴⁰К отдельных пищевых продуктов растительного и животного происхождения
Продукт	Содержание калия, %	Удельная активность, Бк/кг	Продукт	Содержание калия, %	Удельная активность, Бк/кг
Пшеница	0,5	150	Лимон	0,17	41
Рожь	0,6	176	Клюква	0,15	44,4
Горох	0,9	274	Говядина	0,37	84
Крупа гречневая	0,13	41	Свинина	0,1	333
Картофель	0,45	130	Рыба	0,26	77,7
Морковь	0,29	84	Икра	0,42	127
Лук	0,15	44,4	Молоко коровье	0,14	44,4
Огурцы	0,34	100	Масло сливочное	0,014	3,7

Удельная радиоактивность биомассы по 14С на порядок меньше, чем по ⁴⁰К, активность по тритию ничтожна. Основные радионуклиды второй группы, содержащиеся в растениях и животных, - ²²⁶Ra, ²¹⁰Pb, ²¹⁰Ро, изотопы урана и тория (табл. 10.15).

Таблица 10.15. Содержание радия в пищевых продуктах растительного и животного происхождения
Продукт	Содержание 226Ra, сБк/кг
Пшеница	7,4-9,6
Горох	30-90
Картофель	2,5-5
Морковь	6-25,6
Мясо (говядина)	2-7
Рыба	1,5-2,7
Молоко	0,01-1
Яйца	11-33
Масло сливочное	0,37-11

Удельная активность ²¹⁰Rb и ²¹⁰Ро в растительной пище - 0,02-0,37 Бк/кг. Разное содержание этих нуклидов в продуктах растительного происхождения обусловлено разной сорбционной поверхностью растений. Содержание ²¹⁰Рb и ²¹⁰Ро в чае особенно высокое - 30,5 Бк/кг. В продуктах питания животного происхождения удельная активность ²¹⁰Рb колеблется в пределах 13,7 мБк - 0,18 Бк/л (молоко), ²¹⁰Ро - от 3,3 (молоко) до 0,13 мБк/кг (говядина). В среднем в суточном рационе жителя средних широт России содержится около 0,22 Бк ²¹⁰Ро, при отношении ²¹⁰Ро/²¹⁰Рb, равном 0,73.

По данным отечественных ученых, содержание урана на порядок выше в пищевых продуктах растительного происхождения, чем животного. В пшеничном хлебе содержание урана в среднем - 4,1х10^-7 %, в гречневой крупе - 4,2х10^-7 %, в говядине - 1,4х10^-8 %, в рыбе - 1,1х10^-8 %, в молоке - 4х10^-9 %. Суммарная радиоактивность растений и тканей животных за счет α-излучателей - 0,37 и 0,037 Бк/кг соответственно.

Таким образом, основной источник поступления в организм человека естественных радионуклидов - продукты питания, особенно продукты растительного происхождения.

10.1.6. Радиоактивность тела человека

Радиоактивность тела человека обусловлена наличием в организме всех радиоактивных изотопов, которые встречаются в биосфере (табл. 10.16). Радиоактивность всего ряда урана и тория с дочерними продуктами выше примерно в 10 раз. При оценке содержания радионуклидов в отдельных органах человека необходимо рассмотреть в первую очередь радиоактивность, обусловленную присутствием радиоизотопов калия, углерода и водорода, которые входят в состав живых структур и без которых невозможно существование организма.

Таблица 10.16. Содержание естественных радионуклидов в теле человекарастительного и животного происхождения
Радионуклид	Содержание радионуклида без стабильного носителя, г	Радиоактивность, Бк	Радионуклид	Содержание радионуклида без стабильного носителя, г	Радиоактивность, Бк
⁴⁰К	8,3х10^-2	2,5х10³	³H	8х10^-15	2,8
¹⁴С	2х10^-3	33х10²	²³⁵U	5х10^-6	0,4
⁸⁷Rb	7х10^-3	16,6	²³²Th	7х10^-5	0,3

Суммарное содержание калия в организме взрослого человека массой тела 70 кг - 0,19% (130 г). Особенно богаты калием ткани и органы с высокой функциональной активностью - скелетные мышцы, нервная ткань, сердце, печень, селезенка. Основное депо калия в организме - мышечная ткань. Ввиду того что ⁴⁰К встречается в природе в смеси со стабильными изотопами в количестве 0,0119%, удельная радиоактивность органов и тканей тела человека по 40К определяется содержанием в них стабильного изотопа (табл. 10.17).

Как показали результаты многих исследований, содержание калия и ⁴⁰К в организме человека зависит от пола, возраста, массы тела, характера мышечной активности. Содержание калия в мышцах обычно больше у мужчин, чем у женщин, больше у людей, выполняющих тяжелую физическую работу. Дистрофия мягких тканей при старении организма сопровождается снижением уровня калия. Таким образом, отклонения содержания калия в органах и системах отдельных людей сравнительно с приведенными данными довольно значительны и достигают 150-200% и больше.

Таблица 10.17. Содержание калия и 40К в отдельных органах и тканях человека
Орган и ткань	Содержание калия, мг	Удельная радиоактивность, Бк/кг	Орган и ткань	Содержание калия, мг	Удельная радиоактивность, Бк/кг
Мышцы	360	107	Легкие	150	44
Головной мозг	330	89	Ткань:
Головной мозг	330	89	жировая	60	18,5
Печень	215	63	костная	61	18,5

Общее содержание углерода в теле взрослого человека 18% - около 12,6 кг. Учитывая равномерное распределение углерода в тканях, предполагают, что удельная радиоактивность их по ¹⁴С - 52 Бк/кг.

Количество трития в организме практически постоянно и определяется содержанием стабильного изотопа водорода: около 10,2% в мышцах и 6,4% в костях. Удельная активность мягких тканей тела человека за счет ³Н - 0,55Бк/кг, костей - 0,34 Бк/кг.

В заключение отметим, что активность тела человека, обусловленная ⁴⁰К, ¹⁴С и ³Н, в первую очередь зависит от количества стабильных элементов, содержание которых диктуется требованиями постоянства внутренней среды, определяемой функциональным состоянием организма. Возможные колебания радиоактивности пищевых продуктов за счет этих изотопов не имеют существенного значения.

Биологическая роль в организме ничтожно малого количества радиоактивных изотопов, условно отнесенных ко II группе, неизвестна. Избирательное накопление в отдельных органах изотопов этой группы или их равномерное распределение обусловлено химическими свойствами, близкими к свойствам биологически необходимых стабильных элементов. Из радионуклидов этой группы по содержанию в организме наиболее изучен радий. Этот изотоп, подобно кальцию и другим остеотропным элементам, накапливается преимущественно в костной ткани (табл. 10.18).

Таблица 10.18. Содержание радия в отдельных органах и тканях человека
Органы и ткани	Удельная радиоактивность, сБк/кг	Органы и ткани	Удельная радиоактивность, сБк/кг
Костная ткань	19,9-35,9	Мышцы	5,2-9,3
Печень	7,4-12,7	Почки	3,3
Легкие	4,4-12,9	Яичники	1,1-2,2

По данным разных авторов, количество радия в организме - 0,48х10^-10 - 4,8х10^-10 г.

Основная часть ²¹⁰Рb (70%) содержится в скелете. При большом его периоде полувыведения, равном 2000 сут, возможно накопление равновесного количества ²¹⁰Рb. Удельная активность ²¹⁰Рb в костной ткани - 15 Бк/кг, в мягких тканях - 6,4 Бк/кг.

С воздухом в течение суток в легкие человека поступает около 0,007 Бк ²¹⁰Ро, у человека, выкурившего 1 пачку сигарет в сут, в легкие поступает его в 10 раз больше - 0,07 Бк.

Общее содержание урана в организме невелико - 8х10^-6 - 1х10^-5 г/г. На долю тория и его α-активных дочерних продуктов приходится 40% суммарной α-активности тела человека. Кроме того, некоторое значение в радиоактивности тканей и органов имеет радон, при концентрации которого во вдыхаемом воздухе 0,01 Бк/л активность мягких тканей за счет α-излучателей достигает 0,05 Бк/кг.

Приведенное содержание в организме человека радия, урана и других радиоактивных изотопов, относимых ко II группе, ориентировочно, и представить в среднем удельную активность органов и тканей затруднительно. Это обусловлено тем, что на радиоактивность отдельных органов и тканей тела человека, с одной стороны, влияют скорость обменных процессов и функциональное состояние организма, с другой - содержание этой группы изотопов в питании. При постоянном поступлении с продуктами питания радионуклидов устанавливается равновесие между поступлением и выведением их из организма. При этом в отдельных органах и тканях создается равновесная концентрация. Если учесть, что содержание радионуклидов разное не только в различных пищевых продуктах, но и в одном и том же продукте, выращенном в разных географических зонах, понятно значение этнических и экономических особенностей питания населения.

Пример - радиоэкологическая цепочка лишайник северный олень человек. Значительная сорбционная емкость лишайников и продолжительность их жизни (300 лет) способствуют существенному в них накоплению ²¹⁰Рb и ²¹⁰Ро - в среднем 5,9 сБк/кг воздушно-сухой массы. Уровень накопления ²¹⁰Рb и ²¹⁰Ро в организме северного оленя существенно зависит от сезона выпаса животного. Содержание этих нуклидов максимальное весной (кормовая база - лишайник) - 17 Бк/кг сырого мяса, летом (кормовая база - однолетние травы) удельная активность полония снижается примерно в 5 раз. Такая зависимость от сезона для ²¹⁰Рb отсутствует. Накопление ²¹⁰Рb и ²¹⁰Ро в костной ткани у коренных жителей-оленеводов (4,8 Бк/кг сырой ткани) в 10 раз и более превышает их содержание в скелете по сравнению с людьми других профессий.

Из материалов, представленных выше, видно, что основным источником радиоактивных элементов, поступающих в организм человека, являются пищевые продукты (Шандала Н.К. с соавт.). Вода в этом отношении имеет второстепенное значение, и только при повышении активности по радию до 0,037 Бк/л и выше ее роль в формировании радиоактивности тела человека возрастает.

Таким образом, радионуклиды рассеяны в биосфере и повсеместно находятся в земных породах, воде, воздухе, пищевых продуктах и теле человека. Важность этого обусловлена дозами фонового облучения, которому подвергается население планеты.

10.2. ФОНОВОЕ ОБЛУЧЕНИЕ ЧЕЛОВЕКА

Фоновое облучение человека в зависимости от источников ионизирующего излучения бывает внешним и внутренним.

10.2.1. Внешнее фоновое облучение

Источники внешнего облучения - космическое излучение, γ-излучение радионуклидов, содержащихся в породах, почве, строительных материалах, и находящихся в воздухе. Уровень ионизации воздуха за счет β-частиц невысок, поэтому β-излучение можно не учитывать. Эффективный телесный угол облучения тела менее 2π, органические вещества на поверхности земли и облицовочные материалы в помещениях, обладая малой удельной β-активностью, поглощают β-потоки от минералов и строительных конструкций.

Мощность эффективной дозы γ-излучения от радионуклидов, содержащихся в воде морей и океанов, - 0,05 мкЗв/ч. В районах с повышенным количеством радиоактивных элементов (некоторые области Бразилии, Индии, Франции, России) интенсивность γ-излучения особенно высокая. В районе монацитовых песков Бразилии она достигает 1 мкЗв/ч, в Индии - 3 мкЗв/ч, в горных районах Франции - 0,2-0,4 мкЗв/ч; в Пятигорске (Северный Кавказ) - 2-3 мкЗв/ч.

В зависимости от содержания основных природных радионуклидов в породах мощность излучения колеблется в широких пределах (табл. 10.19). Как правило, осадочные породы содержат меньше природных радионуклидов, чем магматические породы, создавая меньший в 2-3 раза уровень мощности дозы излучения.

Таблица 10.19. Мощность дозы внешнего γ-излучения от содержащихся в породах естественных радионуклидов
Порода	Мощность дозы, мкЗв/чх10^-2
Порода	²²⁶Ra	²³⁸U	²³²Th	⁴⁰K
Магматическая:
кислая	2,96	3,0	4,7	4,0
средняя	1,1	1,0	1,56	3,2
основная	0,83	0,84	1,4	2,8
ультраосновная	0,43	0,44	0,7	0,616
Осадочная:
песчаники	1,48	0,88	1,689	1,68
сланцы	2,28	0,88	3,49	4,11
известняки	0,88	0,96	0,45	4,11

Особый интерес представляет уровень γ-излучения в жилых зданиях. С одной стороны, в помещениях меняется геометрия облучения тела человека: снаружи помещений она приближается к 2π, в помещении - к 4π. С другой - мощность γ-излучения зависит от содержания радионуклидов в строительных материалах. Эквивалентная доза в зданиях, построенных из дерева, имеет наименьшую мощность - 0,3 мкЗв/год, в кирпичных зданиях - более высокие дозы - 1 мкЗв/год и железобетонных - 1,7 мкЗв/год.

Мощность эквивалентной дозы в разных городах мира вне помещений приведена в табл. 10.20.

Таблица 10.20. Мощность эквивалентной дозы вне помещений
Город	Мощность эквивалентной дозы, мкЗв/ч х 10²	Город	Мощность эквивалентной дозы, мкЗв/ч х 10²
Берлин	8-15	Екатеринбург	10-15
Варшава	7-10	Иваново	10-12
Вена	8-15	Ижевск	5-7
Лондон	6-12	Калининград	10-13
Осло	5-10	Киров	5-7
Париж	8-16	Комсомольск-на-Амуре	10-15
Рим	10-17	Красноводск	7-12
Стокгольм	5-10	Курск	13-15
Москва	7-15	Санкт-Петербург	9-15
Архангельск	9-10	Мурманск	8-10
Владивосток	7-12	Норильск	5-13
Владимир	6-11	Певек	8-15

При оценке дозы, создаваемой космическим излучением, во-первых, исходят из того, что космическое излучение обладает высокой жесткостью, поэтому практически поглощенная доза в любых тканях и органах человека одинакова. Во-вторых, не учитывают флюктуации фона за счет разного уровня солнечной активности, его изменения в зависимости от широты. При расчете дозы, создаваемой космической радиацией, необходимо учитывать ионизацию воздуха за счет этого компонента фонового облучения. Наиболее достоверная величина ионизации воздуха для средних широт - скорость ионизации, равная 1,94 пары ионов в 1 см³/с. Исходя из этого, находят дозу, создаваемую в тканях тела человека, по формуле:

Д_и = (1,94х3,6х10³ х 24х365) : (1,93х10⁹) = 0,28 мГр/год, (10.1)

где Д_и - поглощенная доза за счет космического излучения; 1,94 - число пар ионов, образующихся в 1 см³ воздуха за счет космического излучения; 3,6х10³ - число секунд в 1 ч; 24 - число часов в 1 сут; 365 - количество дней в году; 1,93х10⁹ - число пар ионов, образующихся при дозе 0,01 Гр. Таким образом, средняя доза, которую получает население планеты за счет космического излучения, - 0,28 мГр/год. При оценке возможного биологического эффекта этого ионизирующего излучения необходимо знать ОБЭ для каждой составляющей космического излучения.

При расчете дозы, получаемой человеком при внешнем облучении, учитывают среднее время пребывания вне помещений и внутри них. Пребывание вне помещений принимают равным 0,2, при этом годовая эффективная доза γ-излучения земного происхождения вне помещений - 6х10^-5 Зв. Учитывая соотношение имеющихся на земном шаре зданий из дерева, кирпича и бетона, НКДАР ООН оценивает среднюю мощность поглощенной дозы в воздухе по всему земному шару внутри помещений - 6х10^-8 Гр/ч. Время пребывания человека в помещениях - 80%, поэтому годовая эффективная доза внутри помещений равна 2,9х10^-4 Зв, суммарная годовая эффективная доза внешнего облучения радионуклидами земного происхождения - 3,5х10^-4 Зв.

Излучение естественных радионуклидов, содержащихся в атмосфере, вызывает ионизацию воздуха меньше примерно на 2 порядка, чем γ-излучение пород и почвы, поэтому оно имеет ничтожный вклад в суммарный эффект.

10.2.2. Внутреннее фоновое облучение

На основании материалов оценки содержания ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs в организме человека рассчитаны суммарные дозы внешнего и внутреннего облучения. При расчете дозы внутреннего облучения для ⁹⁰Sr считают, что 99% радионуклида накапливается в скелете и облучению подвергаются костная ткань, костный мозг и эндотелиальные клетки. ¹³⁷Cs накапливается в мягких тканях.

Средняя суммарная доза облучения населения бывшего СССР за счет радионуклидов глобальных выпадений в 1963 г. составляла 400 мкЗв, в 1964 г. - 117 мкЗв, в 1965 г. - 70 мкЗв, в 1967 г. - 36 мкЗв, в 1970 г. - 30 мкЗв.

В настоящее время доза облучения населения планеты от выпавших после ядерных испытаний радионуклидов не превышает 10 (5) мкЗв/год, общая коллективная доза населения земного шара - 64 000 (32 000) чел-Зв, т.е. менее 0,2% суммарной дозы (НКДАР ООН, 2008).

Внутреннее облучение человека создается ⁴⁰К, ¹⁴С, ²²⁶Ra, ²²²Rn, ²¹⁰Po и другими радиоактивными элементами, содержащимися в организме. При вычислении мощности дозы, создаваемой тем или иным изотопом, исходят из среднего его содержания в органах и тканях «стандартного» человека (табл. 10.21).

Таблица 10.21. Масса органов и тканей «стандартного» человека
Органы и ткани	Масса
Все тело	70000 г
Мышцы скелетные	28 000 г
Кожа	2600 г
Скелет:
костная ткань	5000 г
красный костный мозг	1500 г
Кровь:	5500 (5200 мл)
плазма	3100 (3000 мл)
Желудочно-кишечный тракт:	1200 г
пищевод	40 г
желудок	150 г
кишечник	1000 г
Печень	1800 г
Легкие	1000 г
Почки	310 г
Сердце	330 г

Пример расчета - вычисление дозы для мягких тканей, создаваемой ⁴⁰К, по формуле:

Д_к = [(4440 x 0,6 x 1,6 x 10^-6 x 3,6 x 10³ x 24 x 365) : (70 x 10³)]x10^-4 = 0,19 мГр/год, (10.2)

где 4440 - суммарная активность мягких тканей (Бк) стандартного человека по ⁴⁰К; 0,6 - средняя энергия β-частиц, МэВ; 1,6x10^-6 - число эргов в 1 МэВ; 3,6x10³ - число секунд в 1 ч; 24 - число часов в 1 сут; 365 - число дней в году; 70x10³ - масса «стандартного» человека, г; 10^-4 - коэффициент перехода от эрг/г к Гр.

При неравномерном распределении радионуклидов в организме используют значение удельной активности. Следует помнить о возможности определенного вклада в облучение дочерних продуктов распада; так, при расчете мощности дозы в костной ткани, создаваемой ²²⁶Ra, учитывают дозу от дочерних продуктов ²²²Rn, RaA, RaB, RaC.

Сводные данные внешнего и внутреннего фонового облучения человека приведены в табл. 10.22.

Таблица 10.22. Годовые эффективные дозы облучения за счет естественного, технологически измененного и искусственного фона в регионах с нормальным радиационным фоном (зона умеренного климата)
Источники ионизирующего излучения	Вид облучения		Среднегодовые эффективные дозы облучения, мкЗв/год
Источники ионизирующего излучения	Внешнее	Внутреннее	Среднегодовые эффективные дозы облучения, мкЗв/год
Естественный радиационный фон
Космическое излучение	+	-	300
Наведенные радионуклиды в атмосферном воздухе	-	+	15
Калий-40	+	+	300
Радон	-	+	1300
Торон	-	+	400
Технологически измененный естественный радиационный фон
Радионуклиды в строительных материалах, почве и т.д.	+	-	460
Радионуклиды в воде и пище	-	+	220
Минеральные удобрения	+	+	15
Угольные электростанции	+	+	20
Искусственный радиационный фон
АЭС суммарной мощностью 12 ГКч (электрическая)	+	+	17
Глобальные радиоактивные выпадения вследствие испытаний ядерного оружия	+	+	25
Суммарная доза облучения от всех источников			3100

Контрольные вопросы

Какие источники ионизирующего излучения формируют природный радиационный фон?
Дайте характеристику космического излучения.
Какие группы радиоактивных элементов условно выделяют в природной радиоактивности?
Какие радионуклиды обусловливают радиоактивность воздуха?
Какие факторы обусловливают радиоактивность природных вод?
Какими радионуклидами обусловлена радиоактивность растений и животных?
Назовите радионуклиды, обусловливающие естественную радиоактивность тела человека.
Назовите среднее значение годовой эффективной дозы фонового облучения человека.

Глава 11. ГИГИЕНИЧЕСКАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА ПОТЕНЦИАЛЬНЫХ ИСТОЧНИКОВ ЗАГРЯЗНЕНИЯ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ

По опасности возможного поступления радиоактивных загрязнений в биосферу все источники условно разделены на группы:

испытания ядерного оружия;
предприятия ЯТЦ;
аварии на предприятиях ЯТЦ;
учреждения, предприятия и лаборатории, использующие радионуклиды в производстве.

11.1. ИСПЫТАНИЯ ЯДЕРНОГО ОРУЖИЯ

Следствие подписанного по инициативе СССР в 1963 г. Договора о прекращении испытаний ядерного оружия в трех средах - снижение количества радиоактивных осадков, выпадающих повсеместно на планете. В результате уменьшилось и радиоактивное загрязнение растительности, включая сельскохозяйственные культуры. Однако радиоизотопы с длительным периодом полураспада продолжают накапливаться в почве и поступать в растения. Страны, не подписавшие договор (Франция, КНР, Индия, Пакистан, Северная Корея), продолжали испытания ядерного оружия.

Радиоактивное загрязнение среды обусловлено испытаниями ядерного оружия, которые интенсивно проводили в 1945-1980 гг. В последнее время стала доступна информация о количестве и мощности таких взрывов. В отчете НКДАР ООН приведены данные о числе ядерных испытаний: СССР - 219, США - 197, Франция - 45, Китай - 22, Великобритания - 21. Их суммарная мощность в мегатоннах составляла: СССР - 247,3, США - 153,8, Китай - 20,7, Франция - 10,2, Великобритания - 8,05; причем в тропосфере произведено 16 взрывов, в стратосфере - 145.

При атомных взрывах образуются продукты деления ядерного горючего, которые часто называют осколками деления, наведенной активностью; в окружающую среду поступает и некоторое количество самих расщепляющихся материалов. При взрыве термоядерных устройств дополнительно образуется радиоактивный ¹⁴С. Осколки деления - сложная смесь радионуклидов, образующихся при делении атомных ядер. Ядра атомов ²³⁵U или ²³⁹Рu расщепляются с образованием 80 разных осколков, которые начинают немедленно распадаться. В результате появляется сложная смесь продуктов деления из 200 различных изотопов 36 химических элементов (рис. 11.1 и 11.2), периоды полураспада которых находятся в пределах от нескольких секунд (¹⁰⁶Rh) до 1,57х10⁷ лет (¹²⁹I).

Рис. 11.1. Выход продуктов деления ²³⁵U и ²³⁹Pu

По характеру излучения почти все радионуклиды деления относятся к β- или γ-излучателям. Изотопы, которые имеют наибольший вклад в β-излучение в зависимости от времени, прошедшего после деления ²³⁵U под действием медленных нейтронов, приведены в табл. 11.1.

Наиболее потенциально опасные осколки, ввиду их активного участия в биологическом цикле и большого периода полураспада, - ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs. В результате взрыва термоядерной бомбы 1 Мт (по тротиловому эквиваленту) образуется около 40 ЭБк ⁹⁰Sr и 60 ЭБк ¹³⁷Cs.

Рис. 11.2. Зависимость образования продуктов деления ²³⁵U от массового числа: 1 - на медленных нейтронах; 2 - на нейтронах с энергией 14 МэВ

При атомном взрыве в цепной реакции деления участвует лишь некоторая часть вещества заряда. Не прореагировавшие остатки плутония и урана испаряются и рассеиваются в атомном облаке. Активность этих α-излучателей по сравнению с активностью продуктов деления, возникающих при взрыве, незначительная. Наряду с продуктами распада ядерного горючего при термоядерных взрывах образуются ¹⁴С и ³Н. Из многочисленной группы образующихся радиоактивных изотопов при ядерных взрывах ведущее место в дополнительном к естественному радиационному фону облучении человека занимают радионуклиды, приведенные в табл. 11.2.

Таблица 11.1. Радионуклиды, образующиеся в результате ядерных испытаний, в зависимости от времени, прошедшего после деления ²³⁵U под действием медленных нейтронов
Время, прошедшее после деления ²³⁵U	Изотопы
2 дня после деления	⁹¹Sr, ⁹¹Y, ⁹⁷Zr, ⁹⁹Mo, ¹⁰⁵Rh, ¹³¹I, ¹³³I, ¹³⁵I, ¹³²Te, ¹³³Xe, ¹³⁵Xe, ^l40Ba, ^l40La, ¹⁴¹Ce, ^l44Ce, ^l43Pr, ¹⁴⁷Nd, ^l49Pm
10 дней	⁹¹Sr, ⁹¹Y, ⁹⁵Zr, ⁹⁵Nd, ⁹⁹Mo, ¹⁰⁷Ru, ¹³¹I, ¹³³I, ¹³²Te, ¹³³Xe, ^l40Ba, ^l40La, ^l4lCe, ^l43Pr, ^l48Nd
1 год	⁸⁹Sr, ⁹⁰Sr, ⁹⁰Y, ⁹¹Y, ⁹⁵Nd, ⁹⁵Zr, ^l06Ru, ^l34Cs, ¹³⁷Cs, ¹⁴⁴Ce, ^l44Pm
3 года	⁹⁰Sr, ⁹⁰Y, ^l06Ru, ^l44Ce, ¹⁴⁷Pm, ¹³⁴Cs
10 лет	⁸⁶Kr, ⁹⁰Sr, ⁹⁰Y, ¹³⁷Cs
100 лет	⁹⁰Sr, ⁹⁰Y, ¹³⁷Cs

Таблица 11.2. Характеристика наиболее значимых для человека радионуклидов глобальных выпадений
Нуклид	Выход на 1 Мт деления или синтеза, Бк/кг	Период полураспада	Основной вид облучения	Основной критический орган	Период биологического полувыведения, сут	Резорбция в ЖКТ, %	Эффективная энергия, Е_эфф, МэВ/распад
³H	2,6х10¹⁶	12,34 г	Внутреннее	Все тело	12	100	0,01
¹⁴C	8,1х10¹³	5 730 лет	То же	Жировая ткань	10	100	0,054
⁸⁹Sr	6,3х10¹⁷	51 сут	То же	Кости	1,8х10⁴	9	0,56
⁹⁰Sr	3,7х10¹⁵	28,8 г	То же	Кости	1,8х10⁵	9	1,13
⁹⁵Zr	4,6х10¹⁷	65 сут	Внешнее	Все тело	450	10^-4	1,1
⁹⁵Nb	-	35 сут	То же	То же	760	10^-4	0,54
¹⁰⁶Rh	-	30 с	То же	То же	10,4	5,0	1,4
¹³¹I		8,06 сут	Внешнее и внутреннее	Щитовидная железа		30	0,8
¹³⁷Cs	6,3х10¹⁵	30 лет	То же	Все тело	70	100	0,59
¹⁴⁰Ba	42,6х10¹⁷	13 сут	То же	Кости, ЖКТ	65	3,5	4,2
¹⁴⁴Ce	13,5х10¹⁶	284,5 сут	То же	Все тело	-	-	-
²³⁹Pu	13,3х10¹³	2,44х10⁴ лет	Внутреннее	Кости	7,3х10⁴	2,4х10^-3	270

При загрязнении окружающей среды радиоактивными продуктами в результате испытаний ядерного оружия, эксплуатации предприятий ЯТЦ или в процессе поступления в окружающую среду радионуклидов возникает дополнительное внешнее и внутреннее облучение населения свыше тех доз, которые обусловлены естественным радиационным фоном.

Дополнительное внешнее облучение может быть при накоплении радионуклидов на поверхности земли, при этом в основном доза облучения будет обусловлена γ-излучателями или прохождением над населенным районом радиоактивного облака (в случае аварии).

Дополнительное внутреннее облучение возможно при попадании радионуклидов в организм при вдыхании загрязненного воздуха и алиментарным путем, т.е. при потреблении загрязненных радионуклидами воды и пищевых продуктов.

Значимость каждого из путей поступления радионуклидов в организм неодинакова. Так, в случае неконтролируемого постоянного выброса в атмосферный воздух значительного количества радионуклидов в виде аэрозолей на прилегающих к таким объектам территориях создаются такие условия, при которых для проживающего населения наибольшую потенциальную опасность будет представлять аэрогенный путь поступления изотопов в организм. При неконтролируемом постоянном сбросе жидких радиоактивных отходов с высокой удельной активностью в открытые водоемы, используемые для целей водоснабжения, появляется потенциальная опасность попадания радиоактивных продуктов в организм с питьевой водой и т.д.

Воздух. В настоящее время дополнительное облучение населения за счет искусственных радионуклидов, поступивших в окружающую среду, обусловленного испытаниями ядерного оружия, минимальное (не более 5 мкЗв в год).

Почва. Выпадающие из атмосферы долгоживущие радионуклиды накапливались в поверхностных слоях почвы, очищение которой происходит достаточно медленно за счет радиоактивного распада и механического удаления, в том числе и за счет перехода в растительность. Максимальное содержание в почве отмечалось в 1966 г. и составляло 1,4 кБк/м ⁹⁰Sr и 2,2 кБк/м ¹³⁷Cs, а к настоящему времени оно составляет в среднем по России примерно 1 кБк/м² и около 1,7 кБк/м² соответственно.

Периоды механического полуочищения почвы варьируют в широких пределах, особенно для ¹³⁷Cs. Балансовые расчеты, выполненные по средним для страны показателям ежегодных атмосферных выпадений и содержания в почве, показали, что половинное очищение почвы от ⁹⁰Sr происходит с периодом в 15 лет, а от ¹³⁷Cs - 20 лет.

Вода. Поступление радионуклидов в водоемы происходит в результате как непосредственного оседания на зеркало водоема, так и в большей степени в результате смыва радиоактивных веществ с почвы водосборной территории талыми и дождевыми водами, интенсивность которого в значительной степени зависит от климатических условий, топографии местности, растительного покрова и т.п. За этот период происходит основное (до 80%) поступление радионуклидов в водоемы. Поэтому концентрация радионуклидов в поверхностных водах подвержена существенным годовым и сезонным колебаниям. В воде открытых водоемов средней полосы Северного полушария содержание ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs колеблется от единиц до нескольких десятков мБк/л. В настоящее время содержание ⁹⁰Sr в реках и озерах на территории России, не затронутых Чернобыльской аварией, колеблется в пределах 5-10 мБк/л, в Московском регионе - 1-2 мБк/л ⁹⁰Sr и 0,2-0,9 мБк/л ¹³⁷Cs.

Из большого количества радиоактивных осколков, возникающих при ядерных взрывах и выпадающих в составе глобальных осадков, основную роль в возможном дополнительном внутреннем облучении играют ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs, с которыми можно сравнивать дозу за счет ¹⁴С. По данным НКДАР при ООН, ¹⁴С ныне может давать вклад в интегральную дозу облучения гонад до 20%, а костного мозга - до 10%.

Рацион. Являясь аналогами кальция и калия соответственно по своим химическим свойствам, ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs активно включаются в биологические циклы и поступают в организм человека по пищевым цепочкам:

атмосфера-почва-растение (через корневую систему)-молоко и мясные продукты-человек;
атмосфера-растения (задержка на листьях и поглощение листьями) - молоко и мясные продукты-человек;
атмосфера-растения-человек и т.д.

Общее поступление ¹⁴С в атмосферу в результате испытаний термоядерного оружия оценивают в 220 ПБк. Максимальная концентрация «оружейного» углерода была в 1965 г. - она превышала естественное содержание в 2 раза. В настоящее время она составляет 25% от естественного уровня.

Относительно короткий период полувыведения ¹³⁷Cs из организма (около 100 дней) приводит к тому, что при его хроническом поступлении с рационом довольно быстро (практически через несколько периодов) устанавливается равновесие. В дальнейшем при постоянстве поступления активности в пищу ¹³⁷Cs в организме не накапливается.

Напротив, при поступлении в организм ⁹⁰Sr, имеющего значительный период полувыведения (~1,8х10⁵ дней), равновесия не возникает. В связи с этим при длительном сохранении постоянной активности рациона по этому радионуклиду происходит его постепенное накопление в костной ткани и последующее удержание его в организме практически на протяжении всей жизни человека. Следует отметить, что загрязненность пищевых продуктов в России, Великобритании, Франции, США находится в одних и тех же пределах, характерных для Северного полушария.

Загрязнение пищевых продуктов растительного происхождения происходит двумя путями: сорбцией радионуклидов из воздуха и их усвоением из почвы. При этом коэффициенты пропорциональности для воздушного пути поступления в 20-200 раз выше, чем для почвенного.

Коэффициент пропорциональности для почвы - количество ⁹⁰Sr в беккерелях на 1 кг или 1 л пищевых продуктов или корма животных при содержании в почве 10 МБк ⁹⁰Sr на 1 км²; например, для молока по ⁹⁰Sr коэффициент пропорциональности почвенного пути загрязнения равен 0,1, воздушного (цепочка воздух>трава>корова>молоко) - 1,8; для хлеба по ¹³⁷Cs коэффициент пропорциональности почвенного пути равен 0,23, воздушного - 13.

В настояшее время среднее содержание стронция-90 составляет для хлеба пшеничного - 0,08 Бк/кг, хлеба ржаного - 0,12 Бк/кг, молока - 0,06 Бк/кг, картофеля - 0,12 Бк/кг, цезия-137 для хлеба пшеничного - 0,15 Бк/кг, хлеба ржаного - 0,2 Бк/кг, молока - 0,3 Бк/кг, картофеля - Бк/кг, мяса - 0,6 Бк/кг.

11.2. ПРЕДПРИЯТИЯ ЯДЕРНО-ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА

Предприятия ЯТЦ добывают и перерабатывают урановую руду, производят и используют ядерное топливо, перерабатывают отработавшее ядерное топливо, хранят и захоранивают РАО.

Предприятия добычи и переработки урановой руды выполняют:

извлечение руды из недр;
переработку руды на гидрометаллургических заводах и получение уранового концентрата.

При добыче и переработке урановой руды образуются шахтные воды, большая масса отвалов, содержащих радионуклиды естественного происхождения и различные химические компоненты (сульфаты, нитраты, оксид кремния), которые загрязняют окружающую среду.

Химический состав шахтных вод колеблется в широких пределах и зависит от состава урановых руд. Содержание урана в этих водах достигает 0,3^-10 мг/л, радия - 0,2-3,7 Бк/л. Объем откачиваемых шахтных вод достигает 2000 м³ в сутки и более, поэтому в окружающую среду в течение суток поступает более 1 кг урана и 0,2 мкг радия. Рудные отвалы в виде хвостов грохочения и сортировки, отвальные породы от подготовительных работ по химическому составу - в основном исходная руда. В этих отвалах содержатся сотые доли процента урана, радия - 5x10^-11 - 1x10^-10 г/г. Вследствие вымывания и ветровой эрозии отвалы становятся источниками загрязнения окружающей территории. Рудничный воздух, поступающий в атмосферу при вентиляции шахт, содержит много радона и его дочерних продуктов.

Основной отход гидрометаллургических заводов - рудная пульпа, состоящая из песка и шламовой фракции. Твердая часть этой пульпы по химическому составу близка к исходной руде, из которой выщелочено основное количество урана и небольшое количество минеральных солей. Другие радиоактивные элементы, сопутствующие урану, почти полностью остаются в твердой части пульпы. В сбрасываемых песках и шламах содержание урана - 0,02-0,028%, радия в песках - (2-3)x10^-10 г/г. В твердой фазе концентрируется 99,8% содержания радия в руде.

При переработке руды с содержанием 0,2% закиси-окиси урана на каждый килограмм извлеченного урана в виде химического концентрата приходится 0,80,9 т твердых и 3,1-3,9 т жидких отходов. Для завода, перерабатывающего около 5000 т руды в сут, количество сбрасываемой твердой части пульпы - 500 т, жидкой части - 2000 м³. С этим количеством отходов в окружающую среду поступают около 100 кг урана, 110 ГБк дочерних радиоактивных элементов и 74 МБк радия в сут. Жидкие РАО гидрометаллургических заводов - вода прачечных и душевых, в которой содержание урана варьирует в пределах 0,5-15 мг/л, радия - 52 Бк/л, условно чистая вода (вода, получаемая при охлаждении машин, холодильников, вакуум-насосов), где содержание урана достигает 1 мг/л. В жидких отходах содержится значительное количество разнообразных химических соединений.

С газовыми выбросами гидрометаллургических предприятий при удалении вентиляционного воздуха с участков измельчения руды, сушки, прокалки и фасовки уранового концентрата в атмосферный воздух поступают радон, аэрозоли урана, радия и др.

При изготовлении ядерного топлива концентраты урановой руды подвергаются аффинажу - дополнительной глубокой очистке от примесей бора, кадмия, гафинил-элементов с большим сечением захвата нейтронов; используют различные методы аффинажа - экстракционный, пероксидный и карбонатный.

При экстрактном методе урановые концентраты растворяются в азотной кислоте, экстракция проходит в растворе трибутилфосфата в керосине. В результате аффинажа получают химически чистые оксиды урана - диоксид, закись-окись и триоксид. Далее их переводят в гексафторид урана UF6, который затем обогащают в ²³⁵U (газодиффузный или центрофужный метод обогащения).

Обогащенный уран ²³⁵U применяют в легководных реакторах на тепловых нейтронах (²³⁵U 2-4%), в реакторах на быстрых нейтронах используют ²³⁵U, обогащенный до 30%. Топливо для ядерных реакторов изготовляют на заводах производства ТВЭЛов, состоящих из топлива и оболочки. Топливо - таблетки диоксида урана - помещают в оболочку (трубку) из циркониевого сплава с 1% ниобия, образуя ТВЭЛ.

На заводах обогащения урана при производстве из 1 т обогащенного урана образуется 5,7 м³ жидких отходов. По радиохимическому составу эти отходы аналогичны сбросным водам обогатительных фабрик, но с меньшим содержанием ²²⁶Ra. Газообразные выбросы этих заводов содержат гексафторид урана, урансодержащую пыль, дым от химических процессов и механической обработки металлического урана. Урансодержащие жидкие отходы при изготовлении ТВЭЛов образуются в результате травления металлов, но объем их незначителен. В процессе обогащениях урана и изготовления ТВЭЛов появляются твердые отходы, состоящие из загрязненных шлаков, скрапа, сплавов, бумаги, тряпок, вышедшего из строя оборудования.

При эксплуатации атомной электростанции возможно загрязнение окружающей среды химическими элементами и радионуклидами за счет сбросов и выбросов АЭС.

Образование радионуклидов газоаэрозольных выбросов АЭС происходит в активной зоне (корпусе реактора) при делении топлива и активации нейтронами отдельных ядер элементов, находящихся в теплоносителе и материалах конструкций.

Газоаэрозольные выбросы АЭС образуются при протечках теплоносителя, от сдувов из бассейнов выдержки отработанного топлива и при дегазации растворов в баках выдержки. Технологический процесс на АЭС предусматривает постоянное удаление из теплоносителя образующихся в нем газов. Перед выбросом в атмосферу отводимые из контуров и технологического оборудования газы и аэрозоли подвергаются очистке для снижения активности до допустимых значений.

Химическое загрязнение атмосферы воздуха от эксплуатации АЭС не превышает 1% ПДК.

Источник загрязнения окружающей среды при эксплуатации АЭС - жидкие РАО реакторов, где в качестве теплоносителя используют воду или любые растворы. Наведенная активность, возникающая в теплоносителе первого контура, обусловлена захватом нейтронов атомами элементов, поступающих в теплоноситель в результате коррозии элементов конструкций, поэтому в теплоносителе обнаруживают ⁶⁰Со, ⁵⁹Fe и др. Кроме того, возможна диффузия продуктов деления из ТВЭЛов в теплоноситель. Другим источником жидких отходов являются бассейны выдержки отработанных ТВЭЛов. Такое хранение обеспечивает необходимую защиту и отвод тепла от них. Вода бассейнов загрязняется продуктами деления при нарушении целостности оболочек ТВЭЛов, радиоактивными примесями оболочек и другими материалами, попадающими в воду бассейна при разгрузке реактора. Наконец, жидкие РАО (сточные воды санитарных пропускников и спецпрачечной) образуются после дезактивации оборудования и помещений.

Твердые РАО реакторов - отдельные элементы их конструкций, спецодежда, обувь и др.

На заводах регенерации ядерных материалов удаляют оболочки ТВЭЛов. Алюминиевые оболочки удаляют едким натром; при этом образуется 2 тыс. л раствора на 1 т отработанного топлива. Циркониевые оболочки удаляют фторидом аммония; при этом образуется около 20 тыс. л отходов на 1 т топлива. Оболочки из нержавеющей стали удаляют серной кислотой; при этом образуется 11 тыс. л отходов на 1 т топлива. В эти растворы переходит 0,02% общей радиоактивности ТВЭЛов. После удаления оболочек топливо растворяют и экстрагируют уран и плутоний. В зависимости от исходного сырья (чистый уран, окись урана, циркониево-урановое топливо) используют пурекс-процесс - растворение в горячей азотной кислоте и экстракция трибутилфосфатом, редокс-процесс - растворение в подкисленном гексоне и разделение плутония и урана на трех экстракционных колонках и отделение их от основной массы продуктов деления при введении в нагретый рабочий раствор бихромата натрия, нитрата алюминия. В этих процессах образуется значительный объем жидких РАО с удельной активностью 3,7x10¹⁰ Бк/л и более. Получение ядерного горючего сопровождается образованием газообразных отходов, основная активность которых обусловлена наличием в них значительного количества радиоактивного йода.

Радиационную опасность атомного военного флота часто переоценивают. Количественный анализ свидетельствует, что активность накопленных в корабельном реакторе радионуклидов значительно ниже, чем при эксплуатации энергетического реактора АЭС. Кроме того, коэффициент использования мощности реактора АЭС значительно выше, чем судовых реакторов.

Однако при интенсивной эксплуатации атомного флота, при стоянке одновременно нескольких атомных подводных лодок (АПЛ) в пункте базирования поступление радионуклидов в окружающую среду при ремонте и перезарядке АПЛ имеет локальный характер и не оказывает влияния на радиоэкологическую обстановку в регионе (табл. 11.3).

Отсутствие влияния атомного подводного флота (при отсутствии аварий) на радиоэкологическую обстановку подтверждено результатами многолетних наблюдений.

Таблица 11.3. Удельная активность техногенных радионуклидов в объектах окружающей среды в местах базирования атомных подводных лодок Северного флота (данные Ю.В. Сивинцева и др., 2015)
Объект окружающей среды	Единица измерения	Суммарная удельная (объемная) β-активность	Радионуклиды
Объект окружающей среды	Единица измерения	Суммарная удельная (объемная) β-активность	⁹⁰Sr	¹³⁷Cs	⁶⁰Со	²¹⁰Ро*
Вода морская**	Бк/л	0,13-0,23	8,8х10^-3	0,94х10^-3	5,5х10^-3	1,85х10^-3
Вода питьевая	Бк/л	0,04-0,11	6,2х10^-3	10,3х10^-3	6,6х10^-3	9,25х10^-3
Аэрозоли приземного слоя воздуха	Бк/м³	5-10^-4 - 2,5х10^-3	1,85х10^-5	3,3х10^-5	6,65х10^-5	1,11х10^-4
Атмосферные выпадения (осадки)	Бк/км²-год	2,6х10⁸ - 3,3х10⁸	1,1х10⁸	1,2х10⁸	1,3х10⁷
Водоросли морские	Бк/кг	110-570	4	3	1,5	0,4
Грунт морской (донные отложения)	Бк/кг	260-740	1	10	10	4
Бентосные морские организмы	Бк/кг	37-107	2	4	0,7	2
Почва***	Бк/кг	370-630	1	7	4	9
Растительность наземная***	Бк/кг	37-270	6	4	3	2

Примечания:

* сведения по ²¹⁰Ро приведены для пункта базирования АПЛ, оснащенных реакторами с жидкоме-таллическим теплоносителем, в губе Западная Лица;

** без учета вклада ⁴⁰К. Естественная радиоактивность морской воды, обусловленная ⁴⁰К, - 10-14 Бк/л;

*** с учетом вклада ⁴⁰К.

Судостроительные и судоремонтные заводы. Корабли и суда с ядерной энергетической установкой в СССР строили на заводах Министерства судостроительной промышленности, непосредственно в Производственном объединении «Северное машиностроительное предприятие» (ПО «СМП») Северодвинска (Архангельская область), в Комсомольске-на-Амуре, Нижнем Новгороде, на Балтийском заводе и в Ленинградском адмиралтейском объединении. Ремонт и модернизация - на судоремонтных заводах (СРЗ) «Звездочка» и «Нерпа» в Северном регионе и Дальневосточном заводе (ДВЗ) «Звезда». С распадом СССР АПЛ строят только на СМП, ремонт и утилизацию проводят на СМП, ДВЗ «Звезда», СРЗ «Звездочка» и «Нерпа». Ежегодно на этих предприятиях образуется около 41 т твердых РАО, 1300 м³ жидких РАО, около 50 тыс. м³ вод от санпропускников и спецпрачечных, содержащих радионуклиды и поверхностно-активные вещества, около 2000 отработанных радиоизотопных источников (⁶⁰Со, ⁷⁵Se, ¹⁹²Ir), используемых для дефектоскопии и радиационного контроля.

При строительстве и испытании одной АПЛ вырабатываются: жидкие РАО с удельной активностью 0,3 кБк/л и 2-3 м³ твердые РАО с низкой удельной активностью; при ремонте - 200 м³ (0,5 кБк/л) и 100-150 м³ (15 ГБк) соответственно. Утилизация сопровождается образованием около 100 м³ жидких РАО (0,4 кБк/л) и 10 м³ твердых РАО (10-20 ГБк). Жидкие РАО содержат радионуклиды: ¹³⁷Cs (50-70%), ⁹⁰Sr (10-12%), ⁶⁰Со (5-10%), ¹³⁴Cs и ⁵⁴Mn (3-5%).

Отработанное ядерное топливо находится в специальных хранилищах. В акваториях судоремонтных заводов стоят лодки с ОЯТ на борту до ремонта и утилизации, в акваториях всех СРЗ - плавучие базы с ОЯТ и технические наливные танкеры с жидкими РАО. Для временного хранения жидких РАО используют плавучие цистерны, наливные танкеры, береговые хранилища. Общая активность жидких РАО на всех заводах не превышает 224 ГБк. Радиоактивного загрязнения окружающей среды, превышающего контрольные уровни, в районах размещения судоремонтных заводов не обнаружено. Некоторые значения удельной активности радионуклидов в морской воде и донных отложениях приведены в табл. 11.4.

Таблица 11.4. Удельная активность некоторых техногенных радионуклидов в морской среде акватории судоремонтных заводов
Объект морской среды	Судоремонтные заводы	⁶⁰Со	⁹⁰Sr	¹³⁷Cs
Морская вода, Бк/м³	ПО «СМП» СРЗ «Звездочка»	4,4	~1	7
	СРЗ «Нерпа»	6,7	3	5
	ДВЗ «Звезда»	-	-	-
Донные отложения, Бк/кг	ПО «СМП» СРЗ «Звездочка»	11	4	185
	СРЗ «Нерпа»	67	41	52
	ДВЗ «Звезда»	74	2	55

Из всех СРЗ ежегодно на захоронение отправляют 1,5-2 тыс. технологических источников ионизирующего излучения суммарной активностью 3,3 ТБк. На СМП используют около 4 тыс. источников суммарной активностью 5 ПБк.

11.3. РАДИОАКТИВНОЕ ЗАГРЯЗНЕНИЕ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ ВСЛЕДСТВИЕ РАДИАЦИОННЫХ АВАРИЙ

Радиационная обстановка в отдельных регионах России обусловлена преимущественно техногенным фактором - аварией на ЧАЭС, многолетней деятельностью ПО «Маяк», Семипалатинского полигона. Интенсивность и масштабы загрязнения зависят от типа предприятия и характера аварии (табл. 11.5).

Таблица 11.5. Характеристика радиационных аварий в СССР (Л.А. Ильин и др., 2001)
Аварийное событие	Выброс в окружающую среду, МБк	Площадь загрязнения	Величина загрязнения, кБк/кг, м²
Аварийное событие	Выброс в окружающую среду, МБк	Площадь загрязнения	Почва	Донные отложения	Вода
Сброс в р. Течу, 1949-1956 гг.	Суммарный выброс 74	20000 км²	⁹⁰Sr - 3100 ¹³⁷Cs - 850	⁹⁰Sr - 300-800 ¹³⁷Cs - 400-300 Pu - 3-10	⁹⁰Sr - 27 ¹³⁷Cs - 7,5
Авария на ПО «Маяк»*, 1957 г.	Суммарный выброс 740	Длина 300 км, ширина 20-40 км	⁹⁰Sr - 37-24xl0³	-	Суммарная β-активность - 0,01-100
Авария на Чернобыльской АЭС, 1986 г.	¹³¹I - 1200-1800 ⁹⁰Sr - 8 ⁸⁹Sr - 81 ¹³⁷Cs - 37	Глобальное	⁹⁰Sr - 37-100 ¹³¹I - 3-2400 ¹³⁷Cs - 600 суммарное загрязнение территории СССР ¹³⁷Cs - 40 МБк/м² Pu - 0,07-0,7 МБк/м²	⁹⁰Sr - 50 ¹³⁷Cs - 10-1000 8-10 МБк суммарной β-активности	⁹⁰Sr - 0,005-0,03 ¹³¹I - 0,08-2,1 ¹³⁷Cs-0,01-0,25
Авария на Сибирском химкомбинате, 1993 г.	¹⁰⁶Ru - 11,1x10³ ⁹⁵Nb - 17,4x10³ ⁹⁵Zr -7,8xl0³ ²³⁹Pu - 7,4	Длина 7 км, локальные участки - 100 м² - 1 км²	Суммарная активность - 40-120 ⁹⁵Zr - 24 ⁹⁵Nb - 54 ¹⁰³Ru -1,3 ¹⁰⁶Ru - 30 ¹⁴¹C1 - 1,1 ¹⁴⁹C1 - 1,1 ²³⁹Pu-0,015	-	⁹⁵Zr - 3,5-3,9 ТБк/кг ⁹⁵Nb - 7-7,8 ТБк/кг ¹⁰⁶Ru - 6,1-6,6 ТБк/кг ²³⁹Pu - 2-2,5

Примечание: * Восточно-Уральский радиоактивный след.

Все аварии, произошедшие в СССР (кроме аварии на Чернобыльской АЭС), имели локальный характер, и вредное действие на окружающую среду и население не распространилось за пределы страны.

Картина при аварии на ЧАЭС: радиоактивными выбросами загрязнены значительные площади Белоруссии, вся северная часть правобережной Украины, территория 15 субъектов Российской Федерации. Общая площадь загрязненных территорий России с уровнем содержания ¹³⁷Cs более 3,7 ГБк/км² - 57 000 км². Наиболее высокие уровни загрязнения почвы зафиксированы на юго-западе Брянской области, на отдельных участках - свыше 3700 ГБк/км².

Значительный вклад в загрязнение окружающей среды вносят сбросы, производимые западноевропейскими химическими заводами (Селлафилд, Великобритания) (табл. 11.6).

Таблица 11.6. Источники интегрального поступления техногенных радионуклидов в арктические и дальневосточные моря, омывающие территорию России (МНТЦ-101, 1998)
Источник	Количество радиоактивных веществ, кКи
	¹³⁷Cs + ⁹⁰Sr		суммарная β-активность
	Арктические моря	Дальневосточные моря	Арктические моря	Дальневосточные моря
Глобальные выпадения	8,2	32,2	-	-
Речной сток	2,8	1,0	-	-
Поступление с течением Гольфстрим	9,3	-	-	-
Объекты с ОЯТ (на момент затопления)	-	-	21,78	-
РАО и реакторы без ОЯТ	-	-	14,82	0,104
Сброс ТРО (на момент затопления)	-	-	1,24	0,49
Слив ЖРО (на момент слива)	-	-	0,96	0,49
Выпадения во время аварии на ЧАЭС	1,1	-	-	-
Сумма	21,4	33,2	38,8	1,05

Примечание: МНТЦ - Международный научно-технический центр.

Водопользование из поверхностных водоисточников - серьезная экологогигиеническая проблема.

Обычно вклад водных путей в поступление техногенных радионуклидов в организм человека мал. Однако для населения Брянской области, подвергшегося действию выбросов при аварии на ЧАЭС, частое употребление в пищу озерной рыбы с высоким содержанием ¹³⁷Cs обусловило внутреннее облучение в средней годовой дозе 1,8 мЗв. Радиоактивное загрязнение рек и озер происходит вследствие эрозии поверхностных слоев почвы в местах водораздела с последующим смывом их в водоемы. Наиболее значимый загрязнитель поверхностных вод - ⁹⁰Sr.

Загрязнение реки Течи вследствие сброса в нее жидких отходов радиохимического ПО «Маяк» в период 1949-1956 гг. обусловило хроническое внешнее и внутреннее облучение населения прибрежного района. Наиболее значимый долгоживущий радионуклид, определяющий радиационную обстановку в бассейне реки, - ⁹⁰Sr. Годовая доза внешнего облучения населения в первые 2 года загрязнения на отдельных участках верхнего течения реки Течи достигла 2000 мЗв. Р. Теча остается действующим источником техногенного облучения жителей Челябинской области.

Более существенный вклад в радиоактивное загрязнение окружающей среды вносит переработка ОЯТ. При этом в биосферу, как и при испытании ядерного оружия, поступают долгоживущие α-нуклиды трансурановых элементов. Наиболее крупное поступление радиационно опасных веществ в окружающую среду началось с момента пуска первого радиохимического завода «Б» в ПО «Маяк» (февраль 1949 г.). Деятельность ПО «Маяк» ранее была связана с выработкой оружейного плутония. В настоящее время предприятие имеет радиохимический завод переработки ОЯТ реакторов типа ВВЭР-440, БН-350, БН-600 и транспортных реакторов подводных лодок и надводных кораблей.

Среднеактивные жидкие РАО в 1949-1951 гг. сбрасывали в реку Течу. В каскаде промышленных водоемов на реке Тече накоплено 400 млн м³ загрязненной воды. С октября 1951 г. среднеактивные жидкие РАО (1х10⁶ Ки/год - 37 ПБк) сливают в бессточное озеро Карачай: ¹³⁷Cs - около 60%, ⁹⁰Sr - 40%. Объем осадков в озере Карачай превышает 1,6х10⁶ м³. Объемная активность ила доходит до 100 ГБк/л или 0,8 ГБк/кг сухого остатка. Для сброса среднеактивных жидких РАО до 1971 г. использовали и Старое болото, с 1971 г. в него сбрасывают тритиевый конденсат (4,5х10⁴ - 5х10⁵ м³/год).

Низкоактивные жидкие РАО сливали в каскад прудов, созданный в 1951-1964 гг. на реке Тече. Каскад начинается прудом-охладителем (Р-2), в который сбрасывали отходы активностью 150 ТБк/год. Затем идут водохранилища Р-3 и Р-4, используемые в качестве хранилищ низкоактивных жидких РАО. Поступление радионуклидов в пруд Р-3 - около 75 ТБк/год. Водохранилища Р-10 (емкость 8х10⁷ м³) и Р-11 (емкость 2,2х10⁸ м³) велики по площади и предназначены для удержания радионуклидов сточных вод фиксацией в иле, взвесях, живых организмах. После остановки пяти оружейных реакторов рН воды на выходе из водохранилища Р-10 к 1995 г. увеличился с 4,5 до 7,5, что свидетельствует о приближении химического состава сбрасываемых из водохранилища вод к составу природных вод. Таким образом, в настоящее время в районе расположения ПО «Маяк» сосредоточены РАО разного уровня активности выше 30 ЭБк, что представляет большую экологическую опасность из-за вероятности поступления радионуклидов в водную систему Теча-Исеть-Тобол-Иртыш-Обь и Карское море.

В России существуют еще два радиохимических центра по производству плутония для военных целей и топлива для АЭС, изотопов для народного хозяйства: Горнохимический комбинат (ГХК) и Сибирский химический комбинат (СХК).

На ГХК находятся промышленные ядерные реакторы, охлаждаемые водами реки Енисей, радиохимический завод переработки облученных урановых блоков, установки переработки РАО и емкости для временного хранения РАО. В 60 км от г. Красноярска вниз по течению реки Енисей расположен полигон «Северный» для хранения жидких среднерадиоактивных РАО и захоронения жидких высокоактивных отходов РАО, где их закачивают под землю в песчано-глинистые горизонты. Таким образом, ГХК определяет уровень техногенного загрязнения окружающей местности и всего бассейна реки Енисей.

Не менее опасен риск радиоактивных выбросов и на СХК, где тоже производили плутоний и где расположены радиохимический завод и завод разделения изотопов. Здесь же находится крупнейший в России полигон захоронения жидких высокоактивных РАО в глубокие геологические формации. В 1993 г. на СХК произошел взрыв одного из технологических аппаратов, в результате в атмосферу выброшены радиоактивные продукты общей активностью 37 ТБк (радионуклиды ⁹⁵Zr, ⁹⁵Nb, ¹⁰⁶Ru и следовые количества плутония), из них продукты активностью 20 ТБк попали за пределы промплощадки.

Таким образом, все три радиохимических комбината - ПО «Маяк», ГХК и СХК - потенциально опасные источники радиоактивного загрязнения окружающей среды. Это обусловливает необходимость постоянного высоконадежного, автоматизированного, в режиме реального времени, мониторинга состояния радиационной обстановки в этих регионах, которые нуждаются в проведении крупных работ по реабилитации территорий, ранее загрязненных радиоактивными нуклидами.

Радиоактивное загрязнение окружающей среды из-за аварий на атомных подводных лодках

За весь период эксплуатации АПЛ произошло семь радиационных аварий с тяжелыми радиологическими последствиями - высоким облучением и радиационным поражением личного состава.

1961 г. - Северный флот, АПЛ К-19.
1985 г. - Тихоокеанский флот, АПЛ К-431.
1986 г. - СРЗ № 30 в бухте Чажма, АПЛ К-431.
1989 г. - Северный флот, К-192.
1998 г. - гибель АПЛ «Комсомолец».
2000 г. - гибель АПЛ «Курск».
2003 г. - гибель АПЛ К-159.

Максимальный выброс радионуклидов отмечен в бухте Чажма (табл. 11.7), в результате образовался наземный радиоактивный след и участок радиоактивного загрязнения морского дна в бухте и заливе Стрела.

Часть акватории бухты Чажма (вблизи аварийной АПЛ) тоже оказалась загрязненной вследствие выброса летучих веществ, фрагментов топлива и поступления радиоактивной воды из аварийного отсека в акваторию через образовавшуюся пробоину в прочном корпусе. Удельная активность проб морской воды через 1 ч после аварии - 74 кБк/л при фоне 10 Бк/л; среди радионуклидов преобладали два β- и γ-излучателя - ⁶⁰Со (65-90%) и ⁵⁴Mn (16-4%); α-активность была ниже предела чувствительности использованной аппаратуры.

Таблица 11.7. Радионуклидный состав и активность выброса экологически значимых радионуклидов через 10 сут после аварий в бухте Чажма и на ЧАЭС (без учета РБГ)
Радионуклиды	Активность выброса, Бк
Радионуклиды	ЧАЭС	Чажма, К-431
³Н	1,7х10¹⁵	9,8х10⁵
⁸⁹Sr	1,6х10¹⁷	3,4х10⁸
⁹⁰Sr	1,1х10¹⁶	2,3х10⁶
⁹⁵Zr	2,2х10¹⁷	3,7х10⁸
¹⁰³Ru	1,7х10¹⁷	2,7х10⁸
¹⁰⁶Ru	4,4х10¹⁶	4,6х10⁶
¹³²Te	3,8х10¹⁷	6,4х10⁹
¹²⁹I	1,9х10¹⁰	0,46х10¹
¹³¹I	6,0х10¹⁷	6,4х10⁹
¹³⁴Cs	1,9х10¹⁶	6,7х10²
¹³⁶Cs	9,8х10¹⁵	1,0х10⁷
¹³⁷Cs	4,8х10¹⁶	2,3х10⁷
¹⁴⁰Ba	3,3х10¹⁷	1,2х10⁹
¹⁴⁰La	3,8х10¹⁷	1,3х10⁹
¹⁴⁴Ce	1,4х10¹⁷	7,7х10⁷
²³⁷Np	8,8х10⁹	1,8х10^-1
²³⁹Np	8,1х10¹⁷	8,9х10⁸
²³⁸Pu	3,0х10¹³	5,3х10^-11
²³⁹Pu	3,2х10¹³	4,3х10³
²⁴⁰Pu	6,7х10¹³	3,6х10^-8
²⁴¹Pu	7,6х10¹⁵	4,6х10^-17
²⁴²Pu	8,9х10¹⁰	-
²⁴¹Am	5,7х10¹²	-
²⁴³Am	2,3х10¹¹	-
²⁴²Cm	1,3х10¹⁵	-
²⁴⁴Cm	6,6х10¹²	-
Суммарная активность выброса	3,3х10¹⁸	2,9х10¹⁰

Через 7,5 ч после взрыва МЭД γ-излучения в районе аварии снизилась до 2,5-5 мЗв, поверхностная плотность β-активных загрязнений - до 0,5-4х10⁶ расп./(мин·см²). Через 2 сут радиоактивность морской воды снизилась практически до фоновых значений, но за это время техногенные радионуклиды успели поступить в гидробионты и донные отложения. Спустя 2 мес после аварии содержание этих радионуклидов в морской воде соответствовало исходным фоновым значениям.

В результате аварии сформировался очаг радиоактивного загрязнения дна акватории бухты Чажма. Радиоактивность донных отложений обусловлена в основном ⁶⁰Со и частично ¹³⁷Cs. Общая активность ⁶⁰Со в донных отложениях бухты Чажма в 1992 г. - примерно 185 ГБк.

В настоящее время проведена рекультивация территории, и уровни загрязнения окружающей среды не превышают допустимых значений.

Ядерная энергетическая установка и ядерные боеприпасы затонувшей в апреле 1989 г. в Норвежском море атомной подводной лодки «Комсомолец» - тоже потенциальные источники радиоактивного загрязнения северных морей. Реактор ядерной энергетической установки АПЛ переведен в режим устойчивого расхолаживания, и этим обеспечена ядерная безопасность подводной лодки в момент ее гибели и при длительном нахождении в затопленном положении на грунте. В активной зоне реактора АПЛ «Комсомолец» содержится 1,55 ПБк ⁹⁰Sr и 2 ПБк ¹³⁷Cs. Радиоактивность ядерных боеприпасов определялась находящимся в них ²³⁹Pu - около 1,6 ТБк (табл. 11.8).

Таблица 11.8. Концентрация техногенных радионуклидов в донных отложениях района гибели АПЛ «Комсомолец» в Норвежском море по результатам морских экспедиций 1993-1995 гг. в их сопоставлении с другими североевропейскими морями, Бк/кг сухого веса (А.А. Саркисов и др., 2015)
Место отбора проб	²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu	²³⁸Pu	²⁴¹Am	¹³⁷Cs	¹³⁴Cs
Вблизи АПЛ, 1993 г.*	0,3±0,2	0,090**	0,2±0,1	7±4	1,4±0,8
Вблизи АПЛ, 1994 г.*	0,4±0,4	-	-	8±4	0,5±0,3
Южный сектор района	0,85±0,06	0,04±0,01	<0,7	5,1±0,3	НПД***
Западный сектор района	-	-	0,65±0,05	6,6±0,6	НПД
Северный сектор района	0,95±0,07	0,03±0,01	<0,96	5,4±0,2	0,3±0,06
Восточный сектор района	0,96±0,08	0,13±0,02	0,57±0,05	9,7±0,5	НПД
Вблизи АПЛ, 1995 г.	1,16±0,08	0,04±0,01	0,86±0,06	7,1±0,4	0,6±0,3
В других североевропейских морях*	1,4±0,8	0,1±0,1	0,8±0,5	6-45	2-15

Примечания:

* значения усреднены по результатам многих измерений; в остальных случаях указана погрешность единичного измерения;

** ²³⁸Pu обнаружен только в одной пробе;

*** НПД - ниже предела детектирования.

Как видно из приведенных данных, радиационная обстановка в районе аварии не отличается от фоновой, обусловленной действием естественных радионуклидов и глобальными радиоактивными выпадениями.

11.4. УЧРЕЖДЕНИЯ, ПРЕДПРИЯТИЯ И ЛАБОРАТОРИИ, ИСПОЛЬЗУЮЩИЕ РАДИОНУКЛИДЫ

К этой группе потенциальных источников радиоактивного загрязнения окружающей среды относятся горячие лаборатории, радиоизотопные лаборатории и радиологические отделения медицинских учреждений, применяющие открытые радионуклидные источники для диагностики и лечения, лаборатории научно-исследовательских институтов, где работают с открытыми радиоактивными веществами.

В зависимости от технологического процесса (фасовка радионуклидов, эксперименты с облученными на реакторах материалами, изготовление радиоактивных препаратов) эти лаборатории могут быть источниками газообразных, жидких и твердых отходов с высоким содержанием в них разных радиоактивных изотопов.

Например, при работе с открытыми радионуклидами в медицинской практике возможно образование газообразных жидких и твердых РАО. Воздух, удаляемый из боксов и вытяжных шкафов при фасовке в них радиоактивных изотопов, содержит аэрозоли ¹³¹I, ^99mTc, ¹⁸F, ¹²⁵I. Эти же радионуклиды попадают и в жидкие отходы. Состав и процедуры сбора и удаления твердых и жидких РАО описаны в главе 7.

Учитывая незначительный объем используемых радионуклидов, данные учреждения не представляют опасности для окружающей среды.

Контрольные вопросы

Какие потенциальные источники загрязнения окружающей среды радиоактивными веществами вам известны?
Что представляют собой продукты деления ядерного горючего?
Какие отходы возникают при добыче урановой руды?
Каковы основные отходы гидрометаллургических заводов?
Какие отходы образуются при эксплуатации ядерных реакторов?
Какие отходы образуются при регенерации ядерных материалов?
Каковы возможные пути поступления радионуклидов в организм человека?
Какие пищевые продукты являются основными поставщиками стронция-90 и цезия-137?

Глава 12. МИГРАЦИЯ РАДИОНУКЛИДОВ ИСКУССТВЕННОГО ПРОИСХОЖДЕНИЯ В ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЕ

12.1. ПЕРЕНОС РАДИОАКТИВНЫХ ГАЗОВ И АЭРОЗОЛЕЙ В АТМОСФЕРНОМ ВОЗДУХЕ

При поступлении в атмосферу радиоактивных продуктов при ядерных авариях, испытании ядерного оружия и попадании в атмосферный воздух РАО тех или иных объектов выявлены общие закономерности их поведения.

Рассмотрим процессы, которые способствуют выпадению мельчайших радиоактивных аэрозолей.

Гравитационное оседание частиц, создающих глобальное загрязнение, не имеет значения, поскольку оно происходит крайне медленно (рис. 12.1).

Рис. 12.1. Скорость падения частиц субмикронного размера в воздухе при плотности материала частиц 1,5 г/см³

Выпадение мелких частиц радиоактивных аэрозолей из тропосферы на земную поверхность происходит в результате иных процессов:

прилипание частиц аэрозолей к поверхности наземных предметов и почве (при обтекании их приземным слоем воздуха), в первую очередь растительности;
коагуляция с частицами местной, нейтральной, нерадиоактивной пыли;
захват аэрозолей элементами природных облаков при их формировании;
вымывание аэрозолей при осадках (захват частиц падающими каплями).

Первые два процесса связаны с сухим выпадением, другие - с атмосферными осадками.

При наблюдениях за тропосферным переносом радиоактивных аэрозолей и их выпадением установлено, что очистка тропосферного воздуха зависит от метеорологических условий, при этом решающая роль принадлежит осадкам. В умеренных широтах в среднем за год с осадками выпадает в 9 раз больше радиоактивных продуктов, чем за все дни без осадков. В засушливых районах каждый день с дождем выпадает тоже больше радиоактивных продуктов, чем за сухой день без осадков. Однако в этих зонах дней с осадками обычно мало, поэтому на них приходится меньшая доля годового выпадения, чем во влажных районах.

При выпадении радиоактивных продуктов в отсутствие атмосферных осадков главная роль принадлежит турбулентному перемешиванию воздушных масс, при котором постоянно обновляется нижний, прилегающий к земной поверхности слой воздуха.

Сложное сочетание всех метеорологических факторов и содержания радиоактивных осколков в атмосферном воздухе свидетельствует, что величина выпадения в одном и том же пункте в разные дни может изменяться в тысячи раз.

Скорость очистки тропосферы от радиоактивных загрязнений при усреднении времени имеет экспоненциальный характер с периодом полувыведения 20-40 сут. Практически важен твердо установленный факт быстрой очистки тропосферы от основной части попавших в нее радиоактивных продуктов ядерного взрыва под действием атмосферных осадков.

При ядерном взрыве большой мощности мельчайшие радиоактивные аэрозоли в составе радиоактивного облака попадают в стратосферу. Облако захватывается стратосферными течениями и переносится в направлении вдоль параллели со скоростью около 100 км/ч, при этом оно вытягивается в направлении переноса; скорость перемещения в меридиональном направлении во много раз меньше. Наряду с этим происходит диффузия облака в перпендикулярном переносу направлении. Гравитационное оседание мелких аэрозолей, как и в тропосфере, медленное. Например, на высоте 33-35 км скорость оседания частиц диаметром 10 мкм - 30 м/ч или 250 км/год. Для частиц диаметром менее 0,1 мкм броуновское движение преобладает над седиментацией. На меньшей высоте скорость оседания частиц снижается за счет повышения плотности атмосферы. В результате некоторые частицы теряют способность к падению. На этом уровне создается седиментационное равновесие, частицы оказываются надолго включенными в воздушные массы стратосферы.

В расслоении аэрозолей большую роль играет солнечная радиация. При поглощении солнечного тепла пылинки увлекаются пузырьком теплого воздуха, окружающего нагретую пылинку, причем скорость их подъема тем больше, чем меньше размер пылинки. В ночное время это расслоение усиливается за счет более быстрой седиментации крупных частиц. Под влиянием лучистой энергии концентрация радиоактивных аэрозолей в стратосфере в экваториальных и умеренных широтах максимальна на высоте 20-25 км, хотя первоначальный уровень стабилизации радиоактивных облаков ниже или значительно выше этой высоты. При этом продукты деления обнаруживают в обоих полушариях с большей концентрацией над умеренными и высокими широтами, чем над экваториальной зоной. Концентрация этих продуктов в северном полушарии выше, чем в южном полушарии, т.е. имеется определенная зависимость от расположения зон наиболее интенсивных испытаний.

Радионуклиды удерживаются в стратосфере от нескольких месяцев до нескольких лет. За это время короткоживущие изотопы распадаются, количество долгоживущих элементов практически не меняется (например, ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs). Таким образом, стратосфера - своеобразный резервуар для накопления долгоживущих осколков деления с периодом полувыведения от 7 мес до 1 года.

Выпадению радионуклидов из стратосферы предшествует их переход из стратосферы в тропосферу. В настоящее время существуют гипотезы для объяснения механизмов их перехода на основании оценки глобальных выпадений на территории планеты с учетом сезонных колебаний и других факторов.

Глобальное радиоактивное загрязнение различно на разных широтах и примерно одинаково вдоль каждой широтной полосы, за исключением особо засушливых зон и районов локального загрязнения. Распределение концентраций радиоактивных осколков в тропосфере, в частности в приземном слое воздуха, изменчиво. Однако часто их максимум приходится на широты 25-30° обоих полушарий, причем он в Северном полушарии выше, чем в Южном (рис. 12.2).

Максимум распределения по земной поверхности выпавших долгоживущих изотопов, в частности ⁹⁰Sr, приходится на широты 40-50° (рис. 12.3).

Таким образом, максимум выпадений по сравнению с максимумом загрязнения воздуха смещен. По мнению многих исследователей, причина смещения в том, что субтропический пояс 25-35° широты беден осадками. На этих широтах из-за недостатка осадков меньшее выпадение дают более загрязненные воздушные массы, чем менее загрязненные в поясе 40-50°, где атмосфера обильно очищается осадками. Экваториальная зона, несмотря на обилие осадков, имеет слабо загрязненные воздушные массы, поэтому в этой зоне выпадения невелики.

Динамика глобальных выпадений тоже значительно меняется в зависимости от сезона года. Максимум выпадений в Северном полушарии приходится на II квартал, в Южном - на IV квартал, т.е. в обоих полушариях - на весну и начало лета.

Из всех гипотез причин распределения глобальных выпадений по широтам и их зависимости от сезона года наибольший интерес представляет гипотеза Д.Л. Симоненко, согласно которой во время полярной зимы граница тропосферы в районе полюса опускается. В конце зимы и начале весны граница тропосферы поднимается, нижняя часть стратосферы вместе с присутствующими в ней радиоактивными аэрозолями оказывается в тропосфере (рис. 12.4), и радиоактивные продукты при тропосферном переносе выпадают.

Рис. 12.2. Распределение концентраций продуктов деления ядерных взрывов в воздухе планеты на разных широтах

Рис. 12.3. Распределение выпадений и содержания в почве ⁹⁰Sr на разных широтах

Рис. 12.4. Изменение высоты расположения аэрозолей в зависимости от продолжительности солнечной части суток: незаштрихованные участки - солнечная часть суток, заштрихованные - ночь; r - радиус частиц аэрозоля (r1<r2)

При попадании радиоактивных осколков в стратосферу в высоких широтах в начале весны условия для перехода аэрозолей благоприятны только к следующему году.

Поведение радионуклидов, поступающих в атмосферный воздух через дымовые трубы или трубы-шахты, зависит от их агрегатного состояния, дисперсности аэрозолей, метеорологических условий, рельефа местности, ряда технических параметров: высоты трубы, силы тяги в ней, температуры выбросов. При этом происходят те же процессы самоочищения, которые протекают в атмосфере при попадании в нее радионуклидов при испытании ядерного оружия: разбавление в результате диффузии, горизонтальное размывание в направлении движения ветра и смещение воздушных струй по вертикали, седиментация крупных частиц, выпадение мельчайших аэрозолей за счет прилипания к поверхности наземных предметов, коагуляция с частицами нейтральной пыли. Однако эти процессы происходят в приземных слоях атмосферы, поэтому распространение радионуклидов в составе отходов имеет ограниченный, локальный характер. Только при поступлении в атмосферный воздух массивных загрязнений они могут распространиться от источников загрязнения на десятки, а иногда и сотни километров.

Выбросы, поступающие в атмосферный воздух, поднимаются над срезом трубы в результате направленного вверх перемещения в трубе и всплывания их в более холодном окружающем воздухе. Почти мгновенно начинается перемешивание и увеличение объема факела выброса. Скорость разбавления факела зависит от вертикального температурного градиента, с его возрастанием увеличивается и коэффициент турбулентной диффузии.

В зависимости от типа вертикального распределения температуры формируются разные виды дымовых струй: волнообразные, конусообразные, веерообразные, приподнятые, задымляющие. Волнообразная струя образуется при неустойчивом градиенте температуры, часто наблюдаемом при теплой солнечной погоде, способствующей нагреванию поверхности земли; конусообразная - при неустойчивой ветреной, облачной погоде; веерообразная - при температурной инверсии; приподнятая - часто при заходе солнца в момент температурной инверсии; задымляющая - часто в утренние часы, когда исчезает ночная температурная инверсия.

Последняя форма струи самая неблагоприятная, так как зона соприкосновения факела с поверхностью земли расположена близко от трубы и создается высокая степень загрязнения воздуха в приземном слое. В разбавлении выбросов важна скорость ветра: чем она больше, тем быстрее происходит разбавление факела и уменьшается степень загрязнения приземного слоя воздуха.

Для расчета высоты трубы, предназначенной для удаления радионуклидов и их разбавления в атмосферном воздухе, используют понятие «эффективная высота трубы» - сумма высоты самой трубы и высоты, на которую благодаря тяге в ней поднимаются выбросы. Чем больше эффективная высота трубы, тем дальше от трубы расположена зона прикосновения факела к земле и тем меньше концентрация в приземном слое воздуха веществ, входящих в состав выбросов.

В настоящее время предложены формулы расчета эффективной высоты трубы, удовлетворяющие запросам практики, где учтены не только технические условия (объем выбросов, их температура, удельная активность), но и метеорологические параметры (вертикальный градиент температуры и скорость ветра). В результате самоочищения атмосферы большая часть радионуклидов выпадает на поверхность Земли, тогда как некоторое количество короткоживущих радионуклидов в форме аэрозолей и газов остается в атмосферном воздухе.

12.2. ПЕРЕНОС РАДИОНУКЛИДОВ В ПОЧВЕ И ИХ МИГРАЦИЯ В НАЗЕМНУЮ ФЛОРУ И ФАУНУ

Миграция радионуклидов при попадании их в почву зависит от физико-химических свойств отдельных изотопов и формы химических соединений, в которых они находятся, физико-химических свойств почвы, наличия в ней ионов, близких по химическим свойствам к попадающим в почву радиоизотопам, рН среды, характера движения грунтовых вод.

В состав почвы входят минеральные и органические вещества, вода и воздух, объединенные в сложную физико-химическую систему, которая обеспечивает растению механическую опору и снабжает его питательными веществами.

Вертикальный профиль почвы состоит из слоев (горизонтов), различающихся физико-химическими особенностями. Условно выделяют три типа горизонтов: самый верхний горизонт мощностью 30-60 см (в черноземной зоне и более), где протекает большинство жизненных процессов; второй горизонт - подпочва - простирается на глубине 120-150 см; слой рыхлой и частично выветренной материнской породы почвы залегает на глубине 180-210 см.

Важнейшие физико-химические процессы, происходящие в почве и обеспечивающие ее плодородие, зависят от содержания в ней частиц с высокими ионообменными свойствами. Большая часть питательных веществ в почве содержится не в почвенной воде, а адсорбирована на поверхности почвенных частиц. Например, глинистые частицы в 1 м³ суглинка имеют суммарную поверхность более 1,6х10⁶ м². Способность отдельных видов почвы адсорбировать катионы количественно определяется емкостью поглощения - миллиэквиваленты катионов, необходимых для нейтрализации отрицательного заряда 100 г почвы при рН 7,0. Высокую емкость поглощения имеют глинистые почвы и чернозем, сорбционная способность которого обусловлена наличием в нем гумуса. Поглотительная способность песчаных почв гораздо меньше. Важная особенность поглощения радионуклидов почвами: попадая в почву в ультрамалом количестве, радиоактивные элементы не конкурируют между собой за место на сорбирующей поверхности, поэтому почвы по отношению к ним остаются малонасыщенными. Некоторые нуклиды, например стронций и цезий, переходят из обменной формы в необменную форму благодаря их включению в кристаллическую решетку минералов, солей фосфатов, сульфатов и других малорастворимых соединений почвы.

Осколочные продукты при попадании на поверхность почвы прочно фиксируются в ее верхнем слое. Проникновение их вглубь обычно пропорционально количеству дождевых осадков. Этот процесс протекает медленно даже в местах, где количество осадков значительно; проходит несколько лет, прежде чем радионуклиды накопятся в нижележащих слоях в заметном количестве. Так, из выпавшего после испытания ядерного оружия количества ⁹⁰Sr в верхнем слое почвы толщиной 5 см удерживается 80%, и лишь малая его доля проникает глубже 15 см. Это в полной мере относится и к ¹³⁷Cs. При вспахивании почвы радиоактивные продукты распределяются равномерно по всему слою обработанной почвы.

Важную роль в перераспределении изотопов, попавших на поверхность земли, играют топографические и климатические условия. С крутых склонов радионуклиды вместе с частицами почвы сносятся потоками атмосферных осадков, скапливаясь в пониженных участках рельефа и попадая в воду. В миграции изотопов играет роль ветровая эрозия почвы.

Радионуклиды при загрязнении почвы поступают в наземную растительность - первый путь. В целом за счет механического распределения, в том числе и переноса в растительность, почва теряет в год 2,5% ⁹⁰Sr и 0,7% ¹³⁷Сs.

Радиоактивные изотопы, попавшие в почву, переходят в корневую систему так же, как и стабильные изотопы тех же элементов. Если химические свойства стабильных и радиоактивных элементов одинаковы, они поступают в растение в исходной пропорции. Так, при выращивании растений на простых неорганических растворах, содержащих кальций и стронций, соотношение этих элементов сохраняется и в растениях. Степень усвоения стронция растениями из почвы зависит от его химической формы, физиологических потребностей растений и физико-химических свойств. Чем прочнее радиоизотоп фиксирован в почве, тем меньшее его количество попадает в растение. Например, овес, выращенный на песке, накапливает ⁹⁰Sr в несколько раз больше, чем овес, выращенный на тяжелом суглинке. При этом из глинистого песка поступает 8-10%, из тяжелого суглинка - 1% ⁹⁰Sr, попавшего в почву. Относительное накопление растениями различных элементов из почв: Sr > I > Ва > (Cs, Ru) > Се > (Y, Pm, Zr, Nb) > Pu.

Попадая из почвы в растение, радиоактивные элементы в зависимости от свойств проникают в наземные их части или задерживаются в корневой системе. Такие радионуклиды, как ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs, легко проникают через корневую систему во все части растения; церий, рутений, цирконий, иттрий, плутоний, накапливаются в основном в корневой системе.

При переходе ряда радионуклидов из почвы в растения установлено, что радиоактивные изотопы, близкие по химическим свойствам к стабильным элементам (⁹⁰Sr к ⁴⁰Са), усваиваются растениями в меньшей степени. Величина, показывающая, насколько изменится содержание ⁹⁰Sr по отношению к кальцию при переходе его из почвы в растение, - коэффициент дискриминации:

Эффект дискриминации - более прочная фиксация в почве стронция, чем кальция. Не исключено и некоторое избирательное (селективное) отношение растений к этим элементам. Коэффициент дискриминации меняется в зависимости от насыщенности почвы стабильным кальцием, вида растений и от периода их развития. Для большинства растений этот коэффициент по ⁹⁰Sr - 0,8-1,0. Интенсивность накопления радионуклидов растениями можно уменьшить внесением в почву, содержащую небольшое количество стабильных аналогов, минеральных удобрений. Так, интенсивность накопления ⁹⁰Sr в растениях уменьшается при обогащении почвы кальцием.

Наконец, при увеличении удельной активности почвы накопление радиоизотопов в растениях несколько уменьшается.

Второй путь возможного поступления радионуклидов в растения - поглощение их поверхностью надземных частей. При нанесении на листья радиоизотопы проникают во внутреннюю структуру в месте соприкосновения, затем перемещаются и в другие части растения. Рутений и церий задерживаются вблизи места первичного нанесения. Стронций и йод передвигаются по тканям растения быстро: через 90 ч их находят во всех частях растений. Особенно высока подвижность ¹³⁷Cs.

Вследствие выпадения на земную поверхность радиоактивных осколков загрязнению подвергается вся наземная растительность. Накопление в ней радиоактивных осколков обусловлено, с одной стороны, плотностью выпадений, с другой - условиями произрастания. Так, больше радионуклидов накапливают многолетние луговые травы, чем однолетние сельскохозяйственные культуры.

Определенную роль в накоплении осколочных продуктов играют площадь поверхности растений и его строение. Так, форма соцветий пшеницы способствует максимальному удержанию выпадающих мельчайших аэрозолей.

В лесной зоне больше задерживают радионуклиды хвойные породы деревьев, что связано с медленной сменой хвои. Лиственные деревья в средней полосе ежегодно сбрасывают свой покров, поэтому степень накопления у них меньшая. Следует подчеркнуть, что для населения наибольшую опасность представляет лиственный покров под деревьями.

В результате загрязнения луговых трав радиоактивными продуктами они поступают в организм животных алиментарным путем. При попадании в ЖКТ сельскохозяйственных животных загрязненной растительной пищи эффективно резорбируются цезий, йод, фосфор, стронций. Церий, иттрий, прометий и другие элементы попадают в кровоток в незначительном количестве. Попавшие в кровоток радиоактивные изотопы распределяются в органах и тканях: стронций, иттрий, радий концентрируются в скелете, цезий - в мышцах, йод - в щитовидной железе, рутений - в почках. Из организма животного они выводятся с характерным для каждого изотопа периодом полувыведения.

При всасывании в ЖКТ стронция и кальция у животных наблюдают дискриминацию радиоактивного стронция. Согласно материалам НКДАР ООН, этот коэффициент в среднем равен 0,23. Радиоактивные элементы выводятся из организма животных с калом и мочой; установлено наличие их в молоке (например, ¹³¹I). При выведении ⁹⁰Sr с молоком отмечена дискриминация его по отношению к кальцию. Коэффициент дискриминации в звене растительная пища животных - молоко - 0,12-0,24. Эти коэффициенты дискриминации существенно меняются в зависимости от характера питания животных, их физиологического состояния, поэтому эти величины ориентировочные.

12.3. ПЕРЕНОС РАДИОНУКЛИДОВ В ОТКРЫТЫХ ВОДОЕМАХ

При попадании в воду открытых водоемов происходит разбавление радионуклидов, поглощение их дном и тканями гидробионтов. Эффективность разбавления в реках и замкнутых водоемах неодинакова. Его степень и скорость в реках зависят от гидрологических причин: соотношение объема загрязнений и расхода воды в реке, скорость течения, турбулентность водного потока, глубина, форма русла, рельеф дна. В горных реках максимальное разбавление радионуклидов происходит на малом расстоянии в течение нескольких минут. На реках равнин с выраженной струйностью течения протяженность участка, на котором заканчивается разбавление, достигает десятков километров. Интенсивность разбавления в замкнутых водоемах (пруды, озера, водохранилища) значительно меньше за счет уменьшения влияния течений, волнового режима и диффузии.

В морях и океанах скорость разбавления радиоактивных продуктов зависит от скорости перемещения (течения) водных масс и процессов их перемещения.

Одновременно с разбавлением радиоактивных изотопов в воде открытых водоемов происходит и их интенсивная сорбция грунтом дна и донными отложениями. В результате дно становится своеобразным депо долгоживущих элементов. Степень накопления радиоактивных продуктов на дне зависит от структуры грунта. При увеличении ионообменной емкости грунта накопление изотопов увеличивается. Так, при внесении в воду экспериментального пруда ⁹⁰Sr и активности воды 740 Бк/л коэффициент накопления (отношение удельной активности пробы к удельной активности воды) для песка равен 20, для суглинка - 110. Существенную роль в накоплении дном радионуклидов играют их химические свойства. Слабо фиксируется грунтом дна 35S, интенсивней - ³²Р, ¹³⁷Cs. На количество радиоактивных продуктов в грунте влияет удельная активность воды: она увеличивается с ее увеличением, хотя коэффициент накопления при этом уменьшается. Если дно состоит из плотных глинистых пород, распространение продуктов деления урана в глубину достигает лишь 15 см, на большей глубине активность значительно уменьшается. Проникновение в глубину рыхлого дна, состоящего, например, из торфа, достигает 1,5 м и более. Подобная картина характерна и для песчаных грунтов.

При постоянстве концентраций радиоактивных изотопов в воде наступает устойчивое динамическое равновесие с содержанием их в донном грунте. При уменьшении активности воды десорбция радионуклидов и их поступление в воду замедляется. Таким образом, в этом случае дно - источник вторичного загрязнения воды.

Наряду с разбавлением радионуклидов в воде и сорбцией дном они накапливаются в гидробионтах в результате адсорбции и диффузии.

Механизм накопления радионуклидов микрофлорой зависит от их химических свойств. Так, кальций для бактерий не является биогенным элементом, поэтому накопление радиоактивного стронция бактериями происходит за счет физико-химической адсорбции атомов этого элемента на поверхности бактериальных клеток. В противоположность стронцию, биогенный элемент ³²Р ассимилируется бактериями в значительном количестве. Результаты экспериментальных исследований свидетельствуют: при внесении в микробную взвесь радионуклидов уже через несколько минут удельная активность бактериальных тел становится во много раз выше, чем таковая водной среды. При этом с увеличением концентрации микробных клеток процент извлеченных радиоактивных продуктов не возрастает. Таким образом, коэффициент накопления увеличивается при уменьшении числа микроорганизмов в водной среде. Кроме того, обнаружено уменьшение коэффициента накопления с ростом удельной активности воды. В зависимости от химических свойств радиоизотопов, вида микроорганизмов, удельной активности воды, ее рН и других условий коэффициент накопления для бактериальных клеток варьирует в широких пределах - от 100 до 4-6 млн и более.

Большая удельная поверхность тела планктона, губок и некоторых других гидробионтов создает благоприятные условия для адсорбции ими значительного количества радиоактивных изотопов. Скорость накопления планктоном радионуклидов значительна. Так, дафния накапливает 50-60% (предельное количество) радиоактивного стронция в течение 5 мин. В последующем накоплении принимают участие и обменные процессы. Время, необходимое для максимального накопления радиоактивных продуктов зоопланктоном, - несколько часов.

У водных растений накопление более медленное, так как главный путь поступления в них радиоактивных продуктов обусловлен процессами обмена. Предельное накопление в водорослях происходит в течение 7-30 сут.

У рыб основной путь поступления радионуклидов в организм алиментарный, поэтому большое значение имеет уровень загрязнения низших организмов, являющихся кормом для рыб. Радиоактивные изотопы проникают в организм рыбы и через жабры. Значимость этого пути возрастает с повышением удельной активности. Время предельного накопления изотопов (при постоянстве концентрации) в теле рыб колеблется в пределах 10-120 сут.

Накопление радионуклидов тканями гидробионтов зависит от вида гидробионта, физико-химических свойств радиоизотопов, удельной активности воды, ее солевого состава, температуры и прочих условий. Водные организмы более интенсивно накапливают радиоизотопы биогенных элементов (фосфор, углерод) и элементы, родственные им по химическим свойствам. Как и для бактерий, коэффициент накопления для гидробионтов уменьшается с возрастанием удельной активности воды. Коэффициент накопления у пресноводных организмов значительно выше, чем у обитателей морей и океанов; накопление продуктов активации у морских гидробионтов выше, чем у пресноводных. Так, рыба, обитающая в пресной воде, накапливает в 10 раз больше радиоактивного стронция, чем морская рыба. Накопление радиоизотопов происходит более интенсивно молодью рыбы, чем взрослыми особями, за счет более высокого уровня обмена веществ. Оптимальный уровень температуры воды для ее обитателей обычно соответствует максимальному накоплению радиоактивных продуктов.

В зависимости от этих условий коэффициент накопления радионуклидов для планктона составляет 250-7500 и более, для водорослей - 100-28 000, для рыбы - 4-130.

При снижении удельной активности воды накопленные радиоактивные элементы из организма гидробионтов выводятся, причем интенсивность выведения тем выше, чем выше концентрация радионуклидов в тканях. В среднем в течение 10 сут пребывания в чистой воде планктон и водоросли теряют 95-97% общего количества накопленных продуктов. Выведение радионуклидов из тканей и органов рыб происходит с разной скоростью. Так, даже через 3 мес пребывания рыбы в чистой воде в ее мышцах обнаруживают 10% ⁹⁰Sr, в костях - 50% первоначального уровня.

При попадании радионуклидов в водоем наблюдают их миграцию на прибрежную территорию в результате действия метеорологических, гидрологических и биологических факторов. Важное место в миграции радиоизотопов занимает человек. Роль метеорологического фактора заключается в переносе радиоактивных аэрозолей в пределах зоны загрязнения водного бассейна. Загрязнение прилегающей территории возможно при разливах в период паводка, при этом почва активно адсорбирует радиоактивные продукты из воды. В миграции радиоактивных элементов из водоема принимают участие прибрежные растения (ольха, ива), насекомые, личиночная стадия которых протекает в водоеме, земноводные и водоплавающие птицы. Основную роль в рассеивании радиоизотопов из водоемов играет хозяйственная деятельность человека.

12.4. ПЕРЕНОС РАДИОНУКЛИДОВ В ПОДЗЕМНЫХ ВОДАХ

Основные факторы, определяющие поведение радиоактивных изотопов в подземных водах, - пути их поступления и физико-химические свойства, местные гидрогеологические условия: геологическое строение участка и окружающего района, условия питания, движения и дренирования подземных вод, их химический состав и гидродинамическая обстановка в водоносном горизонте. Сложная совокупность и переплетение этих факторов обусловливают многообразие поведения и миграции радионуклидов, которое возможно в реальной обстановке.

По условиям формирования и поведения подземные воды разделяют на два основных типа: ненапорные (грунтовые) и напорные (артезианские).

Основная особенность грунтовых вод - они имеют непосредственное питание от атмосферных осадков и поверхностных вод. Грунтовые воды по условиям возможного питания подразделяют на воды, связанные с участками, удаленными от открытых водоемов, и на воды, находящиеся на участках, расположенных вблизи рек и других водоемов.

Напорные (артезианские) воды не питаются непосредственно атмосферными осадками, пополняются из других водоносных горизонтов за счет медленной нисходящей или восходящей фильтрации подземных вод через толщу относительно водоупорных пород или за счет атмосферных осадков, но из отдаленных областей питания. В областях питания артезианских вод, привязанных к возвышенным формам рельефа, наряду с перемещением вод по водоносному пласту существует и нисходящая фильтрация их из одного водоносного горизонта в другой. В районах дренирования (пониженные участки долин основных рек, озерные впадины, морские побережья и др.) артезианские воды имеют восходящее движение из одного водоносного горизонта в другой.

В рыхлых осадочных породах (галечники, пески, глины) вода движется по порам, образованным между отдельными зернами и частицами этих пород. В пределах водоносного горизонта поры часто распределены равномерно, поэтому движение воды тоже равномерное. Обычно в песках скорость перемещения подземных вод составляет от десятков сантиметров до 1-2 м в сут, в глинистых породах - несколько миллиметров.

В трещиноватых скальных породах (известняки, песчаники, кварциты, граниты) вода движется по отдельным трещинам, которые распределены в породах неравномерно, в связи с этим встречаются зоны повышенной трещиноватости, где проходят мощные потоки подземных вод. Скорость перемещения воды в этих породах достигает нескольких километров в сутки.

На скорость движения подземных вод влияет не только состав горных пород, но и интенсивность водообмена, которую характеризует время, в течение которого вода водоносного горизонта полностью замещается новой, поступающей за счет атмосферных осадков, поверхностных вод. Полный водообмен водоносных горизонтов обычно происходит в течение сотен, тысяч лет и более, причем для более поверхностно залегающих горизонтов сроки полного водообмена меньше. На интенсивность водообмена влияют и проницаемость горных пород, рельеф местности. В горных районах, рельеф которых расчленен глубокими долинами, водообмен интенсивнее, чем в равнинных районах со слаборазвитой сетью оврагов. Наконец, питание подземных вод и водообмен водоносных горизонтов менее выражены в засушливых областях, чем в зонах с влажным климатом. Таким образом, на миграцию радионуклидов в подземных водах в зависимости от гидрогеологических условий влияет соотношение скорости движения подземных вод к интенсивности их разбавления.

Подземные воды при их движении взаимодействуют с горными породами. Это взаимодействие сводится к процессам выщелачивания и растворения пород и, наоборот, к процессам сорбции породами ряда веществ, содержащихся в воде. Сорбция породами химических веществ определяется ионообменными процессами и поглотительной способностью пород: вещества воды дают нерастворимые соединения при взаимодействии с элементами горных пород. Радиоактивные изотопы, подобно макрокомпонентам природной воды, поглощаются горными породами. Однако этому процессу свойственны и особенности, определяющиеся малой концентрацией радиоактивных продуктов, за исключением природного урана, который содержится в подземных водах в макроколичествах. Сорбционная способность горных пород составляет в среднем десятки миллиграмм-эквивалентов на 100 г природного сорбента, поэтому поглотительная емкость горных пород всегда намного больше возможного содержания в воде радионуклидов. Степень их поглощения породами зависит от химических свойств сорбируемых изотопов. Так, трехвалентный плутоний поглощается породой наиболее интенсивно, четырехвалентный плутоний - менее интенсивно, двухвалентный - плохо. Четырехвалентный уран (в восстановительной среде) плохо растворим и практически не мигрирует в подземных водах, шестивалентный более подвижен.

В работах отечественных исследователей отмечено, что с увеличением солевого состава раствора уменьшается поглощение сорбентами радионуклидов. Так, с повышением концентрации ионов натрия и калия уменьшается сорбция изотопов цезия и стронция.

Степень поглощения радиоактивных продуктов зависит от типа горных пород: от их минерального, химического, механического состава, от структуры и сложения породы. Коэффициент распределения - отношение концентрации радиоактивного элемента в горной породе к равновесной концентрации этого элемента в растворе, находящемся в соприкосновении с этим природным сорбентом. Коэффициенты распределения радиоизотопов между природными сорбентами и водой гидрокарбонатно-кальциевого состава приведены в табл. 12.1.

С увеличением в породе количества мелких глинистых частиц и ионообменной емкости сорбентов возрастает сорбционная способность породы.

В миграции радионуклидов в подземных водах важна не только сорбция отдельных элементов, но и десорбция, которая происходит при значительном уменьшении удельной активности воды. Степень десорбции изотопов зависит от механизмов поглощения отдельных радиоэлементов горными породами. Легче всего десорбируются изотопы тех элементов, которые сорбируются породой по ионообменному механизму поглощения.

Таблица 12.1. Распределение некоторых радиоизотопов между природными сорбентами и водой (А.С. Белицкий, Е.И. Орлова)
Почва	Место взятия пробы	Глубина взятия образца, м	Катионо-обменная емкость породы, ГБк/100 г	Коэффициент распределения
Почва	Место взятия пробы	Глубина взятия образца, м	Катионо-обменная емкость породы, ГБк/100 г	⁹⁰Sr	¹³⁷Cs	¹⁰⁶Ru	¹⁴⁴Ce
Супесь пролювиальная	Камчатка	0,5-0,6	0,16	45±3,7	443±116		3975±982
Глина пролювиальная	Камчатка	110-120	0,37	409±49	1470±250	29,8±2,6	10 323±1779
Песок средне-зернистый аллювиальный	Московская область	2,0-3,0	0,06	8,4±0,6	760	460±22	470

На основании экспериментальных исследований в натурных условиях и данных ионообменной хроматографии, используемой для прогнозирования миграции радиоактивных продуктов в подземных водах, разработаны методы оценки этого процесса при проникновении радионуклидов в грунтовые воды с поверхности земли, перемещении вод в водоносных горизонтах, фильтрации вод, содержащих радиоактивные изотопы, через водоупорные пласты, дающие удовлетворительные результаты. Результаты расчетов показали, например, что через 40 лет после загрязнения земли ⁹⁰Sr на глубине 1 м его относительное содержание в воде, проникающей через делювиальные глины, составит 4х10^-3, через 100 лет на глубине глины 1 м и 2-3 м относительное содержание его будет соответственно 8х10^-4 и 2х10^-5 исходного. Таким образом, покровные глинистые породы интенсивно задерживают ⁹⁰Sr в инфильтрирующихся водах.

При массивном загрязнении поверхности земли на большой территории в районах с грунтом большой фильтрационной способности (супесь, легкий суглинок) не исключено попадание стронция в неглубоко залегающие грунтовые воды через десятки лет. Даже при облегченной фильтрации вод через глинистые породы скорость движения воды, содержащей радиоактивные изотопы, достигает всего 0,65 м в течение 10 лет и 1,3 м в течение 100 лет. В связи с этим основная роль в их миграции в подземных водах принадлежит горизонтальному распространению по водоносному горизонту. При постоянном поступлении в водоносные горизонты через поглощающую скважину ⁹⁰Sr в зависимости от структуры осадочной породы и расхода поступающих растворов радиус распространения зоны с относительным содержанием этого изотопа 50% исходного через 100 лет может быть в пределах 50-550 м и более. В трещиноватых породах этот радиус достигает десятков километров.

Таким образом, миграция искусственных радионуклидов в подземных водах по сравнению с водами открытых водоемов часто значительно ограничена.

Контрольные вопросы

Каково поведение радиоактивных аэрозолей в атмосферном воздухе при ядерном взрыве?
Какова скорость очистки тропосферы от радиоактивных аэрозолей?
Какова скорость очистки стратосферы от долгоживущих осколков деления?
По каким широтам отмечен максимум глобальных выпадений долгоживущих радионуклидов?
Какие факторы определяют поведение радионуклидов, поступающих в атмосферный воздух через дымовые трубы?
Каков физический смысл коэффициента дискриминации при поступлении радионуклидов из почвы в растения?
Каковы пути возможного поступления радионуклидов в растения?
Назовите основной путь поступления радиоизотопов в рыбу.
Каковы поведение и пути миграции радионуклидов в поверхностных водах?
Каковы особенности поведения радионуклидов в подземных водах?

Глава 13. РАДИАЦИОННЫЕ АВАРИИ

13.1. АВАРИИ, НЕ СВЯЗАННЫЕ С ЭКСПЛУАТАЦИЕЙ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ

Интенсивное развитие атомной энергетики и широкое использование источников ионизирующего излучения в промышленности и медицине иногда приводят к аварии.

Радиационная авария - потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, стихийным бедствием или иными причинами, которые приводят к незапланированному облучению людей или радиоактивному загрязнению окружающей среды.

Наиболее типичные причины аварий:

сознательное использование или хранение источников ионизирующего излучения с нарушением требований, предусмотренных санитарным законодательством, или правил техники безопасности, создающее прямую угрозу облучения населения или персонала и загрязнения окружающей среды;
потеря, хищение источника ионизирующего излучения или радиационной установки и приборов;
криминальные цели;
оставление источников ионизирующего излучения в скважинах;
отказ радиационной техники, эксплуатируемой в промышленности, медицине, научно-исследовательских институтах;
избыточное облучение пациентов при медицинском использовании источников ионизирующего излучения.

НКДАР ООН дал обзор серьезных аварий и происшествий, которые произошли после 1982 г. В качестве примера - некоторые из них:

г. Сьюдад-Хуарес, Мексика: источник, содержащий ⁶⁰Со, попал в партию металлолома; произошло загрязнение грузового автомобиля, обочин дорог и произведенной из этого металла продукции; облучению подверглись 300500 человек, причем 10 из них в дозе 1-3 Гр; смертельных исходов не было;
г. Мохаммедия, Марокко: источник ¹⁹²Ir, который использовали для радиографической проверки сварочных швов на строительной площадке, выпал из крепления экранированного контейнера и упал на землю; его подобрал прохожий и отнес домой; вся семья из 8 человек погибла от чрезмерно высоких доз облучения в пределах 8-25 Гр.

НКДАР ООН отмечает, что аварии, не связанные с эксплуатацией АЭС, как правило, приводят к переоблучению одного или нескольких работников.

Анализ материалов, отражающих частоту радиационных аварий при эксплуатации источников ионизирующего излучения в разных отраслях, выявил, что больше всего аварий происходит при эксплуатации радиоизотопных приборов (48%), дефектоскопических установок (21,7%), в медицине (9,8%), в научно-исследовательских учреждениях и других сферах (20,5%); выявлены причины аварий и средняя их частота.

Основная причина аварий - нарушение требований санитарных правил и норм. Наибольшее число аварий, связанных с отказом систем перемещения источника излучения, происходит в первые годы эксплуатации новых образцов. В дальнейшем, примерно через 2-3 года, число таких аварий сокращается, что обусловлено доработкой конструкций этих изделий.

Анализ материалов показывает, что частота аварий наибольшая при эксплуатации дефектоскопических установок и γ-терапевтических аппаратов.

Сведения о последствиях радиационных аварий по данным ФГБУ ГНЦ ФМБЦ им. А.И. Бурназяна ФМБА России представлены в табл. 13.1.

Медицинские последствия радиационных аварий

Аварии с рентгеновскими установками и ускорителями

За период 1962-2002 гг. зарегистрирована 31 аварийная ситуация, из которых 8 произошли в медицинских учреждениях, остальные - в научных институтах и вузах. Последствия для пострадавших - только МЛП разной степени тяжести без фатальных исходов. Однако некоторые из них привели к стойкой инвалидизации и требовали длительного, 10-30 лет, лечения.

На ускорителях заряженных частиц за период 1957-2005 гг. в 13 случаях облучению подверглись 14 человек; на ускорителях электронов произошли 10 случаев и на ускорителях протонов - 3. Аварии на ускорителях имели более серьезные медицинские последствия, чем на рентгеновских установках.

Аварии на мощных γ-установках и с другими радионуклидными источниками

Три группы аварийных ситуаций.

Первая группа - аварийные ситуации при эксплуатации мощных γ-установок (химическая промышленность, НИИ). Всего зарегистрировано 17 аварийных ситуаций, и во всех случаях возникло общее облучение тела пострадавших с развитием острой лучевой болезни (ОЛБ); ОЛБ, отягощенная тяжелыми МЛП, - у 3 пострадавших. Во всех аварийных ситуациях причина - грубые нарушения пострадавшими техники безопасности.
Вторая группа - аварийные ситуации при использовании радионуклидных источников ⁹⁰Со, ¹³⁷Cs, ¹⁹²Ir преимущественно при дефектоскопии. Всего пострадали 62 человека, у всех наблюдали только МЛП.
Третья группа - аварийные ситуации, связанные с потерей источников (42 случая).
Во всех этих ситуациях возникло крайне неравномерное облучение, с развитием ОЛБ с МЛП (31 случай) или только МЛП (58 случаев). В этой группе 14 человек погибли в результате облучения. Аварии с потерянными источниками особенно опасны тем, что пострадавшими в них оказываются почти исключительно люди из населения, включая детей; их медицинские последствия более тяжелые в сравнении с авариями при дефектоскопии, где пострадавшие - всегда персонал. Одна из причин тяжести последствий с потерянными источниками - поздняя госпитализация из-за незнания и (или) непонимания причины проявлений начинающейся болезни.

Таблица 13.1. Основные типы радиационных аварий на территории бывшего СССР и последствия острого облучения людей (по материалам регистра ФГБУ ГНЦ ФМБЦ им. А.И. Бурназяна ФМБА России на 01.01.2012) и число пострадавших с острой лучевой болезнью и местными лучевыми поражениями
Классификация аварий	Число инцидентов	Число пострадавших с клинически значимыми последствиями (ОЛБ + МЛП)
		ОЛБ (по степеням тяжести)*				ОЛБ + МЛП	МЛП без ОЛБ	Умершие
		I-IV	II-IV	III-IV	IV	ОЛБ + МЛП	МЛП без ОЛБ	Умершие
1. Инциденты с радиоизотопными установками и источниками излучений (всего)	94	51	27	11	6	34	120	16
в т.ч.: ⁶⁰Со	17	15	9	6	3	9	13	3
¹³⁷Cs	19	13	7	1	-	12	45	9
¹⁹²Ir	39	11	3	-	-	9	45	1
другие источники	19	12	8	4	3	3	17	3
2. Рентгеновские установки и ускорители (всего)	43						52
в т.ч. рентгеновские установки	30	-	-	-	-	-	38	-
ускорители электронов	10	-	-	-	-	-	11	-
ускорители протонов	3	-	-	-	-	-	3	-
3. Реакторные аварии и потеря контроля критичности делящегося материала (всего, без Чернобыльской аварии 1986 г.)	33	73	39	25	13	31	9	13
в т.ч. потеря контроля критичности	16	42	30	20	10	26	-	10
реакторные инциденты (другие причины)	17	31	9	5	3	5	9	3
4. Случаи МЛП на предприятиях ПО «Маяк» (1949-1956)	168**	-	-	-	-	-	168	-
5. Аварии на АЛЛ и нештатные ситуации при ядерных испытаниях	5	93	37	19	12	74	48	12
6. Другие инциденты	12	7	3	2	2	3	10	2
Всего, без Чернобыльской аварии 1986 г.	355**	224	106	57	33	142	407	43
7. Чернобыльская авария 1986 г.	1	134	93	43	21	54	-	28
Итого (1949-2010)	356**	356	199	10	54	196	407	71

Примечания:

* степени тяжести ОЛБ: I - легкая, II - средняя, III - тяжелая, IV - крайне тяжелая (II-IV - средняя степень и выше);

** каждый случай МЛП на предприятиях ПО «Маяк» 1949-1956 гг. рассмотрен как отдельный инцидент.

Всего в 94 зарегистрированных аварийных случаях с радиоизотопными источниками пострадал 171 человек: ОЛБ диагностирована у 51 из них, ОЛБ с МЛП - у 34, только МЛП - у 120. В остром периоде ОЛБ умерли 17 человек. Структура аварийных случаев по типу наиболее распространенных источников: источники ⁶⁰Со - 17 случаев, источники ¹³⁷Cs - 19, источники ¹⁹²Ir - 39 случаев.

Случай в Краматорске (1982) значительно отличается от большинства аварийных ситуаций, так как связан с попаданием мощного источника ¹³⁷Cs в конструкционный блок жилого дома, в результате чего происходило длительное облучение жильцов. Суммарные дозы, накопленные за длительный период, оказались значительными. В одной семье погибли два человека; при этом причина смерти - опухолевые заболевания, т.е. отсроченные эффекты, которые в этом случае практически однозначно связаны с предшествующим облучением.

Аварийные ситуации с другими источниками излучения зафиксированы в 19 случаях, в которых пострадали 29 человек; ОЛБ диагностирована у 12 из них. Трое пострадавших умерли в остром периоде.

Аварии на ядерных реакторах - потеря контроля критичности возникновения самопроизвольной цепной реакции.

В г. Челябинск-40 (ныне г. Озерск) в 1953-1958 гг. произошли 3 аварийных случая, в которых пострадали 12 человек, у всех диагностирована ОЛБ; ОЛБ, отягощенная МЛП, - у 6 из них; умерли в остром периоде заболевания 5 человек.

В Обнинске (1954, 1962, 1977) произошли 3 случая, пострадали 4 человека (ОЛБ), умерших нет.

В г. Томск-7 (ныне г. Северск) в 1961 и 1978 гг. произошли 2 случая; пострадали 4 человека (ОЛБ), умерших нет.

В Институте атомной энергии (Москва, 1953, 1961 и две - 1971) - 4 аварии; ОЛБ - у 15 человек, ОЛБ с отягощением МЛП - у 9 человек. Погибли в период разгара лучевой болезни 2 человека (1971).

В период 1949-1956 гг. в г. Челябинск-40 на предприятиях ПО «Маяк» возникли аварийные ситуации с последствиями облучения в виде МЛП. Ревизия архивных данных, проведенная А.К. Гуськовой, установила, что клинически значимые радиационные поражения наблюдали у 168 человек.

К группе реакторных аварийных случаев отнесены работы с ТВЭЛами: 1963 г. (Челябинск-40), 1969 г. (Обнинск), 1969 г. (Нововоронежская АЭС), 1978 г. (Институт атомной энергии, Москва) и 1979 г. (Свердловск). При этом в общей сложности пострадали 7 человек (ОЛБ - у 4 из них), погибших нет.

Абсолютное большинство ядерных аварий на предприятиях атомной промышленности произошли до середины 70-х годов прошлого столетия. В последующие годы зарегистрированы только 2 подобных инцидента (1993, 1997). В настоящее время ядерных аварий не зарегистрировано.

Радиационные аварии на атомных подводных лодках

При аварии на АПЛ К-314 в бухте Чажма при перезарядке ядерного реактора возникла самопроизвольная цепная реакция с выбросом радиоактивных веществ, погибли 10 человек. Две аварии на АПЛ (1961, 1968) связаны с потерей контроля критичности, 12 человек погибли.

В аварии 1961 г. на АПЛ Северного флота К-19 с баллистическими ракетами на борту в результате разгерметизации первого контура возникла необходимость работ в необитаемом реакторном отсеке. В результате повышенному облучению подверглись 54 человека, из них ОЛБ средней, тяжелой и крайне тяжелой степени с отягощением МЛП диагностирована у 30 человек, погибли 8 из них; остальные пострадавшие с МЛП остались живы.

27 августа 1968 г. на АПЛ К-140, находившейся на ремонте в г. Северодвинске, из-за самопроизвольного поднятия компенсирующей решетки ядерного реактора произошел несанкционированный выход реактора на полную мощность. Пострадали 68 человек: ОЛБ с отягощением МЛП диагностирована у 44 военнослужащих, погибли 4 из них.

Другие инциденты. В эту группу из 12 случаев вошли случаи суицида, связанные с источниками излучения: ОЛБ диагностирована у 7 из них, ОЛБ с отягощением МЛП - у 3 из них, погибли в остром периоде 2 человека.

13.2. ОРГАНИЗАЦИОННЫЕ ВОПРОСЫ РАССЛЕДОВАНИЯ И ЛИКВИДАЦИИ РАДИАЦИОННЫХ АВАРИЙ

Основные правила служебного расследования и ликвидации аварий изложены в инструктивно-методических указаниях СП 2.6.1.0050-11. Этот документ предназначен для учреждений и организаций, хранящих, транспортирующих и использующих в работе разные виды источников ионизирующего излучения. Этим документом должны руководствоваться и службы радиационной безопасности и другие организации, осуществляющие надзор за работой этих учреждений. Согласно указаниям, обо всех случаях радиационной аварии администрация учреждения обязана немедленно известить:

вышестоящую организацию;
территориальные органы федеральной службы, уполномоченные проводить государственный санитарно-эпидемиологический надзор;
региональные органы МВД России;
региональные органы Ростехнадзора;
региональные структуры МЧС России;
региональные органы Минприроды России;
региональные органы Минздрава России;
региональные органы исполнительной власти, поскольку они обладают всеми полномочиями привлечения к расследованию и ликвидации аварии необходимых организаций и выделения дополнительных сил и средств;
прочие органы и структуры по необходимости.

Радиационная авария, не связанная с атомной пормышленностью, ликвидируется силами и средствами самого учреждения, где она возникла, администрация несет ответственность за ее последствия.

Служебное расследование и ликвидацию последствий аварии проводят под контролем региональных органов федеральной службы, уполномоченных осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, и органов внутренних дел, Ростехнадзора, МЧС России, специалисты которых оказывают учреждению методическую, а при необходимости и практическую помощь. С этими организациями администрация учреждения должна согласовывать план мероприятий для расследования радиационной аварии и ее ликвидации.

Служебное расследование и работы ликвидации аварии прекращают только по согласованию с перечисленными организациями и оформляют документально. Это требование направлено на недопустимость поверхностного расследования аварии, преждевременного прекращения требуемого объема работ и некачественного завершения мероприятий.

Люди, виновные в возникновении радиационной аварии, в зависимости от тяжести ее последствий, привлекаются к различным мерам административного наказания, в отдельных случаях и к уголовной или иной ответственности в соответствии с действующим законодательством.

Для оперативного рассмотрения вопросов, связанных с проведением расследования и принятием первоочередных мер ликвидации последствий аварии, необходимо в относительно короткие сроки получить требуемую информацию. В связи с этим специалистам федеральной службы, уполномоченной проводить государственный санитарно-эпидемиологический надзор, органов внутренних дел, МЧС России, Ростехнадзора, прибывшим для расследования аварии, представляют документы:

физико-техническая характеристика радиационной техники или используемого радионуклида, источника ионизирующего излучения;
мощность дозы или дозы облучения пострадавших;
режим работы радиационной техники;
продолжительность пребывания пострадавших, подвергшихся облучению, в зоне действия излучения и расположение пострадавших по отношению к источнику;
разрешение на право проведения работ с источниками ионизирующего излучения, выданное в установленном порядке органами санитарного надзора;
акты не только санитарного обследования объекта, но и Ростехнадзора за последние 2 года;
приходно-расходный журнал источников ионизирующего излучения;
приказы администрации учреждения о допуске персонала к работе с источниками ионизирующего излучения;
должностные инструкции персонала, допущенного к работе с источниками ионизирующего излучения;
журнал регистрации прохождения инструктажа по технике безопасности и радиационной безопасности персоналом;
инструкция предупреждения аварий и их ликвидации.

Радиационные аварии, не связанные с АЭС, по их последствиям делят на пять групп:

I - аварии, которые не приводят к облучению персонала и населения выше ПД или загрязнению производственной и окружающей среды, не создают реальной опасности переоблучения или загрязнения и требуют расследования причин их возникновения;
II - аварии, в результате которых персонал и население получили дозу внешнего облучения выше ПД;
III - аварии, при которых загрязнена производственная или окружающая среда выше ДУ;
IV - аварии, в результате которых персонал и население получили дозу внешнего и внутреннего облучения выше значений, предусмотренных в НРБ-99/2009;
V - аварии, в результате которых произошли внешнее и внутреннее облучение персонала и населения и загрязнение окружающей среды (группы III и IV классификации).

Основные мероприятия администрации при служебном расследовании и ликвидации радиационной аварии зависят от группы и масштаба происшедшей аварии. Некоторые принципы их расследования - общие. Во всех случаях руководитель объекта издает приказ о расследовании и ликвидации аварии. В приказе определяет:

состав комиссии (должность председателя комиссии не ниже главного инженера или заместителя руководителя объекта);
план мероприятий ликвидации аварии;
общие мероприятия выделения необходимого количества персонала, оборудования, транспорта;
согласование плана расследования и ликвидации аварии с территориальными органами Роспотребнадзора МВД, МЧС России, Ростехнадзора РФ.

Один из важнейших элементов расследования и ликвидации аварии - проведение радиационного контроля с выполнением мероприятий:

оценка степени действия ионизирующего излучения на персонал и отдельных людей из населения;
определение уровня загрязненности окружающей среды, оборудования, спецодежды, производственных и жилых помещений.

При этом особое внимание обращают на:

выбор и оптимальное использование дозиметрической и радиометрической аппаратуры;
выбор режимов эксплуатации радиационной техники: установление места нахождения пострадавшего по отношению к источнику излучения, время его пребывания в поле излучения (для моделирования радиационной аварии);
объем радиационного контроля в зависимости от группы аварии.

13.3. МЕРОПРИЯТИЯ ЛИКВИДАЦИИ РАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ И ЕЕ ПОСЛЕДСТВИЙ

При проведении этих мероприятий основная задача заключается в том, чтобы в наиболее короткий срок:

предотвратить дальнейшее действие ионизирующего излучения на персонал и отдельных людей из населения;
выявить все очаги загрязнения и пути распространения радиоактивного загрязнения;
предотвратить распространение радионуклидов в окружающую среду;
ликвидировать источник радиационной аварии;
устранить последствия радиационной аварии.

Мероприятия ликвидации радиационных аварий II группы

Радиационные аварии, связанные только с избыточным внешним облучением, возникают при нарушении технологического цикла работы с закрытыми радионуклидами или эксплуатации радиационной техники, при отказе блокировочных и сигнализационных систем и требований радиационного контроля. Мероприятия по ликвидации включают:

выявление причины радиационной аварии;
устранение неисправности в радиационной технике, системах блокировок и сигнализации;
ориентировочную оценку уровня облучения и установление необходимости госпитализации пострадавших;
моделирование аварийной ситуации для уточнения уровня облучения.

Мероприятия ликвидации аварий III-V групп

Сразу после обнаружения загрязненности радионуклидами производственные работы прекращают, выключают приборы и аппараты.

Одновременно с этим устанавливают тип и активность источника, послужившего причиной загрязнения. Для этого следует опросить персонал, работающий с излучателями, сверить учетные данные с наличием всех источников, имеющихся в учреждении.

Если эти мероприятия не позволяют определить радионуклид, являющийся источником загрязнения, необходимо применить физические и химические методы радиоизотопного анализа.

Если авария произошла с порошкообразным радионуклидом, необходимо выключить все вентиляционные устройства, которые могут распространять радиоактивный порошок в другие помещения и за пределы территории. После прекращения работ и выключения вентиляционных установок персонал должен покинуть загрязненную зону.

Участок радиоактивного загрязнения огораживают предупредительными знаками. До проведения тщательной радиационной разведки ориентировочную границу аварийной зоны устанавливают так, чтобы за ее пределами не могли оказаться вторичные участки загрязнения.

На границе аварийного участка организуют радиационный контроль рук и обуви. Для этого используют все дозиметрические и радиометрические приборы. Одежда и обувь, на которых при дозиметрическом контроле обнаружено загрязнение радионуклидами выше ДУ, необходимо оставить в аварийной зоне. Это требование распространяется как на специальную (рабочую), так и на личную верхнюю, нижнюю одежду персонала.

Люди, у которых при дозиметрическом контроле установлена радиоактивная загрязненность кожи, обязаны пройти санитарную обработку.

Мероприятия ликвидации локальной аварии

При локальных загрязнениях окружающей среды используют критерии вмешательства.

Уровень исследования - 0,1-0,3 мЗв/год - уровень радиационного действия источника на население, при достижении которого необходимо исследовать источник для уточнения величины годовой эффективной дозы и дозы, ожидаемой за 70 лет.
Уровень вмешательства - более 0,3 мЗв/год - уровень радиационного действия, при повышении которого необходимы защитные мероприятия для ограничения облучения населения. Масштабы и характер мероприятий определяются уровнем радиационного действия на население по величине ожидаемой коллективной эффективной дозы за 70 лет.

Решение о необходимости и характере, объеме и очередности защитных мероприятий принимают органы Роспотребнадзора с учетом:

местонахождения загрязненных участков (жилая зона: дворовые участки, дороги и подъездные пути, жилые здания, сельскохозяйственные угодья, садовые и приусадебные участки; промышленная зона: территория предприятия, здания промышленного и административного назначения, места сбора отходов);
площади загрязненных радиоактивностью участков;
возможного проведения на участке загрязнения работ, действий (процессов), которые могут привести к увеличению уровня радиационного действия на население;
мощности дозы γ-излучения, обусловленной радиоактивным загрязнением;
изменения мощности дозы γ-излучения на различной глубине от поверхности почвы (при загрязнении территории).

Решения по программе ликвидации локального загрязнения принимают на основе критериев, указанных в табл. 13.2. Дезактивационные работы на территории проводят до тех пор, пока мощность эквивалентной дозы γ-излучения не будет соответствовать принятым Минздравом РФ величинам.

Таблица 13.2. Критерии прекращения дезактивационных и рекультивационных работ на локальных участках загрязнения радионуклидами почвы, дорожных покрытий и конструкций жилых, общественных и производственных зданий
Критерии радиационного действия техногенных и природных источников излучения на население	Объекты контроля и значения критерия радиационного действия техногенных и природных источников излучения на население
	1-я групп а объектов		2-я группа объектов
	Почва и дорожные покрытия селитебных территорий	Помещения жилых, общественных и производственных зданий	Почва и дорожные покрытия производственных территорий
Мощность эквивалентной дозы γ-излучения (МЭД ГИ) за счет природных и техногенных радионуклидов, превышающая фоновые значения, присущие местности, мкЗв/ч	0,3	0,3	0,6
Содержание техногенных радионуклидов, Бк/кг	1/20 МЗУА	1/20 МЗУА	1/10 МЗУА
Содержание природных радионуклидов, А_эфф, Бк/кг	-	-	1500

Примечание. Все измерения МЭД ГИ проводят на расстоянии 0,1 м от поверхности измеряемого объекта после извлечения закрытых точечных источников. МЗУА - минимально значимая удельная активность, приведенная в приложении П-4 НРБ-99/2009.

При использовании территорий объектов предприятий добычи и переработки урановых руд для сельскохозяйственных целей, животноводства эффективная доза облучения населения от потребления конечной продукции не должна превышать 0,1 мЗв/год от всех источников поступления естественных и техногенных радионуклидов (ЭРОА в жилых помещениях, естественных и техногенных радионуклидов в воде и пищевых продуктах, внешнее облучения на открытой местности и в помещениях).

Уровень облучения для использования таких территорий после проведения реабилитации не должен превышать 10 мЗв/год от всех путей поступления естественных и техногенных радионуклидов.

13.4. ПРОФИЛАКТИКА И УСТРАНЕНИЕ ПОСЛЕДСТВИЙ РАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ В МЕДИЦИНЕ

Радиационные аварии (РА) в радиологическом подразделении медицинских учреждений происходят относительно редко, но иногда имеют тяжелые последствия для персонала, пациентов и населения. По вероятности возникновения радиационной аварии на первом месте находятся подразделения ядерной медицины, далее - лучевой терапии закрытыми источниками и потом - рентгенодиагностики и интервенционной радиологии.

Обеспечение радиационной безопасности больных, персонала и отдельных людей из населения в подразделениях лучевой диагностики и терапии включает мероприятия предотвращения РА, обеспечения адекватных действий персонала и исключения или минимизации радиационного действия.

13.4.1. Подразделения ядерной медицины

Классификация РА в отделениях ядерной медицины. Проектные РА в подразделениях радионуклидной диагностики и радионуклидной терапии:

нарушение целостности флакона, шприца и других приспособлений с РФП;
разгерметизация рабочего объема транспортных упаковок, фасовок, жидкостных фантомов и калибровочных источников с возможным распространением радиоактивных загрязнений на рабочие поверхности;
разливание радиоактивного раствора;
протечки и засоры спецканализации отделения радионуклидной терапии;
потеря радионуклидного источника или флакона, фасовки, мензурки или шприца с РФП;
ошибочное введение больному не предназначенного для него РФП с активностью, влияющей на его здоровье.

Профилактика РА обеспечивается:

оптимальной планировкой помещений;
адекватным техническим оснащением рабочих помещений и «активных» палат, поддержанием в исправном состоянии аппаратуры;
тщательным соблюдением штатных технологий работы с открытыми радионуклидными источниками;
регулярными метрологическими поверками, сертификацией и контролем качества радиометрических, сцинтиграфических и γ-томографических установок;
регулярным контролем радиационной обстановки на рабочих местах и в «активных» палатах (после выписки из них больных) и контролем индивидуальных доз облучения персонала;
разработкой и выполнением мероприятий предотвращения распространения радиоактивных загрязнений из блока радионуклидного обеспечения и «активных» палат;
созданием и поддержанием условий для повышения квалификации персонала;
регулярным проведением инструктажа, обучения и проверки знаний персонала непосредственно на рабочих местах и постоянным контролем результативности этого обучения.

Предупреждение и ликвидация последствий РА. В каждом рабочем помещении блока ядерной медицины и «активных» палатах должен находиться аварийный комплект средств ликвидации последствий РА:

комплект защитной одежды;
средства дезактивации;
инструменты для дистанционного сбора использованных впитывающих материалов и загрязненных предметов;
пластиковые мешки для сбора, временного хранения и удаления твердых РАО;
комплект аварийных знаков радиационной опасности;
инструкция дезактивации загрязненных рабочих поверхностей.

В рабочих помещениях блока радионуклидного обеспечения необходимо вывесить выписки из инструкции действий персонала при РА.

Технология устранения нештатных ситуаций. При ошибочном введении или экстравазальном попадании терапевтической активности РФП больному необходимо:

сообщить врачу-радиологу и заведующему отделением ядерной медицины об ошибочном введении РФП;
коллегиально оценить влияние неправильного введения РФП на состояние больного;
провести радиометрический контроль инкорпорированной активности;
принять адекватные медицинские меры для ускорения выведения РФП из организма больного;
повторить диагностическое исследование через интервал времени, определяемый врачом-радиологом, в зависимости от последствий конкретного нарушения радиационной технологии.

13.4.2. Подразделения рентгенодиагностики и интервенционной радиологии

В соответствии с основным документом по радиационной безопасности в рентгенологии - СанПиН 2.6.1.3311-15 - к нештатной (аварийной) ситуации в рентгеновском кабинете относят неоправданно избыточное облучение персонала или пациентов, произошедшее вследствие:

неисправности оборудования;
ошибочного действия персонала;
небрежного обращения персонала с рентгеновским аппаратом;
стихийного бедствия и других причин.

При расследовании случая аварийного рентгеновского облучения необходимо:

информировать лечащего врача больного о происшедшем случае аварийного облучения;
оценить дозы, полученные больным и другими облученными людьми, и их распределение в теле;
определить причину аварийного облучения и разработать меры предупреждения повторения подобного случая;
составить письменный отчет о расследовании случая аварийного рентгеновского облучения.

Если отклонения от оптимальных параметров и режимов рентгенологического исследования невелики и не приводят к появлению симптомов МЛП, такое избыточное облучение нельзя считать аварийным. По классификации эту ситуацию следует отнести к нарушению радиационной технологии без медицинских последствий для здоровья пострадавших.

Следуя той же классификации, остальные пункты приведенного перечня следует трактовать как нештатные ситуации, которые при своевременном обнаружении не приведут к избыточному облучению пациента и персонала.

13.4.3. Подразделения лучевой терапии

Радиационная авария в подразделении лучевой терапии, оборудованном медицинским ускорителем, γ-терапевтическими и рентгенотерапевтическими аппаратами, имеет особую специфику, связанную с серьезными последствиями.

Возможные причины РА. Подавляющее большинство РА происходит вследствие действия человеческого фактора, из-за ошибок персонала при выполнении технологии лучевого лечения. Это обусловлено тем, что, несмотря на высокую техническую и технологическую оснащенность современных подразделений лучевой терапии, многие процедуры на технологических этапах выполняют вручную, например укладку пациента.

Большинство РА происходят вследствие:

технической погрешности и сбоя в работе аппаратуры и вспомогательного оборудования;
ошибок при взаимодействии специалистов разного профиля, включая неправильное оформление медицинской и технической документации;
ошибочной интерпретации результатов типометрии, считывания показаний контрольных приборов и аварийных пороговых дозиметров, данных дозиметрического планирования;
нерегулярного или небрежного выполнения программы гарантии качества аппаратуры и радиационных технологий.

Причинами наиболее серьезных радиационных аварий МКРЗ, ВОЗ и Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) считают ошибки дозиметрического планирования и технологической реализации лучевого лечения, приводящие к завышению суммарной очаговой дозы или к ее занижению, снижая этим клиническую эффективность облучения и увеличивая вероятность рецидива заболевания.

Эти ошибки ВОЗ конкретизирует по следующим категориям:

терапевтическое облучение проведено не тому больному;
облучение проведено незапланированной мишени;
облучение проведено незапланированной дозой;
облучение проведено не по запланированной схеме фракционирования;
любые другие нарушения технологии, которые вызывают острые вторичные эффекты облучения;
любая неисправность, сбой и отказ оборудования, которые вызывают облучение больного, существенно отличающееся от заданного;
инциденты под названием near miss - ситуации, которые могли бы привести к РА, но были вовремя предотвращены - либо случайно, либо в рамках программы гарантии качества лучевой терапии.

По данным ВОЗ и МАГАТЭ, во всем мире зафиксированы РА, которые затронули 3125 больных, получавших в 1976-2012 гг. лучевое лечение. В соответствии с данными НКДАР ООН, в течение 1966-2009 гг. при медицинском облучении возникли 29 тяжелых РА, в которых пострадали 613 человек, с летальным исходом - 45 из них. В Публикации 1084 МАГАТЭ анализированы причины и последствия каждой из 92 РА при терапевтическом использовании закрытых и открытых источников ионизирующего излучения. При этом РА распределены по технологическим этапам:

дозиметрическое планирование и топометрия - 1702 (55%);
введение в эксплуатацию радиационно-терапевтических аппаратов, в том числе после их ремонта - 780 (25%);
технология собственно облучения (укладка, иммобилизация) - 312 (10%);
передача неверной информации между специалистами разных профессий - 280 (9%);
совокупность разных причин - 31 (1%).

На основе всемирной статистики ВОЗ провела качественную оценку уровня радиационного риска для каждой из 90 технологических операций 10 технологических этапов лучевого лечения:

категория с тяжелыми радиационными последствиями - 48 типов риска, средней тяжести - 33;
с персоналом связаны 53 типа риска, с самим пациентом и сбоями в работе облучателей, программного обеспечения и оборудования - только 10;
из 43 серьезных рисков могут быть предотвращены или ослаблены: жестким выполнением и контролем выполнения протоколов всех этапов курса лучевой терапии - 20, проведением контрольной in vivo дозиметрии - 12, независимой проверкой - 12, сертификацией компетенции персонала - 11.

Статистика РА в отечественных клиниках отсутствует, и поэтому подобные данные России в МАГАТЭ не представлены.

Отечественные специалисты лучевого лечения к медицинским РА традиционно относят только технические сбои и нарушения радиационной технологии, которые приводят к повышенному облучению персонала и редко к облучению больного. Вследствие такого подхода в статистическую форму отчетности 2-ДОЗ вносят лишь те радиационные инциденты, которые влекут за собой облучение персонала выше установленного предела дозы профессионального облучения. Отечественные нормативные документы идентификации РА с избыточным или недостаточным облучением больных в соответствии с установленными международными требованиями отсутствуют.

Кроме того, существует и психологический фактор боязни ответственности за подобный радиационный инцидент, после которого обычно следуют определенные организационные выводы вплоть до снятия с должности виновных, а иногда и невиновных людей и даже судебного разбирательства. В подобную РА вовлечен ограниченный круг сотрудников (обычно не больше 2-3); ее либо утаивают, либо трактуют как всего лишь рутинное нарушение производственного процесса лучевого лечения или как естественное развитие лучевых осложнений и опухоли. Проблема выявления РА усугубляется низкой профессиональной квалификацией персонала радиологических подразделений в области радиационной гигиены и практически полным отсутствием компетенции администрации клиник в вопросах медицинской радиологии и радиационной безопасности.

Проведенный МАГАТЭ анализ ряда РА убедительно показывает, что подавляющее большинство РА (более 65%) происходит вследствие человеческого фактора, из-за ошибок персонала при реализации тех или иных технологических этапов лучевого лечения.

В последнее время бурно развиваются новые технологии лучевого лечения, разрабатываются новые аппараты и оборудование (IMRT, IGRT, стереотаксическая радиохирургия, интраоперационное облучение, протонная и нейтронная терапия). Пока не накоплена достаточная статистика РА при работе на новой технике, но предварительные данные свидетельствуют о тревожном положении в этой области: число аварий, приходящихся на одну новую установку, превышает подобный показатель для конвенциальных радиационно-терапевтических аппаратов.

Примеры РА при лучевом лечении

Использование некорректной кривой радиоактивного распада источника ⁶⁰Co (США, 1974-1976). Из-за этого при планировании установили большую продолжительность облучения, чем это необходимо, что привело к передозировке более чем на 50%. Это отклонение обнаружили только через 22 мес, в результате пострадали 426 больных, из них более года прожили только 183 человека, причем тяжелые лучевые поражения выявлены у 62 из них.
Ошибочное понимание и отсутствие тестирования системы дозиметрического планирования (Великобритания, 1982-1990). Большинство больных облучали при расстоянии источник-поверхность 100 см, а при необходимости облучения с другим расстоянием нужную поправку вносили сменные радиационные технологи. Эта РА оставалась нераскрытой в течение 8 лет, вследствие чего недостаточно облучены 1045 пациентов, после курса лучевой терапии рецидив опухоли возник у 492 из них.
В онкологическом центре Белостока (Польша) в 2001 г. при облучении больного на линейном ускорителе произошло аварийное отключение электропитания аппарата. После восстановления напряжения в электросети облучение продолжено, но без контроля дозы облучения. В результате дозы пучка электронов с энергией 8 МэВ оказались существенно выше запланированных. Из-за этого 5 больных получили тяжелые МЛП кожи; 4 из них оперированы с пересадкой кожных лоскутов.

Профилактика РА. Фундаментальный и наиболее важный принцип профилактики РА при лучевом лечении - жесткое выполнение всех требований и процедур программы гарантии качества, что требует высокой профессиональной квалификации и надежных практических навыков персонала. Справедливость этого положения неоднократно подтверждена результатами анализа причин и последствий РА при лучевом лечении. Вопросам предотвращения РА на основе неукоснительного выполнения рекомендованных программ гарантии качества посвящены Публикации 85, 86, 97, 112 МКРЗ, Публикация 1084 МАГАТЭ и рекомендации ВОЗ. Подавляющее большинство РА возникает из-за дефектов программ гарантии качества, нерегулярности ее выполнения либо вообще вследствие ее отсутствия.

Один из наиболее критичных для возникновения РА факторов - организация четкого и согласованного взаимодействия всей команды специалистов разных специальностей, занятых на этапах технологии лучевого лечения. Другие немаловажные факторы профилактики РА:

адекватный уровень загрузки специалистов, который должен соответствовать рекомендациям МАГАТЭ и мировому опыту;
налаженная взаимозаменяемость и психологическая совместимость всех членов команды;
адекватная проектировка помещений радиологического корпуса;
наличие современного технического оснащения подразделения лучевой терапии;
разработка программы подготовки и проведения противоаварийных тренировок персонала для отработки действий в условиях аварии.

Конкретные профилактические мероприятия предотвращения радиационной аварии (радиационного и нерадиационного происшествия):

выполнение наиболее важных технологических процедур несколькими специалистами независимо друг от друга; калибровку пучков излучения должны проводить два разных медицинских физика, результаты дозиметрического планирования необходимо перепроверять;
разработка программ подготовки и методик проведения противоаварийных тренировок персонала;
составление подробного описания всех технологических этапов радиационно-терапевтических процедур, включая общение между специалистами разного профиля;
регулярная проверка комплектности и исправности γ-терапевтического аппарата и остального радиационно-технического оборудования.

Технология ликвидации последствий РА. Действия персонала при типичных технических РА:

при потере контроля или утрате радионуклидного источника - определить тип и активность пропавшего источника и установить последнее место его пребывания; источник следует искать совместно со службой радиационной безопасности;
при застревании радионуклидного источника в транспортных каналах аппарата - попытаться возвратить источник в положение хранения; если источник не возращен в нерабочее положение, следует немедленно вывести больного из процедурной или удалить из его тела эндостат с источником, после чего принять меры устранения последствий РА;
при разгерметизации закрытого радионуклидного источника необходимо оценить уровень загрязнения, принять меры дезактивации загрязненных поверхностей, кожи и слизистых оболочек больного и недопущения радиоактивного загрязнения в другие помещения.

13.5. АВАРИИ НА ОБЪЕКТАХ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ И ПРОМЫШЛЕННОСТИ

13.5.1. Классификация аварий и требования к ликвидации их последствий

Международными организациями разработана шкала оценки опасных событий на АЭС и рекомендованы необходимые меры обеспечения радиационной безопасности (табл. 13.3).

Таблица 13.3. Международная шкала аварий на атомной электростанции
Уровень аварии	Авария или происшествие	Критерии	Пример
VII	Глобальная авария	Выброс в окружающую среду большого количества радиоактивных продуктов, накопленных в активной зоне, в результате которого превышены дозовые пределы для запроектной* аварии. Возможны острые лучевые поражения. Длительное действие на население, проживающее на большой территории, включающей более чем одну страну. Длительное действие на окружающую среду	Чернобыль, СССР, 1986 г.
VI	Тяжелая авария	Выброс в окружающую среду большого количества радиоактивных продуктов, накопленных в активной зоне, в результате которого дозовые пределы для проектной аварии** превышены, для запроектной - не превышены. Для ослабления влияния на здоровье населения необходимы мероприятия по защите персонала и населения в радиусе 25 км, включая эвакуацию населения	Уиндскейл, Великобритания, 1957 г.
V	Авария с риском для окружающей среды	Выброс в окружающую среду такого количества продуктов, которое приводит к незначительному превышению дозовых пределов для проектной аварии и радиационно эквивалентных выбросу порядка сотни ТБк ¹³¹I. Разрушение большой части активной зоны, вызванное механическим действием или плавлением с превышением максимального проектного предела повреждения ТВЭЛ. Иногда необходимы частичные мероприятия для защиты персонала и населения (местная йодная профилактика и/или частичная эвакуация) для уменьшения влияния облучения на здоровье населения	Три-Майл Айленд, США, 1979 г.
IV	Авария в пределах АЭС	Выброс радиоактивных продуктов в окружающую среду в количестве, превышающем значения III уровня, который привел к переоблучению части персонала, но в результате которого не превышены дозовые пределы для населения**. Необходим контроль продуктов питания населения	Сант-Лаурент, Франция, 1980 г.
III	Серьезное происшествие	Выброс в окружающую среду радиоактивных продуктов в количестве выше допустимого суточного, но не превышающем пятикратно допустимого суточного выброса газообразных летучих радиоактивных продуктов и аэрозолей и (или) 0,1 годового допустимого сброса с водами. Высокий уровень радиации и (или) большое загрязнение поверхностей АЭС, обусловленные отказом оборудования или ошибками эксплуатации. События, в результате которых происходит значительное переоблучение работников (доза более 50 мЗв). При этом выбросе не требуются защитные меры за пределами площадки. Происшествия, при которых дальнейшие отказы в системе безопасности приведут к аварии или ситуации, где система безопасности не способна предотвратить аварию, если произойдет подобное событие	Банделлос, Испания, 1989 г.
II	Происшествие средней тяжести	Отказы оборудования или отклонения от нормальной эксплуатации, которые хотя и не влияют непосредственно на безопасность станции, но способны привести к значительной переоценке мер безопасности
I	Незначительное происшествие	Функциональное отклонение в управлении, которое не представляет риска, но указывает на недостатки в обеспечении безопасности. Это отклонение возникает из-за отказа оборудования, ошибки персонала или недостатков руководства в эксплуатации. Такое событие должно отличаться от отклонений без превышения пределов безопасной эксплуатации, при котором станция управляется в соответствии с установленными требованиями; эти отклонения, как правило, оцениваются ниже уровня шкалы
0	Не имеет значения для безопасности	Не влияют на безопасность уровня шкалы

Примечания:

* дозовый предел для запроектной аварии - непревышение дозы внешнего облучения людей 0,1 Зв за первый год после аварии и дозы внутреннего облучения щитовидной железы детей 0,3 Зв за счет ингаляции на расстоянии 25 км от станции, что обеспечивается непревышением аварийного выброса в атмосферу 30 тыс. Ки (11х10¹⁴ Бк) ¹³¹I и 3 тыс. Ки (11х10¹³ Бк) ¹³⁷Cs;

** при проектной аварии доза на границе санитарно-защитной зоны и за ее пределами не должна превышать 0,1 Зв на все тело за первый год после аварии и 0,3 Зв - на щитовидную железу ребенка за счет ингаляции.

Для аварий V-VII уровней в «Типовом плане мероприятий по защите населения в случае радиационной аварии» предусмотрены меры, регламентирующие деятельность сил ликвидации аварии, конкретизированные в аналогичных планах региональных органов управления МЧС России.

Для аварии IV уровня и происшествия III уровня помощь персоналу АЭС в ликвидации радиационной аварии (происшествия) осуществляется по запросу руководства станции (аварийного объекта) для предотвращения дальнейшего развития аварии и облучения большого числа людей.

Происшествия II и I уровня не требуют оказания помощи.

При эксплуатации АЭС необходимо создание высокоэффективной системы обеспечения безопасности населения и окружающей среды на всех этапах работы станции (выбор площадки для строительства, эксплуатация и вывод из эксплуатации). При этом необходимо учитывать весь комплекс техногенного действия: радиоактивное и химическое загрязнение, термальное действие, механическое повреждение на гидротехнических устройствах станции. Негативное действие оценивают при экологическом и социальном мониторинге.

Экологический мониторинг - наблюдение, оценка и прогноз влияния на окружающую среду и население.

Цель экологического мониторинга - своевременное обнаружение радиоактивного и химического загрязнения окружающей среды, техногенного изменения радиационной и экологической обстановки, оценка и прогноз экологического влияния. Его основные задачи:

разработка регламентов применительно к конкретному району расположения АЭС;
сбор и анализ первичный данных наблюдения и создание банка данных;
оперативное обнаружение загрязняющих веществ, поступающих в окружающую среду в результате сбросов и выбросов;
оценка последствий и прогноз негативного действия.

Экологический мониторинг состоит из радиационного, химического, агро-экологического, теплового контроля.

Радиоэкологический мониторинг:

наблюдение за уровнями радиоактивного загрязнения окружающей среды в динамике (все компоненты);
оценка доз облучения населения;
оценка радиационной опасности и обоснование критериев оценки экосистем;
прогнозирование радиационной обстановки;
оценка содержания радионуклидов в продуктах питания населения в зоне наблюдения;
оценка состояния здоровья населения, проживающего в зоне наблюдения.

Социально-гигиенический мониторинг - система наблюдения за состоянием здоровья населения и среды обитания, их анализ, оценка и прогноз на основе определения причинно-следственных связей между состоянием здоровья населения и действием факторов окружающей среды.

Согласно Федеральному закону от 30.03.1999 г. № 52-ФЗ «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» социально-гигиенический мониторинг - основной механизм регулирования такого благополучия. Социально-гигиенический мониторинг основан на Концепции федеральной системы мониторинга критически важных объектов и (или) потенциально-опасных объектов инфраструктуры Российской Федерации и опасных грузов, одобренной Правительством Российской Федерации.

13.5.2. Авария на Чернобыльской атомной электростанции

ЧАЭС расположена в восточной части Белорусско-Украинского Полесья на берегу реки Припяти, впадающей в Днепр. На начало 1986 г. общая численность населения 30-километровой зоны вокруг ЧАЭС составляла примерно 100 тыс. человек, из которых 49 тыс. проживали в Припяти (на западе от 3-километровой СЗЗ АЭС) и 12,5 тыс. - в районном центре Чернобыль (15 км к юго-востоку от АЭС). Первая очередь ЧАЭС (2 энергоблока) построена в 1977 г. (1970-1977), 3-й и 4-й блоки завершены в 1983 г. На расстоянии 1,5 км к юго-востоку от этой площадки начато строительство еще двух энергоблоков.

Водоохлаждаемые реакторы ЧАЭС с графитовым замедлителем РБМК-1000 (реактор большой мощности, кипящий) - гетерогенные канальные реакторы на тепловых нейтронах, в которых в качестве топлива использовали диоксид урана, слабообогащенный ²³⁵U, в качестве замедлителя - графит, теплоносителя - кипящую воду. Тепловая мощность реактора 3200 МВт, обогащение топлива 2%, масса урана 114,7 т.

Авария произошла 26 апреля 1986 г. при экспериментальных исследованиях в результате грубого нарушения техники безопасности и некоторых конструктивных недостатков, присущих этому типу реакторов. Последнее обусловило значительное увеличение мощности, последующее повышение температуры и взрывы с разрушением 4-го блока. Нарушение герметичности реактора привело к массивному выбросу радиоактивных материалов в окружающую среду.

Выброс радионуклидов за пределы аварийного блока АЭС состоял из нескольких стадий:

на I стадии в момент взрыва состав радионуклидов в выбросе соответствовал их составу в облученном топливе, но был обогащен изотопами йода, теллура, цезия, благородных газов; в атмосферу выброшены изотопы йода - 1,8х10¹⁸ Бк, цезия - 8,5х10¹⁶ Бк, стронция - 1х10¹⁶ Бк, плутония - 2,6х10¹⁴ Бк;
на II стадии с 26 апреля по 2 мая мощность выброса за пределы аварийного блока уменьшилась из-за прекращения горения графита и фильтрации выброса; состав радионуклидов в выбросе тоже был близок к их составу в топливе;
III стадия - быстрое нарастание мощности выхода продуктов деления за пределы реакторного блока; сначала выносились преимущественно летучие компоненты, в частности йод, а затем состав радионуклидов приблизился к составу облученного топлива (6 мая), что обусловлено нагревом топлива в активной зоне за счет остаточного тепловыделения до 1700 °С;
IV стадия после 6 мая характеризовалась быстрым уменьшением выброса.

Высота факела выброса 27 апреля превышала 1200 м, максимум концентрации радионуклидов находился на высоте 600 м. В последующие дни высота факела не превышала 200-400 м. Летучие элементы - йод и цезий - фиксированы на большой высоте (6-9 км). Тугоплавкие материалы (церий, цирконий, нептуний) обнаружены только в виде локальных выпадений на территории СССР. В течение 10 дней продолжались выбросы, метеорологические условия и направление ветра на различных высотах многократно менялись, поэтому картина рассеяния радионуклидов оказалась сложной.

Загрязненные потоки воздуха 27 апреля обнаружены в Швеции и Финляндии и южнее, в Польше и ГДР; на другие страны Западной и Центральной Европы загрязнение распространилось 29 и 30 апреля.

Перед государством, его управляющими структурами в центре и на местах, перед руководством станции катастрофа на ЧАЭС поставила огромную массу проблем, среди которых в первые часы и сутки и в первую неделю необходимо было решить, а точнее - разобраться с тем, что же произошло на 4-м энергоблоке; с радиационной обстановкой на промплощадке АЭС и за ее пределами; принять решение о методах и способах локализации аварии и, наконец, главное - позаботиться о защите профессионалов и населения, проживающего в регионе ЧАЭС и за его пределами, от возможных радиационных поражений. В важнейшем в тот момент организационном плане события хронологически развивались следующим образом.

Днем 26 апреля была создана правительственная комиссия во главе с заместителем председателя Совета Министров СССР Б.Е. Щербиной, которая вечером того же дня прибыла в Чернобыль.

29 апреля была создана оперативная группа Политбюро ЦК КПСС во главе с Председателем Совета Министров Н.И. Рыжковым, которая была обозначена в качестве высшего органа власти в борьбе с последствиями аварии на ЧАЭС.

Непосредственно на место аварии для решения всех научно-методических проблем были немедленно командированы ведущие ученые страны в области реакторной техники и ядерной физики, медицины и сельхозэкологии, гидрометеорологии и другие специалисты.

В противоаварийных мероприятиях в первые часы-сутки после аварии участвовали персонал станции и пожарные, в общей сложности их было около 600 человек, - это были так называемые свидетели аварии, из них около 250 человек были госпитализированы в местную медсанчасть ЧАЭС. После прибытия 26 апреля аварийной бригады Института биофизики и проведения соответствующих клинических исследований и дозконтроля было решено основную массу пострадавших (247 чел.), у которых были обнаружены признаки острой лучевой болезни, 27 апреля направить в специализированную клинику Института биофизики двумя рейсами Аэрофлота (как известно, в результате всесторонних исследований в ИБФ из этого числа пострадавших у 134 чел. была окончательно диагностирована острая лучевая болезнь).

Параллельно с этими экстренными мероприятиями проводили радиационный мониторинг на ЧАЭС и вокруг станции. Правительственной комиссией было принято решение об эвакуации 49 тыс. жителей из г. Припяти, находившегося на расстоянии 3-5 км от ЧАЭС (там проживали в основном работники АЭС и члены их семей), и населения железнодорожной станции Янов (250 чел.). На основании многочисленных исследований, в частности отечественных ученых и специалистов, стало очевидным, что на ранней и частично промежуточной фазах широкомасштабной аварии на ЧАЭС основными дозобразующими факторами облучения человека будет внешнее γ-, γ-β-облучение и инкорпорирование радиоактивных изотопов йода в щитовидной железе за счет потребления молока местного производства и листовых овощей и частично в результате ингаляции.

Здесь важно напомнить, что еще за 16 лет (!) до аварии на ЧАЭС группой ученых под руководством Л.А. Ильина были разработаны несекретные, утвержденные МЗ СССР «Временные методические указания для разработки мероприятий по защите населения в случае аварии на атомных реакторах», предназначенные прежде всего для служб гражданской обороны, здравоохранения и местных властей. В этом официальном документе были установлены специальные дозовые критерии для принятия решений по защите населения, (которыми руководствовалась правительственная комиссия, принимая решение об эвакуации г. Припяти), необходимые мероприятия по его защите от облучения, а также инструкция по проведению йодной профилактики у профессионалов и населения различных возрастов, оказавшегося в ареале распространения радиоизотопов йода в результате радиационной аварии на атомном реакторе. Как выяснилось впоследствии, этот важнейший документ не был заблаговременно отработан в службах, для которых он был предназначен и, в частности, гражданской обороной. Как оказалось во время аварии на ЧАЭС, в подавляющем большинстве у соответствующих государственных организаций его не было вообще. Этим в определенной мере объясняется тот факт, что срочные, крайне необходимые мероприятия по защите щитовидной железы людей от воздействия радиоактивного йода (йодная профилактика, запрет на потребление загрязненных пищевых продуктов) были развернуты далеко не везде или со значительным опозданием.

Это обусловило их низкую эффективность и, как следствие, повышенное облучение щитовидной железы среди значительного контингента населения и прежде всего детей.

В первые дни и в течение недели после катастрофы на ЧАЭС, когда стали очевидными огромные масштабы радиоактивного загрязнения территории европейской части бывшего СССР (порядка 200 тыс. км²), включавшие 9 областей и порядка 15 млн жителей, возникла исключительная по своей актуальности проблема: как защитить население этих регионов от радиоактивного облучения и прежде всего от наиболее биологически опасного γ-, γ-β-облучения. Подобного опыта в мировой практике не существовало.

Учитывая острейший дефицит времени, для решения этой проблемы группа ученых, находившихся в Чернобыле, во главе с академиками Л.А. Ильиным и Ю.А. Израэлем - научными руководителями работ, предложили исходить из двух основополагающих принципов.

Первый - обоснование регламентации допустимой дозы общего облучения людей за первый год после аварии, и второй - зонирование огромных территорий, подвергшихся радиоактивному загрязнению, что определило дифференцирование районов по мероприятиям защиты.

В итоге была установлена предельно допустимая доза общего облучения людей, равная 100 мЗв за первый год после аварии (при условии ее дальнейшего снижения). При этом вклады внешнего γ-облучения и внутреннего β-γ-облучения (за счет основных, равномерно распределяющихся в организме дозообразующих радиоизотопов цезия) в предельную дозу общего (эквивалентного) облучения должны быть примерно одинаковыми (т.е. порядка 50 мЗв в год). Уже первые γ-съемки с помощью авиации спецконтроля и самолетов Госкомгидромета, осуществленные к 30 апреля 1986 г. от Волгограда до Бреста показали исключительную мозаичность и контрастность уровней γ-полей на обширной территории, и не только по регионам европейской части бывшего СССР, но и внутри отдельных районов девяти областей Белоруссии, Украины и России.

В качестве дозиметрического критерия было рекомендовано измерение уровней мощностей дозы γ-измерения на местности и в населенных пунктах.

В итоге были выделены три основные зоны радиоактивного загрязнения. Первая - зона отчуждения, получившая название черной зоны (из нее население уже было эвакуировано).

Следующая, так называемая красная зона, где по радиологическому прогнозу возможно завышение ПДД - 100 мЗв в первый год, из этой зоны население отселяется.

И наконец, была выделена так называемая голубая зона, которая в дальнейшем с некоторыми изменениями ее конфигурации, была названа зоной жесткого контроля (ЖК), в которой в разных регионах страны в 789 населенных пунктах проживало 273 тыс. человек. Там гарантировалось непревышение принятого регламента облучения населения, но при обязательном соблюдении ряда ограничительных условий, нарушающих нормальную жизнедеятельность людей (запрет на потребление пищевых продуктов местного производства, завоз «чистых» продуктов, дезактивационные мероприятия, вывоз детей дошкольного возраста и беременных женщин в так называемые чистые регионы и т.п.).

Все эти предложения ученых (включая подготовленные карты радиоактивного загрязнения регионов и районов европейской части бывшего СССР) уже 22 мая 1986 г. были утверждены оперативной группой Политбюро в виде «Рекомендаций по критериям возможности проживания, необходимого отселения, временной эвакуации населения на территории, подвергшейся радиоактивному загрязнению в результате аварии на Чернобыльской АЭС».

Эти рекомендации стали обязательным документом, по которому осуществлялись все широкомасштабные многоплановые работы по защите населения от радиоактивного аварийного облучения. Здесь достаточно привести следующие факты: в наиболее сложной по организации защитных мероприятий «голубой» зоне (ЗЖК) благодаря осуществленным работам и мероприятиям было обеспечено существенное уменьшение радиоактивного воздействия на людей. Согласно уточненным оценкам, дозовые нагрузки на население за счет общего, тотального облучения оказались в среднем почти в 3 раза ниже установленного регламента - 100 мЗв за первый год после аварии, что обеспечило в том числе существенное уменьшение коллективной дозы облучения населения. Все это дало веские основания Национальной комиссии по радиационной защите (НКРЗ) для ужесточения численных значений допустимых пределов ежегодного облучения в последующем периоде. Так, на 1987 год был введен предельный уровень облучения населения - 30 мЗв. В 1988-1989 гг. - 25 мЗв. Таким образом, за весь период до 1 января 1990 г. суммарное значение составило 173 мЗв.

Выполненный анализ статистического распределения уровней облучения людей в ЗЖК за весь указанный период показал, что воздействию облучения в диапазоне 5-50 мЗв подверглось примерно 220 тыс. человек, т.е. 80% численности населения этих регионов. Облученность профработников среди сельского населения (механизаторов, работников лесного хозяйства) составила около 60 мЗв. В целом средняя эквивалентная доза общего облучения оказалась равной 35 мЗв, т.е. в 5 раз меньше рекомендованного НКРЗ и узаконенного МЗ СССР аварийного предела общего облучения населения - 173 мЗв за 1986-1990 гг.

С радиологической точки зрения это был весьма существенный результат предпринятых усилий.

Острая лучевая болезнь была диагностирована у 134 участников аварийных работ, облученных дозами 1-16 Гр. Умерли на протяжении первых 3 мес после аварии 28 человек. В последующие годы зарегистрированы 19 случаев смерти среди пострадавших с верифицированной ОЛБ, однако не все они непосредственно связаны с действием радиации. Для населения, облученного чернобыльскими радиоактивными выпадениями, дозы отмечены намного ниже, чем у аварийных рабочих, поэтому ОЛБ и связанные с этим фатальные последствия не наблюдались.

Лучевая катаракта обнаружена у аварийных рабочих, получивших относительно высокие дозы облучения. Данные эпидемиологических исследований свидетельствуют об увеличении числа заболеваний катарактой при дозах облучения более 0,25 Гр.

Рак щитовидной железы у облученных ¹³¹I в молодом возрасте признан основным медицинским последствием аварии, что подтверждено данными многих национальных и международных исследований.

За прошедшие 30 лет почти 5 тыс. случаев рака щитовидной железы диагностированы в Белоруссии, России и на Украине у людей, облученных в возрасте до 18 лет. Большая часть случаев рака - следствие чернобыльской радиации; самый высокий риск - у детей, находившихся в возрасте до 6 лет во время облучения.

В настоящее время нет убедительных доказательств, что заболеваемость лейкозами и злокачественными опухолями (кроме рака щитовидной железы) выросла у пострадавших детей и взрослых. Кроме того, из-за низких доз, полученных населением, такие исследования, по всей вероятности, имеют недостаточную статистическую значимость для идентификации увеличения риска.

Радиационно-индуцированные злокачественные опухоли обычно реализуются только после минимального латентного периода - около 15 лет. Таким образом, сейчас уже возможно оценить влияние аварии на смертность от злокачественных опухолей. Существуют некоторые данные об увеличении смертности от злокачественной опухоли среди участников ликвидации аварии и специфических групп населения (например, рак молочной железы у женщин, облученных большими дозами в молодом возрасте). Эти данные следует интерпретировать с осторожностью, а дальнейший контроль и научные исследования улучшат понимание этого эффекта.

Отсутствие доказательств увеличения риска злокачественной опухоли, кроме рака щитовидной железы, не доказывает, что увеличения не произошло. Такое увеличение трудно идентифицировать на общем фоне случаев злокачественной опухоли у пострадавшего населения. Кроме того, учитывая большое число облученных, даже небольшие разногласия в моделях, используемых для оценки риска малых доз облучения, могут значительно изменить оценки риска злокачественной опухоли. Количественная оценка частоты злокачественных опухолей и прогноза смертности вследствие потенциального долговременного действия последствий Чернобыльской аварии имеет определенные трудности.

Рост заболеваемости и смертности от сердечно-сосудистых заболеваний отмечен среди российских и украинских участников ликвидации аварии, облученных дозами свыше 150 мЗв. Эти данные следует интерпретировать с особой осторожностью в связи с возможным влиянием комплекса факторов, таких как стресс и образ жизни. Эти данные тоже нуждаются в подтверждении дальнейшими исследованиями.

13.5.3. Авария на атомной электростанции «Фукусима-1»

Авария на АЭС «Фукусима-1» - крупная радиационная авария максимального VII уровня по Международной шкале ядерных событий, произошедшая 11 марта 2011 г. в результате сильнейшего в истории Японии землетрясения и последовавшего за ним цунами. Землетрясение и удар цунами вывели из строя внешние средства электроснабжения и резервные дизельные генераторы, что стало причиной отказа всех систем нормального и аварийного охлаждения и привело к расплавлению активной зоны реакторов на энергоблоках 1, 2 и 3 в первые дни аварии. За месяц до аварии японское ведомство одобрило эксплуатацию энергоблока № 1 в течение последующих 10 лет.

В декабре 2013 г. АЭС официально закрыта. На территории станции продолжается ликвидация последствий аварии. Японские инженеры-ядерщики оценивают, что приведение объекта в стабильное, безопасное состояние может потребовать 40 лет. Финансовый ущерб, включая затраты на ликвидацию последствий, затраты на дезактивацию и компенсации, оценивают в 100 млрд долларов. Устранение последствий аварии займет годы, поэтому сумма затрат увеличится.

В момент землетрясения три энергоблока остановлены системой аварийной защиты в штатном режиме. Однако через 1 ч прервано электроснабжение (в том числе и от резервных дизельных электростанций) из-за последовавшего за землетрясением цунами.

Без достаточного охлаждения во всех трех работавших до аварийной остановки энергоблоках начал снижаться уровень теплоносителя и повысилось давление, создаваемое образующимся паром. Первая серьезная ситуация возникла на энергоблоке № 1. Для недопущения повреждения реактора высоким давлением пар сбрасывали в гермооболочку, в которой давление выросло до 8,4 атм. (840 кПа), при расчетном значении 4 атм. (400 кПа). Чтобы гермооболочка не разрушилась, пар пришлось сбрасывать и в атмосферу, при этом компания TEPCO (владелец станции) и МАГАТЭ заявили, что его будут фильтровать от радионуклидов. Давление в гермооболочке удалось сбросить, однако при этом в обстройку реакторного отделения проникло большое количество водорода, что привело к взрыву и обрушению части бетонной конструкции блока № 1. На момент аварии на энергоблоках находилось более 2 тыс. ядерных сборок и 3,7 тыс. отработанных - в бассейне.

Уровень радиации на границе промплощадки станции сразу после взрыва достиг 1015 мкЗв/ч, через 4 мин - 860 мкЗв/ч, через 3 ч 22 мин - 70,5 мкЗв/ч.

Далее произошел взрыв водорода на энергоблоке № 3 станции по тем же причинам. В результате ранены 11 человек. Гермооболочка и корпус реактора не повреждены.

Такой же произошел взрыв на блоке № 2. В момент взрыва уровень радиации на промплощадке вырос до 8217 мкЗв/ч, но позже снизился на треть. Причина взрыва, как и в предыдущем случае, - скопление водорода. В результате взрыва нарушена целостность гермооболочки. Одновременно на блоке № 4 произошел пожар в хранилище отработанного ядерного топлива, и радиоактивные вещества, по информации МАГАТЭ, стали поступать в атмосферу. Пожар потушен в течение 2 ч. Со станции эвакуирован весь персонал. Вести борьбу с катастрофой остались 50 инженеров.

В начале апреля в подземных сооружениях блоков № 1-3 обнаружены высокорадиоактивные воды. Принято решение о сбросе в море примерно 10 тыс. тонн низкорадиоактивной воды из штатного станционного хранилища РАО. Эта мера была необходима для освобождения объема под высокоактивную воду. Правительство Японии дало разрешение на операцию, об этом NISA информировала МАГАТЭ. По заявлению TEPCO, сброс воды может добавить к дозовой нагрузке человека, который жил недалеко от станции и круглый год питался морепродуктами, лишь около 0,6 мЗв.

Однако по-прежнему остро стояла проблема откачки высокоактивной воды из затопленных подземных сооружений энергоблоков. Объем воды в них оценивали в 50 тыс. т. Ситуация осложнялась тем, что ежесуточно в реакторы и их гермооболочки заливалось в целом около 500 т воды, часть которой, загрязнившись, выливалась в затопленные помещения. Штатного хранилища РАО, из которого вылили в море 10 тыс. т низкоактивной воды, было недостаточно для решения проблемы. Использовано плавучее судно емкостью около 10 тыс. т для хранения радиоактивной воды.

Компании, занятые ликвидацией последствий аварии, столкнулись с нехваткой квалифицированной рабочей силы, поскольку специалисты, работающие на станции, быстро получали ПДД облучения и должны были покидать территорию АЭС. Около 32 тыс. рабочих TEPCO, подрядчиков и субподрядчиков приняли участие в ликвидации аварии на станции к январю 2014 г.

К концу 2014 г. в результате дезактивации области отчуждения накопилось 157 тыс. т твердых РАО и мусора.

По состоянию на первую половину 2015 г. высокий уровень излучения (несколько Зв/ч) делает невозможной работу людей в реакторных зданиях. Использование роботов столкнулось с препятствиями, так как из-за высоких уровней радиации роботы выходят из строя.

Ежедневно 300 т воды закачивают в поврежденные реакторы для охлаждения расплавленного топлива. Компания TEPCO построила системы дезактивации воды, чтобы очищать утилизированную воду и повторно использовать ее для охлаждения, снижая этим необходимость хранения огромного объема радиоактивной воды. На территории станции в металлических резервуарах законсервировано 800 тыс. т воды. Каждый день 300-400 т радиоактивной воды добавляют в резервуары (вода для охлаждения и загрязненная грунтовая вода). Для препятствия дальнейшему загрязнению грунтовых вод TEPCO планирует заморозить грунт и создать систему отвода грунтовых вод в океан. Такая система существовала ранее, но была разрушена землетрясением.

На площадке станции практически не осталось места для монтажа новых резервуаров для радиоактивной воды. Министерство экономики, торговли и промышленности (МЭТП) Японии и TEPCO планируют очищать законсервированную воду от радионуклидов и сбрасывать в океан. Однако не существует технологии, позволяющей удалить изотопы трития. МЭТП Японии и TEPCO считают, что сброс воды в океан необходим, несмотря на наличие радиоактивного трития. Против сброса воды выступают кооперативы рыбаков префектуры Фукусима.

Дозы внешнего и внутреннего облучения персонала, занятого ликвидацией последствий аварии, приведены в табл. 13.4.

Таблица 13.4. Суммарные дозы облучения работников, подвергшихся облучению, мЗв
Доза, мЗв*	Доза внешнего облучения (с марта по июль)			Суммарная доза = доза внешнего (с марта по июль) + доза внутреннего (до мая) облучения
Доза, мЗв*	Служащие TEPCO	Субподрядчики	Всего	Служащие TEPCO	Субподрядчики	Всего
Более 250	0	0	0	6	0	6
200-250	0	0	0	1	2	3
150-200	6	3	9	12	3	15
100-150	27	9	36	91	26	117
50-100	174	169	343	262	269	531
20-50	413	1049	1462	560	1250	1810
10-20	613	1582	2195	532	1700	2232
10 и меньше	2003	10585	12588	1772	10147	11919
Итого	3236	13397	16633	3236	13397	16633

Примечание: * пределы доз при ликвидации аварии 250 мЗв за 5 лет.

Максимальные дозы облучения составляют 370-670 мЗв (6 человек), средние - 8 мЗв (16 633 человек). Двое рабочих в процессе работы находились в непроточной воде, их ступни подверглись облучению в дозе 2-3 Зв. Пострадавшие госпитализированы в специализированное учреждение.

Облучение населения

Временные нормативы содержания радиоактивных веществ в пище и напитках утверждены Министерством здравоохранения, труда и благосостояния Японии 17 марта. Содержание ¹³¹I получено расчетным путем на основе эквивалентной дозы облучения щитовидной железы 50 мЗв. Для ¹³⁷Cs эти значения основаны на эффективной дозе 5 мЗв. Содержание ¹³⁷Cs исследовано у 16 584 человек, превышение временных нормативных величин выявлено у 596 из них.

Территория Японии за пределами АЭС не подверглась значительному радиационному действию при взрывах на блоках № 1 и 3. Мощность дозы в г. Онагава 13 марта составляла 7,2 мкЗв/ч (при естественном радиационном фоне 0,05-0,1 мкЗв/ч). Радиационная обстановка в 20-70-километровой зоне вокруг АЭС не вызывала серьезного опасения. Так, в радиусе 30 км максимальная мощность дозы 21 марта колебалась до 90 мкЗв/ч.

Доза облучения населения в течение 15 дней составила примерно 30 мЗв, расчетная доза за 2011 г. - около 100 мЗв.

Дозы, которые требовали защитных мероприятий, зафиксированы только в муниципалитете Иитате префектуры Фукусима. Исходя из рекомендаций МКРЗ (Публикация 103, 2007 г.), эвакуацию населения можно было не проводить на большой части территории за пределами 20-километровой зоны. Однако японское правительство решило эвакуировать население из тех мест, где годовая доза составила бы 20 мЗв и более. Основные причины таких действий политические и психологические. Судя по опыту ликвидации последствий Чернобыльской аварии, социальные, экономические и психологические последствия по истечении ряда лет тяжелые.

Критерии защиты населения согласно рекомендациям МКРЗ: при дозах 20-100 мЗв необходима оптимизация, если более 100 мЗв (в России 50-500 мЗв за первый год), рекомендуют проводить защитные мероприятия.

Радиационная обстановка в Японии

За пределами промышленной площадки АЭС «Фукусима-1» радиационная обстановка в первые дни после аварии формировалась радиоактивными выпадениями из воздушных масс, прошедших над аварийной АЭС. Радионуклиды выброшены в нижние слои атмосферы путем стравливания пара из реакторов и защитных оболочек.

Уровни выпадений на местности обусловлены интенсивностью выбросов, направлением ветра и осадками. Основное пятно радиоактивного загрязнения на территории Японии образовалось 15-16 марта в префектуре Фукусима в северозападном направлении на расстоянии 50 км от АЭС. Мощность дозы γ-излучения 21 марта 2011 г. в центральной части пятна достигала 100 мкЗв/ч, через 1 мес снизилась до 40 мкЗв/ч за счет радиоактивного распада короткоживущих радионуклидов теллура и йода, преобладавших в первоначальной смеси радионуклидов.

В нескольких префектурах концентрация ¹³¹I в питьевой воде в марте превышала установленные в Японии национальные уровни (для взрослых 300 Бк/л, для детей 100 Бк/л). В овощах и молоке в 8 префектурах, преимущественно к северо-западу от АЭС (Фукусима, Чиба, Гумма, Ибараки, Мияги, Ниигата, Точиги и Ямагата), в марте и апреле зафиксированы концентрации ¹³¹I и ¹³⁷Cs, превышающие значения, установленные международными рекомендациями. Концентрация ¹³¹I в зеленых овощах, отобранных на территориях, расположенных на расстоянии 30 км и более от АЭС, достигала нескольких тысяч Бк/кг. Содержание радионуклидов ¹³⁷Cs в рыбе песчанке, выловленной у берегов Японии, тоже превышало допустимые значения.

Первые сведения о переносе радионуклидов с воздушными массами на территорию других стран поступили из западных штатов США (Аляска, Гавайи, Вашингтон, Орегон, Калифорния) 18 марта 2011 г. со станций международной системы мониторинга по Договору о всеобъемлющем запрещении ядерных испытаний и из Агентства по охране окружающей среды США: отмечено кратковременное (1-2 сут) незначительное повышение уровней γ-излучения и суммарной β-активности атмосферного воздуха.

27 марта 2011 г. обнаружено небольшое количество ¹³¹I в атмосферном воздухе на трех измерительных станциях китайской северо-восточной провинции Хэйлунцзян. Согласно заявлению Китайского центра по контролю и профилактике заболеваний, низкий уровень концентрации ¹³¹I не представляет угрозы для здоровья населения, в связи с чем нет необходимости принятия профилактических мер.

Оценку потенциальной опасности радиационной аварии на АЭС «Фукусима-1» проводили на территории пяти субъектов Дальневосточного региона (Камчатского, Приморского, Хабаровского краев, Магаданской и Сахалинской областей) в мае 2011 г. Увеличение мощности дозы γ-излучения на указанных территориях не произошло, и мощность эквивалентной дозы γ-излучения не превысила 0,16 мкЗв/ч, что соответствовало уровню до аварии.

Максимальное содержание 134Cs в пробах почвы (единичные случаи) в Приморском крае составило 4,3 Бк/кг, на о. Сахалин - 7 Бк/кг, о. Кунашир - 19 Бк/кг; Магаданской области - 1,5 Бк/кг. Содержание ¹³⁴Cs + ¹³⁷Cs в пробах рыбы и морепродуктах, выловленных в Тихом океане и во внутренних морях и водоемах Дальневосточного региона, не превысило 10 Бк/кг, что оказалось более чем в 10 раз ниже допустимого уровня. Содержание ¹³¹I в морской рыбе составляло 2,9 Бк/кг, в морских водорослях - 8,9 Бк/кг.

Консервативная оценка максимальных годовых доз внешнего и внутреннего облучения за счет 134Cs + ¹³⁷Cs составила 40 мкЗв, за счет ¹³¹I - 44 мкЗв.

Максимальная индивидуальная годовая доза облучения населения Приморского края, Сахалинской области, островов Кунашир и Шикотан составляет 80 мкЗв, что более чем в 10 раз ниже допустимых уровней, установленных НРБ-99/2009 и рекомендациями МКРЗ. Выявленные уровни радиоактивности воздуха незначительны и не представляют радиационной опасности для населения Северной Америки, Евразии и Дальневосточного региона.

Меры защиты населения Японии

В связи с опасностью радиационной аварии после землетрясения и цунами власти Японии распорядились уже 11 марта (до первых выбросов радионуклидов в атмосферу) превентивно эвакуировать жителей из зоны, прилегающей к АЭС, сначала радиусом 2 км, затем 3 км. После первого взрыва зона обязательной эвакуации расширена до 10 км, позже - до 20 км. Эвакуация около 200 тыс. жителей завершена в основном 15 марта.

Жителям кольцевой зоны радиусом 20-30 км вокруг АЭС рекомендовано укрыться в домах. Среди них оперативно распределены таблетки стабильного йода (для детей йодсодержащий сироп) для защиты щитовидной железы от радиоактивного йода. 16 марта жителям в возрасте до 40 лет предписано принять эти препараты.

Власти Японии ввели запрет на потребление в пищу растительных (свежие овощи) и животных (молоко и молочные продукты) пищевых продуктов из ряда префектур, исходя из предельно допустимого содержания радионуклидов в пищевых продуктах и воде.

По данным радиационного мониторинга, в морской воде обнаружены радионуклиды ¹³¹I, ¹³²I, ¹³²Te, ¹³⁴Cs, ¹³⁶Cs, ¹³⁷Cs. Концентрация радионуклидов составляла: ¹³¹I - 0,5-50 Бк/л, ¹³⁴Cs - 3x10^-2 Бк/л, ¹³⁷Cs - 2x10^-2 Бк/л.

Загрязнение акватории

На основании данных удельной активности радионуклидов в биоте и донных отложениях, параметров накопления их в рыбе рассчитаны дозы облучения морской биоты в марте-мае 2011 г. В прибрежной зоне вблизи АЭС они не превышали 6x10^-5 Гр/ч (для рыбы), 6,5x10^-5 Гр/ч (моллюски) и 8x10^-4 Гр/ч (водоросли).

Мощность дозы внешнего облучения от морской воды сопоставима для моллюсков, рыб и водорослей. Суммарная мощность дозы облучения пелагической рыбы составила 1,2х10^-3 мГр/сут, что значительно ниже референсного уровня 10 мГр/сут. Мощность дозы облучения биоты в открытом море от внешнего и внутреннего факторов составила 1,6 мГр/ч и 1,4 мГр/ч соответственно, что значительно ниже облучения в прибрежной зоне.

Оценка удельной активности радионуклидов в морской биоте выполнена на основании предположения о длительном содержании этих радионуклидов в зоне обитания биоты на уровне 1-10 Бк/л: содержание радионуклидов в рыбе колеблется в пределах 200-2000 Бк/кг, в водорослях - 100-1000 Бк/кг, в моллюсках - 120-1200 Бк/кг. Эти значения находятся близко к безопасным уровням.

Радиационная обстановка в других странах (кроме Японии и России) и меры аварийного реагирования

Итоги радиационного мониторинга, проводимого специалистами разных стран мира, свидетельствуют об отсутствии значительного радиоактивного загрязнения территории других стран. Основной путь радиационного воздействия на население других стран - импорт из Японии пищевых продуктов, загрязненных радионуклидами, и потребление их населением.

По данным ВОЗ, в разных странах мира предложены меры контроля содержания радионуклидов в пищевых продуктах.

Австралия контролирует овощи (свежие и замороженные), поступающие из префектур Канагава, Нагано, Ниигата, Сайтама, Токио, Ямагата, Мияги и Шизуока; свежие и сушеные фрукты и овощи, морепродукты и водоросли, поступающие из префектур Гунма, Ибараки, Фукусима, Чиба и Точиги.
Гонконг (Китай) контролирует рыбную и сельскохозяйственную продукцию из префектур Гунма, Ибараки, Фукусима, Чиба и Точиги.
Новая Зеландия контролирует молоко и молочные продукты, мясо, субпродукты млекопитающих, птицу, морепродукты и рыбу (свежие или замороженные), свежие овощи и фрукты, сушеные грибы, чай, водоросли, рис и злаковые, соевые бобы и сопутствующие товары, маринованный имбирь и васаби из префектур Гунма, Ибараки, Фукусима, Чиба и Точиги.
Сингапур контролирует мясо, молоко, молочные продукты, фрукты, овощи и морепродукты из префектур: Фукусима, Ибараки, Точиги, Гунма, Канагава, Токио, Сайтама и Шизуока.
Евросоюз требует все корма и пищевые продукты, происходящие или поставляемые из 12 префектур, проверять перед отправкой из Японии и проводит их выборочные исследования при поступлении на территорию Евросоюза. Продукты и корма из оставшихся 35 префектур должны сопровождаться декларацией, подтверждающей место происхождения, и тоже выборочно подвергаются исследованиям при поступлении в страны Евросоюза.
США контролируют все молоко и молочные продукты, свежие овощи, выращенные в 6 префектурах (Фукусима, Ибараки, Точиги, Гунма, Чиба и Сайтама), задерживают перед прибытием в США. Их попадания на рынок без радиационного контроля не допускают. США проводят мониторинг других продуктов из Японии по собственному усмотрению.

В дальнейшем, по мере улучшения радиационной обстановки, эти запреты последовательно снимают.

Общественная реакция. Авария в Японии идентифицирована как очень серьезная, и правительство всячески старается устранить ее последствия. Для выполнения восстановительных работ необходимы серьезные научные исследования. Специалисты по радиационной гигиене всего мира должны сделать все для снятия радиофобии, спокойствия населения и широкой общественности.

Планы на будущее

Блок 1. Подготовка к удалению отработанного топлива из бассейна выдержки. Расплавленное топливо остается в реакторе. Извлечение расплавленного топлива намечено на 2020 г.
Блок 2. Предварительная стадия ликвидации. Очень высокий уровень излучения. Извлечение расплавленного топлива намечено на 2020 г.
Блок 3. Удален мусор. Подготовка к удалению расплавленного топлива из реактора. Извлечение расплавленного топлива намечено на 2021 г.
Блок 4. Удалено топливо из бассейна выдержки отработанного топлива.

Через 4 года после катастрофы оцениваемое время списания станции остается неизменным - 30-40 лет. TEPCO планирует к 2017 г. уменьшить объем грунтовой воды, поступающей в реакторные здания. Сроки выполнения некоторых работ сдвинуты. Так, предполагали, что извлечение топлива из блока № 1 начнется в 2017 г., из блока № 3 - в 2015 г.

В префектуре Фукусима по-прежнему действуют ограничения на возвращение жителей, эвакуированных после катастрофы. Согласно данным правительства Японии, число эвакуированных на январь 2015 г. составляло 120 тыс. человек.

13.6. РАДИОЛОГИЧЕСКИЙ И ЯДЕРНЫЙ ТЕРРОРИЗМ

В современном мире международный терроризм - одна из злободневных проблем: достаточно упомянуть о многочисленных крупномасштабных террористических актах во многих странах (Россия, США, Франция и др.). Среди широкого спектра возможных способов, методов и технологий подобных актов в последние годы все большее внимание привлекает радиологический и ядерный терроризм.

Эти два термина, уже вошедшие в лексикон населения благодаря СМИ и публикациям в научных журналах и в официальных изданиях МАГАТЭ, отражают возможность использования и применения с преступными целями источников ионизирующей радиации или делящихся радиоактивных материалов.

Радиологический терроризм - преступное использование открытых радиоактивных веществ или закрытых (герметизированных) источников ионизирующего излучения в разнообразных модификациях и разными способами.

Ядерный терроризм - применение террористами ядерного оружия в виде самодельного ядерного устройства или другого ядерного взрывного изделия. Если сценарий ядерного терроризма маловероятен, но в принципе возможен, то сценарии радиологического терроризма наиболее реальны. Учитывая сложную технологию создания ядерного оружия, наличие на атомных предприятиях системы охраны объекта и защиты ядерных материалов от их хищения и постоянно действующей системы контроля и аварийной дозиметрии, создание кустарным способом самодельного ядерного устройства предполагает наличие у террористов и их пособников необходимого количества делящихся радионуклидов уран-235 или плутоний-239 и отработанной технологии создания ядерного взрывного устройства. Эксвизитный вариант - передача террористической организации неким государством ядерного боеприпаса и системы его подрыва.

В отличие от ядерного терроризма для терактов радиологического характера часто не существует непреодолимых трудностей с технической или технологической точки зрения. Если похищение террористами и их пособниками радиоактивных материалов с предприятий атомной индустрии достаточно проблематично, то в других, неядерных областях, где, к сожалению, системы охраны, учета и контроля использования и утилизации источников излучения нуждаются в радикальном совершенствовании, эти учреждения представляют особый интерес для террористов. Речь идет о медицинских, сельскохозяйственных учреждениях и научных институтах, геологоразведочных организациях и многих других объектах, в основном гражданского профиля, где используют разные источники ионизирующего излучения в широком диапазоне активности 10⁶-10¹⁶ Бк.

Различные СМИ и официальные издания в мире периодически наполняются сообщениями о фактах утери, кражи, контрабанды или обнаружения бесхозных источников радиации, включая свалки РАО. Среди многих описанных в отечественной и зарубежной литературе способов, методов и технологий радиологического терроризма примером служит устройство диспергирования радиоактивности, получившее в СМИ название «грязная бомба». Речь идет о подрыве с помощью обычных взрывчатых веществ изделия, начиненного радиоактивными материалами для рассеивания диспергированных радионуклидов в окружающей среде, например в местах скопления людей: метрополитен, вокзалы, крупные спортивные мероприятия, торговые центры и т.п. Описаны и сценарии радиологических терактов невзрывного характера, когда источник радиоактивности, находящийся, например, в защитном контейнере в мелкодисперсном состоянии, высвобождается из него в окружающую среду для рассеивания, распыления на территории мегаполиса.

Рассматриваются сценарии радиологических терактов, направленных на предумышленное загрязнение радионуклидами водных источников и систем водоснабжения, пищевой продукции и т.п. Большинство подобных актов по замыслам террористов будет носить манифестационный характер, включая обычный шантаж, угрозу применить радиоактивные материалы против людей. Однако более трудная задача обнаружения факта радиологического терроризма возникает при скрытном применении радиоактивных веществ. Например, в общественных местах, из которых они могут быть разнесены по окружающей территории и жилищам.

Установление факта радиологического терроризма в этом случае носит случайный характер, например, в результате дозиметрического скрининга территорий района или населенного пункта, который выполняют в неплановом порядке, или при расследовании случаев заболеваний, сходных с радиационным поражением человека. При этом очевидно, что поиск и идентификация источника излучения начинаются с опозданием, что приводит к длительному, неконтролируемому облучению людей.

Каковы возможные негативные эффекты и последствия для людей и среды обитания человека в случае радиологических террористических актов?

Изложенные ранее краткие сведения свидетельствуют о широком спектре и многовариантности способов, методов и технологий осуществления радиологического терроризма, включая применение различных видов ионизирующей радиации и источников излучения: от α-активных радионуклидов до γ-, γ-β- или β-излучателей. По характеру облучения человека различают: внешнее (дистантное, когда источник излучения находится вне тела человека), внутреннее (в результате поступления радионуклидов внутрь организма ингаляционным путем, через рот или через раневые и ожоговые поверхности) и контактное облучение (в результате попадания радиоактивных веществ на открытые участки кожи или видимые слизистые оболочки и на одежду).

Основополагающий фактор (критерий), определяющий эффекты радиационного действия на человека (как и на биоту), - поглощенная доза облучения и мощность дозы излучения. Важный фактор для прогноза возможных эффектов, например при внешнем облучении, имеет характер облучения человека: тотальный (всего тела) или локальный (отдельных частей тела). Для внутреннего облучения определяющую роль играют особенности распределения и обмена в организме конкретного радионуклида: его органотропность, эффективный период полувыведения из организма, ядерно-физические параметры, физико-химическое состояние.

Именно уровни (величины) и мощность доз излучения, как и их временные параметры действия (от доли секунд до многих лет), определяют вид и характер радиационного поражения.

Последствия острого и хронического облучения реализуются острыми радиационными поражениями человека (ОЛБ, местные лучевые поражения) и хронической лучевой болезнью. В отдельный класс выделены отдаленные последствия облучения - злокачественные опухоли и наследственные заболевания, которые реализовываются в дальнейшем, в том числе среди больших когорт людей, подвергшихся низкоинтенсивному облучению даже в малых дозах. Вероятность проявления такого рода отдаленных последствий облучения составляет от долей процента до нескольких единиц процентов в сравнении с их спонтанным уровнем. Если две названные категории облученных всегда строго персонифицированы, то отдаленные последствия действия ионизирующей радиации заранее не индивидуализированы, так как носят вероятностный (стохастический) характер и часто находятся в пределах естественного колебания уровней спонтанной заболеваемости.

У многих людей, в том числе и у части медицинских работников, существует ошибочное представление, что любое облучение практически всегда приводит к злокачественной опухоли и наследственному заболеванию, при этом их малую вероятность не принимают во внимание. Знание этих принципиально важных фактов играет большую роль в логистике и последовательности проведения мероприятий спасения и защиты людей, оказавшихся в зоне или в регионе радиологического теракта и на последующих этапах эвакуации. Знание этих фундаментальных положений в равной степени относится и к любой радиационной аварии.

Опыт радиационной медицины и радиобиологии показывает, что с точки зрения манифестации непосредственных медицинских эффектов и возможных безвозвратных потерь определяющий фактор радиационного действия - внешнее (дистантное) γ-нейтронное, γ-β-излучение в соответствующих поражающих поглощенных дозах облучения с высокой мощностью дозы. Если в контексте излагаемой проблемы γ-нейтронное излучение возможно только при применении ядерного оружия (или его модификации - самодельное ядерное устройство), то в радиологических терактах используют γ-, γ-β- или β-излучатели либо α-радиоактивные вещества.

После внешнего общего дистантного облучения второе место занимает внутреннее облучение за счет ингаляционного поступления радионуклидов в организм или при их взрывном диспергировании - через раны или ожоговые поверхности. При высокой плотности радиоактивного загрязнения неповрежденной кожи (что может стать причиной лучевых ожогов за счет жесткого β-γ-излучения) данный путь действия занимает следующее место в этом ряду.

Поступление радиоактивных веществ в организм через рот наименее значимо, точнее маловероятно при манифестационном радиологическом теракте. Из этой последовательности возможны исключения, которые часто носят криминальный характер. Анализ подобных событий подтверждает, что в этом случае речь идет не о радиологическом теракте, а о криминальном использовании источника ионизирующего излучения в отношении конкретного человека или группы людей.

Наглядный пример такого криминального случая сугубо политического характера - отравление в Лондоне перебежчика Литвиненко добавлением в чай высокотоксичного радионуклида полония-210 - чистого α-излучателя с энергией α-частиц 5,3 МэВ и периодом полураспада 138,4 сут. Смертельная его активность для человека находится в пределах 108 Бк (в диапазоне единиц мКи), что в весовом (массовом) выражении составляет всего миллионные доли грамма.

Вплоть до смертельного исхода английские специалисты полагали, что Литвиненко отравлен стабильным изотопом таллием (клиническая картина отравления которым напоминает ОЛБ). Это частично обусловлено тем, что использованная стандартная дозиметрическая аппаратура не регистрирует слабо проникающее α-излучение. Только в последний день жизни Литвиненко α-радиометром и α-спектрометрией удалось установить истинную причину смерти - ОЛБ, вызванная инкорпорацией в организме полония-210.

Один из способов радиационного действия на людей и радиоактивного загрязнения окружающей среды - устройство диспергирования радиоактивности. Наиболее вероятный источник радиации в этом устройстве - два радионуклида: кобальт-60 и цезий-137. Эти радиоизотопы широко используют в промышленности и медицине, в том числе в качестве мощных источников облучения для стерилизации или в радиотерапевтической практике. Общая суммарная радиоактивность γ-терапевтических установок, действующих в медицинских учреждениях Российской Федерации, составляет 600-800 тыс. Ки, при единичной мощности 3-4 тыс. Ки.

В случае взрывного диспергирования радиоактивности при поражении людей, находившихся в зоне действия устройства диспергирования радиоактивности, фактор, определяющий непосредственные ближайшие медицинские и безвозвратные потери, - не острые радиационные поражения, а травмы, вызванные ударной волной взрыва, фрагментами и осколками материала «грязной бомбы». Признаки (симптомы) действия ионизирующей радиации проявятся позже в течение первых нескольких суток. Накопленный клинический опыт и расчеты показали, что при взрывном диспергировании радиоактивных веществ, в частности γ-излучателей, ожидать острых радиационных поражений пострадавших за счет ингаляции и поступления радиоактивных веществ внутрь организма через раневые и ожоговые травмы нет оснований, тем более при немедленной эвакуации или удалении людей из зоны террористического акта.

Установление факта радиационного поражения при применении устройства диспергирования радиоактивности или других сценариев радиологических терроризма возможно только при грамотно организованном лечебно-эвакуационном обеспечении пострадавших в специализированные клиники и проведении дозиметрического, радиометрического и клинико-радиологического обследования госпитализированных людей.

При радиологическом теракте взрывного типа произойдет радиоактивное загрязнение окружающей местности, зданий, помещений и находившихся в очаге взрыва людей, свидетелей теракта. Площадь возможного радиоактивного заражения территории за пределами очага взрыва существенно увеличится при образовании в приземном слое атмосферы шлейфа (облака) диспергированных радионуклидов с формированием в результате их оседания на землю радиоактивного следа.

Следовательно, масштабы противорадиационных мероприятий значительно вырастут. Экстренные защитные мероприятия при радиологическом теракте взрывного типа имеют комплексный характер, их корректируют в зависимости от специфики террористической акции. Однако общее для этих событий - организация оказания первой помощи раненым и пострадавшим, включая их эвакуацию, немедленное удаление свидетелей теракта из зоны очага взрыва (прежде всего для снижения уровней облучения) и исключение доступа в этот район посторонних лиц.

Одна из первых экстренных проблем радиологической защиты людей - защита спасателей, которые первыми прибывают в очаг теракта, - полицейские, пожарные, медицинские работники и персонал других служб, включая руководителей спасательных работ на месте. Спасателей и их руководителей необходимо заранее обучить простым принципам (предосторожностям) работы в сфере действия ионизирующей радиации: ограничение времени пребывания в зоне действия излучения, использование принципа защиты расстоянием - доза облучения снижается пропорционально квадрату расстояния от источника излучения. Первые спасатели должны быть обеспечены сигнальными дозиметрами с предварительно установленными уровнями звукового срабатывания и респираторной защитой органов дыхания от диспергированных радионуклидов в газоаэрозольном состоянии.

После выхода из зоны радиологического теракта обязательный элемент радиологической защиты спасателей - смена одежды и безотлагательная дезактивация тела с последующим радиометрическим контролем ее эффективности. В ближайший период и в последующем обязательными участниками спасательных операций являются специалисты в области радиационной защиты - физики-дозиметристы и радиационные гигиенисты. Их задачи - оценка, уточнение и прогнозирование радиационной обстановки, включая уровни радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды с последующим оконтуриванием региона загрязнения. На основе этих измерений и соответствующих расчетов дают рекомендации людям, принимающим решения о мерах реагирования, о регламентах аварийного облучения для спасателей и населения, проживающего на территории радиоактивного следа, и ПДУ для пищевых продуктов и питьевой воды. Регламенты облучения для спасателей должны соответствовать требованиям НРБ-99/2009.

В ранней фазе радиологического теракта при проведении спасательной операции и в последующем запрещается участие работниц-женщин, особенно беременных, кормящих и ухаживающих за младенцами. Согласно законодательству в этих событиях запрещено и участие мужчин герминативного возраста (до 30 лет).

Анализ различных сценариев радиологического теракта, включая и скрытное применение источников радиации, убеждает в том, что в сравнении с крупномасштабными радиационными авариями на атомных объектах число пострадавших с детерминированными эффектами будет крайне невелико, а стохастические последствия не выйдут за пределы статических колебаний спонтанных уровней злокачественных новообразований и наследственной патологии.

Однако акт радиологического терроризма априорно приведет к главному негативному фактору - психологическому действию в сочетании с опасностью облучения.

Опыт Чернобыльской аварии показал, что психологические последствия этой катастрофы, не говоря уже о социальных, явно недооценены. Радиологические последствия прогнозированы адекватно. В настоящее время подавляющее большинство ученых квалифицируют аварию на ЧАЭС как крупнейшую социально-психологическую катастрофу.

Психологические эффекты теперь признаны важнейшим медицинским последствием аварии. Любая травма - причина стресса, депрессии, тревоги (включая посттравматические стрессовые симптомы) и медицинские необъяснимые объективные симптомы. В нескольких исследованиях отмечен высокий уровень тревоги среди пострадавших, часто - множественные необъяснимые объективные симптомы и субъективно плохое здоровье. Однако особенности Чернобыльской аварии добавляют трудности в интерпретацию этих данных в связи с сопутствующими социально-экономическими событиями, обусловленными аварией, ухудшающие уже существующую стрессовую ситуацию.

Как профилактическое действие, для снижения психологической напряженности населения при радиологическом терроризме исключительное значение приобретает своевременная и точная информация в СМИ на доступном для читателя и телезрителя языке о радиационной обстановке и ее прогнозе, о предпринимаемых мерах радиационной защиты людей и простых правилах поведения в этих случаях. Особая роль принадлежит выступлениям ученых-профессионалов и специалистов, их взвешенной и строго объективной трактовке событий и выдаче необходимых рекомендаций.

Контрольные вопросы

Каковы наиболее типичные причины радиационных аварий?
Каковы обязанности администрации объектов при радиационной аварии?
Какова условная классификация радиационных аварий?
Какие мероприятия предусматривает программа ликвидации аварии и ее последствий?
Какие радиационные аварии в лучевой терапии приводят к наиболее тяжелым последствиям для больных?
Какие критерии вмешательства используют при локальных загрязнениях окружающей среды?
Какова международная шкала оценки аварий на АЭС?
Какие элементы включала программа ликвидации последствий на ЧАЭС в 1986 г.?
Каковы медицинские последствия аварии на ЧАЭС?
Какие мероприятия для защиты населения проведены после радиационной аварии на АЭС «Фукусима-1»?

Глава 14. ОРГАНИЗАЦИОННЫЕ МЕРОПРИЯТИЯ ПРИ ЛИКВИДАЦИИ ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИИ НА ОБЪЕКТЕ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА

14.1. ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ

Оценка радиационной опасности и конкретные мероприятия при аварии на объекте ЯТЦ, в том числе на АЭС, требуют специального освещения. Возможна авария с локальным загрязнением только технологических помещений станции и облучением обслуживающего реактор персонала. В этом случае мероприятия ограничиваются оказанием неотложной помощи пострадавшим с последующим направлением их в специализированное лечебное учреждение и проведением дезактивации.

Каждого работника объекта ЯТЦ обеспечивают индивидуальной аптечкой неотложной помощи, в состав которой входят препараты стабильного йода, ферроцин (для связывания радиоизотопов Cs) и препарат «Защита» (для дезактивации кожи). Для профилактики последствий γ- и нейтронного облучения аптечка имеет препарат Б-190 (индралин).

Реализация мероприятий при аварии на объекте ЯТЦ с возможным выбросом в окружающую среду радионуклидов в количестве, превышающем установленные пределы, - наиболее сложная и актуальная задача. Большую опасность представляют выбросы в атмосферу. Аварийный выброс в водную среду, по мнению специалистов, - менее вероятное событие. Оно характеризуется более низким уровнем действия в начальный период и достаточным временем до действия на население, за которое, с одной стороны, произойдет распад ряда радионуклидов, с другой - возможна планомерная организация мер защиты. Принципы защиты населения после аварийного выброса в водную среду такие же, как и при выбросах в атмосферу.

Выбор оптимальных мероприятий для локализации последствий радиационной аварии зависит от характера аварии, количества и вида выброшенных нуклидов, географического положения станции, хозяйственного использования территории, погодных условий на момент происшествия. Эффективность мероприятий определяется их своевременностью. На АЭС необходимо заблаговременно разработать план мероприятий радиационной безопасности на случай аварии, в котором предусматривают разные ситуации и учитывают наиболее вероятный состав выброшенных в окружающую среду радионуклидов.

Эти меры основаны на многолетнем изучении закономерностей формирования доз облучения, миграции радионуклидов, зависимостей доза-эффект с учетом соответствующих нормативных документов и рекомендаций МКРЗ, МАГАТЭ, ВОЗ, НКДАР ООН, РНКРЗ. В этих документах ситуация облучения подразделена на ситуации планируемого облучения аварийного и существующего облучения. Учитывают и опыт ликвидации последствий аварий на АЭС Три-Майл-Айленд в США, Чернобыльской АЭС, АЭС «Фукусима-1» и др.

Население, проживающее на территории вокруг АЭС, должно заранее знать о существовании планов на случай аварии, иметь четкие и простые инструкции. При аварии очень важно максимально быстро известить население о случившемся и дать инструкции проведения дополнительных срочных мероприятий защиты от радиоактивных выпадений.

Принимая во внимание рекомендации МКРЗ и ВОЗ о мерах защиты населения при выбросе радионуклидов во время аварии АЭС, для четкой организации работы службы радиационной безопасности и выполнения всего объема защитных мероприятий (рис. 14.1), адекватных для конкретного периода времени после аварии, целесообразно выделить три последовательных этапа (периода) развития аварии:

начальный этап (ранняя фаза) - угроза выброса радионуклидов в окружающую среду; первые часы после выброса. На ранней фазе осуществляются все мероприятия по защите людей - укрытия, йодная профилактика эвакуация и т.д.;
этап первичной ликвидации последствий аварии (промежуточный) - от первых нескольких суток до месяца, когда предполагают, что большая часть выброса уже произошла и радионуклиды выпали на землю. На этом этапе уточняется радиационная обстановка, по всему следу регламентируются необходимые меры защиты - проведение профилактики, запрет на потребление продуктов т.д.;
этап проведения и завершения ликвидации аварии.

На этом этапе заканчивают дезактивацию территории станции и окружающей местности, завершают ремонтные работы на месте аварии, проводят комплекс гигиенических мероприятий, разрабатывают условия проведения сельскохозяйственных работ на территории с различным уровнем и характером загрязнения. Гигиенические мероприятия - меры защиты источников водоснабжения, снижения запыленности на территории населенных пунктов, дорогах и в помещениях. При необходимости вводят контроль загрязнения пищевых продуктов и их отбраковку, начинают применять, если этого требует обстановка, медикаментозные средства массовой профилактики: кальцинация хлеба, фторирование питьевой воды (помимо йодной профилактики, которую проводят на начальном этапе аварии, сопровождающейся массивным загрязнением окружающей среды). Если авария произошла в весенне-летне-осенний период, основное внимание уделяют пищевым цепочкам. Однако в ряде случаев важными или определяющими могут быть внешнее облучение и ингаляция нуклидов.

Рис. 14.1. Алгоритм действия при радиационной аварии на объекте ядерно-топливного цикла

Эти этапы - общие для всех аварий с выбросом радионуклидов в окружающую среду охватывают время от начала аварии до завершения ее ликвидации. Конкретная радиационная обстановка каждого этапа диктует проведение цикла мероприятий, отличных друг от друга, например важных для первого этапа и совершенно бесполезных для третьего этапа и наоборот.

Для оценки радиационной обстановки Роскомгидромету, Минздраву России и МЧС России передают информацию:

название объекта и время аварии;
предварительная классификация аварии по шкале ядерных событий;
суммарное количество радиоактивных веществ, поступивших в окружающую среду, примерный радиоизотопный состав;
диапазон мощности экспозиционных доз у поверхности земли;
краткое описание метеорологических условий в момент аварийного выброса и после аварии на площадке объекта.

Учитывая опыт Чернобыля, на различных стадиях аварии вмешательство регулируется зонированием загрязненных территорий на основе величины годовой эффективной дозы, которая может быть получена населением без радиа ционной защиты.

При крупномасштабной аварии (VII-VI уровня) все силы, участвующие в ликвидации радиационной аварии, согласно «Положению о единой государственной системе предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций» (Постановление Правительства РФ № 577 от 16 июля 2009 г. и дополненное 20 июля 2014 г.) подчиняются МЧС России.

Различные министерства и ведомства при ликвидации радиационной аварии взаимодействуют по схеме (рис. 14.2).

Рис. 14.2. Взаимодействие различных министерств и ведомств при ликвидации радиационной аварии на атомной электростанции

В указанном постановлении приведена структура повседневного управления единой системой:

на федеральном уровне - Национальный центр управления в кризисных ситуациях, ситуационно-кризисные центры, информационные центры, дежурно-диспетчерские службы федеральных органов исполнительной власти и уполномоченных организаций, имеющих функциональные подсистемы единой системы;
на межрегиональном уровне - центры управления в кризисных ситуациях региональных центров;
на региональном уровне - центры управления в кризисных ситуациях главных управлений МЧС России, информационные центры, дежурно-диспетчерские службы органов исполнительной власти субъектов Российской Федерации и территориальных органов федеральных органов исполнительной власти;
на муниципальном уровне - единые дежурно-диспетчерские службы муниципальных образований;
на объектовом уровне - дежурно-диспетчерские службы организаций (объектов).

Органы повседневного управления единой системой действуют в соответствии с законодательством Российской Федерации.

При угрозе возникновения или возникновении чрезвычайной ситуации межрегионального и федерального характера режимы функционирования органов управления и сил соответствующих подсистем единой системы устанавливаются решениями Правительственной комиссии по предупреждению и ликвидации чрезвычайной ситуации и обеспечению пожарной безопасности.

Чрезвычайная ситуация ликвидируется:

локального характера - силами и средствами организации;
муниципального характера - силами и средствами органов местного самоуправления;
межмуниципального и регионального характера - силами и средствами органов местного самоуправления, органов исполнительной власти субъектов Российской Федерации, оказавшихся в зоне чрезвычайной ситуации;
межрегионального и федерального характера - силами и средствами органов исполнительной власти субъектов Российской Федерации, оказавшихся в зоне чрезвычайной ситуации.

При недостаточности сил и средств в установленном порядке привлекают силы и средства федеральных органов исполнительной власти.

Функциональные подсистемы некоторых структур Минздрава России рассмотрены на рис. 14.3.

Рис. 14.3. Функциональные подсистемы Минздрава России в единой государственной системе предупреждения и ликвидации чрезвычайной ситуации (постановление Правительства РФ от 16.07.2009 г. № 577 и 20.07.2014 г.)

Задачи функциональных подсистем Минздрава России:

работа Всероссийской службы медицины катастроф;
медико-санитарная помощь пострадавшим в чрезвычайной ситуации в организации (на объекте), находящейся в ведении ФМБА России;
резервирование медицинских ресурсов;
надзор за санитарно-эпидемиологической обстановкой;
социальная защита населения, пострадавшего от чрезвычайной ситуации.

В ФМБА России создана система медицинского реагирования при радиационной аварии - подсистема в системе аварийного реагирования ГК «Росатом». Экспертную поддержку системы аварийного реагирования ФМБА России осуществляет Аварийный медицинский радиационно-дозиметрический центр и региональные аварийные центры, созданные в 2010 г. на базе НИИ промышленной и морской медицины - Северо-Западный, на базе Южноуральского института биофизики - Уральский центр (рис. 14.4).

Рис. 14.4. Система аварийного медицинского реагирования ФМБА России

В составе этих центров созданы 32 радиационно-гигиенические бригады, в лечебных учреждениях - 65 бригад быстрого реагирования. Основные задачи этих бригад:

медицинская сортировка пострадавших;
участие в оказании неотложной медицинской помощи;
проведение необходимого объема санитарно-гигиенических мероприятий;
инструментальные и лабораторные исследования для оперативной оценки радиационного действия;
выработка решений о защите персонала и населения.

Уральский региональный центр включает аварийные радиационно-дозиметрические центры в Сибирском и Дальневосточном регионах.

В ходе аварии на АЭС «Фукусима-1» специалисты Дальневосточного центра и Роспотребнадзор проводили круглосуточный мониторинг радиационной обстановки, оценивали γ-фон территории, уровни загрязнения окружающей среды и сделали выводы об отсутствии радиационного действия на население и окружающую среду.

Задачи функциональных подсистем Минобрнауки России:

предупреждение и ликвидация чрезвычайной ситуации в сфере деятельности Роснауки;
предупреждение и ликвидация чрезвычайной ситуации в сфере деятельности Рособразования;
предупреждение и ликвидация чрезвычайной ситуации в сфере деятельности Роспатента.

Функциональные обязанности Минприроды России, Минтранса России и других министерств подробно регламентированы Постановлением Правительства РФ от 16.07.2009 г. № 577.

Важный критерий принятия решений - оценка дозы, которую могут получить население и персонал при аварии и при ее ликвидации, оценка радиобиологических эффектов. Дозы необходимо рассчитывать с учетом возможного внешнего γ- и β-облучения, попадания радионуклидов при ингаляции, потребления возможно загрязненной питьевой воды, продуктов питания (молоко, овощи, ягоды, мясо).

Рекомендации МКРЗ, определяющие радиологические критерии для планирования защитных мероприятий, - недопущение нестохастических эффектов (развитие острой или хронической лучевой болезни, лучевые поражения кожи, слизистых оболочек, легких и т.д.). При малых дозах риск обусловлен вероятностью только стохастических эффектов.

При крупной аварии на объекте ЯТЦ источник доз, которые вызывают нестохастические эффекты (более 1 Гр), - выбросы на промышленной площадке и в реакторном зале, внешнее действие облака и его отложений, внутреннее действие ингалированных радионуклидов, поступление ¹³¹I и других нуклидов пищевым путем с действием на щитовидную железу и ЖКТ.

Особое внимание при оценке радиационной опасности при аварии на АЭС приобретают радиоактивные изотопы йода. Радиоизотопы йода, поступая в организм, включаются в те же метаболические процессы, что и стабильный йод, и основное его количество поступает в щитовидную железу, имеющую небольшую массу, особенно у детей. Это приводит к формированию больших доз излучения, прежде всего у детей младшего возраста и у плода.

Практически значимо даже относительно небольшое количество йода (3,7 кБк), поступившее в организм и приводящее к дозам облучения щитовидной железы в несколько грей. При таких дозах уже возможно снижение функциональной активности железы. При облучении железы в дозах в несколько десятков грей быстро снижается функция железы и становится высоким риск возникновения опухоли.

Опасность облучения щитовидной железы - бластомогенный эффект. Опухоли щитовидной железы характеризуются относительной доброкачественностью, медленным ростом и редким метастазированием. Больных раком щитовидной железы первой стадии успешно лечат гормонами и выполняют тиреоидэктомию с удалением регионарных метастазов. При наличии отдаленных костных и легочных метастазов - радионуклидная терапия с введением в организм 4-6 ГБк ¹³¹I.

Американские врачи для предупреждения образования опухолей щитовидной железы и перехода аденом в рак вводили пострадавшим на Маршалловых островах тиреоидин, образовавшиеся аденомы удаляли хирургическим путем.

Мероприятия радиационной безопасности направлены на уменьшение числа случаев острых нестохастических эффектов и риска возникновения стохастических эффектов в отдаленные периоды после аварии. Это связано с мерами возможного снижения коллективной дозы, препятствованием «расползанию» активности и ее поступлению к человеку.

14.2. ПРИНЯТИЕ РЕШЕНИЙ И ПРОВЕДЕНИЕ ПРОФИЛАКТИЧЕСКИХ И ЗАЩИТНЫХ МЕРОПРИЯТИЙ НА РАЗЛИЧНЫХ ЭТАПАХ АВАРИИ

Критерии оценки радиационной опасности при аварии на объекте ЯТЦ определяет профилактические, защитные и гигиенические мероприятия, которые реализуют с учетом конкретного этапа аварии.

Принятие решений о профилактических и защитных мероприятиях основано преимущественно на информации, поступающей с АЭС, а не на основе сведений ранее выполненного мониторинга окружающей среды.

Риск переоблучения в начальном периоде аварии обусловлен внешним облучением от ядерной установки и факела, действием первых выпадений радионуклидов на почве, растениях, одежде и коже.

Для прогнозирования поглощенных доз существуют два дополняющих друг друга метода. Первый - расчетная теоретическая оценка (реконструкция доз) величины и характера радиоактивного выброса на начальной стадии аварии на основе оперативной информации, полученной с промышленной площадки АЭС, и результатов метеорологических наблюдений. Решающая роль здесь принадлежит физикам и дозиметристам. Второй метод - измерение активности радионуклидов за пределами места аварии вскоре после начала выброса в окружающую среду; необходимо стремиться получить эти данные в кратчайший срок. Данные таких измерений позволят оценить радиационную обстановку в районах, где проведены измерения.

Если времени для оповещения достаточно, в зависимости от размера возможного выброса необходимо укрыть население в домах или убежищах. Защита от внешнего облучения и ингаляции нуклидов - пребывание людей дома при закрытых окнах. Целесообразно законопатить щели дверей и окон мокрой бумагой или тканью. Стены каменного дома снижают мощность дозы внешнего облучения в 10 раз и более. В г. Припяти, в нескольких километрах от ЧАЭС, в квартирах, в которых были закрыты окна и форточки в течение всего первого периода аварии, вещи не были загрязнены радиоактивными выпадениями. Рекомендуют использовать импровизированные средства защиты органов дыхания: носовые платки, полотенца, хлопчатобумажную ткань, предметы одежды, которыми прикрывают рот и ноздри. Защитную эффективность этих материалов можно увеличить их смачиванием. Более сложными средствами защиты органов дыхания (респираторы, противогазы и др.) снабжают специальные группы, участвующие в ликвидации аварии.

Для профилактики возможных последствий радиационного поражения населения, проживающего в районах расположения АЭС, рекомендуют использовать содержимое аптечки, за исключением В-190 (индралин).

Защита тела - защита кожи и волосяного покрова любыми предметами одежды, включая головной убор, куртку, плащ, перчатки, сапоги и т.д. Не следует пренебрегать этими рекомендациями. Так, у отдельных больных, поступивших с ЧАЭС в стационар, были обширные радиационно-индуцированные ожоги, за исключением мест, защищенных плотной одеждой, сапогами, ремнем. Волосы у поступивших не были загрязнены, если они были тщательно закрыты головным убором, накидкой. Более сложные средства индивидуальной защиты должен использовать персонал, участвующий в ликвидации аварии.

Как можно раньше необходима экстренная профилактика поражений радиоактивным йодом, осуществляемая органами и учреждениями здравоохранения при угрозе радиационного загрязнения, что устанавливают специальные дозиметрические службы. Экстренная йодная профилактика проводится только после специального оповещения службой Минздрава России.

Для профилактики радиационного действия радиоизотопов йода на организм и щитовидную железу показан калия йодид в таблетках, его можно заменить спиртовым раствором йода.

Калия йодид принимают в таблетках: дети 2 лет и старше и взрослые - по 0,125 г; дети до 2 лет - по 0,04 г на прием внутрь после еды вместе с киселем, чаем, водой 1 раз в день в течение 7 сут. При этом достигают высокой степени защиты. Раствор йода спиртовой 5% показан детям 2 лет и старше и взрослым по 3-5 капель на стакан молока или воды после еды 3 раза в день в течение 7 сут. Детям до 2 лет раствор йода спиртовой 5% (5% йодная настойка) дают по 1-2 капле на 100 мл молока или питательной смеси 3 раза в день в течение 7 сут.

При опасности поступления радиоактивных изотопов йода в организм беременных рекомендуют принимать калия йодид одновременно с перхлоратом калия однократно в сут (по 0,125 г калия йода и 0,75 г калия перхлората) внутрь после еды, запивая сладким чаем, киселем, молоком. Таблетки принимают до устранения прямой угрозы поступления в организм радиоактивных изотопов йода (не более 7 сут). Калий перхлорат ослабляет токсическое влияние калия йодида на плод.

Препараты стабильного йода следует начинать принимать при определении радиоактивного йода в молоке в концентрациях: для детей - 370 Бк/л, для взрослых - 3700 Бк/л. Правила приема препаратов йода те же, что и на начальном этапе аварии. Применение йодидов на втором этапе определяется складывающейся конкретной радиационной обстановкой в населенном пункте, возможностью попадания радиоактивного йода в организм с пищей.

Избыточный и длительный прием препаратов стабильного йода может привести к нежелательным эффектам. Тиреостатические препараты после наступления максимума накопления радиоактивного йода в щитовидной железе малоэффективны. Плановую йодную профилактику проводят под контролем медицинской службы. Прием алкоголя категорически запрещен.

При обнаружении или предположении загрязнения кожи рекомендуют индивидуальную дезактивацию: снять верхнюю одежду, тщательно вымыть простым мылом, стиральными порошками или специально разработанным моющим средством «Защита» руки, лицо, волосы, принять душ. При возможности, после мытья следует провести дозиметрический контроль, необходимо повторить мытье до прекращения снижения загрязнения (снижение мощности дозы от загрязнения).

На ранней стадии аварии бригады скорой медицинской помощи оказывают первую помощь, выводят пострадавших с территории промышленной площадки, проводят санитарную обработку и транспортируют пострадавших с первичной реакцией (тошнота, рвота, понос) в ближайшие больницы. В кратчайший срок должна приступить к работе специализированная бригада, в состав которой входят физик, терапевт-радиолог, гематолог. На базе медико-санитарной части АЭС бригада осматривает всех пострадавших, заполняет амбулаторные карты-выписки, сортирует и эвакуирует пострадавших с подозрением на ОЛБ II-IV степени тяжести в специализированный стационар.

Этап первичной ликвидации последствий аварии предусматривает принятие решений о проведении защитных мероприятий, которые основаны не только на информации с места аварии, но и на результатах измерений в районах, находящихся на разном отдалении от АЭС, в атмосфере, и на оценке радиоактивности воды, растений, почвы - данных загрязнения окружающей среды.

К этому времени создают специальную комиссию, членом которой должен быть представитель медицинской службы - радиационный гигиенист или врач-радиобиолог с опытом работы в области радиационной безопасности. Эта комиссия оценивает данные дозиметрии, опасность для населения и принимает необходимые решения.

На этапе первичной ликвидации последствий аварии население подвергается действию различных источников ионизирующего излучения: радионуклидов, осевших на земле, внутреннему облучению от потребления загрязненной воды и пищевых продуктов, вдыхания радионуклидов, попадающих в воздух с ранее загрязненной поверхности, например кустов и деревьев, зданий, с обочин дорог.

Если авария тяжелая и мощность дозы внешнего излучения от отложений на почве и растительности в некоторых участках вблизи АЭС высокая, принимают решение об эвакуации.

Для решения этого вопроса на основе данных оперативного контроля и прогнозирования радиационной обстановки устанавливают зону радиационной аварии - территорию, на которой суммарное внешнее и внутреннее облучение в единицах эффективной дозы превышает 5 мЗв/год за первый после аварии год (средняя по населенному пункту).

В зависимости от сложившейся ситуации по решению правительственной комиссии, Минздрава России или другого определенного правительством России органа устанавливают зоны радиоактивного загрязнения (радиационной опасности).

Население на территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению, защищают вмешательством на основе принципов безопасности. При любых восстановительных действиях необходимо обеспечить непревышение уровня возникновения нестохастических эффектов.

14.3. КРИТЕРИИ ВМЕШАТЕЛЬСТВА НА ТЕРРИТОРИЯХ, ЗАГРЯЗНЕННЫХ В РЕЗУЛЬТАТЕ РАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ

На различных стадиях аварии вмешательство регулируется зонированием загрязненных территорий, которое основано на величине вероятной годовой эффективной дозы, получаемой жителями в отсутствие мер радиационной защиты. Годовая доза - эффективная доза, средняя у жителей населенного пункта за текущий год, обусловленная искусственными радионуклидами, поступившими в окружающую среду в результате аварии.

На территории, где годовая эффективная доза не превышает 1 мЗв, проводят обычный контроль радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды и сельскохозяйственной продукции, по результатам которого оценивают дозу облучения населения. Проживание и хозяйственная деятельность населения на этой территории не ограничены. Эта территория не относится к зонам радиоактивного загрязнения.

При величине годовой дозы более 1 мЗв загрязненные территории по характеру необходимого контроля обстановки и защитных мероприятий подразделяют на 4 зоны.

Зона радиационного контроля - 1-5 мЗв, где, помимо мониторинга радиоактивности объектов окружающей среды, сельскохозяйственной продукции и доз внешнего и внутреннего облучения критических групп населения, проводят необходимые мероприятия снижения доз на основе принципа оптимизации защиты населения.

Зона ограниченного проживания населения - 5-20 мЗв, где проводят мониторинг и защиту населения, как и в зоне радиационного контроля. Людям, проживающим на этой территории, разъясняют риск ущерба здоровью, обусловленный действием радиации.

Зона добровольного отселения - 20-50 мЗв, где проводят радиационный мониторинг людей и объектов окружающей среды, необходимые мероприятия радиационной и медицинской защиты; оказывают помощь в добровольном переселении за пределы зоны.

Зона отчуждения - более 50 мЗв, в которой вмешательство осуществляется в соответствии с НРБ-99/2009.

На восстановительной стадии радиационной аварии зонирование изменяют.

Зона ограниченного проживания населения - 5-20 мЗв, где предпринимают те же меры мониторинга и зашиты населения, как и в зоне радиационного контроля. Добровольный въезд на эту территорию для постоянного проживания не ограничен. Людям, въезжающим на эту территорию для постоянного проживания, разъясняют риск ущерба здоровью, обусловленный действием радиации.

Зона отселения - 20-50 мЗв. Въезд на эту территорию для постоянного проживания не разрешен; запрещено постоянное проживание людей репродуктивного возраста и детей. Здесь осуществляют радиационный мониторинг людей и объектов окружающей среды, необходимые меры радиационной и медицинской защиты.

Зона отчуждения - более 50 мЗв, где постоянное проживание не допускают, хозяйственная деятельность и природопользование регулируются специальными актами; проводят мониторинг и защиту работников с обязательным индивидуальным дозиметрическим контролем.

Рекомендации службам радиационного контроля при принятии решений по измеренной объемной активности воздуха, пищевых продуктов, мощности внешнего облучения представлены в НРБ-99/2009 (см. главу 5).

Особое место занимает ограничение или исключение возможности поступления йода со свежим молоком и листовыми овощами. При технологической переработке пищевого сырья можно существенно снизить содержание радиоактивного йода в пище: например, в масло переходит всего 1-3% активности, в сливках, твороге содержится соответственно в 6 и 4 раза меньше йода по сравнению с исходным молоком.

Значение имеет временное исключение из употребления загрязненных продуктов: до снижения уровня загрязнения за счет физического распада нуклидов до допустимых (для ¹³¹I Т_1/2 = 8,06 сут), переработка молока в масло и сыр с последующим их хранением.

Критическая группа населения - дети, беременные и кормящие матери. Защитные мероприятия для них приобретают особую значимость.

Среди населения необходима большая разъяснительная работа, помогающая снять психологический стресс, довести до сознания каждого жителя находящегося под наблюдением района цель и значимость проводимых мероприятий.

14.4. ЭТАПЫ ЗАВЕРШЕНИЯ РАБОТ ПОСЛЕ ЛИКВИДАЦИИ АВАРИИ

На восстановительном этапе риск облучения для населения в основном определяется употреблением загрязненной воды и пищи, внешним облучением от загрязненной окружающей среды.

По результатам постоянно проводимого контроля окружающей среды и прогнозов миграции радионуклидов, по данным формирования доз принимают решения о возвращении населения на постоянное место жительства, дополнительном отселении, об использовании земли для сельскохозяйственных работ, изменении характера направления или технологии сельскохозяйственного производства и т.д. Возможны решения о продлении запрета на употребление и производство сельскохозяйственной продукции, сроков реэвакуации.

В этот период разрабатывают долгосрочные программы клинического и радиационно-эпидемиологического обследования населения на территориях с повышенным уровнем радиоактивных загрязнений, организуют соответствующие наблюдения, подготавливают медицинские учреждения. Например, в комплексе мероприятий дальнейшего медицинского обеспечения людей, подвергшихся острому радиационному действию, необходимо предусмотреть составление регистра всех этих людей, группировку облучившихся для определения объема требуемого дальнейшего медицинского обеспечения, организацию и оказание медицинской помощи.

Цель регистра этого контингента населения - изучение возможных последствий радиационного действия, адекватных диапазонам доз; анализ эффекта низких доз общего внешнего облучения по критериям стохастических эффектов (заболеваемость и смертность от злокачественных опухолей, рождаемость, состояние здоровья родившихся детей и др.).

Изучение организовывают на фоне постоянного углубленного исследования динамики уровней облучения в регионах исходного проживания наблюдаемых людей и мест эвакуации. Объем наблюдения определяют с учетом международных и отечественных рекомендаций при возможных биологических эффектах (МАГАТЭ, НКДАР ООН, МКРЗ, РНКРЗ).

Необходимо формировать имитирующие модели и поисковые прогнозы отдаленных последствий стохастического характера (эффекты канцерогенеза, генетические влияния) на ближайшие 30 лет и более длительный срок, сравнимый с продолжительностью жизни человека (70 лет).

Контрольные вопросы

Какие три последовательных этапа выделяют при аварии на объектах ЯТЦ?
Какие пути действия радиации на людей возможны при аварии?
Какую информацию используют для принятия решений на начальном этапе аварии?
Каковы функции органов Минздрава России при ликвидации последствий аварии?
Какие профилактические мероприятия проводят на первом этапе аварии среди населения?
Какие мероприятия осуществляют на этапе первичной ликвидации аварии?
Каковы критерии вмешательства на территориях, загрязненных в результате радиационной аварии?
Каковы критерии зонирования территорий на ранней и промежуточной стадии радиационной аварии?
Каково зонирование территории на восстановительной стадии радиационной аварии?
Какие мероприятия осуществляют на этапе завершения работ после ликвидации аварии?

15.1. ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ ОБРАЩЕНИЯ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ

Среди наиболее важных проблем атомной энергетики - обращение с РАО, безопасное их хранение и захоронение, охрана окружающей среды от радиоактивных загрязнений, безопасность ядерных объектов, обращение с отработанным ядерным топливом, вывод из эксплуатации АЭС и других радиационно опасных объектов.

Основные источники радиоактивных загрязнений окружающей среды:

РАО, образующиеся на всех стадиях эксплуатации и вывода из эксплуатации радиационно опасных объектов;
объекты ядерной энергетики;
регламентированные сбросы и выбросы радиационно опасных объектов при нормальном режиме эксплуатации;
отработанное ядерное топливо;
аварийные сбросы жидких РАО и выбросы газово-аэрозольных РАО;
авария на радиационно опасном объекте.

Радиоактивные отходы - растворы, изделия, материалы, биологические объекты, содержащие радионуклиды в количестве, превышающем величины, установленные действующими Санитарными правилами обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002), и не подлежащие дальнейшему использованию, отработанные источники ионизирующего излучения.

Радиоактивные отходы разделяют по:

агрегатному состоянию;
физическому состоянию (горючие, негорючие);
категории в зависимости от удельной активности радионуклидов.

Отдельно выделяют отработанные закрытые источники ионизирующего излучения.

В соответствии с Постановлением Правительства РФ от 19.10.2012 г. № 1069 «О критериях отнесения твердых, жидких и газообразных отходов к радиоактивным отходам, критериях отнесения радиоактивных отходов к особым радиоактивным отходами и удаляемым радиоактивным отходам и критериях классификации удаляемых радиоактивных отходов» определены области применения критериев и их классификация.

Критерии классификации РАО применяют:

в области использования атомной энергии, включая разработку, изготовление, испытание, эксплуатацию и утилизацию ядерного оружия и ядерных энергетических установок военного назначения;
при ликвидации последствий радиационной аварии;
при реабилитации радиационно загрязненных территорий, в том числе образовавшихся в результате выполнения государственной программы вооружения и государственного оборонного заказа;
при добыче и переработке минерального и органического сырья с повышенным содержанием природных радионуклидов, не связанных с использованием атомной энергии.

Критерии отнесения твердых, жидких и газообразных отходов к РАО сформулированы в Приложении 5 ОСПОРБ 99/2010 в редакции 2013 г. Твердые, жидкие и газообразные отходы, содержащие радионуклиды, за исключением отходов, образующихся при добыче и переработке минерального и органического сырья с повышенным содержанием природных радионуклидов, относят к радиоактивным, если сумма отношений удельной (для твердых и жидких отходов) или объемной (для газообразных отходов) активности радионуклидов в отходах к их предельному значению превышает 1.

При невозможности определения суммы отношений удельных активностей радионуклидов в отходах к их предельным значениям, отходы, содержащие техногенные радионуклиды, относят к радиоактивным, если удельная активность радионуклидов в них превышает:

для твердых отходов:
- для α-излучающих радионуклидов - 1 Бк/г;
- для β-излучающих радионуклидов - 100 Бк/г;
для жидких отходов:
- для α-излучающих радионуклидов - 0,05 Бк/г;
- для β-излучающих радионуклидов - 0,5 Бк/г.

Отходы с повышенным содержанием природных радионуклидов относят к РАО при условиях:

для твердых отходов:

для жидких отходов:

где A_Ra - удельная активность ²²⁶Ra, Бк/г; A_Th - удельная активность ²³²Th, Бк/г; A_K - удельная активность 40K, Бк/г; A_U - удельная активность ²³⁸U, Бк/г.

При этом предполагают, что радионуклиды ²²⁶Ra и ²³⁸U в отходах находятся в радиоактивном равновесии со своими дочерними радионуклидами.

Радиоактивные отходы по агрегатному состоянию подразделяются на жидкие, твердые и газообразные.

Жидкие РАО - не подлежащие дальнейшему использованию органические и неорганические жидкости, пульпы и шламы, соответствующие критериям РАО.

Твердые РАО - отработавшие свой ресурс радионуклидные источники, не предназначенные для дальнейшего использования материалы, изделия, оборудование, биологические объекты, грунт и отвержденные жидкие РАО, соответствующие критериям РАО.

Газообразные РАО - не подлежащие использованию газообразные смеси, содержащие радиоактивные газы и (или) аэрозоли, образующиеся при производственном процессе, соответствующие критериям РАО.

По удельной активности твердые РАО, содержащие техногенные радионуклиды, за исключением отработанных закрытых радионуклидных источников, подразделяют на четыре категории:

очень низкоактивные;
низкоактивные;
среднеактивные;
высокоактивные.

Жидкие РАО - на три категории:

низкоактивные;
среднеактивные;
высокоактивные.

Если по характеристикам радионуклидов (табл. 15.1) РАО относятся к разным категориям, для них устанавливают наиболее высокую категорию отходов. Твердые РАО, содержащие природные радионуклиды, - очень низкоактивные РАО. Жидкие РАО, содержащие природные радионуклиды, - низкоактивные РАО. Отработанные закрытые радионуклидные источники, не подлежащие дальнейшему использованию, - отдельная категория РАО.

Таблица 15.1. Категории радиоактивных отходов в зависимости от их удельной активности
Категория отходов		Удельная активность, кБк/кг
Категория отходов	Тритий	β-излучающие радионуклиды (исключая тритий)	α-излучающие радионуклиды (исключая трансурановые)	Трансурановые радионуклиды
Твердые радиоактивные отходы
Очень низкоактивные	До 10⁷	До 10³	До 10²	До 10¹
Низкоактивные	10⁷ - 10⁸	10³-10⁴	10²-10³	10¹-10²
Среднеактивные	10⁸-10¹¹	10⁴-10⁷	10³-10⁶	10²-10⁵
Высокоактивные	Более 10¹¹	Более 10⁷	Более 10⁶	Более 10⁵
Жидкие радиоактивные отходы
Низкоактивные	До 10⁴	До 10³	До 10²	До 10¹
Среднеактивные	10⁴-10⁸	10³-10⁷	10²-10⁶	10¹-10⁵
Высокоактивные	Более 10⁸	Более 10⁷	Более 10⁶	Более 10⁵

Для каждого юридического или физического лица, планирующего работы с открытыми радионуклидными источниками, проектом определяется система обращения с РАО в местах их образования. Проведение работ с открытыми радионуклидными источниками без наличия условий для сбора и временного хранения РАО не допускается.

Техногенные радионуклиды выбрасывают в атмосферный воздух в соответствии с нормативами допустимых выбросов и разрешительными документами. Газообразные РАО подлежат очистке фильтрами для снижения их активности.

Система обращения с жидкими и твердыми РАО - сбор, сортировка, упаковка, временное хранение, кондиционирование (концентрирование, отверждение, прессование, сжигание), транспортировка, длительное хранение и (или) захоронение.

Сортировка производственных отходов радиационных объектов направлена на разделение РАО различных категорий и материалов, загрязненных радионуклидами.

При удельной активности техногенных радионуклидов в твердых отходах менее МЗУА, но больше значений, приведенных в приложении 3 ОСПОРБ 99/2010 в редакции 2013 г., их следует направлять на специально выделенные участки размещения производственных отходов в соответствии с законодательством в сфере обращения с отходами производства и потребления.

Радиоактивные отходы собирают непосредственно в местах их образования отдельно от обычных отходов с учетом:

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

Для сбора РАО на радиационном объекте предусматривают специальные сборники. Для первичного сбора твердых РАО используют пластиковые или бумажные мешки, которые затем загружают в сборники-контейнеры.

Для временного хранения и выдержки сборников с РАО, создающими у поверхности дозу γ-излучения более 2 мЗв/ч, необходимы специальные защитные колодцы или ниши. Сборники отходов извлекают из них специальными устройствами, снижающими уровень облучения обслуживающего персонала.

Жидкие РАО собирают в специальные емкости. Их следует концентрировать и отверждать на объекте, на котором они образуются, или в специализированной организации обращения с РАО. Захоронение жидких низкоактивных и среднеактивных РАО в недрах земли в пределах горного отвода, в границах которого такие жидкие РАО должны быть локализованы, допускают исключительно в пунктах глубинного захоронения РАО, сооруженных и эксплуатируемых до 15 июля 2011 г.

На радиационном объекте, где возможно образование значительного объема жидких РАО (более 200 л в день), проектом предусматривается система спецканализации.

Техногенные радионуклиды сбрасывают в окружающую среду в соответствии с нормативами допустимых сбросов и разрешительными документами, устанавливаемыми (получаемыми) в соответствии с законодательством в области охраны окружающей среды и водным законодательством.

Жидкие РАО сбрасывать в поверхностные и подземные водные объекты, на водосборные площади, в недра и на почву запрещено.

Радиоактивные отходы разных категорий временно хранить необходимо в отдельном помещении либо на специально выделенном участке, оборудованном в соответствии с требованиями, предъявляемыми к помещениям для работ II класса. РАО следует хранить в специально предназначенных для этого контейнерах.

Радиоактивные отходы, содержащие радионуклиды с периодом полураспада менее 15 сут, собирают отдельно от других РАО и выдерживают в местах временного хранения для снижения их удельной активности до уровней, не превышающих нормативные. Сроки выдержки РАО с содержанием большого количества органических веществ (трупы экспериментальных животных) не должны превышать 5 сут, если не обеспечены условия хранения (выдержки) в холодильных установках или соответствующих растворах.

Самовоспламеняющиеся и взрывоопасные РАО необходимо перевести в неопасное состояние до отправки на захоронение, при этом предусматривают меры радиационной и пожарной безопасности.

На переработку или захоронение РАО необходимо передавать в специальных упаковках (контейнерах). Уровни радиоактивного загрязнения внешних поверхностей упаковки (контейнера) не должны превышать значений, приведенных в табл. 5.5 (см. главу 5).

Радиоактивные отходы необходимо транспортировать в механически прочных герметичных упаковках специально оборудованным транспортным средством.

Переработку РАО и их долговременное хранение и захоронение выполняют специализированные организации обращения с РАО.

Место захоронения РАО выбирают с учетом гидрогеологических, геоморфологических, тектонических и сейсмических условий. При этом необходимо обеспечить радиационную безопасность населения и окружающей среды в течение всего срока изоляции отходов с учетом долговременного прогноза.

Годовая эффективная доза облучения критической группы населения при всех видах обращения с РАО до их захоронения не должна превышать 0,1 мЗв. Годовая эффективная доза облучения критической группы населения за счет РАО после их захоронения не должна превышать 0,01 мЗв.

Согласно Федеральному закону от 27.07.2010 г. № 190-ФЗ, захоронению подлежат особые РАО, удалению - отходы, не отнесенные к этой группе.

Особые РАО - РАО, образовавшиеся в результате выполнения государственной программы вооружения и государственного оборонного заказа, использования ядерных зарядов в мирных целях или при ядерной и (или) радиационной аварии на объекте атомной энергии; жидкие РАО, размещенные в поверхностных водоемах - хранилищах РАО общим объемом более 25 тыс. м³, введенных в эксплуатацию до вступления в силу Федерального закона от 27.07.2010 г. № 190-ФЗ, и донные отложения таких водоемов-хранилищ, соответствующие критериям:

рассчитанная в соответствии с Санитарными правилами обеспечения радиационной безопасности коллективная доза облучения за весь период потенциальной опасности РАО превышает коллективную эффективную дозу облучения, связанную с захоронением РАО в месте их нахождения;
РАО, не отнесенные к особым, относятся к удаляемым;
пункт хранения РАО и его санитарно-защитная зона размещены вне границ населенных пунктов особо охраняемых природных территорий, прибрежных защитных полос и водоохранных зон водных объектов, других охранных и защитных зон.

Для предварительной сортировки твердых отходов рекомендуют использовать мощность дозы γ-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности:

низкоактивные - 0,001-0,3 мЗв/ч;
среднеактивные - 0,3-10 мЗв/ч;
высокоактивные - более 10 мЗв/ч.

Для этого можно использовать и результаты измерений уровня радиоактивного загрязнения твердых отходов (табл. 15.2).

Таблица 15.2. Классификация твердых радиоактивных отходов по уровню поверхностного радиоактивного загрязнения
Категория РАО	Уровень поверхностного радиоактивного загрязнения, част/(см-мин)
Категория РАО	β-излучающие радионуклиды	α-излучающие радионуклиды
Очень низкоактивные	500-10³	50-10²
Низкоактивные	10³-10⁴	10²-10³
Среднеактивные	10⁴-10⁷	10³-10⁶
Высокоактивные	Более 10⁷	Более 10⁶

Основная цель обращения с РАО - предотвращение их вредного действия на человека и окружающую среду в течение всего периода сохранения отходами потенциальной опасности.

Основные методы обращения с РАО:

минимизация объема, количественный показатель которой - коэффициент уменьшения объема, численно равный отношению исходного (V_исх) и конечного (V_к) объемов РАО;
кондиционирование - перевод РАО в химически устойчивую форму, которая сохраняет стабильность в течение всего периода, необходимого для уменьшения активности до уровня естественного фона;
максимальная простота, надежность и безопасность транспортировки, хранения, переработки и удаления РАО.

При выборе технологии обращения необходимо учитывать основные показатели:

объем отходов:
удельная активность;
коэффициент изменения объема;
свойства конечного продукта;
стоимость переработки 1 м³ исходных РАО;
варианты кондиционирования вторичных РАО, которые неизбежно образуются при всех технологических процессах.

Единственное окончательное решение проблемы отходов - полный естественный распад содержащихся в них радиоактивных продуктов.

Выдержка во времени - уникальный способ снижения активности отходов. Обычно при наличии в отходах смеси радиоактивных элементов максимальный срок выдержки устанавливают по радионуклиду, имеющему наибольший период полураспада, срок принимают равным 10 периодам полураспада (например, для отходов, содержащих ¹³¹I, - 82 сут). За это время существенно снижается удельная активность отходов (примерно в 1 тыс. раз), всегда обеспечивающая возможность последующего их спуска в хозяйственно-бытовую канализацию (при жидких отходах). Твердые отходы, уровень активности которых при хранении снижается до допустимых величин, в дальнейшем удаляют как обычный нерадиоактивный мусор. Если присутствуют долгоживущие изотопы, отходы необходимо хранить в течение многих лет в герметичных контейнерах, снабженных защитой. Такое хранение возможно только при больших экономических затратах, и количество отходов достигает значительного объема, поэтому этот метод часто требует предварительного извлечения радионуклидов из отходов, их концентрирования различными способами и последующего надежного хранения концентратов.

15.2. ТЕХНОЛОГИИ ПЕРЕРАБОТКИ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

В зависимости от агрегатного состояния РАО применяют разные способы их переработки. Необходима организация методов переработки РАО, которые позволяют выделять нерадиоактивные компоненты, представляющие технологическую ценность, для их повторного использования, и обеспечивают предотвращение загрязнения окружающей среды РАО.

15.2.1. Кондиционирование радиоактивных отходов

Основная цель кондиционирования - уменьшение общего объема отходов с одновременным уменьшением возможности распространения радионуклидов при переработке, хранении, транспортировке и захоронении.

Метод кондиционирования РАО выбирают с учетом характеристики отходов, технологических и экономических показателей процесса, условий и продолжительности временного хранения упаковок, условий транспортировки и захоронения отходов. При выборе способа переработки предпочтение отдают методу, при котором максимально снижается риск облучения людей на всех последующих стадиях обращения с РАО.

Объем кондиционированных РАО необходимо сокращать до технически и экономически обоснованного минимума. Особенно это относится к отвержденным высокоактивным отходам, где объем определяется допустимым удельным тепловыделением, условиями теплоотвода и другими условиями хранения и захоронения. Кондиционированные РАО должны иметь твердое агрегатное состояние, оптимально устойчивое к радиационному, механическому, химическому, тепловому и биологическому действиям, низкие растворимость и выщелачиваемость подземными и поверхностными водами. Кондиционированные РАО не должны содержать самовоспламеняющихся и взрывчатых веществ. Газообразование вследствие радиохимических, химических и биологических реакций сводят к минимуму.

15.2.2. Технологии переработки твердых радиоактивных отходов

При переработке твердых отходов выполняют технологические операции изменения формы и уменьшения объема.

Методы переработки твердых РАО включают технологические операции:

уменьшение объема отходов за счет фрагментации, сжигания, прессования, дезактивации и переплавки металла;
упаковка фрагментированных и переработанных отходов;
заключение сыпучих отходов в матрицу;
частичный возврат очищенных до санитарных норм веществ и материалов для повторного использования в промышленности.

Фрагментации подлежат загрязненные крупногабаритные, длинномерные изделия - твердые РАО, переработка, упаковка или транспортировка которых затруднена. Металлические твердые РАО низкого и среднего уровня активности с поверхностным загрязнением подлежат дезактивации. Метод дезактивации определяется характером и уровнем загрязнения. Образующиеся растворы и шламы подлежат отверждению и упаковке.

Для кубовых остатков, после упаривания содержащих α-, β- и трансурановые радионуклиды, в которых содержание органической составляющей незначительно (негорючие), самый надежный способ переработки - включение в стойкую матрицу, такую как стекло или керамика, состав которой зависит от конкретного набора радионуклидов.

Для переработки твердых горючих отходов (биологические, строительные материалы) используют установки сжигания. Производительность таких установок колеблется - 9-200 кг/ч. Твердые горючие низкоактивные отходы, содержащие α-, β- и трансурановые радионуклиды, предварительно подвергаются прессованию для уменьшения объема, а затем отверждению или сжиганию. При прессовании объем отходов сокращается в 2-10 раз, при сжигании - в 20-100 раз.

Прессованию подлежат несжигаемые неметаллы (теплоизоляционные материалы, кабели, несжигаемые органические материалы, строительный мусор) и металлические отходы. Среднеактивные и высокоактивные спрессованные отходы далее помещают в контейнер с заливкой свободного пространства цементированными жидкими РАО.

Если при эксплуатации непрерывно возникают очень низкоактивные и низкоактивные отходы большого объема, оптимальная технология их переработки - прессование с последующим хранением для полной выдержки радиоактивного распада. Однако такой подход возможен для твердых РАО, загрязненных только короткоживущими радионуклидами, например ¹³¹I.

В печах сжигают разнообразные отходы: древесину, целлюлозно-бумажные, растительного происхождения, резину, остатки масел, нефти. При сжигании образуются агрессивные газы (хлор, хлористый водород, фтористый водород), поэтому для футеровки топок используют огнеупорную керамику.

Образующиеся при обработке жидких, твердых и газообразных отходов высокоактивные концентраты в виде осадков, регенерационных растворов, кубовых остатков, золы отверждают и подвергают захоронению на специальных пунктах.

Металлические твердые РАО дезактивируют или переплавляют. К повторному использованию допускают металл с удельной активностью, не превышающей величин, указанных в ОСПОРБ-99/2010. Отработанные источники ионизирующего излучения включают в металлическую матрицу.

15.2.3. Технологии переработки газоаэрозольных радиоактивных отходов

Для очистки воздуха от радиоактивных газов и аэрозолей часто рекомендуют:

фильтрацию на тонковолокнистых полимерах в виде тканей (для аэрозолей);
фильтрацию на насадочных фильтрах (для аэрозолей);
абсорбцию растворами;
абсорбцию газов твердыми сорбентами;
выдержку во времени.

На объектах, где работают с радионуклидами, можно удалять вентиляционный воздух без очистки, если его активность на выбросе не превышает ДОАнорм для воздуха рабочих помещений. При этом уровень внешнего и внутреннего облучения отдельных людей из населения не должен превышать предела дозы, установленного для этой категории населения.

Удаляемый из укрытий, боксов, камер, шкафов и другого оборудования загрязненный воздух должен подвергаться перед выбросом в атмосферу очистке эффективными фильтрами. При работах I и II класса, когда суммарная активность удаляемых газов и аэрозолей достигает значительного уровня, предусматривают, кроме фильтров, выбросные трубы, высота которых обеспечивает уменьшение загрязнения атмосферного воздуха до величин, не превышающих ДОА для населения и пределов доз внешнего и внутреннего облучения этой категории населения, предусмотренных НРБ-99/2009.

Учитывая малый размер частиц радиоактивных аэрозолей, для их извлечения из газовых потоков применяют фильтрацию тонковолокнистыми полимерами с высокой эффективностью с помощью рамочных фильтров, снабженных тканью фильтровальной Петрянова (ФПП) или тканью фильтровальной из ацетилцеллюлозного материала (ФПА).

В зависимости от диаметра волокон ткани маркируют: ФПП-15, ФПА-25 и др. Цифра, стоящая после ее названия, указывает диаметр волокон в микрометрах, условно увеличенный в 10 раз. С уменьшением толщины волокон и увеличением слоя ткани возрастает коэффициент очистки. Высокоэффективные волокнистые материалы (ФПП-15) позволяют задерживать частицы размером 0,08 мкм с эффективностью 99,9%.

Недостаток фильтров с тканью из тонковолокнистых материалов - их малая пылеемкость. При накоплении на ткани фильтров пыли 70-80 г/м² значительно увеличивается их сопротивление потоку воздуха и снижается эффективность обеспыливания. Эти фильтры используют в качестве самостоятельной системы очистки при содержании пыли в газовых потоках не более 0,5 мг/л; при большем количестве пыли в выбросах устанавливают предварительные насадочные фильтры (фильтры грубой очистки).

Для грубой очистки рекомендуют использовать фильтры с волокнистой или с зернистой насадкой. В фильтрах с волокнистой насадкой стекловолокно имеет диаметр волокон 15-25 мкм, лавсановое волокно - 20 мкм. Фильтрующая способность и сопротивление волокнистых фильтров зависят от плотности их набивки, толщины слоя и диаметра волокон. Если в выбросах содержатся химические вещества, образующие в результате конденсации на поверхности фильтра твердую корку из растворимых соединений, эффективны волокнистые фильтры с увлажнением.

В фильтрах с зернистой насадкой применяют песок, опилки, крошку из резины, графита, пластмасс. Размер зерен крошки для заполнения фильтров составляет 1-6 мм.

Эффективность очистки газовых потоков от пыли фильтрами с волокнистой или зернистой насадкой зависит от характера аэрозолей; улавливание аэрозолей конденсации достигает 98%, эффективность задержки аэрозолей дезинтеграции значительно ниже - 85%.

Воздух и газы очищают от радиоактивных аэрозолей и грубодисперсной пыли абсорбцией жидкостью или специальными растворителями. Жидкостную очистку производят в абсорбентах скрубберного типа, в которых загрязненный газ движется навстречу тонко распыленной жидкости. Иногда загрязненный газ пропускают через слой жидкости для охлаждения и удаления грубодисперсной пыли.

В последнее время жидкостную очистку воздуха и газов от пыли выполняют в пенных аппаратах, в которых абсорбция происходит намного интенсивнее, чем в слое барботируемой жидкости. Более интенсивная абсорбция в этом случае обусловлена увеличением площади контакта газа и жидкости за счет образования пены. При использовании пенного аппарата эффективность очистки воздуха или газа от пыли достигает 97-99,3%.

Радиоактивные газы улавливают фильтры-адсорбенты, заполненные активированным углем. Радиоактивные инертные газы можно адсорбировать и активированным древесным углем, но при низкой отрицательной температуре, создаваемой жидким азотом или специальными холодильниками.

Для извлечения из воздуха радиоактивного йода используют каустические адсорбенты с эффективностью 80%.

Иногда при содержании в газообразных отходах значительного количества короткоживущих радионуклидов и при малом объеме отходов газы сжимают с последующим их хранением в специальных емкостях-газгольдерах.

15.2.4. Технологии переработки жидких радиоактивных отходов

Выбор схемы переработки жидких РАО обусловлен, во-первых, удельной активностью отходов и их объемом, во-вторых, наличием в составе жидких отходов радионуклидов и других компонентов. Конечная цель этих методов - концентрирование радионуклидов для дальнейшего отверждения.

При малых объемах жидких РАО (менее 200 л/сут) их отправляют на хранение или переработку в специализированные организации. Отходы, имеющие незначительнее объемы, по возможности хранят в месте их образования. Однако высокоактивные жидкие отходы переводят в категорию твердых, применяя цементирование для повышения надежности хранения и радиационной безопасности при транспортировке.

Отходы, объем которых составляет более 10 тыс. м³, экономически выгоднее перерабатывать на месте образования с использованием стационарных установок.

Для удаления радионуклидов из жидких отходов наиболее широко используют методы: дистилляционные, осадительные (коагуляция и химическое осаждение), ионный обмен и сорбционные методы.

Дистилляция - простой и надежный способ обработки жидких РАО. Степень очистки растворов (отношение концентрации радиоактивного материала в исходном растворе к концентрации его в дистилляте) при этом методе достигает 10 тыс. и более. Появление в дистилляте радионуклидов обусловлено возгонкой некоторых изотопов (например, ¹⁰³Ru, ¹³¹I) и выносом капель и частиц паром при пенообразовании. Для предупреждения этих явлений устанавливают специальные системы выпарных аппаратов, в конструкцию которых включают дополнительные фильтры, и жидкость перегоняют при определенном рН и добавлении различных соединений.

Из осадительных методов наибольшее распространение получили реакции соосаждения. Так, при содово-известковом смягчении воды для извлечения из раствора ⁹⁰Sr происходит соосаждение стронция с кальцием за счет образования смешанных кристаллов нерастворимых солей. Для достижения высокой эффективности удаления стронция необходимо доводить рН раствора до минимальной величины. При первичной реакции смягчения обычно удаляют 80-90% стронция; при повторных - добавляют и удаляют небольшое количество кальция несколько раз, содержание стронция при этом уменьшается каждый раз на 80-90%. Таким образом, при многократной обработке активность жидкости по ⁹⁰Sr уменьшают на 99,9%.

Сущность коагуляции - при добавлении в раствор разных химических веществ (часто сульфата алюминия) нарушается стабильность коллоидов и образуются выпадающие в осадок хлопья, которые адсорбируют, улавливают и собирают на своей поверхности взвешенные вещества. Эффективность извлечения радионуклидов из жидких отходов этим методом во многом зависит от изотопного состава присутствующих в растворе веществ, их физико-химического состояния и рН среды. Коагуляция - малоэффективный метод очистки отходов от растворенных в них радионуклидов, за исключением катионов III, IV и V групп периодической системы Д.И. Менделеева (в том числе и редкоземельных элементов). Обычно при коагуляции активность жидкости, обусловленная взвешенными частицами, уменьшается на 97-98%, активность, связанная с растворенными в воде изотопами, - на 40-81%. При увеличении рН раствора эффективность их удаления повышается. Оптимальное значение рН в этом случае составляет 11,5. В качестве коагулянтов на практике используют гидроокись железа, фосфаты, дубильную кислоту с известью, сульфат алюминия с добавлением глины.

При химическом осаждении в очищаемый раствор добавляют химические реагенты для образования нерастворимого осадка, при этом происходит захват примесей, находящихся в растворе, за счет соосаждения или адсорбции. При соосаждении происходит образование кристаллического осадка, содержащего макро- и микрокомпоненты. Наибольшая эффективность удаления радионуклидов отмечена при их близких химических свойствах к макрокомпонентам.

Сорбционные методы основаны на сорбции и ионном обмене. Радионуклиды извлекают методом адсорбции (физическая адсорбция) или ионного обмена (хемосорбция - образование химического соединения на поверхности адсорбента). Сорбционные свойства определяются величиной удельной поверхности и распределением пор по размерам: микропоры (размер 2 нм), мезопоры (2-20 нм) и макропоры (больше 20 нм). Чем меньше размер пор, тем выше степень очистки, но меньше производительность. На адсорбентах наиболее эффективно сорбируются вещества в молекулярной (масла, поверхностно-активные вещества) и коллоидной формах. Наиболее распространенные адсорбенты: активированный уголь, природные (перлит, диатомит, вспученное вулканическое стекло) и синтетические адсорбенты (сополимеры стирола и дивинилбензола).

Ионные методы очистки. Для удаления радионуклидов ионных форм используют сорбционные методы на основе ионного обмена с применением ионитов (твердых нерастворимых веществ). Иониты подразделяются на катиониты, аниониты, аморфолиты и селективные иониты. Наиболее часто для ионного обмена используют синтетические органические смолы - катиониты (КУ-1, КУ-2, КУ-4, СБС, CM-12) и аниониты (МН, ТН, ММГ-1, ЭДЭ-10, АВ-17). При нескольких ступенях ионообменных фильтров коэффициент очистки жидких отходов от различных изотопов составляет от 10 до 10000.

Эффективность снижения удельной активности отходов при ионном обмене в значительной мере зависит от их состава. Наличие в воде механических примесей, жиров, масел снижает эффект обмена за счет уменьшения численности пор в смоле (осадки и мыла), обволакивания зерен смолы (масла) и др. Количество нейтральных солей, присутствующих в фильтрате, влияет на срок высокоэффективной работы ионообменных фильтров. После насыщения ионообменные фильтры подвергают регенерации промыванием их кислотами (в случае катионита) и щелочами (в случае анионита) или другими реагентами в зависимости от химической структуры ионообменных смол. В результате такой обработки радионуклиды из ионитов переходят в регенерационные растворы.

В последние годы интенсивно исследуют новые физико-химические методы очистки, среди которых наиболее перспективны электродиализ, объединяющий электролиз и диалитическую диффузию, экстракция, кристаллизация, флотация и пенное отделение.

В практике снижения активности сточных вод широко распространены биологические методы, разработанные на основе положений В.И. Вернадского:

природные грунты и взвеси (глина, почва, ил) обладают по отношению к большинству элементов, образующихся при делении урана, высокой сорбционной способностью и малой десорбцией;
большинство пресноводных организмов, особенно планктон и перифитон, имеют исключительно высокий коэффициент накопления большинства химических элементов, которые присутствуют в воде в крайне низкой концентрации;
большинство пресноводных организмов устойчивы к действию излучения.

Существует несколько способов биологической переработки отходов:

медленная фильтрация через песчаные фильтры;
фильтрация через биофильтры;
обработка в аэротенках;
снижение активности в окислительных прудах.

При медленной фильтрации раствора через песчаную загрузку фильтра в верхнем слое песка образуется тончайшая илистая пленка, состоящая из биомассы. Эта пленка и выполняет основную задачу извлечения радионуклидов из воды. Снижение активности в этом случае связано с сорбцией и поглощением биологической пленкой растворимых радионуклидов и является функцией исходной активности воды, меняясь от 75 до 95%.

Сточные воды, поступающие на биофильтры, проходят аэрируемый слой загрузки: гравий, антрацит и др. Как и в медленных фильтрах, загрузка биофильтра со временем покрывается тонкой пленкой биологического ила, задерживающей взвешенные, коллоидные частицы и растворенные формы радионуклидов.

В аэротенках благодаря введению в них предварительно аэрированного, стабилизированного активного ила окисление органических веществ значительно интенсифицировано. Для поддержания высокого окислительного потенциала аэротенков в них периодически продувают воздух. В процессе окисления растворенные и взвешенные в сточной жидкости радионуклиды эффективно поглощаются илом. Эффективность удаления радионуклидов из сточных вод при обработке на аэротенках в зависимости от изотопного состава колеблется от 5-13% для 24Na до 84% для ³²Р и 98% для ¹⁴⁴Се.

Окислительные пруды обычно используют для обработки сточных вод в тех районах, где климатические условия благоприятны для фотосинтеза. В этих прудах под влиянием солнечного света происходит бурное развитие микроорганизмов и водорослей, которые разрушают органические соединения. При этом процессы превращения органических веществ и их усвоения биомассой сопровождаются поглощением изотопов радионуклидов: например, степень поглощения биомассой ³²Р достигает 93%, ⁹⁰Sr - 33%.

Недостатки биологических способов - длительность и сложность, малая эффективность удаления из отходов радиоизотопов Sr, Ru, I, Cs, отрицательное влияние носителей. При применении аэротенка образуется большое количество шламов, безопасное захоронение которых - сложная самостоятельная задача. Окислительные пруды - определенная потенциальная опасность для окружающей местности вследствие миграции радионуклидов.

Приведенное описание различных способов переработки жидких РАО свидетельствует о том, что к настоящему времени созданы условия для решения важной задачи охраны окружающей среды - предупредить поступление радионуклидов в биосферу в количестве, превышающем допустимую величину, извлечением из отходов.

15.2.5. Методы отверждения жидких радиоактивных отходов

Для отверждения концентратов, полученных разными методами конденсирования жидких РАО, используют битумирование, цементирование, остекловывание.

Битумирование - включение РАО в твердый инертный материал на основе асфальтенов и битумов. Основной принцип технологии битумирования - включение радиоактивных шламов и солей в битумы путем отгонки влаги с получением после охлаждения твердых компаундов. Главное достоинство используемого битума - его гидроизолирующая способность. Отверждение РАО включением их в битум обеспечивает прочную фиксацию радионуклидов. Коэффициент сокращения объема при битумировании в среднем равен 2. Обычно скорость вымывания солей из битумно-солевого компаунда равна 10^-5 - 10^-4 г/(см²·сут). Он превосходит цементные блоки по химической стойкости к воде.

Основной недостаток битумирования - пожароопасность его продуктов, низкий объем сокращения, невысокая радиационная стойкость конечного продукта и возможность его биодеградации.

Цементирование - включение в цемент - один из основных методов отверждения как гомогенных (кубовых остатков), так и гетерогенных (пульпы) отходов. Причина широкого распространения цементирования - негорючесть, отсутствие пластичности отвержденного продукта и простота метода. Кроме того, бетон обладает отличной стойкостью к облучению и довольно высокой теплопроводимостью.

Недостатки цементирования:

сравнительно невысокая степень включения отвержденных компонентов в цемент, что приводит к увеличению объема продуктов;
большой объем воды в отвержденном продукте;
выщелачивание радионуклидов и солей при контакте с водой.

Исследования химической стойкости включения радионуклидов в цементную массу показывают высокую скорость выщелачивания при контакте с водой, что вызывает необходимость надежной гидроизоляции хранилищ. Прочность цементного камня зависит от количества включенных в него солей.

Один из вариантов решения проблемы изоляции РАО - остекловывание - включение их в стекло. По сравнению с другими матрицами стекло обладает рядом преимуществ: оно гомогенно, изотропно, непористо, химически инертно. Включение в структуру стекла продуктов деления обусловливает их прочную фиксацию. Однако стекло при повышенной температуре легко девитрифицируется, что может привести к переносу радионуклидов в окружающую среду (самопроизвольная кристаллизация). При остекловывании существенно сокращается объем отходов. Так, заключение в стекло РАО от переработки 1 т топлива на основе природного урана сокращает объем до 14 л, от переработки окисного топлива водо-водяного энергетического реактора - до 70 л. Содержание оксидов в стекле при этом достигает 20-30% (по массе). Объем остеклованных отходов в 3,7 раза меньше отходов при битумировании и почти в 10 раз меньше объема цементных блоков. На этом этапе развития технологии единственными матрицами, нашедшими практическое применение в мире и России, являются боросиликатные и алюмофосфатные стекла.

15.3. ИЗОЛЯЦИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Твердые и отвержденные РАО после кондиционирования помещают в хранилища долговременного хранения. Способ захоронения или долговременного хранения и конструкции сооружений выбирают в зависимости от физико-химических и радиационных характеристик отходов, определяющих их радиотоксичность и срок потенциальной опасности.

15.3.1. Хранение радиоактивных отходов в наземных сооружениях

Пункт длительного хранения радиоактивных отходов - предприятие, которое объединяет ряд функциональных подразделений, обеспечивающих централизованный сбор, удаление (транспортировку) и захоронение РАО. Такие пункты создают для захоронения отходов крупного промышленного района, города, области. Централизованная система сбора, удаления и захоронения отходов позволяет с высокой надежностью исключить поступление радионуклидов в окружающую среду и обеспечить выполнение жестких требований санитарного законодательства.

Современный подход к долгосрочной изоляции РАО предусматривает создание сооружений, в которых отходы размещают без намерения извлечения, но с такой возможностью (хранилище). На этих пунктах размещают различные типы сооружений для хранения (захоронения) РАО:

хранилища (траншейные, траншейные облицованные, котлованные, стволовые, бункерные);
специализированные здания, специально оборудованные помещения;
хранилища отработанного топлива (приреакторные, внереакторные, бассейны выдержки; сухие при регенерационных заводах, транспортных реакторах на специальных судах);
площадки (грунтовые, асфальтированные, с другими покрытиями, специальные для хранения реакторных отсеков АПЛ);
подземные сооружения шахтного типа, буровые скважины;
хвостохранилища (наливного типа, намывного типа), отвалы (создаются при добыче руд, содержащих естественные радионуклиды, и забалансовых руд), шламонакопители, пульпохранилища;
водоемы-накопители, отдельно стоящие емкости для жидких отходов;
полигоны глубинного захоронения жидких отходов.

Основные элементы хранилищ:

крупногабаритные железобетонные отсеки, железобетонный массив с ячейками для бочек или другие помещения, расположенные на железобетонном основании;
система барьеров, которая противодействует поступлению атмосферных осадков, поверхностных вод и миграции выщелачиваемых радионуклидов и их выходу в окружающую среду.

После доставки РАО на пункт захоронения их могут подвергнуть переработке (например, сжиганию, цементированию). Подготовленные таким образом или без всякой предварительной подготовки отходы сбрасывают в специальные подземные емкости (могильники). После заполнения могильников сверху устраивают бетонное перекрытие, позволяющее герметизировать их и обеспечить условия, предупреждающие переоблучение персонала.

Основа планирования пунктов захоронения - принцип разделения всей территории на грязную и чистую зоны. В грязной зоне размещают комплекс подземных резервуаров для захоронения отходов и установки для их переработки, в чистой зоне - здания и сооружения вспомогательных служб (котельная, гаражи, помещения дежурного персонала). На границе этих зон располагают санпропускник и здание для дезактивации транспортных средств и оборудования с сооружениями очистки радиоактивных обмывочных вод.

Размещение пунктов захоронения определяется их назначением - навсегда или на многие сотни лет изолировать РАО от окружающей среды и предупредить возможную миграцию содержащихся в отходах радионуклидов. В связи с этим пункты захоронения устраивают на достаточном удалении от населенных мест, на территориях, не имеющих в обозримом будущем перспектив хозяйственного или другого использования.

Геологический профиль отводимых под пункты захоронения участков - рыхлые средне- и мелкозернистые породы (пески, супеси, суглинки, глины) с низким стоянием грунтовых вод. Наиболее благоприятен для размещения пунктов равнинный, несколько всхолмленный рельеф местности. В этом случае уровень грунтовых вод на возвышенности в силу естественного дренирования находится на значительной глубине и устройство пунктов захоронения на возвышенности позволяет с высокой надежностью (даже при разрушениях инженерных барьеров) предупредить попадание радионуклидов в грунтовые воды за счет фиксации изотопов в грунте.

Для обеспечения надежности захоронения РАО емкости строят из железобетонных конструкций. При их заполнении в жидкие отходы добавляют цемент, в этом случае бетонируют промежутки между твердыми отходами.

Для исключения вредного влияния пунктов захоронения РАО на условия проживания населения вокруг них создают СЗЗ. Территорию пунктов захоронения обносят оградой с предупреждающими знаками и охраняют.

15.3.2. Удаление радиоактивных отходов в недра земли

В связи с высокой стоимостью переработки образующихся на предприятиях атомной промышленности жидких РАО иногда их удаляли в недра земли. Так, на атомном заводе в Хэнфорде (США) только в 1944-1960 гг. удалено в грунт более 1,4х10⁸ м³ жидких РАО. Отходы с удельной β-активностью менее 1850 Бк/л сбрасывали в фильтрующие болота и пруды, отходы с активностью до 222 МБк/л - в поглощающие траншеи и колодцы. Распространение радиоактивных загрязнений в горных породах и подземных водах на территории завода постоянно контролировали, бурили скважины и исследовали образцы грунта, взятого на разных глубинах. Благодаря благоприятным гидрогеологическим условиям района Хэнфорда (платообразная местность, приподнятая над уровнем р. Колумбии, низкое стояние грунтовых вод - на глубине 70-100 м, высокая ионная емкость грунтов, значительное удаление района от зоны дренажа грунтовых вод), на большие расстояния (до 13 км) перемещался только тритий, содержание которого в грунтовой воде на границе этой зоны - 3 Бк/л. Общая β-активность грунтовых вод в непосредственной близости от колодцев составляла 3700 Бк/л - 222 МБк/л, а в несколько удаленных местах - 55 Бк/л. β-Активность грунтовых вод была обусловлена преимущественно ¹⁰⁶Ru, но иногда на расстоянии 350 м от колодцев отмечено небольшое количество ⁶⁰Со, ⁹⁰Sr и ^l37Cs - в пределах 37 Бк/л.

Другой пример удаления жидких РАО в недра земли - атомное предприятие в Саванна-Ривер, расположенное на прибрежной равнине Атлантического океана (США). Район размещения предприятия состоит из песков, имеющих сравнительно малую сорбционную способность. Уровень грунтовых вод находится на глубине 8-20 м. Выше этого уровня, на глубине 1,5-8 м, расположены локальные водонасыщенные породы. В открытые фильтрующие бассейны удаляли жидкие отходы с низким содержанием радионуклидов пяти реакторов, двух химических заводов и установок тяжелой воды. Результаты исследований показали, что в радиусе 30 м от бассейна в локальных насыщенных породах обнаружены удаляемые в бассейны изотопы. В основном водоносном горизонте β-активность грунтовых вод не превышала 18,5 Бк/л. По данным на январь 1962 г. ⁹⁰Sr обнаружен в грунтовой воде на расстоянии не более 250 м от границ бассейна.

Жидкие РАО удаляют и в межпластовые горизонты, например, в НИИ атомных реакторов (Димитровград, Ульяновская область). Преимущество использования глубоких водоносных горизонтов, содержащих пресные или слабоминерализованные воды, - во-первых, они часто имеют значительную водоприемную способность, во-вторых, имеют хорошую гидродинамическую изоляцию от верхних водоносных горизонтов. Основной недостаток такого способа захоронения отходов - загрязнение подземных вод, представляющих общенародное достояние. При решении вопросов использования этих горизонтов для удаления в них РАО необходима сравнительная оценка выгоды этого мероприятия и ущерба водным ресурсам района.

Критерий возможности удаления отходов в межпластовые горизонты - их изолированность, то есть совокупность показателей, характеризующих глубину залегания и степень их перекрытия толщами глин, скорость водообмена и сорбционную способность водоносных пород. При оценке гидродинамической изолированности горизонтов учитывают возможность закачки того или иного объема отходов без нарушения естественного режима подземных вод.

Радиоактивные воды предлагали удалять в отработанные шахты горнодобывающей промышленности, в частности шахтные выработки соли. Подвергаясь под землей постоянному сжатию, соль обладает текучестью, заполняя со временем все полости и трещины. Поэтому соляные толщи водоупорны. Однако от такой технологии изоляции РАО отказались, поскольку при закачке в соляные полости отходов с высокой удельной активностью возможны закипание растворов и растворение кровли соляных выработок.

В настоящее время имеются сообщения о возможности захоронения РАО в отработанные нефтяные скважины.

При любом удалении жидких РАО в недра земли необходимо соблюдать основные санитарные требования:

предупреждать выход загрязненных радионуклидами подземных вод в местах их дренирования;
следить, чтобы радионуклиды не проникали в воду водозаборных скважин, окружающих участок удаления радиоактивных растворов;
предупреждать возможное загрязнение радионуклидами разрабатываемых и перспективных месторождений полезных ископаемых;
сохранять естественный режим подземных вод.

В России, где охрану подземных вод проводят в общегосударственном масштабе, устройство поглощающих колодцев и скважин для захоронения РАО запрещено документами законодательного характера. Оно возможно только в отдельных случаях с разрешения Минздрава и Минприроды России.

15.3.3. Удаление радиоактивных отходов в моря и океаны

В ряде стран, в первую очередь в США и Англии, практиковали удаление РАО в моря и океаны. Так, в США с 1946 г. отходы с низким уровнем активности, поступающие из научно-исследовательских центров, смешивали с цементом, помещали в стальные емкости объемом 210 л и сбрасывали в воды Атлантического и Тихого океанов. Общее число емкостей, захороненных в 1964 г. в океаны, составило около 45 тыс., суммарная их активность к моменту захоронения - 814 ТБк. В 1961 г. Комиссия по атомной энергии США обследовала два места захоронения радиоактивных отходов у берегов Калифорнии. При оценке радиоактивности многочисленных проб воды, взятых у дна зон захоронения, оказалось, что уровень ее не отличается от уровня радиоактивности воды контрольных участков.

В течение ряда лет в Уиндскейле (Англия) жидкие РАО удаляли по трубопроводу, выходящему в Ирландское море примерно в 3 км от берега. Гидрологические и радиобиологические исследования английских ученых в зоне выброса позволили определить, что в этом случае можно было сбрасывать 740 ТБк - 3,7 ПБк в месяц, не опасаясь существенного изменения удельной активности морской воды и гидробионтов.

В России удаление РАО в моря и океаны не производится.

15.4. СПЕЦИАЛИЗИРОВАННОЕ ОБРАЩЕНИЕ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ

15.4.1. Радиоактивные отходы в ядерной энергетике

Радиоактивное загрязнение окружающей среды за счет ядерной энергетики обусловлено эксплуатацией:

атомных электростанций;
исследовательских ядерных реакторов;
атомных ледоколов, подводных лодок;
судостроительных и судоремонтных заводов, связанных с ядерной энергетикой.

При эксплуатации АЭС возможно загрязнение окружающей среды химическими элементами и радионуклидами за счет сбросов и выбросов.

Образование радионуклидов в газоаэрозольных выбросах АЭС происходит в активной зоне (корпусе реактора) при делении ядер топлива и активации нейтронами отдельных ядер элементов теплоносителя и материалов конструкций.

Газоаэрозольные выбросы АЭС образуются при протечках теплоносителя, сдувании из бассейнов выдержки отработанного топлива и дегазации растворов в баках выдержки. Технологический процесс на АЭС предусматривает постоянное удаление из теплоносителя находящихся и образующихся в нем газов. Перед выбросом в атмосферу газы, радионуклиды йода, инертные радиоактивные элементы и аэрозоли очищают для снижения активности до допустимых значений.

При эксплуатации АЭС образуются жидкие и твердые РАО. Жидкие - кубовые остатки, вода бассейна выдержки, трапные воды, отработанные дезактивационные растворы. Твердые РАО - ионообменные смолы, фильтры систем очистки, концентраты испарившихся жидких сред, металлические конструкции.

В результате переработки 1 т отработанного ядерного топлива (в пересчете на уран) образуются жидкие РАО (низкоактивные - 2000 м³, среднеактивные - 150 м³ и высокоактивные - 45 м³) и твердые РАО (низкоактивные - 3500 м³, среднеактивные - 3000 м³, высокоактивные - 1000 м³).

Благодаря комплексу мероприятий охраны окружающей среды от радиоактивных загрязнений на АЭС облучение населения во много раз меньше принятых в НРБ-99/2009 пределов дозы. Подтверждением этого служат результаты оценки радиационной обстановки в районах размещения объектов, на которых находятся РАО в значительном количестве. Например, результаты контроля радиационной обстановки окружающей местности на ряде отечественных АЭС в течение многих лет свидетельствуют, что их эксплуатация не сопровождается накоплением радиоизотопов (в частности, ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs) в почве и в продуктах питания местного производства (картофель, капуста, молоко, злаки) по сравнению со средними величинами по стране и данными, полученными до пуска в эксплуатацию этих АЭС (Шандала Н.К. и др.).

Это послужило основанием для органов государственного санитарного надзора разрешить использование СЗЗ этих станций для сельскохозяйственных целей. Дозы дополнительного внешнего облучения вокруг СЗЗ (за счет ⁴¹Ar) по сравнению с естественным фоном несущественны. Таким образом, мероприятия охраны окружающей среды от радиоактивных загрязнений при проектировании, строительстве и эксплуатации даже таких мощных источников РАО, как АЭС, предотвращают неблагоприятные изменения радиационной обстановки прилегающих районов и создают необходимые условия радиационной безопасности для населения.

При эксплуатации исследовательских ядерных реакторов образуется широкий спектр РАО - жидкие РАО, низко- и высокоактивные твердые РАО. Ориентировочные сведения о РАО, образующихся при эксплуатации исследовательского ядерного реактора ИРВ-М2 (мощность 2 МВт): слабоактивных жидких РАО (3,7х10⁴ Бк/л) образуется около 50 т/год, низкоактивных твердых РАО - 0,25 т/год, ионнообменных смол - 2,075 т/год и высокоактивных твердых РАО - 0,52 т/год. При сооружении реактора и его эксплуатации действие на окружающую среду минимально: ¹³¹I - менее 3х10⁶ Бк/год, ⁸⁹Sr - l-1x10⁵ Бк/год.

Радиационную опасность атомного военного флота часто переоценивают. Качественный анализ свидетельствует, что активность накопленных в корабельном реакторе радионуклидов значительно ниже, чем при эксплуатации энергетического реактора АЭС. Кроме того, коэффициент использования мощности реактора АЭС значительно выше, чем у судовых реакторов.

При стоянке одновременно нескольких АПЛ в пункте базирования локально повышается вероятность аварийного выброса радионуклидов. Поступление радионуклидов в окружающую среду из пунктов базирования при ремонте и перезарядке реакторов атомного военного флота имеет локальный характер и не оказывает влияния на радиоэкологическую обстановку в регионе. В морской воде пункта базирования содержится ⁹⁰Sr - 8х10^-3 Бк/л и ¹³⁷Cs - 1х10^-3 Бк/л, в воздухе - ⁹⁰Sr - менее 1х10^-5 Бк/м³ и ¹³⁷Cs - 3х10^-5 Бк/м³.

Отсутствие влияния атомного подводного флота на радиоэкологическую обстановку подтверждено результатами многолетних наблюдений, проведенных как в России, так и за рубежом.

Ежегодно на судостроительных и судоремонтных заводах образуется твердых РАО около 41 т, жидких РАО - 1300 м³, вод из санпропускников и спецпрачечных - 50 тыс. м³ и 2000 отработанных радиоизотопных источников (⁶⁰Co, ⁹⁰Sr, ⁷⁵Se, ¹⁹²Ir и др.), используемых для дефектоскопии и радиационного контроля.

При нормальных условиях эксплуатации загрязнение окружающей среды в районах размещения судостроительных и судоремонтных заводов не превышает контрольных уровней.

При этом на предприятиях добычи урана монацита радия накоплено 6,4х10⁷ м³, предприятиях ЯТЦ - 4,5х10⁸ м³, АЭС - 2,5х10⁵ м³, атомном флоте - 7,5х10⁵ м³ и в пунктах захоронения твердых РАО - 6х10⁷ м³.

Суммарная активность РАО сосредоточена на предприятиях ГК «Росатом» - около 6х10¹⁹ Бк, для остальных отраслей народного хозяйства эта величина незначительна. В настоящее время учет всех отходов осуществляет национальный оператор ГК «Росатом» (табл. 15.3).

Таблица 15.3. Объем (м³) накопленных в Российской Федерации на 2014 г. радиоактивных отходов в зависимости от классификации областей использования и других источников
Классификация отходов	Всего	В том числе
Классификация отходов	Всего	ГК «Росатом»	Другие отрасли
Жидкие радиоактивные отходы
Высокоактивные	3,7х10⁴	3,7х10⁴	-
Среднеактивные	3,7х10⁶	3,7х10⁶	3,4х10³
Низкоактивные	4,1х10⁸	4,1х10⁸	8,3х10³
Твердые и отвержденные радиоактивные отходы
Высокоактивные	5,8х10⁴	5,2х10⁴	5,9х10³
Среднеактивные	6,8х10⁵	6,1х10⁵	6,6х10⁴
Низкоактивные	7,8х10⁷	7,3х10⁷	2,4х10⁵

В настоящее время РАО хранят на спецкомбинатах - всего 18 предприятий.

Для урановых гидрометаллургических заводов решена проблема предупреждения загрязнения окружающей среды за счет массивных поступлений отходов с низкой удельной активностью. Вблизи каждого уранового завода строят специальное хвостохранилище - комплекс сооружений, состоящий из гидротранспорта, водозаборных устройств, дренажных систем, отстойных прудов и подпорных дамб, который предназначен для складирования твердых отходов, осветления жидких сбросов и выполнения оборотного цикла водоснабжения. По способу действия дамб и укладки рудных хвостов хранилища подразделяют на намывные дамбы (возводят гидронамывом) и хранилища с насыпными дамбами (отсыпку дамб производят механическим способом из крупных фракций рудных хвостов, илистые фракции гидротранспортом подаются в прудки-отстойники). В прудках-отстойниках или водоемах хвостохранилищ происходит осветление жидкой части пульпы за счет оседания взвешенных в ней частиц, чем создаются условия для повторного промышленного использования осветленной воды.

В хвостохранилищах предусматривают устройства для перехвата фильтрационных вод, просачивающихся через дамбу и ложе хранилища, водоупорные глиняные экраны, водопонизительную сеть скважин и дренажей, перехватывающие каналы и т.д. Площадь одного хвостохранилища составляет 100000-250000 м². Глубина рудных кеков в таких хранилищах 1,5-8 м и более в зависимости от устойчивости дамбы, количество хранимого рудного материала может достигать 1 млн т. После накопления хвостохранилище осушают и консервируют, засыпая толстым слоем земли и сажая деревья. Таким образом, в период эксплуатации хвостохранилища водное зеркало предупреждает образование радиоактивной пыли, а последующая консервация позволяет предупредить миграцию радионуклидов, содержащихся в рудных хвостах. Однако при эксплуатации хвостохранилищ происходит непрерывная фильтрация их вод в водоносные горизонты. Объем инфильтрационных вод зависит от площади хвостохранилища, высоты слоя жидкости, характера подстилающих грунтов и может достигать 1 тыс. м³ в сут, миграцию урана в подземных водных потоках прослеживают до 20-100 км. Следовательно, инфильтрация загрязненных вод с хвостохранилищ в значительной мере меняет физико-химический состав грунтовых вод.

Пример дифференцированного отношения к отходам разного качественного состава - схема переработки жидких отходов на атомных станциях. Так, сточные воды из спецпрачечной и хранилищ ТВЭЛ, обмывочные воды проходят этапы обработки: коагуляция, отстаивание, фильтрация через песчаный фильтр с последующей дистилляцией и возвращением воды на повторный цикл. Сточные воды душевых после коагуляции, отстаивания и фильтрации через песок дополнительно пропускают через ионообменные смолы и сбрасывают в хозяйственно-бытовую канализацию.

15.4.2. Радиоактивные отходы в ядерной медицине

Сбор и удаление твердых радиоактивных отходов

При отсутствии радиационной аварии и соблюдении установленных технологий работы с открытыми радионуклидными источниками к низкоактивным РАО относятся:

использованные хирургические перчатки после работы;
ватные тампоны, марлевые подушечки;
использованные при инъекциях РФП одноразовые шприцы;
пищевые и бытовые отходы больных из «активных» палат;
отработанные сменные фильтры системы спецвентиляции.

При отсутствии радиационной аварии и соблюдении установленных технологий работы с открытыми радионуклидными источниками к твердым средне-активным РАО относятся:

отработанные сменные фильтры и адсорбенты из системы очистки жидких РАО;
трупы больных с введенными терапевтическими активными РФП, умерших в течение пребывания в «активной» палате;
спецодежда разового использования, в которой выполняли дезактивацию рабочих поверхностей при штатной влажной уборке «активных» палат.

При ликвидации последствий радиационной аварии, связанной с проливанием радиоактивных растворов, к твердым РАО относятся:

спецодежда разового использования, в которой проведена дезактивация рабочих поверхностей при ликвидации последствий радиационных аварий;
опилки, фильтровальная бумага и другие средства, использованные при дезактивации.

Твердые РАО собирают в специальные контейнеры со сменными полиэтиленовыми мешками, которые в конце рабочего дня сдают в хранилище РАО. Контейнеры необходимо устанавливать в хранилище РФП, в фасовочной, радиоманипуляционной, моечной, туалете для амбулаторных больных и во всех «активных» палатах. На каждом мешке должна быть этикетка с указанием радионуклида, даты поступления на хранение и запланированной даты удаления после выдержки на распад. По достижении этой даты распавшиеся отходы удаляют вместе с обычными бытовыми и больничными отходами с предварительным дозиметрическим контролем, причем с удаляемых предметов и материалов необходимо убрать знаки радиационной опасности.

Загрязненные радиоактивностью предметы спецодежды и сменную обувь персонала хранят в кладовой блока радионуклидного обеспечения в пластикатовых мешках, а постельное белье, полотенца, больничные пижамы и сменную обувь больных - в кладовой блока «активных» палат. Перед сдачей их в спецпрачечную проводят дозиметрический и радиометрический контроль для сортировки и отбраковки тех предметов, уровни загрязнения которых превышают установленный в СПОРО-2002 норматив 0,1 мкЗв/ч на расстоянии 0,1 м и которые должны быть отобраны для соответствующей выдержки на распад перед сдачей в спецпрачечную.

Сбор и удаление жидких радиоактивных отходов

При отсутствии радиационной аварии и соблюдении технологии работы с открытыми радионуклидными источниками в подразделениях радионуклидной диагностики и радионуклидной терапии жидкие РАО:

неиспользованные остатки радиоактивных растворов из флаконов, мензурок и фасовок РФП;
сливные и сточные воды из туалета для амбулаторных больных;
сливные и сточные воды из санузлов «активных» палат.

При ликвидации последствий радиационной аварии в тех же подразделениях жидкие РАО:

сточные воды из системы спецканализации в отделениях радионуклидной терапии, попадающие на рабочие поверхности при засорах и протечках дренажных труб;
сливные воды от процедур дезактивации, проводимых при массивном проливании радиоактивных растворов с высокой удельной активностью.

Все среднеактивные и низкоактивные жидкие РАО в отделениях радионуклидной диагностики в соответствии с нормативным документом МУ 2.6.1.1892-04 допускают сбрасывать непосредственно в бытовую канализацию через дренажные трубы. Низкоактивные жидкие РАО в отделениях радионуклидной терапии тоже удаляют через бытовую канализацию.

Среднеактивные жидкие РАО из «активных» палат необходимо собирать в накопительные баки выдержки на станции спецочистки жидких РАО, где после соответствующей выдержки их удаляют в бытовую канализацию под дозиметрическим контролем в соответствии с нормативным документом СанПиН 2.6.1.2368-08.

Контрольные вопросы

Какова классификация РАО?
На какие категории сортируются твердые РАО?
Каковы основные принципы переработки РАО?
Назовите методы обезвреживания газоаэрозольных РАО.
Каковы методы переработки жидких РАО?
Как решают проблему охраны окружающей среды от радиоактивного загрязнения за счет жидких РАО с низкой удельной активностью?
Какова принципиальная схема переработки РАО на АЭС?
Какова специфика жидких РАО в ядерной медицине?
Что собой представляют предприятия переработки и длительного хранения РАО?

Глава 16. ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПАЦИЕНТОВ ПРИ МЕДИЦИНСКОМ ПРИМЕНЕНИИ ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Обеспечение радиационной безопасности больных при медицинском облучении основано на концепции получения необходимой и полезной диагностической информации или выраженного терапевтического эффекта при минимально возможных уровнях облучения больного. Если в ранее принятых нормативных документах приводили предельно-допустимые дозы для некоторых медицинских радиологических процедур, в частности при рентгенодиагностике и радионуклидной диагностике, в НРБ-99/2010 в соответствии с рекомендациями МКРЗ пределы доз медицинского облучения не устанавливают в принципе. При планировании и выполнении любой диагностической или терапевтической радиологической процедуры приоритеты выстраивают так, что предпочтение отдают не снижению уровня облучения, а получению медицинского эффекта (основное, первичное требование), но при минимально возможной лучевой нагрузке на больного (дополнительное, вторичное требование).

16.1. ЛУЧЕВАЯ ТЕРАПИЯ

Любое использование источников ионизирующего излучения, в том числе и в медицине, должно отвечать принципам обоснованности, оптимизации и нормирования облучения.

Принцип обоснованности облучения в лучевой терапии реализуют на основе профессионального решения радиационного онколога (лучевого терапевта) о необходимости проведения конкретному больному индивидуально спланированного облучения для клинически выраженного улучшения состояния его здоровья.

Второй принцип системы ограничения дозы - оптимизация радиационной защиты больного - реализуется взаимосвязанным совместным выбором адекватной дозы облучения злокачественной опухоли и толерантных доз облучения нормальных тканей организма.

Обеспечение радиационной безопасности больного при лучевой терапии полностью определяется системой гарантии качества облучения, используемой в медицинском учреждении. Гарантия качества основана на тщательном выполнении требований точности подведения дозы и контроля радиационно-физических характеристик применяемых аппаратов и оборудования.

Требования к точности подведения дозы меняются в зависимости от цели облучения. К детальному планированию облучения в больших терапевтических дозах, близких к толерантным дозам для нормальных тканей, предъявляют повышенные требования. При этом наибольшая точность требуется при облучении большими дозами мишеней, соседних с критическими по радиочувствительности нормальными тканями. При паллиативном облучении применяют меньшие дозы и требования к точности дозирования несколько снижены.

Точность измерений дозы зависит от качества используемых приборов и точности их дозовой калибровки. При внешнем облучении дозы облучения в опорных точках для референсных условий измеряют с погрешностью ±3%. Измерения глубинных доз, коэффициентов ослабления клиновидных фильтров и подставок для блоков необходимо выполнять с погрешностью не более 0,5-1%.

При внутритканевом или внутриполостном облучении погрешность измерений мощности дозы не должна превышать ±5%. Если имплантируют группу источников небольшой активности, например при внутритканевом облучении рака предстательной железы гранулами ¹²⁵I, общая активность - не более ±5%, активности отдельных источников не должны отличаться более чем на 10%.

Задача планирования облучения - управление облучением, при котором поглощенная доза в объеме мишени составляет ±5% заданной дозы, и доза в окружающих нормальных тканях минимально возможная.

Анатомические данные больного для планирования его облучения определяют при положении его тела при предполагаемом терапевтическом облучении. Для топометрии предпочтительнее использовать компьютерные томографы-симуляторы, как обеспечивающие более высокую точность, чем конвенциальные рентгеновские симуляторы. В области черепа контуры можно определять с погрешностью 2-3 мм, в области живота - около 10 мм. Однако контуры тела могут меняться во время сеанса облучения.

Перед началом лучевой терапии необходимо уточнить максимальное и минимальное значения дозы в объеме мишени и дозы, которые будут подведены к наиболее радиочувствительным тканям, где высока вероятность лучевых осложнений.

При дистанционном облучении больного его укладка на ложе радиационно-терапевтического аппарата должна соответствовать укладке на симуляторе облучения и быть воспроизводимой в последующих сеансах облучения.

Определение эффективной дозы при медицинском облучении населения проводят для оценки и прогноза онкологических болезней и генетических нарушений в будущем. При диагностическом облучении концепция эффективной дозы вполне обоснована и успешно реализуется в радиационно-гигиенической практике. В случае лучевой терапии у больного уже существует онкологическое заболевание. Риск вторичной радиационно-индуцированной злокачественной опухоли на фоне применения высокотоксичных цитостатических химиопрепаратов не может определяться коэффициентом соответствующего риска, который МКРЗ теперь установила равным 5,2х10^-2 Зв^-1.

Радиационная защита больного при лучевой терапии заключается не в снижении эффективной дозы, а в выполнении основного принципа лучевой терапии - обеспечения канцерицидной дозы облучения опухолевого очага при минимально возможном облучении окружающих очаг нормальных тканей, особенно обладающих повышенной радиочувствительностью.

Основные рекомендации обеспечения радиационной безопасности в лучевой терапии содержатся в докладах и Публикации 105 МКРЗ (на русском языке), а также Публикациях 1117 (на русском языке) и 1205 МАГАТЭ.

16.2. ЯДЕРНАЯ МЕДИЦИНА

В ядерной медицине принцип обоснованности (оправданности) использования открытых радионуклидных источников означает принятие:

компетентными органами Минздрава России обоснованного решения клинического применения конкретных диагностических и терапевтических РФП;
органами Роспотребнадзора обоснованных решений выдачи санитарно-эпидемиологических заключений на право работы с открытыми радионуклидными источниками;
врачами-радиологами клинически обоснованных решений проведения радиодиагностических исследований или радиотерапевтических процедур.

Принцип оптимизации при проведении ядерно-медицинских процедур предусматривает:

сохранение на возможно низком и достижимом уровне индивидуальной дозы облучения пациента при обязательном условии получения необходимой диагностической информации, достоверность которой гарантирует выбор плана адекватного лечения;
проектирование, эксплуатацию и поддержание средств и технологий ядерной медицины на уровне, обеспечивающем настолько низкие дозы облучения пациентов, насколько это разумно достижимо с учетом экономических и социальных факторов.

Принцип нормирования в ядерной медицине непосредственно не используют, но в каждом подразделении радионуклидной диагностики устанавливают контрольные уровни (но не пределы доз!) допустимого облучения пациентов от вводимых в организм диагностических РФП. В настоящее время практикуется установление так называемых референсных диагностических уровней активности вводимых пациентам РФП.

Организация и проведение работ в подразделениях радионуклидной диагностики in vivo и в ПЭТ-центрах, в том числе и мероприятия обеспечения радиационной безопасности пациентов, подробно изложены в нормативных документах и в рекомендациях МАГАТЭ. Аналогичные требования для больных подразделений радионуклидной терапии представлены в нормативном документе СанПиН 2.6.1.2368-08.

Если в учреждении установлены контрольные (референсные) уровни облучения пациентов при радионуклидной диагностике и рентгенодиагностике, то при назначении повторного радиодиагностического исследования, помимо клинических показаний, необходимо учитывать суммарную дозу облучения, полученную пациентом в результате всех исследований.

Врач-радиолог для каждого больного выбирает наиболее подходящий РФП, методику ядерно-медицинской процедуры и наименьшую активность для получения терапевтического эффекта при наименьшей дозе облучения больного.

При ожидании очереди на радиодиагностическое исследование больных с введенным РФП размещают в специализированных помещениях на максимально возможном удалении друг от друга. Для снижения дозы внутреннего облучения после окончания радиодиагностических измерений врач-радиолог рекомендует больному пищевой режим, очистительную клизму и (или) прием мочегонных или слабительных средств в зависимости от типа и активности введенного РФП и клинического состояния больного.

Так же как и при лучевой терапии с использованием закрытых источников ионизирующего излучения, при радионуклидной терапии открытыми источниками эффективную дозу облучения больного не рассчитывают и не указывают в истории болезни.

В настоящее время лучевая нагрузка на больного, которому с диагностической или терапевтической целью вводят РФП, легко рассчитывается по табулированным данным.

Полученные в обширных расчетах результаты обобщены как в официальных рекомендациях MIRD-комитета, так и в публикациях 53, 80 и 106 МКРЗ. Впоследствии они воспроизведены в отечественном нормативном документе МУ 2.6.1.3151-13 «Оценка и учет эффективных доз у пациентов при проведении радионуклидных диагностических исследований». В нем представлены дозовые коэффициенты для расчета эффективной дозы у пациентов пяти возрастных групп при использовании РФП для диагностики. Всего в таблице содержатся данные 78 радионуклидов и 274 РФП и технологий исследования. Умножив соответствующий дозовый коэффициент из таблицы в единицах мЗв/МБк на активность вводимого пациенту РФП в единицах МБк, получают достаточно точную для клиники оценку эффективной дозы облучения больного в единицах мЗв.

Радионуклидное исследование детям проводят только по важным клиническим показаниям, уменьшая вводимую активность пропорционально массе тела по сравнению со взрослыми (рис. 16.1).

Конкретные значения лучевой нагрузки на пациента в единицах эффективной дозы при радионуклидных исследованиях варьируют в достаточно широких пределах 2-12 мЗв в зависимости от типа используемого РФП, введенной пациенту активности и его возраста.

В течение пребывания в «активной» палате больного, получающего радионуклидное лечение, вызывают для измерения функции удержания терапевтической активности РФП в органе-мишени и (или) патологическом очаге.

При этом необходимы меры предотвращения занесения поверхностных радиоактивных загрязнений с тела, одежды и обуви больного на рабочие поверхности, детекторы радиометра и γ-камеры.

При выписке из отделения радионуклидной терапии больной в пункте радиационного контроля проходит процедуру определения уровней радиоактивности в теле и на собственной одежде и обуви по мощности эквивалентной дозы γ-излучения и по мощности флюенса β-излучения.

Рис. 16.1. Зависимость коэффициента понижения вводимой активности радиофармпрепарата от массы тела пациента. За единицу принято значение вводимой активности радиофармпрепарата для стандартных взрослых пациентов с массой тела 70 кг

Для определения допустимости выписки такого больного из отделения радионуклидной терапии существуют определенные критерии, которые приведены в НРБ-99/2009.

Мощность дозы γ-излучения от тела амбулаторного больного с введенной терапевтической активностью РФП измеряют в пункте радиационного контроля. Если мощность дозы на расстоянии 1 м от тела больного не превышает ДУ, указанные в НРБ-99/2009, его сразу отпускают домой. Если уровень мощности дозы выше ДУ, такого больного размещают в радиационно-защищенном помещении, оборудованном сливом в спецканализацию. После его пребывания там в течение нескольких часов для снижения инкорпорированной активности и после повторного дозиметрического контроля больного отпускают домой.

16.3. РЕНТГЕНОЛОГИЧЕСКИЕ ИССЛЕДОВАНИЯ

Аналогично лучевой терапии и ядерной медицине организация работы и меры обеспечения радиационной безопасности пациентов при рентгенологических исследованиях изложены в нормативных документах.

Гигиенические требования к устройству и эксплуатации рентгеновских аппаратов и проведению рентгенологических исследований. СанПиН 2.6.1.3311-15.
Контроль эффективных доз облучения пациентов при проведении медицинских рентгенологических исследований. МУ 2.6.1.2944-11.

Принцип обоснованности в рентгенодиагностике и при интервенционных процедурах, выполняемых под рентгенологическим контролем:

приоритетное использование альтернативных (нерадиационных) методов медицинской визуализации;
проведение рентгенодиагностических исследований строго по клиническим показаниям;
выбор наиболее щадящих методик и технологий рентгенодиагностических исследований;
риск отказа от рентгенодиагностического исследования должен заведомо превышать риск от облучения пациента при его проведении.

Принцип оптимизации при проведении рентгенологических исследований:

поддержание доз облучения пациентов на таких низких уровнях, которых возможно достичь при обеспечении получения достоверной диагностической информации;
проектирование, эксплуатация и поддержание средств и технологий рентгенодиагностических исследований на уровне, обеспечивающем настолько низкие дозы облучения пациентов, насколько это разумно достижимо с учетом экономических и социальных факторов.

16.3.1. Рентгенодиагностика

Как и в радионуклидной диагностике, принцип нормирования в рентгенодиагностике непосредственно не используют, но в каждом рентгенодиагностическом подразделении устанавливают контрольные референсные дозы облучения пациентов.

На рентгенологическое исследование больного направляет лечащий врач по обоснованным клиническим показаниям. Окончательное решение о целесообразности, объеме и технологии процедуры принимает врач-рентгенолог, он несет основную ответственность за свое решение.

Радиационная безопасность пациентов и населения при рентгенологических исследованиях обеспечена:

допуском к выполнению рентгенологических исследований людей, имеющих соответствующее профессиональное образование;
информированием облучаемых пациентов о дозовых нагрузках и принимаемых мерах обеспечения радиационной безопасности, о пользе и возможном вреде облучения, включая отдаленные эффекты биологического действия рентгеновского излучения;
повышением квалификации медицинских работников в области радиационной безопасности;
применением рентгеновских аппаратов и оборудования, имеющих регистрационное удостоверение медицинского изделия и отвечающих требованиям нормативных документов;
использованием специализированных помещений, их расположением и отделкой в соответствии с требованиями нормативных документов;
использованием оптимальных режимов работы рентгеновских аппаратов;
регулярной калибровкой рентгеновских аппаратов и использованием современных методов клинической дозиметрии;
применением стационарных, передвижных и индивидуальных средств радиационной защиты пациентов и населения;
проведением производственного контроля обеспечения радиационной безопасности;
регулярным техническим обслуживанием рентгеновского оборудования.

Пациент имеет право отказаться от рентгенологического исследования, за исключением профилактического исследования для выявления опасного эпидемиологического заболевания, например туберкулеза.

Специфическая особенность рентгенодиагностики - большое число факторов, прямо или косвенно влияющих на уровень облучения:

радиационный выход рентгеновского излучателя, который зависит от напряжения и тока рентгеновской трубки;
толщина и материал собственного и дополнительного фильтров на трубке;
геометрия облучения, в том числе расстояние фокус - поверхность, размеры поля облучения, расходимость пучка, коллимация пучка излучения;
общая продолжительность облучения при рентгеноскопии и рентгенографии;
антропометрические параметры тела пациента, особенно толщина облучаемого участка тела;
наличие, расположение и характеристики используемых средств индивидуальной радиационной защиты пациента.

При всех видах рентгенологических исследований размеры поля облучения должны быть минимальными, продолжительность исследования возможно более короткой не в ущерб его качеству. Важно обеспечить оптимальное положение пациента на рентгенодиагностическом аппарате, использовать аппараты с максимально возможной чувствительностью системы детектирования рентгеновских изображений, по возможности заменять рентгеноскопию рентгенографией. Геометрия облучения и режимы работы рентгеновской аппаратуры должны быть оптимальными для каждого рентгенологического исследования. При этом в каждом случае необходимо выбирать индивидуальное кожно-фокусное расстояние, материал и толщину дополнительного фильтра на рентгеновской трубке, напряжение на ней и величину экспозиции в зависимости от чувствительности системы детектирования рентгеновского излучения и толщины исследуемого участка тела пациента.

Для защиты кожи пациента устанавливают минимально допустимое расстояние от фокуса рентгеновской трубки до поверхности его тела (табл. 16.1).

В соответствии с принятыми протоколами рентгенологических исследований необходимо экранировать область таза, гонад, щитовидной железы, глаз, особенно у пациентов репродуктивного возраста. У детей раннего возраста необходимо экранирование всего тела за пределами исследуемого участка тела с соблюдением оптимального положения защитного экрана.

Таблица 16.1. Минимально допустимые кожно-фокусные расстояния (КФР), см
Вид исследования	КФР, см
Маммография (с увеличением)	20
Рентгенография на палатном, передвижном, хирургическом, стоматологическом аппаратах	20
Рентгеноскопия на хирургическом аппарате (с усилителем рентгеновских изображений)	20
Рентгеноскопия на стационарном аппарате	30
Рентгенография на стационарных рабочих местах, в том числе маммография	45
Компьютерная томография всего тела	20
Компьютерная томография стоматологическая	15
Рентгеностоматологические исследования на аппаратах с анодным напряжением:
до 60 кВ	10
более 60 кВ	20

Врач-рентгенолог регистрирует индивидуальную эффективную дозу облучения в специальном листе учета лучевых нагрузок при проведении рентгенорадиологических процедур, копию которого вклеивает в историю болезни, амбулаторную карту и в эпикриз, передаваемый пациентом в поликлинику по месту жительства. Для предотвращения необоснованного повторного облучения пациента на всех этапах его медицинского обслуживания, в том числе и в других лечебно-профилактических учреждениях, необходимо учитывать результаты ранее проведенных рентгенологических исследований и дозы, полученные при этом в течение года. Повторные исследования проводят только при изменении течения болезни или появлении нового заболевания, при необходимости получения расширенной информации о больном и уточнении диагноза.

При всех рентгенологических исследованиях у пациента определяют эффективную дозу. В настоящее время ее величину определяют с помощью рентгенометров типа ДРК-1 или ДРК-1м. Показания рентгенометра регистрируют в виде произведения дозы на площадь облучаемого участка тела в единицах сГрхсм² - дозиметрическая величина DAP (dose area product) специфическая только для рентгенодиагностических исследований, ее не используют ни в лучевой терапии, ни в ядерной медицине. Если рентгеновский аппарат не оборудован измерителем произведения дозы на площадь, эффективную дозу облучения пациента определяют значением радиационного выхода рентгеновского излучателя, регулярно измеряемого в рамках программ гарантии качества рентгенодиагностики. Все современные рентгеновские аппараты зарубежного производства оборудованы встроенной в рентгеновский излучатель трансмиссионной ионизационной камерой, показания которой выводятся на монитор в единицах сГрхсм² или сразу в единицах эффективной дозы для исследования этого типа.

В практической работе для определения эффективной дозы облучения пациента используют МУ 2.6.1.2944-11, в которых приведены методики расчета эффективной дозы и табулированы коэффициенты пересчета произведения дозахплощадь в единицах сГрхсм² к эффективной дозе в единицах мкЗв.

Рентгенологические исследования дают основной вклад не только в медицинское облучение населения России, но и в его техногенное облучение в целом. При этом существует тенденция постоянного увеличения этого вклада.

Конкретные значения лучевой нагрузки на пациента в единицах эффективной дозы при рентгенологических исследованиях на современных аппаратах варьируют в очень широких пределах - 10-3600 мкЗв - в зависимости от возраста, конституции пациента, типа исследования и физических факторов облучения (табл. 16.2).

Таблица 16.2. Эффективные дозы облучения при некоторых видах исследований, мЗв
Виды исследований	Доза, мЗв
Рентгеноскопия (взрослые)
Легкие и органы средостения	1,3-2,1
Желудок	0,6-1,7
12-перстная кишка	2,6-4,2
Рентгенография
Шейный отдел позвоночника (взрослые)	0,005-1
Шейный отдел позвоночника (дети)	0,056-0,002
Грудной отдел позвоночника (взрослые)	0,1-0,6
Флюорография цифровая	0,1-0,15
Грудная клетка (взрослые)	0,006-1,0
Грудная клетка (дети)	0,01-0,3
Поясничный отдел позвоночника (взрослые)	0,2-2,5
Грудной отдел позвоночника (дети)	0,7-1,1
Череп (взрослые)	0,007-0,16
Череп (дети)	0,01-0,02

Пределы доз облучения при рентгенодиагностике не устанавливают. Однако в соответствии с нормативным документом СанПиН 2.6.1.3311-15 при проведении профилактических рентгенологических исследований и научных исследований практически здоровых людей установлен норматив - 1 мЗв/год. Кроме того, при достижении накопленной дозы диагностического облучения 500 мЗв за все годы жизни пациента должны быть приняты меры дальнейшего ограничения его облучения, если лучевые процедуры не обусловлены жизненными показаниями.

16.3.2. Компьютерная томография и интервенционная радиология

Помимо указанных выше дозиметрических величин поглощенной дозы, эффективной дозы и произведения дозахплощадь в КТ- и ИР-исследованиях используют еще две специфические дозиметрические величины, которые необходимы для оценки лучевой нагрузки на пациента.

Кумулятивная доза. В КТ и ИР обычно используют аппараты с изоцентрической системой визуализации, аппараты со штативом типа С-дуга и КТ-сканеры с вращающимся гантри. В радиационном поле таких аппаратов выделяют точку, лежащую на пересечении центральной оси пучка рентгеновского излучения и центральной оси вращения рентгеновского излучателя вокруг тела пациента - опорная точка дозы. В нее помещают дозиметр для измерения дозы или мощности дозы при фантомных экспериментах. Доза в опорной точке - кумулятивная доза CD. Единица кумулятивной дозы - грей.

Входная кожная доза. Уровень радиационного действия на наиболее чувствительный орган при рентгенологическом исследовании - доза облучения кожи ESD. Единица измерения - грей или миллигрей. Для измерения входной кожной дозы термолюминесцентный дозиметр располагают непосредственно на коже пациента в радиационном поле пучка рентгеновского излучения.

При КТ-сканировании, в том числе и ИР-процедуре на основе КТ, например при КТ-ангиографии, дополнительно применяют еще две специфические дозиметрические величины:

компьютерно-томографический индекс дозы - усредненная по всему поперечному сечению скана поглощенная доза за один оборот рентгеновского излучателя, обозначают CTDI_w, измеряют в единицах мГр;
произведение доза х длина сканирования определяют по формуле:

где L-длина сканирования в см; величину DLP измеряют в единицах мГрхсм.

На современных КТ-сканерах значение DLP выводится непосредственно на экран монитора; его используют для определения лучевой нагрузки на пациента. Помимо указанных физических факторов рентгенодиагностики, дозообразующие факторы при многосрезовой КТ:

скорость вращения рентгеновского излучателя в гантри КТ-сканера;
величина питча;
ширина дуговой детекторной сборки многосрезового КТ-сканера;
объем сканируемого участка тела;
протокол КТ-сканирования, в том числе значение DLP и число серий сканирования.

Специфика ИР-процедуры по сравнению с обычным рентгенологическим исследованием - значительное увеличение продолжительности облучения больного в режиме рентгенографии и особенно рентгеноскопии. Этот дозообразующий фактор становится доминирующим. На современных многосрезовых КТ-сканерах продолжительность облучения существенно меньше, но вследствие конусной геометрии пучка рентгеновского излучения вклад рассеянных фотонов в эффективную дозу облучения значительно больше, чем при ИР-процедуре.

Специфика КТ- и ИР-процедур - уровни лучевой нагрузки на пациента значительно превышают таковые при остальных методах лучевой диагностики и ядерной медицины, причем иногда они вызывают клинически выраженные радиационно-индуцированные поражения.

Большой интерес представляют результаты межцентровых исследований конкретной лучевой нагрузки на пациента в рамках проекта RAD-IR (Radiation Dose in Interventional Radiology), организованных на уровне национального проекта Обществом интервенционной радиологии США. В проекте приняли участие специалисты семи ведущих клинических центров США. Всего в 35 видах ИР-процедур на рентгеновских аппаратах 12 типов проведена дозиметрия у 2142 пациентов, проведено более 580 фантомных экспериментов. Показано, что усредненные кумулятивные дозы CD более 1 Гр имели 1108 (52%) пациентов из 2142, более 2 Гр - 30%, более 3 Гр - 19%, более 5 Гр - 6% больных. Высокие дозы (более 1 Гр) получены при чрескожном внутрипеченочном портосистемном шунтировании - 74%, висцеральном и ренальном стентировании - 64%, эмболизации опухолей - 64%, билиарном дренировании - 33%, нефростомии - 12%. При эмболизации маточных артерий доза более 5 Гр была у 9% больных. Кумулятивная доза CD более 5 Гр отмечена у 128 из 2142 больных (6%).

В том же исследовании установлено, что между CD и DAP и между продолжительностью рентгеноскопии и CD существует корреляция (r = 0,83 и 0,79 соответственно при p <0,000001).

Входную кожную дозу ESD методом in vivo дозиметрии измерили у 800 пациентов, из которых 343 пациентам проведены не нейрорадиологические ИР-процедуры. Оказалось, что кожные дозы более 1 Гр имели 36%, более 2 Гр - 16%, более 3 Гр - 7% и более 5 Гр - 0,5% больных. Только 6 из 35 типов ИР-процедур выполняют при уровне облучения кожи менее 1 Гр: нефростомию без обструкции, ангиографию легких с введением фильтра в нижнюю полую вену и без нее, самостоятельную установку такого фильтра, эмболизацию варикоцеле, эмболизацию артериовенозных мальформаций (всего 118 больных).

Аналогичные межцентровые исследования проведены и для КТ-сканирования. В них участвовали шесть ведущих клиник шести разных стран. Фантомные и in vivo измерения дозиметрических характеристик проведены на 9 КТ-сканерах разных фирм-изготовителей. Всего обследованы 707 пациентов: КТ области живота проведена у 293 человек, грудной клетки - 240 человек, головы - 174 человек. Показано, что для этих анатомических областей значения CTDI_vol варьировали в диапазонах 9,5-19,5, 6-19 и 51-140 мГр соответственно, значения DLP - в диапазонах 402-740, 203-540 и 386-720 мГр х см соответственно.

В подавляющем большинстве определений лучевой нагрузки на пациентов при КТ и ИР значения эффективной дозы, как правило, отсутствуют. Основная причина такой ситуации - принципиальные трудности пересчета показаний дозиметров, выраженных в единицах DAP, DLP или ESD, к величине эффективной дозы E в единицах мЗв, как этого требуют нормативные документы НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010. В литературе предложены различные коэффициенты пересчета, которые обычно определяются методом фантомных измерений, однако необходимой точности пересчета они не обеспечивают. Поскольку величину E оценивают в этих экспериментах на стандартизованных дозиметрических фантомах, для конкретного пациента может быть получена только приблизительная оценка эффективной дозы E.

Тем не менее углубленные исследования показали, что эффективная доза при КТ-колонографии варьирует для многосрезовых КТ-сканеров в пределах 4-12 мЗв, причем у женщин она на 30% выше вследствие попадания яичников в поле облучения пучком первичного излучения. Аналогичное исследование проведено для КТ-ангиографии, где эффективная доза варьировала в пределах 5-15 мЗв, и для КТ-исследования кальцификации коронарной артерии, где этот показатель составил 2-12 мЗв. Пока отсутствуют подобные оценки с достаточной степенью достоверности для ИР-процедур, но их диапазон очень широк - 1-40 мЗв.

При ИР-процедурах существуют относительно высокие дозы облучения пациентов, поэтому обоснование назначения процедуры, оптимизация условий ее проведения индивидуальны для конкретного пациента с учетом особенностей его диагноза и общего состояния.

В связи с высокими дозами излучения у пациентов существует риск детерминированных эффектов на коже (эритема, эпиляция и другие). Следует контролировать облучение кожи в дозах, приближающихся к порогу появления временной эритемы, равному 2 Гр, и к порогу постоянной эпиляции, равному 7 Гр, и учитывать дозу, полученную в предыдущих исследованиях, и ожидаемую дозу при вновь назначенном исследовании.

Конкретные меры радиационной защиты пациента сформулированы Обществом интервенционной радиологии США. Радиационную безопасность пациентов следует обеспечивать в рамках программы гарантии качества на всех трех основных технологических этапах ИР-процедуры: при планировании, проведении и постпроцедурном ведении пациента.

Основа гарантии качества - целевое обучение рентгенохирурга проведению ИР-процедуры, причем обучение должно носить не только чисто технологический характер, но и быть направлено на минимизацию уровней облучения пациента.

Важное условие качественного выполнения ИР-процедуры - всемерное использование технологий минимизации мощности дозы и самой накопляемой дозы.

Для снижения мощности дозы при рентгеноскопии рекомендуют использовать импульсный режим с минимально возможной скоростью следования импульсов: например, при 15 имп/с DAP составляет 241 сГрхсм²/мин, при 3 имп/с - 26 сГрхсм²/мин.
Необходимо снижать продолжительность рентгеноскопии и число накапливаемых рентгенографических изображений, при регистрации которых процедуру zoom используют только при отчетливой клинической необходимости.
Время от времени целесообразно менять угол падения пучка излучения на кожу поворотом С-дуги с излучателем.
Рекомендуют использовать максимально возможный раствор угла поворота С-дуги с излучателем вокруг тела пациента.
При проведении ИР-процедуры под управлением КТ рекомендуют снизить экспозицию в единицах мАс сразу после регистрации локализующего КТ-скана, уменьшить число накапливаемых КТ-изображений и увеличивать питч при спиральном сканировании.
Необходимо обеспечивать коллимацию пучка излучения диафрагмами и защитными блоками для уменьшения площади участка облучаемой кожи.
Кожно-фокусное расстояние должно быть максимально возможным, расстояние между телом пациента и детектором рентгеновского излучения - минимально возможным.
Получение твердых копий изображений необходимо выполнять с экрана компьютерного монитора или телевизора вместо прицельной рентгенографии.
Обязательны индивидуальные средства радиационной защиты (фигурные металлические экраны или просвинцованные накидки) для отдельных участков тела пациента, находящихся вне поля прямого облучения.
Той же цели служит оптимальное положение тела пациента, сводящее к минимуму облучение остальных участков тела.

Для диагностической КТ и для КТ в составе ИР-процедуры тоже конкретизированы меры снижения лучевой нагрузки на пациента. Прежде всего, выполнение диагностической КТ строго по клиническим показаниям, выбор геометрии облучения и режимов КТ-сканирования в соответствии с принятыми диагностическими референсными уровнями и размерами тела пациента. Однако наиболее эффективное средство снижения дозы облучения пациента - автоматический контроль экспозиции, который существует на всех современных КТ-сканерах.

Постпроцедурное ведение пациента - обязательная регистрация всей доступной дозиметрической информации для прогноза возникновения детерминированных и стохастических радиационно-индуцированных эффектов, особенно на коже. Прежде всего, необходимо записать в историю болезни накопленную кожную дозу ESD, произведение доза х площадь DAP или DLP при использовании КТ-сканера для ИР-процедуры. При невозможности получить эту информацию регистрируют продолжительность рентгеноскопии и число рентгенограмм или продолжительность КТ-сканирования.

При этом следует организовать наблюдение за состоянием больного в динамике. Это важно для контроля и прогноза лучевых осложнений при выполнении одного из условий: накопленная кожная доза ESD больше 3000 мГр, кумулятивная доза CD больше 5000 мГр, произведение доза х площадь DAP более 500 Грхсм², продолжительность рентгеноскопии больше 60 мин. Аналогичное ограничение для КТ в единицах произведения доза х длина скана DLP составляет 3500 мГрхсм. Эти пороговые дозы не означают, что при меньшей лучевой нагрузке лучевые осложнения не возникнут и при их превышении - возникнут обязательно.

Для снижения вероятности появления эритемы и других последствий для кожи пациента вследствие проведения интервенционных рентгенологических исследований следует сопоставить полученное произведение дозы на площадь с контрольным значением (табл. 16.3).

При превышении контрольных значений при проведении интервенционного рентгенологического исследования необходимо:

сообщить пациенту и его лечащему врачу о возможных лучевых реакциях на коже;
наблюдать за состоянием кожи пациента в течение 2 нед и при необходимости применять средства медикаментозной профилактики и лечения.

Таблица 16.3. Контрольные значения произведения дозы на площадь для предотвращения возникновения детерминированных эффектов в коже пациента
Вид исследования	Контрольные значения произведения дозы на площадь, Грхсм²
Коронарная ангиография	600
Коронарная ангиопластика	300
Ангиография головного мозга и каротидных зон	300
Эмболизация сосудов головного мозга	300
Диагностика заболеваний органов брюшной полости и малого таза	500
Лечение заболеваний органов брюшной полости и малого таза	500

При возникновении у пациента клинически выраженных радиационно-индуцированных поражений кожи следует провести расследование и устранить их причины.

Рентгеновскую КТ широко внедряют в области медицинской радиологии, не относящиеся к традиционной рентгенологии, где требования к обеспечению радиационной безопасности пациентов еще более усложнены. Это относится к таким высоким технологиям, как ПЭТ/КТ, эндоваскулярное облучение стенозированных сосудов радионуклидным источником, топометрия и КТ-симуляция дистанционного терапевтического облучения на линейных ускорителях.

Учитывая наибольший и постоянно возрастающий вклад рентгенологических процедур в популяционную дозу техногенного облучения населения, МАГАТЭ регулярно публикует научно обоснованные рекомендации снижения доз облучения пациентов при различных рентгенологических исследованиях, прежде всего при КТ и ИР. Эти публикации, в том числе и на русском языке, вполне доступны в Интернете на бесплатной основе.

16.4. РЕФЕРЕНСНЫЕ ДИАГНОСТИЧЕСКИЕ УРОВНИ

Установление и использование референсных диагностических уровней (РДУ) - часть программы обеспечения качества рентгенологических и ядерно-медицинских исследований с обеспечением радиационной безопасности пациентов. РДУ - ориентир для оптимизации медицинского облучения пациентов в медицинской организации или в медицинских учреждениях региона и страны.

В рентгенологических исследованиях РДУ - установленное значение стандартной входной дозы или стандартного произведения дозы на площадь пучка рентгеновского излучения при типовых рентгенодиагностических процедурах в регионе или стране. В радионуклидной диагностике РДУ - установленное значение активности вводимого в организм пациента РФП для выполнения исследования по протоколу. Значение РДУ обычно устанавливают равным 75%-му квантилю распределения входной стандартной дозы, стандартного произведения дозы на площадь или активности РФП при проведении диагностической процедуры в различных медицинских организациях региона или страны. Установленные РДУ используют для оценки уровня облучения пациента в медицинской организации для рассматриваемой процедуры.

Основание для внедрения РДУ в рентгенорадиологическую практику как инструмента радиационной защиты - высокий и постоянно растущий уровень использования ионизирующего излучения в медицинской диагностике и отсутствие принципа нормирования в медицинском облучении пациентов.

Все РДУ - не нормативы в строгом смысле этого слова, их используют как референсные значения для внутреннего контроля качества проведения процедур. Превышение РДУ не означает автоматически, что процедуры проводят некачественно, так как оно может быть обусловлено техническими особенностями используемой аппаратуры или протокола проведения процедуры.

РДУ не связаны с пределами дозы облучения, их не применяют в отношении детерминированных эффектов облучения в лучевой терапии и интервенционной радиологии. РДУ устанавливают с учетом местной медицинской практики и характеристики доступного оборудования.

Методика формирования РДУ для рентгенодиагностических исследований регламентирована в методических рекомендациях МР 2.6.1.066-12. Аналогичный документ для радионуклидной диагностики находится в стадии разработки.

Конкретные числовые значения РДУ в рентгенологии зависят от типа исследования и многих физико-технических факторов, влияющих на качество визуализации. В связи с постоянным обновлением парка рентгенологического оборудования РДУ постоянно снижают. Пример - РДУ, принятые в некоторых европейских странах (табл. 16.4).

Таблица 16.4. Референсные диагностические уровни наиболее распространенных рентгенологических исследовании (цифровая рентгенография)
Рентгенологическое исследование	Проекция	Стандартная входная поверхностная доза, мГр
Скрининговая рентгенография грудной клетки	ЗП	0,6
Обзорная рентгенография грудной клетки	ЗП Б	0,9 2,0
Рентгенография шейного отдела позвоночника	ПЗ Б	2,0 2,0
Рентгенография грудного отдела позвоночника	ПЗ Б	11,0 18,0
Рентгенография поясничного отдела позвоночника	ПЗ Б	15,0 45,0
Рентгенография таза	ПЗ	15,0

Примечание: ПЗ - переднезадняя проекция, ЗП - заднепередняя проекция, Б - боковая проекция.

Референсные диагностические уровни устанавливают и внедряют в клиническую практику проведения КТ- и ИР-процедур во всем мире.

Свидетельство этому - Публикация 1346 МАГАТЭ, в которой по результатам межцентровых исследований в 5 странах конкретизированы референсные уровни DAP только для коронарной ангиографии (50 Грхсм²) и чрескожной сердечно-сосудистой интервенции (125 Грхсм²). Работа в этом направлении продолжается.

Наиболее разработаны референсные уровни облучения пациентов при КТ. В частности, по результатам межцентровых исследований взрослых пациентов рекомендовано в качестве референсных показателей CTDI_vol использовать значения: для головы - 50 мГр, для поясничного отдела позвоночника - 35 мГр и для живота - 25 мГр. Еще более конкретизированы в Публикации 1543 МАГАТЭ референсные уровни облучения при КТ детей, принятые в Европейском союзе, Великобритании, Германии и Швейцарии, где приведены показатели CTDI_vol и DLP при КТ-исследованиях головы, грудной клетки и живота для детей в возрасте менее 1 года, 1-5 лет, 5-10 лет, 10-15 лет. Обоснование этих уровней облучения приведено в Публикации 121 МКРЗ.

16.5. РАДИАЦИОННЫЙ РИСК ПРИ РЕНТГЕНОРАДИОЛОГИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЯХ

В настоящее время в развитых странах мира, включая Россию, интенсивно развиваются и широко внедряются современные методы лучевой диагностики различных заболеваний. Современные методы диагностической рентгенологии, особенно КТ, интервенционная радиология, ядерная медицина (ОФЭКТ, ПЭТ) и их сочетания более информативны для диагностики и лечения многих заболеваний, чем традиционные методы медицинской визуализации (рентгенография, сцинтиграфия). Для медицинской визуализации с высоким пространственным и временным разрешением используют более высокие дозы облучения пациентов, чем при применении традиционных методов лучевой диагностики. Наиболее высокодозные - методы интервенционной радиологии под рентгеновским контролем, особенно терапевтические, рентгеновская и радионуклидная компьютерная томография.

Применение ионизирующего излучения в диагностической медицине связано с облучением пациентов, и возможны вредные последствия для их здоровья. Лучевые поражения (тканевые реакции) кожи и подкожных тканей, тканей, прилегающих к опухоли, под действием больших доз излучения широко известны в лучевой терапии. Методы интервенционной рентгенологии, особенно терапевтические, тоже иногда вызывают лучевые поражения кожи и подкожных тканей.

Отдаленные на годы и десятилетия онкологические и сердечно-сосудистые заболевания возникают с определенной вероятностью у больных как побочный эффект лучевого лечения заболеваний, обычно злокачественных. Такие стохастические (вероятностные) эффекты наблюдали у людей, органы или ткани которых облучены в дозе 100 мГр (для сердечно-сосудистых заболеваний - 500 мГр) и более. Канцерогенный эффект радиации проявляется после минимального латентного периода - 2-10 лет для разных видов злокачественных опухолей, при дозе в соответствующих органах и тканях около 100 мГр и более у взрослых и несколько меньше у детей. При меньших дозах канцерогенный эффект радиации у человека не выявлен. Тем не менее в последние годы выявлено увеличение онкологической заболеваемости людей, которым в детстве многократно выполняли КТ. Эти данные служат причиной повышенного внимания к использованию методов лучевой диагностики.

Кроме того, предполагают, что у потомства облученных пациентов могут возникать и наследственные заболевания, вызванные действием ионизирующего излучения. Однако до сих пор такие стохастические эффекты у человека в радиационно-эпидемиологических исследованиях не наблюдали.

Таким образом, при проведении рентгенорадиологических исследований у пациентов возникает определенный радиационный риск поражений. Методики оценки такого радиационного риска подробно рассмотрены в методических рекомендациях МР 2.6.1.0098-15 «Оценка радиационного риска у пациентов при проведении рентгенорадиологических исследований», доступных в Интернете.

Радиационный риск для здоровья - дополнительная (сверх спонтанной) вероятность возникновения онкологического заболевания в течение жизни у человека, облученного в малых дозах, скорректированная с учетом ущерба для здоровья, что подразумевает учет тяжести и летальности онкологического заболевания, оценку числа лет потерянной здоровой жизни. Оценка риска учитывает дополнительную возможность тяжелого наследственного заболевания у его потомства. Радиационный риск - характеристика популяции, к которой относится пациент, без учета его (ее) индивидуальной радиочувствительности.

Радиационно-эпидемиологические исследования показывают, что радиационный риск применения ионизирующего излучения часто незначителен по сравнению с риском для здоровья при отсутствии необходимой диагностической информации или получения неполной информации при использовании других методов. Однако существуют рентгенорадиологические технологии, при использовании которых радиационным риском нельзя пренебрегать. Это существенно, если такие технологии применяют у пациентов более радиочувствительных половозрастных групп.

Радиационно-эпидемиологические исследования показали, что женщины в целом в 1,4 раза чувствительнее мужчин в отношении онкологических последствий облучения. Это различие обусловлено высокой радиочувствительностью молочной железы, вдвое более высокой чувствительностью легких и в 4 раза - щитовидной железы.

Для радиационной защиты в диапазоне малых доз (меньше 100 мЗв эффективной дозы), в том числе для обоснования проведения процедур лучевой диагностики, общепринята линейная беспороговая модель МКРЗ (см. раздел 4.2). Согласно этой модели радиационный риск линейно возрастает с дозой облучения, в том числе малой дозой. Коэффициент пожизненного радиационного риска злокачественной опухоли составляет 5,5х10^-5 мЗв^-1 для всего населения независимо от пола и возраста, для взрослых обоего пола в трудоспособном возрасте (18-64 года) - 4,1х10^-5 мЗв^-1. Это означает, что если 100 тыс. человек с обычным половозрастным распределением получат эффективную дозу 1 мЗв, у 5-6 из них через годы или десятилетия онкологические заболевания, вызванные облучением, приведут к тяжелым последствиям для здоровья.

В дополнение к канцерогенному эффекту радиации в системе радиационной защиты учитывают и возможные вредные наследственные эффекты с коэффициентом пожизненного риска 0,2х10^-5 мЗв^-1 для всего населения и 0,1х10^-5 мЗв^-1 для взрослых в трудоспособном возрасте.

Для классификации пожизненного риска для здоровья пациента, связанного с диагностическими исследованиями или лечебными процедурами, используют международную шкалу риска:

пренебрежимый - меньше 10^-6 (менее 1 случая на 1 млн человек);
минимальный - 10^-6 - 10^-5 (1-10 случаев на 1 млн человек);
очень низкий - 10^-5 - 10^-4 (1-10 случаев на 100 тыс. человек);
низкий - 10^-4 - 10^-3 (1-10 случаев на 10 тыс. человек);
умеренный - 10^-3 - 3х10^-3 (1-3 случая на 1 тыс. человек);
существенный - 3х10 - 3-10^-2 (3-10 случаев на 1 тыс. человек).

С более высоким уровнем риска, чем существенный, диагностическая рентгенорадиология не связана.

Радиационный риск для обоснования проведения диагностического рентгенологического или радионуклидного исследования у пациентов определенной возрастной группы оценивают на основе эффективной дозы с использованием номинальных коэффициентов риска МКРЗ с поправкой на возрастную радиочувствительность:

где R(A) - пожизненный радиационный риск у пациента любого пола в возрасте А (лет) вследствие диагностического рентгенологического или радионуклидного исследования, относительная единица; E(A) - эффективная доза у пациента любого пола в возрасте А (лет) при диагностическом исследовании, мЗв; rn - номинальный коэффициент пожизненного радиационного риска, равный 5,7х10^-5 мЗв^-1 для любого пола и возраста; k(A) - поправочный множитель на возрастную радиочувствительность, равный 2,3 для детей (до 18 лет), 0,9 для взрослых (18-64 года) и 0,1 для старшего возраста (старше 65 лет), относительная единица.

Этим категориям риска соответствуют диапазоны эффективных доз, вычисленных по формуле 16.2 для этих трех возрастных групп (табл. 16.5).

В методических рекомендациях МР 2.6.1.0098-15 с использованием табл. 16.5 вычислены оценки радиационного риска у пациентов трех возрастных групп для рентгенологических исследований общего назначения, рентгеновской КТ, рентгеностоматологических исследований, диагностических и терапевтических интервенционных процедур под рентгеновским контролем и радионуклидных исследований.

Для обоснования использования рентгенологического исследования лечащему врачу и (или) врачу-рентгенологу (радиологу) рекомендуют сопоставить риск исследования с риском для здоровья пациента вследствие отсутствия диагностической информации или получения неполной информации, что влияет на лечение заболевания.

Таблица 16.5. Диапазоны эффективной дозы (мЗв), соответствующие разным уровням радиационного риска
Радиационный риск, относительная единица	Эффективная доза, мЗв
Радиационный риск, относительная единица	Дети (до 18 лет)	Взрослые (18-64 года)	Люди старшего возраста (65 лет и старше)
Пренебрежимый (<10^-6)	<0,01	<0,02	<0,2
Минимальный (10^-6 - 10^-5)	0,01-0,1	0,02-0,2	0,2-2,0
Очень низкий (10^-5 - 10^-4)	0,1-1,0	0,2-2,0	2,0-20
Низкий (10^-4 - 10^-3)	1,0-10	2,0-20	20-200
Умеренный (10^-3 - 3х10^-3)	10-30	20-60	200-500
Существенный (3х10^-3 - 10^-2)	30-100	60-200	-

Проведение рентгенорадиологических исследований обосновывают с учетом положений:

наличие клинических показаний;
результаты выбранного исследования повлияют на лечения больного;
планируемое исследование не дублирует недавно проведенное исследование;
врачу-рентгенологу (радиологу) предоставлены данные, необходимые для проведения исследования;
выбран наиболее щадящий в отношении облучения метод исследования;
рассмотрены альтернативные (нерадиационные) методы диагностики.

Необходимо стремиться к уменьшению облучения пациентов за счет исключения необоснованных рентгенорадиологических исследований и их необоснованных повторений. Рентгенологические исследования, проведенные в амбулаторно-поликлинических условиях, не рекомендуют дублировать в условиях стационара. Повторные исследования проводят при изменении течения болезни или появлении нового заболевания, для получения расширенной информации о здоровье пациента.

Каждое последующее исследование увеличивает дозу пациента и соответствующий радиационный риск отдаленных последствий. Если повторное исследование выполнено в течение одного года, то суммарная доза может перевести серию исследований в более высокую категорию риска. В особенности это положение относится к высокодозным процедурам: КТ и некоторые виды радионуклидной диагностики (ПЭТ). Для характеристики риска последовательных планируемых или проведенных процедур следует суммировать дозы каждой из них и определить категорию риска по табл. 16.5.

При выборе метода исследования с учетом его радиационного риска следует учитывать состояние больного. При тяжелом его состоянии безусловный критерий выбора - информативность и оперативность метода диагностики, который будет способствовать скорейшей точной диагностике и выполнению эффективного лечения. Для больного, находящегося в удовлетворительном состоянии, предпочтителен метод лучевой диагностики с меньшим уровнем радиационного риска или метод без применения источников ионизирующего излучения.

Радиационные риски следует учитывать при планировании и выполнении программ массового скрининга бессимптомных болезней. В настоящее время их выполняют в России при флюорографии для выявления заболеваний легких (туберкулеза, рака) и при маммографии для выявления опухоли молочной железы. С учетом радиационного риска устанавливают частоту и возраст для скрининга и требования к аппаратуре и методике.

Контрольные вопросы

Назовите основную концепцию планирования медицинского облучения.
Какие мероприятия проводят для снижения индивидуальных и коллективных доз облучения населения при диагностических исследованиях?
Каким образом связана гарантия качества лучевой терапии с обеспечением радиационной безопасности больного?
Назовите основные мероприятия и рекомендации для снижения лучевой нагрузки на пациента при радионуклидной диагностике.
Какие физические и медицинские факторы влияют на дозу облучения пациента при рентгенодиагностике?
Какие мероприятия позволяют снизить дозу облучения пациента при проведении интервенционных процедур под рентгеновским контролем?
Зачем устанавливают референсные диагностические уровни в рентгенологии и ядерной медицине?
Как рассчитывают уровни радиационного риска для пациентов при рентгенорадиологических исследованиях?

Глава 17. СОВРЕМЕННЫЕ УРОВНИ ОБЛУЧЕНИЯ ЧЕЛОВЕКА

Дозы облучения за счет естественного (природного), искусственного, технологически измененного естественного радиационного фона и медицинских процедур в значительной мере определяются географическими, климатическими и социально-экономическими факторами. Вследствие этого они в разных странах заметно варьируют.

Рассмотрим коллективные дозы облучения и вклад в них различных составляющих.

17.1. КОЛЛЕКТИВНЫЕ ДОЗЫ ФОНОВОГО ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ

Естественный радиационный фон и технологически измененный естественный радиационный фон - два важнейших источника облучения, которые наряду с третьим источником - медицинскими радиологическими исследованиями обусловливают основной и решающий вклад в дозу облучения населения. Однако существуют другие существенно менее значимые источники, среди которых наиболее важны и хорошо изучены глобальные радиоактивные выпадения, обусловленные испытательными взрывами ядерного оружия и аварийными выбросами радиационно опасных предприятий.

Глобальные радиоактивные выпадения в целом для земного шара - основной сопутствующий компонент загрязнения окружающей среды искусственными радионуклидами до 1990 г. Основную роль среди этих нуклидов играют ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs. В настоящее время аварийное загрязнение окружающей среды от ЧАЭС незначительное.

Глобальные выпадения как радиоактивное загрязнение окружающей среды уже описаны в учебнике; здесь следует отметить лишь их особенность, важную для анализа путей действия на человека загрязнителей окружающей среды. Основное количество радионуклидов - ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs - поступает населению с пищевыми продуктами (более 90% стронция-90 и цезия-137), лишь 3-4% с водой и менее 1% с воздухом (Шандала Н.К. и др.).

Основные источники природного облучения и среднегодовые уровни облучения населения Российской Федерации за 2015 г. приведены в табл. 17.1.

Таблица 17.1. Основные источники природного, техногенного и медицинского облучения и среднегодовые уровни облучения населения Российской Федерации за 2015 г. (И.К. Романович)
Источники ионизирующего излучения	Вид облучения		Среднегодовые эффективные дозы облучения, мкЗв/год
Источники ионизирующего излучения	Внешнее	Внутреннее	Среднегодовые эффективные дозы облучения, мкЗв/год
Естественный радиационный фон
Космическое излучение	+	-	300
Наведенные радионуклиды в атмосферном воздухе	-	+	15
Калий-40	+	+	300
Радон	-	+	1300
Торон	-	+	400
Технологически измененный естественный радиационный фон
Радионуклиды в строительных материалах, почве			460
Радионуклиды в воде и пище	-	+	220
Минеральные удобрения	+	+	15
Угольные электростанции	+	+	20
Искусственный радиационный фон
АЭС суммарной мощностью 12 ГКО (электрическая)	+	+	17
Глобальные радиоактивные выпадения вследствие испытаний ядерного оружия	+	+	25
Рентгено- и радиоизотопная диагностика	+	+	1400
Суммарная доза облучения от всех источников			4500

Как видно из приведенных данных наибольший вклад в среднегодовую дозу облучения вносит радон (29,5%); вклады других источников внешнего и внутреннего естественного облучения составляют: космогенное облучение - 6,6%, внешнее излучение от строительных материалов и почвы - 10,5%, ⁴⁰К - 6,6%, пищевые продукты и вода - 5,0%, минеральные удобрения и угольные электростанции - 0,8%. В Российской Федерации более 1 млн человек получают дозу природного облучения больше 10 мЗв/год и около 10 млн - более 5 мЗв/год: жители Республики Алтай (9,5 мЗв/год), Забайкальского края (6,8 мЗв/год), Еврейской АО (6,78 мЗв/год), Республики Тыва (5,64 мЗв/год), Ставропольского края (5,5 мЗв/год), Иркутской области (5,3 мЗв/год).

Более 10 млн жителей России подвергаются радиационному риску фонового облучения порядка 5х10^-4. Это означает, что, если исходить из беспороговой гипотезы, каждые 5 человек из 10 тыс. имеют вероятность злокачественных заболеваний при дозе фонового облучения более 5 мЗв/год. Если доза фонового облучения превышает 10 мЗв/год, для более 1 млн жителей России, проживающих в такой радиационной обстановке, риск составляет 1х10^-3, и тогда 1 человек из 1 тыс. населения имеет вероятность возникновения злокачественного заболевания.

Для снижения уровней облучения населения Российской Федерации от природных источников необходимы разработка и внедрение государственной целевой программы, разработки гигиенических рекомендаций снижения риска стохастических радиационно-индуцированных эффектов у населения, проживающего в районах с повышенным содержанием естественных радионуклидов.

Такая государственная программа проводилась в 90-е годы прошлого столетия, но из-за нерегулярного финансирования она не дала желаемого результата.

17.2. МЕДИЦИНСКОЕ ОБЛУЧЕНИЕ НАСЕЛЕНИЯ

В РФ вклад медицинского облучения составляет 32%. По данным НКДАР ООН, среднегодовые эффективные дозы облучения каждого человека из населения от естественных и техногенных источников ионизирующего излучения в среднем составляют:

естественный радиационный фон - 2,5 мЗв/год;
технологически измененный фон от естественных радионуклидов - 1 мЗв/год;
искусственный радиационный фон - 0,1 мЗв/год;
медицинское облучение - 1,5 мЗв/год.

Суммарная доза - 5,1 мЗв/год.

При этом в среднем дозы облучения на 1 человека населения (не на 1 пациента) от рентгенологических исследований составляют 1,2 мЗв/год, ядерно-медицинских процедур - 0,2 мЗв/год и от лучевой терапии - 0,1 мЗв/год. Хотя эффективные дозы на одного пациента при рентгенодиагностике и радионуклидной диагностике примерно одинаковы, их среднегодовые дозы на 1 человека населения отличаются в 6 раз за счет большего числа рентгенологических исследований для населения в целом за 1 год, чем ядерно-медицинских процедур. По той же причине невысокий вклад облучения населения при лучевой терапии обусловлен меньшим числом радиационно-терапевтических процедур.

Коллективная доза облучения населения Российской Федерации от медицинских исследований составляет 65 тыс. чел-Зв/год, что соответствует риску возникновения стохастических эффектов примерно у 4 тыс. человек населения. Для сравнения: на предприятиях атомной отрасли - только у 11 человек из персонала.

Структура рентгенорадиологических исследований в России приведена на рис. 17.1 (в 2013 г. в РФ выполнено почти 260 млн рентгенологических диагностических процедур).

Рис. 17.1. Доля компьютерной томографии, других видов рентгенодиагностики и ядерной медицины в структуре рентгенорадиологических исследований

Несмотря на малый процент использования КТ, вклад в коллективную дозу медицинского облучения населения существенно отличается от приведенных данных на рисунке:

компьютерная томография - 35,6%;
рентгенография - 32,3%;
флюорография - 11,7%;
рентгеноскопия - 9,5%;
интервенционные (сложные исследования) - 9,1%;
радионуклидные методы - 1,6%.

В настоящее время отмечена устойчивая тенденция роста доз облучения населения за счет рентгенологических исследований, прежде всего КТ. Например, вклад КТ в коллективную дозу облучения за последние 12 лет (с 2004 г.) увеличился в 7 раз.

Согласно расчету радиационных рисков при медицинском облучении, приведенного в методических рекомендациях МР 2.6.1.0098-15 (см. раздел 16.5), сформирована классификация КТ-исследований по радиационному риску у пациентов разного возраста (табл.17.2).

Таблица 17.2. Классификация КТ-исследований по радиационному риску в зависимости от возраста пациентов
Радиационные риски	Возрастная категория
Радиационные риски	Дети до 18 лет	Взрослые 18-64 года	Пациенты старше 65 лет
Очень низкие 10^-6 - 10^-5			Череп, грудная клетка, брюшная полость, таз и бедро
Низкие 10^-5 - 10^-4	Череп, грудная клетка, брюшная полость	Череп, грудная клетка, брюшная полость, таз и бедро

По данным МАГАТЭ и НКДАР ООН, средняя годовая эффективная доза медицинского облучения на каждого жителя Земли увеличилась с 0,3 мЗв в 1993 г. до 0,64 мЗв в 2008 г., и в настоящее время этот рост продолжается. При этом основной вклад в эти дозы обусловлен широким применением высокотехнологичных рентгенологических исследований, прежде всего КТ интервенционной радиологии. В частности, в США число КТ увеличилось с 13 млн за 1990 г. до 62 млн за 2007 г. (из них 7 млн у детей), что привело к увеличению средней годовой эффективной дозы до 3 мЗв.

Такой рост лучевой нагрузки от медицинского облучения обусловлен не только расширением круга клинических показаний к использованию ИР и КТ и функциональных возможностей современной аппаратуры, но и рядом негативных факторов: неоправданно избыточное использование средств рентгенодиагностики, прежде всего КТ. По оценкам ряда специалистов, до 30-50% КТ полностью или частично не соответствуют известному принципу ALARA, согласно которому диагностический эффект должен быть заведомо выше, чем риск отказа от проведения КТ и чем риск возникновения радиационно-индуцированных поражений пациента с учетом стоимости исследования и наличия альтернативных нерадиационных методов исследования подобной диагностической информативности. Последние данные свидетельствуют, что при КТ с повышенными дозами облучения такие поражения становятся уже реальными. Частота злокачественных опухолей головного мозга у пациентов, которые в детском возрасте проходили КТ-исследования на томографах первых поколений, увеличилась.

17.3. ВЛИЯНИЕ РАДИАЦИОННОГО ФОНА НА ЗДОРОВЬЕ

В литературе отсутствуют однозначные и убедительные данные о влиянии на здоровье человека малых доз ионизирующего излучения. Общепризнано, что облучение за счет радиационного фона даже в регионах, где он повышен, не вызывает каких-либо лучевых поражений. Распространено мнение о важной роли, которую естественный радиационный фон играл, являясь мутагенным фактором, участвующим в механизмах эволюции живых организмов.

Большинство ученых полагает, что облучение в малых дозах и ныне играет положительную роль, стимулируя жизненные процессы (эффект гормезиса), и не оказывает вредного действия на организм, поскольку естественный радиационный фон существует издревле, и к нему люди, животные и растения адаптированы.

Однако подобные взгляды расходятся с современными представлениями о механизмах и эффектах биологического действия малых доз ионизирующего излучения. Согласно этим представлениям, обобщенным в изданиях МКРЗ и НКДАР ООН, радиационный фактор не оказывает положительного влияния на здоровье человека. Стимулирующее действие малых доз на развитие растений, о котором сообщено в литературе, не выражено, часто не воспроизводится в экспериментах, не находит практического применения в сельском хозяйстве. Лечебный эффект радоновых ванн многие специалисты связывают скорее с действием температурных, химических и других нерадиационных факторов, но не с влиянием самого радона и его α-активных продуктов распада. Влияние на здоровье малых доз ионизирующего излучения компонентов радиационного фона во многом не ясно и нуждается в исследовании.

Не следует переоценивать роль естественного радиационного фона в эволюции. Ионизирующее излучение - не единственный мутагенный фактор.

Наряду с ним существуют и другие мутагены - жесткая составляющая УФ-излучения солнца, ионы металлов, продукты неполного сгорания органического топлива, биогенные факторы.

Современные представления о механизмах онкогенеза и индуцируемых ионизирующим излучением генетических повреждений имеют некоторые основания считать, что часть злокачественных опухолей и наследственных заболеваний у людей, обусловлена действием малых доз ионизирующего излучения, прежде всего, за счет радиационного фона и его компонента: радона и его дочерних продуктов.

Вследствие длительного латентного периода и увеличения вероятности появления злокачественной опухоли, с увеличением накопленной дозы индуцированные радиационным фактором опухоли проявляются в возрасте, когда человек успел оставить потомство. Этот факт и малая вероятность возникновения злокачественных опухолей и наследственных заболеваний под влиянием радиационного фона свидетельствуют в пользу того, что человечество способно существовать и без адаптации человека к действию ионизирующего излучения на уровне фона.

Убедительные аргументы свидетельствуют о существовании определенной, хотя и небольшой, опасности радиационного фактора для здоровья. Аргументы, свидетельствующие о его благоприятном влиянии на организм, значительно менее убедительны и малочисленны. Не только для человека, но и для животных и растений, не получено четких систематизированных данных о зависимости доза-стимулирующий эффект. Часть исследователей находила такой эффект при мощности дозы или суммарной накопленной дозе, которые лишь в несколько раз превышали показатели природного фона, т.е. при суммарной дозе всего 0,1 Зв. В других случаях аналогичный эффект на тех же объектах выявлен при дозах, в десятки и сотни раз более высоких, которые к тому же заведомо опасны, так как индуцируют злокачественную опухоль и генетические нарушения. Все это заставляет с осторожностью относиться к проблеме стимулирующего, позитивного действия ионизирующей радиации, особенно если речь идет о человеке.

В РНКРЗ официально приняты нормативы, ограничивающие допустимое действие на население технологически измененного естественного радиационного фона за счет присутствия естественных радионуклидов в стройматериалах. При крайне малых дозах радиационного фона риск возникновения злокачественных опухолей и наследственных заболеваний еще меньше и практически не обнаружим на фоне спонтанной заболеваемости.

Используя радиационно-эпидемиологические и статистические показатели распространенности злокачественных опухолей и генетических нарушений, можно рассчитать, что естественный радиационный фон (без дозы, обусловленной пребыванием в зданиях) ответственен за 1% смертей от злокачественных опухолей (табл. 17.3). Отрицательные последствия облучения, не носящие стохастического (вероятностного) характера, проявляются лишь при мощностях доз облучения, превосходящих фоновые в десятки и сотни раз.

Таблица 17.3. Вероятности возникновения радиационно-индуцированных эффектов канцерогенеза и наследственных поражений у населения России (И.К. Романович, 2015)
Заболевания	Число случаев в год в зависимости от источников излучения
	Природный космогенный фон на местности, 40К и 226Ra в организме	Техногенно измененный фон		Угольные электростанции	Рентгенодиагностика	Глобальные выпадения	Выбросы АЭС	Остальные источники
		Строительные материалы	09	Угольные электростанции	Рентгенодиагностика	Глобальные выпадения	Выбросы АЭС	Остальные источники
Рак со смертельным исходом	6750	750	11 250	15	11 250	225	1,5	15
Рак без смертельного исхода	1350	150	2 250	3	2 250	45	0,3	3
Тяжелые генетические дефекты	1755	195	2 925	3,9	2 925	58,5	0,4	4

Контрольные вопросы

Какие компоненты естественного радиационного фона вносят наиболее заметный вклад в дозу облучения населения?
Назовите компоненты технологически измененного естественного радиационного фона и оцените их вклад в фоновое облучение населения.
Каково распределение лучевой нагрузки на население от различных видов медицинского облучения?
Какой вид рентгенорадиологических исследований вносит наибольший вклад в медицинское облучение населения?
Какими уровнями радиационного риска характеризуется рентгеновская КТ?
Какие аргументы «за» и «против» можно привести относительно стимулирующего действия малых доз ионизирующего излучения?

Глава 18. РАДИАЦИОННО-ГИГИЕНИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ

18.1. ТРЕБОВАНИЯ К КОНТРОЛЮ ВЫПОЛНЕНИЯ НОРМ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Радиационный контроль - важная часть обеспечения радиационной безопасности, начиная со стадии проектирования радиационно опасных объектов. Его цель - соблюдение регламента облучения, соблюдение принципов радиационной безопасности и нормативов: непревышение основных пределов доз и допустимых уровней при нормальной работе, получение необходимой информации для защиты и принятия решений о вмешательстве при радиационной аварии, загрязнении местности и зданий радионуклидами, на территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения.

Радиационному контролю подлежат:

радиационные характеристики источников излучения, выбросов в атмосферу, жидких и твердых РАО;
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 норм.

Основные контролируемые параметры:

годовая эффективная и эквивалентная дозы (см. табл. 5.1);
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;
радиоактивное загрязнение кожных покровов, одежды, обуви, рабочих поверхностей;
доза и мощность дозы внешнего облучения;
плотность потока частиц.

Переход от измеряемых величин к нормируемым величинам определяется методическими указаниями проведения радиационного контроля.

Для оперативного контроля всех контролируемых параметров устанавливают контрольные уровни, значение которых устанавливают таким, чтобы было гарантировано непревышение основных пределов доз и реализация принципа снижения уровней облучения до возможно низкого уровня.

При этом учитывают облучение от всех подлежащих контролю источников излучения, достигнутый уровень защищенности, возможность его дальнейшего снижения с учетом требований принципа оптимизации. Обнаруженное превышение контрольных уровней - основание для выяснения его причин и разработки мероприятий устранения.

Контроль и учет индивидуальных доз облучения, полученных гражданами при использовании ИИИ, рентгенорадиологических исследованиях, от естественного радиационного и технологически измененного естественного радиационного фона в РФ, осуществляют в рамках ЕСКИД.

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

радиоактивное загрязнение окружающей среды;
обеспечение мероприятий радиационной безопасности и выполнение норм, правил и гигиенических нормативов в области радиационной безопасности;
вероятность возникновения радиационной аварии и ее масштаб;
готовность к эффективной ликвидации радиационной аварии и ее последствий;
дозы облучения, получаемые отдельными группами населения от всех источников ионизирующего излучения;
число людей, облученных выше установленных пределов доз.

Результаты этой оценки ежегодно заносят в радиационно-гигиенический паспорт организации и территории и представляют 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 соблюдения норм в организации, независимо от формы собственности, возлагается на администрацию этой организации. Контроль облучения населения возлагается на органы исполнительной власти субъектов Российской Федерации.

При возникновении радиационной аварии:

контроль ее развития, защиты персонала и деятельности аварийных бригад осуществляется администрацией этой организации;
контроль облучения населения, в том числе профилактика инкорпорации радиоизотопов йода, осуществляется местными органами власти и государственного надзора за радиационной безопасностью.

Контроль медицинского облучения пациентов возлагается на администрацию органов и учреждений здравоохранения.

18.2. ГОСУДАРСТВЕННЫЙ САНИТАРНО-ЭПИДЕМИОЛОГИЧЕСКИЙ НАДЗОР В ОБЛАСТИ РАДИАЦИОННОЙ ГИГИЕНЫ

18.2.1. Общие положения

Государственный санитарно-эпидемиологический надзор в области радиационной гигиены включает:

радиационно-гигиенический мониторинг окружающей среды на поднадзорной территории;
контроль деятельности радиационно-опасных объектов;
радиационно-гигиеническую экспертизу и паспортизацию предприятий.

Контроль радиоактивности окружающей среды в полном объеме осуществляется территориальными органами Роспотребнадзора:

выявление радиационного действия на население естественных и искусственных источников;
систематическое проведение необходимых дозиметрических, радиометрических и радиохимических исследований различных объектов внешней среды (атмосферного воздуха, воды, почвы, пищевых продуктов) на обслуживаемой территории;
измерение γ-фона на контролируемой территории;
составление радиационно-гигиенического паспорта территории;
экспертиза участков под строительство жилых и общественных зданий;
участие в ликвидации радиационного загрязнения участков (экспертиза качества работ рекультивации территории).

Основные задачи санитарно-эпидемиологического надзора за деятельностью учреждений и предприятий при использовании ИИИ:

надзор за своевременным выявлением и устранением неблагоприятных изменений условий радиационной безопасности в учреждении, ведомстве или на поднадзорной территории;
надзор за своевременным приведением условий радиационной безопасности в соответствие с вновь утвержденными законодательными и другими регламентирующими документами.

Объем и содержание радиационно-гигиенического надзора определяются назначением учреждения, характером и масштабами используемых источников, мощностью (активностью) отдельных источников и их совокупности, особенностями технологического процесса, системы защитных мероприятий.

На условия радиационной безопасности и, следовательно, содержание текущего надзора влияют виды применяемых источников:

электронно-физические установки, генерирующие ионизирующее излучение;
радиационно-технические установки и радиоизотопные приборы технологического контроля;
закрытые радионуклидные источники;
открытые радионуклидные источники;
ядерные реакторы.

Основное содержание радиационно-гигиенического надзора:

соблюдение учреждениями, организациями и прочими объектами требований санитарных правил и норм радиационной безопасности при работах, связанных с производством и применением, хранением и транспортировкой радиоактивных веществ и других ИИИ, переработкой полезных ископаемых с повышенной естественной радиоактивностью, эксплуатацией пунктов захоронения РАО;
ведение учреждениями и другими объектами соответствующей документации, предусмотренной санитарными правилами и нормами радиационной безопасности;
своевременное переоформление или продление санитарных паспортов;
проведение профилактических и периодических медицинских осмотров персонала категории А согласно НРБ;
расследование аварийной ситуации, обеспечение радиационной безопасности аварийных работ и организация мероприятий ликвидации их последствий.

При радиационно-гигиеническом надзоре необходимо систематически уточнять изменения:

ведомственной принадлежности, состава руководства, ответственных работников, штатного состава учреждения (участка) для работы с источниками;
набора радионуклидов, мощности (активности), технического состояния источников;
обеспечения условий сохранности используемых и неиспользуемых источников (при наличии последних следует особо оценить условия их хранения и ликвидации);
технологии работы с источниками излучений, состава и оборудования помещений для работы с ними, соответствия этих изменений санитарному паспорту учреждения;
условий сбора, временного хранения и удаления РАО;
организации радиационного контроля, предупредительных и периодических медосмотров.

Особое внимание обращают на:

соблюдение сроков переоформления санитарного паспорта: по истечении срока его действия работы с источниками прекращают, источники передают другим учреждениям или ликвидируют в установленном порядке;
выход из строя источников, технологического и защитного оборудования, нарушения правил внутреннего распорядка и инструкций радиационной безопасности, полноту разработанных мероприятий ликвидации последствий аварии и устранения ее причин;
превышение допустимых и контрольных уровней, изменения состояния здоровья персонала;
уровень подготовки новых сотрудников и соответствие требованиям санитарных правил;
своевременность переоформления инструкций и других документов учреждения, предусмотренных санитарными нормами и правилами.

Территориальные управления Роспотребнадзора осуществляют:

экспертную оценку соответствия проектируемых, создаваемых, вводимых в эксплуатацию учреждений, применяющих ИИИ, отдельных участков для работ или технических установок действующим санитарно-гигиеническим нормам и правилам;
обоснование и контроль соблюдения санитарно-гигиенических рекомендаций оптимизации системы радиационной безопасности, представленной на согласование;
обоснование и контроль выполнения перспективных планов оптимизации системы радиационной безопасности в отдельных учреждениях, в ведомствах и на поднадзорных территориях.

Кроме того, в их обязанности входят:

участие в отведении участков под строительство объектов, связанных с работой ИИИ и радиоактивных веществ;
рассмотрение и подготовка заключений технической документации на установки, приборы, аппараты и другую радиационную технику, защитное и технологическое оборудование в случаях, предусмотренных действующими санитарными правилами;
санитарно-гигиеническое обследование учреждений, предприятий и прочих объектов для контроля условий проведения работ с радиоактивными веществами и другими ИИИ;
выдача разрешений на использование транспортных средств для транспортировки радиоактивных веществ и других ИИИ;
взятие на учет учреждений, организаций и других объектов, где производят и применяют радиоактивные вещества и другие ИИИ;
рассмотрение перспективных планов использования радиоактивных веществ и других ИИИ на территории, обслуживаемой территориальными управлениями Роспотребнадзора.

Территориальные управления государственного санитарно-эпидемиологического надзора:

готовят проекты решений и постановлений органов власти регионов, приказов и распоряжений органов здравоохранения по вопросам радиационной гигиены;
составляют годовые и перспективные планы профилактических и санитарно-гигиенических мероприятий и участвуют в разработке планов санитарно-оздоровительных мероприятий заинтересованных учреждений;
рассматривают и согласовывают планы-задания дальнейшего улучшения санитарного состояния поднадзорных учреждений, охраны внешней среды от загрязнения радиоактивными веществами, снижения доз облучения населения за счет медицинских рентгенологических и радиоизотопных исследований;
анализируют результаты наблюдений за условиями труда и состоянием здоровья людей, работающих с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующего излучения, и влияния радиационного фактора окружающей среды на население;
осваивают и внедряют в практику новые дозиметрические, радиометрические и другие методы исследований, организационные формы и методы работы центров гигиены и эпидемиологии;
проводят разъяснительную и санитарно-просветительную работу среди медицинского персонала и людей, имеющих профессиональный контакт с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующего излучения;
проводят организационно-методическую работу по разделу «Радиационная гигиена» в соответствии с «Положением о Федеральной службе по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека».

В соответствии с Федеральным законом от 09.01.1996 № №-ФЗ «О радиационной безопасности населения» Роспотребнадзор ведет:

учет индивидуальных доз облучения персонала и населения;
оценку риска возникновения стохастических эффектов;
организацию составления радиационно-гигиенических паспортов предприятий и территорий.

18.2.2. Организация санитарно-защитных зон, зон наблюдения и радиационного производственного контроля

Вокруг радиационного объекта устанавливают санитарно-защитную зону (СЗЗ) и зону наблюдения (ЗН).

Санитарно-защитная зона - территория вокруг предприятия, на которой запрещено размещение жилых зданий, детских учреждений, промышленных и подсобных сооружений, не относящихся к предприятию, для которого установлена эта зона. СЗЗ - защитный барьер, обеспечивающий безопасность населения при эксплуатации радиационного объекта («Санитарно-защитные зоны и зоны наблюдения радиационных объектов: условия эксплуатации и обоснование границ» СП 2.6.1.2216-07).

Зона наблюдения - территория, граничащая с СЗЗ, на которой уровень облучения проживающего населения за счет радиоактивных выбросов и сбросов предприятия (учреждения) достигает установленного предела, что диктует необходимость проведения в ней контроля радиационной обстановки.

В соответствии с требованиями ОСПОРБ-99/2010 СЗЗ устанавливают вокруг радиационных объектов I, II, III категорий. Иногда по согласованию с федеральным органом исполнительной власти, уполномоченным осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, СЗЗ радиационных объектов I и II категории ограничивают пределами территории (промышленной площадки) объекта, для объекта III категории СЗЗ всегда ограничивают периметром территории, занимаемой объектом.

Промышленная площадка (далее - промплощадка) радиационного объекта - структурный элемент СЗЗ. Территория промплощадки может быть общей или отдельной для каждого производства, входящего в состав радиационного объекта.

Критерий определения размеров СЗЗ - непревышение на ее внешней границе годовой эффективной дозы облучения населения 1 мЗв или квоты предела годовой эффективной дозы облучения населения, утвержденной федеральным органом исполнительной власти, уполномоченным осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор на этом радиационном объекте в условиях его нормальной эксплуатации.

При размещении на одной площадке нескольких радиационных объектов размер СЗЗ устанавливают с учетом их суммарного действия на население.

Размеры СЗЗ (полосы отчуждения) вдоль трассы трубопровода для удаления жидких РАО устанавливают в зависимости от их активности, рельефа местности, характера грунта, глубины залегания трубопровода, уровня напора в ней - не менее 20 м в каждую сторону от трубопровода. В проекте радиационного объекта I категории определяют размер и границы ЗН, объем, периодичность и приборно-методическое обеспечение ее радиационного контроля.

Размер ЗН меняют по результатам радиационного контроля при нормальной эксплуатации радиационного объекта и при изменении размеров соответствующей СЗЗ.

Размеры СЗЗ и ЗН радиационных объектов, подлежащих обслуживанию Федеральным медико-биологическим агентством, меняют постановлением Главного государственного санитарного врача ФМБА России в порядке, установленном правилами.

Радиационный контроль на территории СЗЗ и ЗН осуществляется службами радиационной безопасности и органами, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

Организация радиационного контроля в СЗЗ и ЗН - составная часть системы радиационного контроля объекта, функционально связанная с остальными ее частями.

Дозы облучения населения ЗН оцениваются органами Роспотребнадзора на основании данных радиационно-гигиенической паспортизации и ЕСКИД.

Радиационный контроль в СЗЗ и ЗН должен обеспечивать получение достоверной информации о параметрах радиационной обстановки, позволяющей принять оперативные решения для снижения уровня облучения людей при нормальной эксплуатации радиационного объекта и аварии.

Контроль радиационной обстановки в СЗЗ и ЗН в зависимости от реально действующих радиационных факторов включает:

контроль мощности дозы γ-излучения;
контроль загрязнения воздушной среды радиоактивными газами и аэрозолями;
контроль поверхностного загрязнения территории радиоактивными веществами;
контроль содержания радиоактивных веществ в почве, донных отложениях и воде открытых водоемов, грунтовых водах и биологических объектах;
определение элементного состава радиоактивного загрязнения.

Организация радиационного контроля разрабатывается проектом СЗЗ и (или) ЗН, который определяет виды и объем радиационного контроля, перечень необходимых дозиметрических, радиометрических, спектрометрических и других приборов, оборудования и методов, применяемых при радиационном контроле, размещение стационарных приборов, точек постоянного и периодического контроля, состав необходимых помещений.

Облучение персонала группы Б контролируют измерением на рабочих местах мощности дозы внешнего излучения, плотности потока ионизирующих частиц и объемной активности аэрозолей воздуха.

Уровень поверхностного загрязнения контролируют непосредственными измерениями на месте стационарными и переносными приборами и отбором проб.

Радиационный контроль проводится стационарными и передвижными постами, которые размещают на территории промплощадки, СЗЗ и ЗН.

В соответствии с СанПиН 2.6.1.07-03 число стационарных постов в ЗН зависит от численности населения. В населенных пунктах следует устанавливать один пост через каждые 0,5-5 км с учетом рельефа местности и наличия других источников загрязнения. За пределами ЗН с наветренной стороны от радиационного объекта I категории дополнительно устанавливают контрольный пост наблюдения.

В составе службы радиационной безопасности объектов I-III категорий выделяют лабораторию (группу) радиационного контроля внешней среды, аккредитованную в установленном порядке и обеспеченную транспортными средствами (включая при необходимости плавсредства), комплектом стационарной и переносной пробоотборной и измерительной аппаратуры. Все приборы, аппаратура и методики радиационного контроля должны быть метрологически аттестованы.

Лабораторию контроля внешней среды размещают в специальном помещении.

Организация радиационного контроля в СЗЗ и ЗН должна обеспечивать базу данных индивидуального дозиметрического контроля персонала группы Б и параметров радиационной обстановки.

Организация дозиметрического контроля населения, проживающего в ЗН радиационного объекта I категории, и обеспечение базы данных индивидуального дозиметрического контроля осуществляются органами Роспотребнадзора.

18.2.3. Радиационный и медицинский контроль

Радиационный контроль - часть производственного контроля, который охватывает все виды действия ионизирующего излучения на человека. Цель контроля - получение информации об индивидуальных и коллективных дозах облучения персонала, пациентов и населения, показателях, характеризующих радиационную обстановку.

Объекты радиационного контроля:

персонал групп А и Б;
пациенты рентгенорадиологических отделений;
население при воздействии природного и техногенного излучения.

Программа радиационного контроля в организациях, где планируют работы с ИИИ, определяется на стадии проектирования. В проекте предусматривают виды, объем и порядок контроля, перечень технических средств и численность работников, необходимых для проведения контроля. Виды и объем контроля уточняют в зависимости от конкретной радиационной обстановки.

Программу радиационного контроля разрабатывает и утверждает администрация объекта. Эта программа должна охватывать все этапы деятельности предприятия: предпусковой, ввод в действие, эксплуатационный этап и этап ликвидации. На предпусковом этапе контроль включает наибольший объем исследований для уточнения особенностей формирования радиационной обстановки, приобретения опыта, обучения персонала и внедрение методов контроля.

В программе предусматривают тип и периодичность измерений, методы измерения или отбора проб и последующего лабораторного анализа, статистическую обработку результатов контроля, их интерпретацию и регистрацию. Места обора проб тщательно выбирают с учетом радиационных характеристик источника и путей облучения персонала. Заключительная часть программы контроля содержит оценку доз облучения персонала и сравнение с допустимыми пределами.

Радиационный контроль предусматривает проведение контроля и учета индивидуальных доз облучения (ДОЗ-1, ДОЗ-2). Контроль и учет доз проводится ЕСКИД.

Результаты радиационного контроля используют для оценки радиационной обстановки и разработки мероприятий снижения доз облучения и оценки их эффективности.

Радиационный контроль может быть плановым или специальным.

Плановый контроль выполняют для получения информации о соответствии радиационной обстановки требованиям ОСПОРБ и НРБ: оценка длительности технологических процессов, мощности доз на рабочих местах и в смежных помещениях, содержания радионуклидов в воздухе производственных помещений и в атмосферном воздухе.

Специальный контроль проводят для получения новых сведений о радиационной обстановке при изменении технологического цикла работы и аварийной ситуации.

Основные задачи и направления службы радиационной безопасности:

организация и проведение радиационного контроля на всех этапах технологического процесса работы с ИИИ на объектах;
разработка мероприятий создания безопасных условий труда и улучшения радиационной обстановки (для администрации объекта);
анализ и обобщение результатов наблюдения за радиационной обстановкой и информирование о ее состоянии руководства администрации;
разработка новых или внесение изменений в действующие инструкции на основе нормативных документов, утвержденных Роспотребнадзором, с учетом специфики и особенностей работ с ИИИ на объекте отрасли;
участие в расследовании возникающей на объекте аварийной ситуации, разработке планов ее ликвидации и контроль эффективности мероприятий;
контроль сбора и передачи РАО на хранение.

В зависимости от объема проводимых операций и числа людей, участвующих в производственном процессе, администрацией либо организуются специальные службы радиационной безопасности, либо на одного прошедшего специальную подготовку сотрудника возлагают повседневный контроль и наблюдение за условиями труда.

Структура и численность персонала зависит от характера объекта. Так, служба радиационной безопасности АЭС включает в состав группу дозиметрии, радиационно-техническую лабораторию наладки, ремонта и градуировки дозиметрической аппаратуры, группу внешней дозиметрии для контроля вне территории АЭС. Группа дозиметрии состоит из старшего инженера и посменного штата: старший мастер дозиметрии, дежурный оператор-дозиметрист, дежурный лаборант-дозиметрист, работающий в санитарном пропускнике, дежурный лаборант индивидуальной дозиметрии.

В медицинских учреждениях (например, в многопрофильной больнице) функции службы радиационной безопасности выполняют 1-2 сотрудника.

Основные задачи дозиметрической службы объекта:

контроль мощности γ- и нейтронных потоков в производственных помещениях;
контроль содержания радиоактивных газов и аэрозолей в рабочей зоне при работе с открытыми источниками;
дозиметрический контроль всех видов работ с радионуклидами (включая территорию объекта) с обязательной оценкой загрязнения оборудования при использовании открытых источников, поверхности помещений, индивидуальных средств защиты и тела работающих;
индивидуальный дозиметрический контроль внешнего излучения;
индивидуальный контроль содержания радионуклидов в организме или отдельном критическом органе;
обучение персонала правилам радиационной безопасности каждого вида работ с последующим контролем знаний и регистрацией их проверки в специальном журнале;
контроль выброса и сброса радионуклидов в атмосферу;
контроль сбора и сдачи на хранение РАО;
ведение оперативного журнала смены - основного документа радиационной обстановки на объекте; в журнале отражают прием и сдачу оборудования и приборов по смене, все изменения радиационной обстановки за смену, неполадки в оборудовании и приборах и способы их устранения.

При работах с закрытыми источниками объем дозиметрического контроля ограничивают оценкой мощности доз на рабочих местах и индивидуальных доз внешнего облучения. Иногда, например при нарушении целостности герметичных ампул, возникает необходимость контроля загрязнения объектов окружающей среды.

Для дозиметрического (часто специального технологического) контроля устанавливают преимущественно стационарные приборы, переносные приборы и дозиметры индивидуального контроля.

Стационарные приборы позволяют обеспечить дистанционный контроль мощности ионизирующего излучения за счет размещения детекторов излучения в разных точках рабочей зоны и монтажа сигаально-измерительньгх устройств в отдельном специально оборудованном помещении, имеющем щит со стационарными дозиметрами и пульт управления. Из этого помещения проводят централизованный контроль условий радиационной обстановки на объекте. При оценке радиационной опасности на контролируемом объекте службой радиационной безопасности необходимо соблюдать условия: сумма отношений каждого вида радиационного действия к соответствующему допустимому значению (МЭД, ДОА, ДЗА) не должна превышать 1:

где NK_i - концентрация радиоактивных аэрозолей или газов в воздухе производственных помещений; N_i - загрязнение кожи, спецодежды, рабочей поверхности оборудования; ДОА_пер - допустимая объемная активность в воздухе рабочей зоны; ДЗА - допустимое загрязнение рабочей поверхности, кожи; Р_изм.i - мощность эквивалентной дозы на рабочем месте; РД- допустимая мощность эквивалентной дозы.

Переносные дозиметрические и радиометрические приборы служат для контрольных измерений мощности доз ионизирующей радиации, уровня загрязнения поверхности, спектрометрических измерений. Кроме того, их применяют для дополнительньгх замеров в точках, где отсутствуют датчики стационарных установок.

Дозиметры индивидуального контроля предназначены для оценки индивидуальных доз облучения персонала, работающего с ИИИ. Необходимость индивидуального контроля вызвана тем, что данные облучения персонала, которые можно получить расчетным методом на основании оценки мощности потоков излучений и времени работы, часто не соответствуют истинным уровням индивидуальных доз.

Медицинский контроль - комплекс лечебно-профилактических мероприятий, направленных, во-первых, на предупреждение приема на работу с радионуклидами и ИИИ людей, имеющих противопоказания, и, во-вторых, на обнаружение ранних признаков лучевого поражения персонала.

Противопоказания к приему на работу с радионуклидами и ИИИ - болезни крови и стойкие изменения периферической крови, органические заболевания центральной и периферической нервной систем и др. Полный перечень болезней и других противопоказаний, препятствующих приему на работу с радионуклидами и другими источниками ионизирующей радиации, изложен только в одной из предыдущих версий ОСПОРБ: в ОСП 72/87. К сожалению, этот перечень не воспроизведен ни в ОСПОРБ-99, ни в ОСПОРБ-99/2010, ни в ОСПОРБ-99/2010 в редакции 2013 г.

Результаты предварительных медицинских осмотров, в которых принимают участие терапевт, невролог и окулист (возможны гинеколог, маммолог, уролог, оториноларинголог) - исходные данные при оценке изменений состояния здоровья работников в будущем.

Задача периодических медицинских осмотров - наблюдение в динамике за состоянием здоровья работников, выявление наиболее ранних функциональных изменений, обусловленных действием специфического фактора, для своевременного проведения необходимых лечебно-профилактических мероприятий. Кроме того, периодические медицинские осмотры позволяют выявить признаки непрофессиональных заболеваний.

Сроки проведения периодических медицинских осмотров работников зависят от радиационной опасности производства и профессии (1 раз в 6 мес или 1 раз в 12 мес).

При оценке состояния здоровья работников учитывают санитарно-гигиенические условия труда и данные общего и индивидуального дозиметрического контроля.

18.2.4. Требования к санитарно-дозиметрическому контролю

Санитарно-дозиметрический контроль - один из важнейших элементов системы радиационной безопасности людей, непосредственно работающих с ИИИ, и людей других категорий. Существующие в настоящее время документы законодательного характера (санитарные правила, инструктивно-методические указания Роспотребнадзора), разработанные на основе глубоких научных исследований, позволяют при строгом их выполнении создать безопасные условия работы с радионуклидами и ИИИ. Основная задача санитарно-дозиметрического контроля - контроль выполнения требований этих документов, который возложен на отделения радиационной гигиены центров санитарно-эпидемиологического надзора, штат которых состоит из одного или нескольких врачей-гигиенистов, физиков, радиохимиков с высшим образованием, техника-дозиметриста и вспомогательного персонала (таков штат крупных областных и городских центров).

Функции отделов и отделений радиационной гигиены - текущий санитарный надзор и контроль радиоактивности окружающей среды.

Текущий санитарный надзор предполагает:

учет предприятий, учреждений и лабораторий, использующих радионуклиды и ИИИ;
санитарно-дозиметрическое обследование этих объектов;
контроль транспортировки, учета и хранения радионуклидов и ИИИ;
контроль сбора, удаления и захоронения РАО;
контроль содержания и эксплуатации спецпрачечных и пунктов захоронения РАО;
надзор за радиометрическим и дозиметрическим контролем людей, работающих с радионуклидами и ИИИ;
контроль проведения медицинских предварительных и текущих осмотров;
контроль выполнения предложений и постановлений федеральных и исполнительных органов власти и санитарных органов о проведении оздоровительных мероприятий.

Отделы и отделения радиационной гигиены осуществляют надзор за деятельностью рентгенорадиологических отделений стационаров и выборочно контролируют рентгеновские кабинеты.

Основные критерии оценки радиационной обстановки на радиологическом объекте:

пределы доз внешнего и внутреннего облучения персонала;
допустимые уровни мощности доз на рабочих местах и в смежных помещениях на территории объекта (в СЗЗ);
допустимые уровни загрязнения кожи работников, поверхностей в рабочих помещениях и других объектов;
ПГП радионуклидов в организм через органы дыхания;
ДОА_пер радионуклидов в воздухе рабочих помещений.

Санитарно-гигиенические условия труда на радиологическом объекте оценивают по результатам тщательного их санитарного описания и получения объективной информации о радиационной безопасности с помощью различной аппаратуры. Санитарное описание объекта содержит:

наименование и основные функции предприятия;
перечень применяемых радионуклидов и их расход за год;
источники ионизирующего излучения и их мощность;
характеристику учреждений по классу работ с учетом активности на рабочем месте;
наличие и состояние документации (журналы прихода и расхода радионуклидов, регистрация образования и удаления отходов, инструктаж по технике безопасности);
краткую характеристику технологического процесса;
расстановку оборудования, защитных приспособлений и мест замеров излучений в помещении (эскиз).

Кроме того, программа описания предусматривает характеристику рабочих помещений:

их размещение в отдельном здании, части здания, приспособленном помещении, связь с другими помещениями;
размещение относительно других зданий, сооружений и рабочих участков;
набор помещений, их планировка, площадь, взаимосвязь;
состояние санитарно-технического и электротехнического оборудования, включая освещение (естественное, искусственное, общее, местное, тип светильников), вентиляцию (искусственная, приточно-вытяжная, общая, местная, расположение вытяжных отверстий и шахт, размещение воздуховодов, мест выбросов воздуха в атмосферу, степень герметизации шкафов и боксов, скорость воздуха в рабочих помещениях, проемах, наличие очистных устройств, фильтров и частота их смены);
водоснабжение (горячая и холодная вода, питьевое водоснабжение, конструкция кранов);
канализация (бытовая, местная, специальная), очистные устройства и их режим работы, отопление (способ, тип отопительных приборов).

Принимают во внимание:

наличие защитных приспособлений (передвижных экранов, стационарной защиты, боксов, материалов защиты, индивидуальных средств защиты) и их использование;
характеристику санитарно-бытовых помещений (количество, состояние, режим работы и др.);
режим уборки помещений (периодичность, способ, наличие инвентаря и места его хранения и др.);
условия хранения ИИИ, их получение и фасовку, транспортировку до рабочих мест, регистрацию выдачи.

Дают характеристику:

РАО (место образования, характер, их количество по активности, объем и физическое состояние, способ сбора и условия хранения, способ удаления на захоронение);
службы дозиметрии (оснащение приборами и квалификация персонала, объем и периодичность дозиметрических исследований), индивидуального дозиметрического контроля (метод, случаи переоблучения, принимаемые меры);
документации (метрологическая поверка дозиметрической аппаратуры, индивидуальных дозиметров, аппаратуры для контроля радиоактивных загрязнений);
периодических медицинских осмотров (состав медицинской комиссии, частота осмотров, случаи выявления лучевых поражений и заболеваний, консультации специалистов институтов);
результатов собственных дозиметрических исследований;
выполнения более ранних рекомендаций.

Программу санитарного описания следует уточнять в соответствии с конкретными условиями труда и особенностями объектов наблюдения. При повторных обследованиях нет необходимости соблюдать ее полностью, можно сократить.

В связи со значительным набором радиоизотопов, обладающих различными видами излучения разной энергии, необходим индивидуальный подход к выбору соответствующей радиометрической аппаратуры для сбора информации.

По результатам санитарного обследования радиологического объекта врач составляет акт обследования; при обнаружении дефектов в системе радиационной безопасности объекта в акте перечисляют предложения их исправления с указанием сроков и ответственных сотрудников. При грубых нарушениях санитарного законодательства Главный государственный санитарный врач правомочен прекратить работу с радионуклидами и ИИИ.

Контроль радиоактивности окружающей среды включает:

выявление и паспортизацию источников загрязнения окружающей среды радионуклидами;
установление мест образования РАО;
определение характера переработки, хранения и удаления РАО;
оценку миграции радионуклидов в окружающей среде;
определение степени создаваемого ими радиоактивного загрязнения окружающей среды;
измерение уровней внешнего и внутреннего облучения.

Отделы (группы) радиационной гигиены организуют лабораторные исследования объектов окружающей среды, проводят инструктаж и контролируют ликвидацию последствий аварий в соответствии с существующими инструкциями.

В зависимости от технологии использования открытых источников на радиологическом объекте санитарно-дозиметрическому контролю подлежат:

системы канализации;
открытые водоемы;
подземные источники;
атмосферный воздух;
выпадения;
почва;
наземная растительность;
продукты питания.

Программа санитарно-дозиметрического контроля радиационного состояния окружающей среды зависит от конкретных условий и задач, стоящих перед отделами (группами) радиационной гигиены службы Роспотребнадзора. Так, при образовании на радиологическом объекте жидких РАО, сбрасываемых в систему канализации, дают санитарное описание этой системы и путей удаления сточных вод от этого учреждения до открытого водоема и системы переработки жидких отходов, излагают качественную и количественную характеристики РАО и сточных вод.

Для получения объективной информации о содержании радионуклидов в сточных водах, эффективности работы установок по переработке жидких РАО, степени их разбавления в канализационных коллекторах пробы сточных вод отбирают на каждом этапе, включая последний смотровой колодец коллектора учреждения и место спуска сточных вод в водоемы. Для получения полных данных отбирают отложения, образующиеся на стенках трубопроводов, поверхности фильтров. В дальнейшем пробы подвергают радиометрическому, спектрометрическому или радиохимическому анализу.

Санитарно-дозиметрический контроль состояния воздушной среды предполагает количественную и качественную оценку радиоактивных загрязнений атмосферного воздуха. Изучение технологии производства на объекте позволяет установить основные этапы, на которых образуются радиоактивные газы и аэрозоли, пути их удаления и методы переработки РАО. Для оценки степени загрязнения атмосферного воздуха и дальности распространения радиоактивных веществ в районе расположения радиологического учреждения устанавливают пункты наблюдения, в которых отбирают пробы воздуха аспирационным и седиментационным методами. В отдельных случаях (при поступлении в воздух радиоактивных инертных газов, короткоживущих изотопов углерода, азота и кислорода) измеряют активность β- и y-излучения и т.д.

Материалы санитарно-дозиметрического контроля при нарушении требований санитарного законодательства служат основанием для центров Роспотребнадзора принимать решительные меры для предупреждения загрязнения окружающей среды радионуклидами.

При оценке радиационной обстановки, складывающейся в окружении радиологического объекта, основные критерии - допустимые мощности дозы за пределами учреждения или его СЗЗ, предел дозы внешнего и внутреннего облучения для отдельных лиц из населения, допустимые концентрации радиоактивных изотопов в воздухе и воде наблюдаемых зон.

В настоящее время отделы и группы радиационной гигиены изучают влияние естественной радиоактивности на окружающую среду (контроль содержания радионуклидов в строительных материалах, воздухе жилых помещений, оценка радиационной обстановки на строительных площадках).

18.3. ЧАСТНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ К РАДИАЦИОННОМУ КОНТРОЛЮ

В зависимости от типа источника, эмиссии ионизирующего излучения и, самое главное, технологии применения источника излучения требования к составу, периодичности и объему радиационного контроля условий работы персонала значительно различаются.

18.3.1. Медицинская радиология

К радиационному контролю персонала и его рабочих мест предъявляются требования нормативных документов МУ 2.6.1.2135-06, МУ 2.6.1.3015-12 и МУ 2.6.1.25-2000. Для контроля уровней облучения γ-квантами или тормозным излучением рекомендуют носить на халате в области груди или живота индивидуальные термолюминесцентные дозиметры. Термолюминесцентный дозиметр фиксирует уровень профессионального облучения обычно в течение 1-2 мес, после чего его сдают в службу радиационной безопасности медицинского учреждения для считывания показаний накопленной дозы облучения.

Мощность дозы фотонного излучения на рабочих местах контролируется дозиметрами на основе счетчиков Гейгера-Мюллера или сцинтилляционных детекторов, причем отечественная аппаратура вполне отвечает необходимым требованиям. Однако для контроля облучения персонала фотонейтронами вне каньона высокоэнергетического ускорителя, особенно в непосредственной близости от входной двери защитного лабиринта, до сих пор отсутствуют простые и надежные технологии, позволяющие достоверно измерять мощность эквивалентной дозы. Этот контроль не нужен, если радиационная защита каньона спроектирована заведомо непроницаемой для фотонейтронов.

Однако он необходим для персонала, работающего на установках для адронной лучевой терапии (протоны, нейтроны, ионы).

В подразделениях ядерной медицины один из важных элементов системы обеспечения радиационной безопасности - радиационный контроль уровней облучения персонала:

индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения персонала γ-квантами и β-частицами от различных радионуклидных источников;
индивидуальный радиометрический контроль уровней инкорпорации радионуклидов у всех сотрудников категории А;
измерения уровней радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, одежды и кожных покровов работников;
измерения мощности поглощенной дозы γ-излучения на рабочих местах персонала;
измерения объемной активности радиоактивных аэрозолей в воздухе рабочих помещений;
радиометрический и дозиметрический контроль твердых РАО;
радиометрический контроль загрязненной радиоактивностью спецодежды и сменной обуви персонала подразделений радионуклидной диагностики и радионуклидной терапии;
радиометрический контроль больничной одежды и обуви больных при их выписке из отделения радионуклидной терапии, полотенец и постельного белья из «активных» палат перед их сдачей в спецпрачечную;
радиометрический контроль состава и активности сбрасываемых в бытовую канализацию вод со станции спецочистки жидких РАО.

Конкретные места, состав, объемы и периодичность оперативного радиационного контроля устанавливает служба радиационной безопасности медицинского учреждения по согласованию с региональными органами Роспотребнадзора.

Конкретные значения профессионального облучения персонала подразделений ядерной медицины варьируют в очень широких пределах: эффективная доза для врачей-радиологов составляет 0,5 мЗв/год, для процедурных медицинских сестер, занятых подготовкой и введением РФП, - 6 мЗв/год.

Рентгенологические исследования. Персонал рентгеновских кабинетов, в том числе при проведении КТ и ИР, который по условиям труда находится в процедурном помещении, должен работать в защитных фартуках. При этих условиях облучения и использовании двух индивидуальных дозиметров, расположенных над защитным фартуком на воротнике халата или на шапочке и на груди под защитным фартуком, рекомендуют использовать формулу для оценки эффективной дозы:

где Н_рI(10)- доза, мЗв, зарегистрированная дозиметром, расположенным на груди под защитным фартуком, Н_PIII(10) - доза, мЗв, зарегистрированная дозиметром, расположенным над фартуком на воротнике халата или на шапочке.

Показания дополнительного дозиметра, расположенного над фартуком на воротнике халата или на шапочке, можно использовать в качестве оценки эквивалентной дозы облучения хрусталиков глаз. В качестве эквивалентной дозы на поверхности нижней части живота женщинам в возрасте до 45 лет необходимо принимать показание дозиметра, расположенного под фартуком на уровне талии.

Реальные дозы облучения отдельных органов и всего тела рентгенохирурга и других участников ИР-процедур варьируют широко, причем гораздо шире, чем аналогичные дозы облучения больного. Эквивалентная доза, зарегистрированная дозиметром на шее поверх защитного воротника, варьирует в среднем в пределах 3-450 мкЗв на одну ИР-процедуру, дозиметром на талии под защитным фартуком - 0,1-32 мкЗв на процедуру, доза на руки (без защитных перчаток) - 48-1280 мкЗв на процедуру. При этом доза облучения рук слабо коррелирует с продолжительностью рентгеноскопии вследствие постоянного изменения положения рук рентгенохирурга в ходе ИР-процедуры. По статистическим данным большого объема эффективная доза E профессионального облучения постоянно практикующих рентгенохирургов очень редко превышает 10 мЗв/год, оставаясь в среднем равной 2-4 мЗв/год.

Из приведенных данных видно, что по эффективной дозе установленный норматив для рентгенологов не превышается с запасом в 3-5 раз, тогда как для хрусталика глаза реальные дозы облучения сравнимы с соответствующими нормативами, особенно при проведении более 70-100 ИР-процедур в год. Отсюда следует необходимость применения дополнительных мер радиационной защиты глаза в виде очков с просвинцованными стеклами. Учитывая многочисленные результаты дозиметрии облучения хрусталика глаза у рентгенохирургов, МКРЗ приняла решение об ужесточении предела дозы профессионального облучения глаз со 150 до 20 мЗв в год. Очевидно, и РНКРЗ внесет необходимые соответствующие изменения в НРБ-99/2009.

18.3.2. Промышленное применение источников ионизирующего излучения

В России успешно действует система государственного санитарно-эпидемиологического надзора за внедрением, монтажом и эксплуатацией промышленных ИИИ, состоящая из двух подсистем: методов контроля и методов обеспечения радиационной безопасности.

Методы контроля:

контроль приобретения оборудования с промышленным источником излучения;
санитарно-гигиеническая экспертиза технической документации;
санитарно-гигиеническая оценка опытных образцов;
контроль размещения, монтажа и наладки приборов.

Методы обеспечения радиационной безопасности включают следующие мероприятия:

проведение работ на стадии проектирования - разработка технических условий и технической документации на радиоизотопную установку;
санитарно-гигиеническое решение размещения этих приборов;
оптимальная организация технологического процесса использования оборудования с источниками излучения;
решение организационных вопросов обеспечения радиационной безопасности на объекте; установление средств защиты.

Важное место в подсистеме средств контроля занимают мероприятия текущего санитарного надзора за эксплуатацией РИП, контроль хранения блоков с источниками и проведения ремонтно-профилактических работ, частоты и полноты радиационного контроля.

Принятая в стране система радиационной защиты на всех этапах технологического процесса при работе с промышленными источниками излучения обеспечивает безопасные условия работы персонала и отдельных лиц из населения.

Радиационная дефектоскопия. Служба радиационной безопасности учреждения контролирует организацию и проведение дефектоскопических работ персоналом учреждения.

Объем производственного радиационного контроля и его частота зависят от методов просвечивания, условий проведения дефектоскопических работ и применяемой радиационной техники. Так, при просвечивании в стационарных условиях радиоизотопными и рентгеновскими установками контролируют:

эффективность защиты радиоизотопной установки (измерение мощности экспозиционных доз на расстоянии 0,1 и 1 м от радиационной головки и на расстоянии 1 м от защитного кожуха рентгеновской трубки) - 1 раз в год;
эффективность защиты помещений (пультовая смежных помещений с залом для облучения) - 2 раза в год;
уровень мощностей доз и радиоактивной загрязненности при ремонте, зарядке и перезарядке радиоизотопных дефектоскопических установок - 1 раз в год;
исправность системы блокировок и сигнализации - всегда перед началом работ.

При дефектоскопии переносной радиоизотопной аппаратурой контролируют:

эффективность защиты дефектоскопических установок (измерение мощности доз излучения на расстоянии 0,1 и 1 м от поверхности радиационной головки) - не реже 2 раз в месяц;
эффективность защиты помещений для хранения дефектоскопов - не реже 2 раз в год;
мощность доз излучения на рабочих местах персонала и размер радиационно опасных зон - 1 раз в квартал;
мощность доз на рабочих местах персонала, выполняющего зарядку, перезарядку и ремонт дефектоскопов;
уровень загрязненности радионуклидами дефектоскопов, транспортных средств, хранилищ и помещений, где заряжают и перезаряжают дефектоскопы, - 2 раза в год;
индивидуальные дозы облучения персонала - постоянно.

При просвечивании переносными рентгеновскими аппаратами необходимо контролировать эффективность защиты кожуха рентгеновской трубки (измерение мощности экспозиционных доз на расстоянии 1 м от кожуха) не реже 2 раз в год; мощность экспозиционных доз на рабочих местах, в смежных помещениях, размеры радиационно опасных зон - 1 раз в квартал, индивидуально дозы облучения - с экспозицией 3 мес.

При этом в зависимости от характера технологического процесса радиационной дефектоскопии объем проводимых исследований должен соответствовать общим задачам радиационного контроля.

Радиационный контроль при эксплуатации радиоизотопных приборов 2-4-й групп включает контроль мощности дозы γ- и тормозного излучения, плотности потока β-частиц и нейтронов на рабочих местах на расстоянии 1 м от поверхности блока с источниками излучений и вплотную к нему; определение уровня радиоактивной загрязненности поверхности оборудования методом мазков.

Мощность эквивалентной дозы на рабочих местах и в местах возможного пребывания людей измеряют на трех высотах: 0,5, 1 и 1,5 м над полом. Мощность дозы и плотность потока излучений контролируют универсальным переносным радиометром типа МКС-01, МКС-02С, дозиметром типа ДРГЗ, «Аргунь» и др. Измерения выполняют на рабочих местах на уровне 1-1,5 м от поверхности пола (земли). Периодичность контроля - 1 раз в нед. Радиоактивную загрязненность рабочей поверхности оборудования контролируют методом мазков, индивидуально-дозиметрический контроль производят ежеквартально.

В организациях, использующих радиоизотопные приборы, проводят:

ежедневно:
- проверку крепления стационарных РИП (блоков источников) при эксплуатации их в условиях вибрации (толчков);
еженедельно:
- визуальный осмотр стационарных РИП 2-4-й групп с проверкой сохранности пломб и замков блоков источников и записью результатов осмотра в специальном журнале;
- проверку наличия источников в блоках источников РИП 2-4-й групп;
ежеквартально:
- проверку надежности крепления блоков источников стационарных РИП 2-4-й групп и конструкций дополнительной радиационной защиты (если они предусмотрены);
- измерение мощности эквивалентной дозы на поверхности переносных РИП 2-4-й групп и на расстоянии 1 м от них;
- индивидуальный дозиметрический контроль;
1 раз в полгода:
- проверку соответствия мощности эквивалентной дозы на расстоянии 1 м от поверхности блоков источников стационарных РИП 3-4-й групп, на рабочих местах и в местах возможного пребывания людей требованиям правил;
- контроль наличия стационарных РИП 1-2-й групп в местах их установки;
ежегодно:
- проверку соответствия мощности эквивалентной дозы на поверхности блоков источников стационарных РИП 2-4-й групп, на расстоянии 1 м от нее, на рабочих местах и в местах возможного пребывания людей требованиям правил.

Внеочередной радиационный контроль проводят в случае:

несанкционированного проникновения в помещение хранения РИП посторонних лиц;
пожара или иного чрезвычайного происшествия в помещении хранения РИП;
нарушения целости пломбы или замка блока источника РИП;
после ремонта оборудования, на котором установлен РИП, если при этом производился его демонтаж;
после установки, замены или перезарядки блока источника;
после установки дополнительной радиационной защиты;
во время и после ликвидации последствий радиационной аварии.

Отделы радиационной гигиены Роспотребнадзора 1 раз в 3 года совместно с Ростехназором принимают участие в инвентаризации РИП, числящихся на учете предприятия.

Отделы радиационной гигиены центров санэпиднадзора 1 раз в 3 года совместно с территориальными органами Ростехнадзора принимают участие в инвентаризации радиоизотопных приборов, числящихся на учете предприятия.

18.3.3. Радиационный контроль при выводе атомной электростанции из эксплуатации

Объем радиационного контроля при выводе АЭС из эксплуатации определяется результатами комплексного инженерного и радиационного обследования и детально обосновывается на этапе разработки технико-экономического обоснования. При снятии энергоблока с эксплуатации решают задачи:

обеспечение и обработка информации о радиационной обстановке на энергоблоке, выводимом из эксплуатации;
учет номенклатуры выделенных рабочих зон, участков, мест, технологии проведения работ;
охват всех параметров и физических величин, подлежащих контролю;
получение представительной информации.

Все параметры, контролируемые системой радиационного контроля, относят к:

радиационному технологическому контролю;
радиационному контролю защитных барьеров;
контролю нераспространения радиоактивности за пределы энергоблока;
дозиметрическому контролю.

Система радиационного контроля обеспечивает автоматизированный сбор, обработку и представление информации о радиационной обстановке на энергоблоке и контроль методами ручного пробоотбора с последующей подготовкой и измерением проб в лабораторных условиях, контроль стационарными локальными средствами и носимыми приборами.

Структура системы радиационного контроля на этапе вывода энергоблока из эксплуатации остается такой же, как на этапе эксплуатации. Однако объем и периодичность контроля в процессе вывода из эксплуатации постоянно меняется и соответствует состоянию энергоблока, а затем модуля хранения.

Важнейший показатель безопасности при проведении работ вывода из эксплуатации при эффективном радиационном контроле - планирование индивидуальной дозы и дозовых затрат персонала, минимизация численности персонала, привлекаемого к работам, корректировка организации технологических процессов.

В процессе выведения АЭС из эксплуатации практически полностью исчезает потребность в аппаратуре контроля радиоактивных газов, но возрастает роль аппаратуры и приборов для контроля активности радиоактивных аэрозолей, в том числе с малыми значениями энергии β-частиц и γ-квантов.

Интенсивное пылеобразование, связанное с демонтажом и разрушением оборудования и строительных конструкций, приводит к тому, что эффективную дозу облучения персонала станет определять инкорпорация радионуклидов. Следовательно, в процессе вывода энергоблока из эксплуатации необходима аппаратура оперативного контроля дозы внутреннего облучения.

18.3.4. Радиационный контроль окружающей среды при выводе блока атомной электростанции из эксплуатации

Основные принципы радиационного контроля окружающей среды при выводе из эксплуатации блока атомной электростанции:

объем радиационного контроля внешней среды за пределами промплощадки блока зависит от состояния выводимого из эксплуатации блока и конкретных условий расположения площадки; он определяется и корректируется системой радиационного контроля окружающей среды АЭС и промышленной санитарной лабораторией в соответствии с их положениями, закрепляется в их планах-графиках проведения радиационного контроля, которые утверждают и согласовывают в установленном порядке;
при выводе из эксплуатации энергоблока и при наличии на промплощадке других действующих блоков объем радиационного контроля внешней среды не уменьшают по сравнению с объемом радиационного контроля при нормальной эксплуатации энергоблоков АЭС;
решение о прекращении радиационного контроля внешней среды вокруг промплощадки АЭС во всех случаях принимают только после подробного обоснования возврата территории промплощадки АЭС для неограниченного использования в народном хозяйстве, что оформляется отдельным актом в установленном порядке.

Если на промплощадке АЭС все энергоблоки находятся на стадии вывода из эксплуатации, то:

при наличии остановленных, но не разгруженных от ядерного топлива блоков, радиационный контроль внешней среды производят в том же объеме, что и при нормальной эксплуатации;
при разгруженных энергоблоках, находящихся на стадии консервации, периодичность радиационного контроля уменьшают с обязательным обоснованием, в котором должна быть указана и согласована с местными органами надзора степень герметизации здания и оборудования;
при наличии на промплощадке АЭС энергоблоков на стадии консервации в зависимости от местных гидрогеологических условий проводят радиационный контроль грунтовых вод за пределами промплощадки АЭС;
при выполнении демонтажных работ на энергоблоках, выводимых из эксплуатации, или при ликвидации энергоблоков АЭС, что связано с транспортировкой радиоактивных демонтажных отходов в хранилища за пределами промплощадки, проводят контроль радиоактивного загрязнения дорог и прилегающей к ним территории;
при транспортировке демонтажных отходов энергоблоков в специальных контейнерах и спецтранспортом устанавливают радиационный контроль загрязнения контейнеров и спецтранспорта на выезде с территории демонтажных работ и с мест хранения демонтажных отходов;
при широкомасштабных дезактивационных работах в период вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС периодичность контроля радионуклидного состава жидких сред, удаленных с АЭС, необходимо увеличить в зависимости от объема, продолжительности дезактивационных работ и типа дезактивируемых помещений и оборудования;
при ограниченном повторном использовании в народном хозяйстве части демонтированных материалов, образующихся при выводе из эксплуатации энергоблоков (металл, бетон, песок и т.п.), необходим входной и выходной радиационный контроль их объемной активности для соблюдения соответствующих нормативов на всех этапах их движения и переработки, включая места использования готовой продукции.

Контрольные вопросы

Каковы основные задачи учреждений Роспотребнадзора в области радиационной гигиены?
Каково содержание работ Роспотребнадзора в области радиационно-гигиенической экспертизы?
Каково содержание надзора за объектом радиационной опасности?
Каково содержание контроля радиоактивности окружающей среды отделами территориальных органов Роспотребнадзора?
Каковы основные задачи ведомственной службы радиационной безопасности?
Каковы основные задачи дозиметрической службы объекта?
Каково содержание (цели и задачи) медицинского контроля состояния здоровья сотрудников, работающих с ИИИ?
Какие основные критерии используют для оценки радиационной обстановки на объекте?
Каковы особенности радиационного контроля в подразделениях ядерной медицины?
Какие основные задачи стоят перед организацией радиационного контроля при выводе АЭС из эксплуатации?

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Внимательное изучение материалов учебника позволяет сделать вывод, что радиационная гигиена - одна из фундаментальных основ использования ИИИ в народном хозяйстве, в том числе и в атомной энергетике.

Подтверждение этого положения - государственные документы, в которых регламентированы основные направления и задачи обеспечения ядерной и радиационной безопасности в стране. Учитывая важность информирования читателей учебника о государственном подходе к решению этой актуальной проблемы, целесообразны некоторые выдержки из документа «Основы государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности Российской Федерации на период до 2025 года» (утвержден Президентом РФ 01.03.2012 № Пр-539).

Цель государственной политики обеспечения ядерной и радиационной безопасности - последовательное снижение до социально приемлемого уровня риска техногенного действия на население и окружающую среду при использовании атомной энергии, предупреждение чрезвычайной ситуации и аварии на ядерно и радиационно опасных объектах.

Для достижения этой цели необходимо сосредоточить усилия на основных направлениях:

совершенствование государственного управления и координации работ безопасного использования атомной энергии, включая организацию перевозок ядерных материалов, радиоактивных веществ и изделий на их основе, развитие культуры безопасности на объектах использования атомной энергии с учетом международной практики;
совершенствование государственного регулирования безопасности использования атомной энергии, включая нормативное регулирование, государственный контроль и надзор за ядерной и радиационной безопасностью, повышение эффективности лицензирования и экспертиз безопасности, в том числе создание механизмов всесторонней экспертизы безопасности ядерно и радиационно опасных объектов;
усиление защиты ядерно и радиационно опасных объектов и материалов от возможного вредного влияния человеческого, техногенного, природного факторов, террористических актов, включая совершенствование систем и средств физической защиты объектов использования атомной энергии, повышение их противодиверсионной и антитеррористической устойчивости;
кадровое обеспечение всех работ, относящихся к использованию атомной энергии и влияющих на обеспечение безопасности, включая совершенствование системы профессионального отбора, подготовки, переподготовки, повышения квалификации с использованием современных генетических, психофизиологических и медицинских методов диагностики состояния здоровья персонала, работающего в области использования атомной энергии;
ликвидация и утилизация ядерно и радиационно опасного объекта, эксплуатация которого по функциональному назначению прекращена, отработанного ядерного топлива и РАО и реабилитация радиационно загрязненных участков территории Российской Федерации;
совершенствование системы предупреждения чрезвычайной ситуации на ядерно и радиационно опасном объекте и системы реагирования на радиационную аварию;
дальнейшее развитие международного сотрудничества в области ядерной и радиационной безопасности, предупреждения чрезвычайной ситуации, организации аварийной готовности и аварийного реагирования.

Основные принципы государственной политики обеспечения ядерной и радиационной безопасности:

соблюдение законодательства Российской Федерации, международных договоров, соглашений и конвенций, участницей которых является Российская Федерация;
безусловный приоритет обеспечения ядерной и радиационной безопасности как непременное условие любой деятельности использования атомной энергии;
реализация принципа социально приемлемого риска, имеющего целью минимизацию ядерного и радиационного рисков (как компонентов совокупного техногенного риска), поддержание на возможно низком уровне (с учетом экономических и социальных факторов) индивидуальных доз облучения персонала и сокращение числа облучаемых людей;
запрещение использования атомной энергии, при котором получение положительного результата не компенсирует риск возможного вреда;
приложение усилий и ресурсов федеральных и региональных государственных органов, органов местного самоуправления, уполномоченного органа управления использованием атомной энергии, собственников ядерно и радиационно опасных объектов и эксплуатирующих их организаций к обеспечению ядерной и радиационной безопасности;
обучение и переподготовка работников ядерно и радиационно опасных объектов, органов управления использованием атомной энергии и органов государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии по программам высшего профессионального образования, послевузовского профессионального образования и дополнительного профессионального образования по принципу непрерывного образовательного процесса в течение всей трудовой деятельности;
комплексная защита ядерно и радиационно опасных объектов от возможных негативных действий природного, техногенного и антропогенного характера, в том числе от террористических угроз;
разрешительный характер использования атомной энергии с применением лицензирования, аккредитации, сертификации и других разрешительных механизмов;
эффективное разграничение существующих полномочий и функций между органами государственного регулирования безопасности использования атомной энергии;
поддержание в постоянной готовности сил и средств для ликвидации последствий возможной чрезвычайной ситуации, связанной с использованием атомной энергии.

Актуальные задачи совершенствования государственного управления, государственного регулирования и координации безопасного использования атомной энергии:

повышение качества исполнения государственных функций государственного контроля и надзора за ядерной и радиационной безопасностью использования атомной энергии, включая разработку соответствующих административных регламентов уполномоченных органов государственной власти;
гармонизация требований обеспечения ядерной и радиационной безопасности в рамках нормативных правовых актов Единого экономического пространства, Таможенного союза и других межгосударственных союзов, формируемых при активном участии Российской Федерации;
усиление таможенного контроля на границе Российской Федерации, в территориальных водах Российской Федерации транспортировки радиационно загрязненных материалов, ядерных материалов, радиоактивных веществ и изделий на их основе, в том числе судами иностранных государств;
совершенствование и внедрение правовых механизмов дисциплинарной и административной ответственности за нарушения требований безопасности использования атомной энергии, механизмов стимулирования работ для повышения уровня безопасности;
проведение инвентаризации радиационно загрязненных территорий Российской Федерации, включая места проведения ядерных взрывов в мирных целях, и их категорирование по уровню потенциальной опасности;
обеспечение административно-правового статуса зон безопасности вокруг ядерно и радиационно опасных объектов с учетом повышения их защищенности в условиях усиления террористических угроз;
создание единой государственной системы обращения с РАО для организации и обеспечения безопасного и экономически эффективного обращения с РАО, в том числе их захоронения;
создание единой системы обращения с отработанным ядерным топливом.

Для этого необходимо предусмотреть совершенствование и развитие:

законодательства Российской Федерации в области использования атомной энергии;
контроля и надзора за ядерной и радиационной безопасностью;
системы обеспечения качества деятельности на объектах использования атомной энергии;
системы лицензирования деятельности в области использования атомной энергии;
системы информирования населения через средства массовой информации и по иным каналам, уполномоченным федеральными органами исполнительной власти, о прогнозируемой и возникшей чрезвычайной ситуации на ядерно и радиационно опасных объектах;
единой системы государственного экологического мониторинга (государственного мониторинга окружающей среды);
единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения граждан и ее гармонизация с аналогичными международными системами;
системы государственного учета и контроля ядерных материалов;
системы государственного учета и контроля радиоактивных веществ и РАО;
государственного контроля транспортировки ядерных материалов и радиоактивных источников и веществ.

Другие актуальные задачи - повышение эффективности научно-методического, нормативного, материально-технического, организационного обеспечения деятельности, осуществляемой по основным направлениям:

освоение и внедрение критических технологий Российской Федерации, в том числе технологий, обеспечивающих безопасность ядерно и радиационно опасных объектов;
безопасное обращение с ядерными материалами, радиоактивными веществами, РАО и отработанным ядерным топливом;
государственный мониторинг радиационной обстановки на территории Российской Федерации, предотвращение загрязнения окружающей среды, реабилитация радиоактивно загрязненных территорий;
поддержание на необходимом уровне готовности системы медицинского обеспечения организаций, эксплуатирующих ядерные и радиационно опасные объекты, к проведению комплекса лечебно-профилактических и санитарно-гигиенических мероприятий при возможной чрезвычайной ситуации;
защита населения от сверхнормативного радиационного действия техногенных источников излучения и снижение до приемлемого уровня действия на население природных ИИИ;
охрана здоровья населения и персонала ядерно и радиационно опасных объектов, военнослужащих и сотрудников, обеспечивающих защиту и охрану этих объектов;
лицензирование деятельности и экспертиза безопасности использования атомной энергии.

Актуальные задачи усиления защиты ядерно и радиационно опасных объектов, персонала, населения и окружающей среды:

модернизация и развитие технических и информационно-аналитических систем обеспечения контроля и надзора за ядерной и радиационной безопасностью на основе научно обоснованных подходов с использованием современных технологий;
модернизация приборного обеспечения и развитие отечественного производства диагностического оборудования и средств ликвидации медицинских последствий радиационного облучения человека;
совершенствование медицинского обеспечения персонала ядерно опасных объектов, включая развитие лабораторий психофизиологического обеспечения, создаваемых при объектах использования атомной энергии;
совершенствование системы Национального радиационно-эпидемиологического регистра людей, пострадавших от радиационного действия и подвергшихся облучению в результате радиационных катастроф и инцидентов, обеспечение пожизненного учета изменений состояния здоровья этих людей и оценки текущих и отдаленных радиологических последствий;
проведение широкомасштабных исследований уровней облучения пациентов и медицинского персонала в условиях массового внедрения новых методов лучевой диагностики и лечения (в том числе ядерной медицины);
разработка комплекса мер снижения уровней облучения населения, подвергающегося облучению за счет природных источников излучения более 5 мЗв/год, в том числе радоном и продуктами его распада;
проведение радиационно-гигиенического мониторинга окружающей среды и состояния здоровья населения в районах расположения ядерно и радиационно опасных объектов, включая проектируемые и строящиеся;
оптимизация системы дозиметрического контроля персонала с учетом требований международных стандартов и рекомендаций;
совершенствование тренажерной базы ядерной и радиационной безопасности, включая систему унифицированных индивидуальных и групповых тренажеров;
ведение медико-дозиметрического регистра работников атомной промышленности для определения групп радиационного риска;
совершенствование критериев, принципов и основных требований к обеспечению ядерной и радиационной безопасности с учетом международных требований и рекомендаций.

Особую важность приобретают разработка и внедрение средств и технологий обеспечения ядерной и радиационной безопасности:

инновационных методов, средств комплексного анализа, прогнозирования и оценки состояния ядерной и радиационной безопасности, выявления рисков и управления ими;
мобильных комплексов обеспечения безопасности и контроля работ в зоне чрезвычайной ситуации и аварии, дистанционного контроля загрязненных территорий;
инновационных средств и методов радиационного контроля, основанных на физических принципах;
коллективных и индивидуальных средств защиты персонала ядерно и радиационно опасных объектов, населения, военнослужащих и сотрудников, обеспечивающих защиту и охрану этих объектов, в том числе специальных медицинских средств защиты от действия ионизирующего излучения (радиопротекторы, средства борьбы с первичной реакцией на облучение, препараты выведения радионуклидов);
средств и технологий, обеспечивающих повышение эффективности использования радиационной диагностики и радиоизотопной продукции в науке, промышленности, здравоохранении и сельском хозяйстве;
систем и средств обеспечения изъятия, сохранности и утилизации радиоактивных источников, в первую очередь радиоизотопных термоэлектрических генераторов;
средств и методов оценки индивидуальных доз облучения при применении радиационных технологий медицинского назначения, ядерной медицины и радиофармацевтики, медикаментозных и клеточных средств профилактики и лечения радиационных поражений человека для различных сценариев возможного радиационного действия на базе современных технологий, включая геномные и нанотехнологии;
системы информирования населения о радиационной безопасности и способах защиты от основных ИИИ, в том числе при чрезвычайной ситуации и ликвидации ее последствий;
правил категорирования земель, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате деятельности предприятий атомной промышленности и энергетики;
стандартов безопасности ядерной медицины, радиофармацевтики и радиационных технологий медицинского назначения в соответствии с международными требованиями;
нормативных документов, регламентирующих радиационную безопасность медицинской деятельности.

Актуальные задачи в области кадрового обеспечения всех работ использования атомной энергии, влияющих на обеспечение безопасности:

совершенствование отбора, подготовки и аттестации высококвалифицированных кадров, в том числе органов государственного управления использованием атомной энергии и органов государственного регулирования безопасности использования атомной энергии;
применение современных специализированных технических средств и учебно-методических разработок для обеспечения ядерной и радиационной безопасности, предупреждения и ликвидации аварии и чрезвычайной ситуации;
комплектование кадровых служб атомной отрасли компетентными специалистами, имеющими четкое представление о структуре и задачах атомной отрасли, о технологиях, используемых на основных производствах ядерно и радиационно опасных объектов;
подбор преподавательского состава образовательных учреждений высшего профессионального образования и дополнительного профессионального образования за счет ведущих ученых, специалистов высочайшей квалификации, известных профессиональных работников предприятий и институтов в области использования атомной энергии;
формирование программ высшего профессионального образования, послевузовского образования, дополнительного профессионального образования с учетом обучения и переподготовки в течение всей производственной деятельности персонала в зависимости от уровня квалификации, квалификационных требований и планирования кадрового роста работников.

Актуальные задачи ликвидации и утилизации ядерно и радиационно опасных объектов, эксплуатация которых по функциональному назначению прекращена, отработанного ядерного топлива и РАО и реабилитации радиационно загрязненных участков территории Российской Федерации - разработка и осуществление комплекса мер:

ввод в эксплуатацию объектов централизованной инфраструктуры обращения с отработанным ядерным топливом, обеспечивающей его безопасную транспортировку, долговременное хранение и переработку;
строительство пунктов приповерхностного захоронения низкоактивных РАО, пункта глубинного захоронения долгоживущих и высокоактивных РАО;
создание инновационных технологий переработки отработанного ядерного топлива, РАО, вывода из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов;
ликвидация экологического ущерба и реабилитации радиационно загрязненных участков территории Российской Федерации.

Актуальные задачи в области совершенствования системы предупреждения чрезвычайной ситуации на ядерно и радиационно опасных объектах и системы реагирования на радиационную аварию:

совершенствование структуры, функциональных режимов, оснащения, степени готовности сил и средств ликвидации последствий возможной чрезвычайной ситуации;
поддержание необходимого уровня аварийной готовности ядерно и радиационно опасных объектов, готовности сил и средств для ликвидации последствий возможной аварии (чрезвычайной ситуации) на объектах использования атомной энергии;
снижение риска и уменьшение негативных последствий природных и техногенных катастроф на ядерно и радиационно опасных объектах, предупреждение и ликвидация чрезвычайной ситуации радиационного характера;
развитие отраслевых (ведомственных) ситуационно-кризисных центров и научно-методических центров (лабораторий) ядерной и радиационной безопасности.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

Ершов Э.Б., Архангельская Г.В., Романович И.К. Радиационная гигиена. Словарь основных терминов. - СПб.: Санкт-Петербургский НИИРГ им. проф. П.В. Рамзаева, 2005. - 126 с.
Киселев С.М., Жуковский М.В., Стамат И.П., ЯрмошенкоИ.В. Радон. От фундаментальных исследований к практике регулирования. - М.: Триумф, 2016. - 430 с.
Коренков И.П., Шандала Н.К., Лащенова Т.Н., Соболев А.И. Защита окружающей среды при эксплуатации и выводе из эксплуатации радиационно опасных объектов. - М.: Бином, 2014. - 443 с.
Костылев В.А., Наркевич Б.Я. Радиационная безопасность в медицине: учебное пособие. - М.: Провант, 2014. - 202 с.
Крупные радиационные аварии: последствия и защитные меры / под ред. акад. РАМН Л.А. Ильина, В.А. Губанова. - М.: ИздАТ, 2001. - 752 с.
Организация санитарно-эпидемиологических и лечебно-профилактических мероприятий при радиационных авариях: руководство / под общей ред. акад. РАМН, проф. Л.А. Ильина. - М.: ФГУ Всероссийский центр медицины катастроф «Защита», 2005. - 521 с.
Радиационная медицина / под общей ред. акад. РАМН, проф. Л.А. Ильина. - Т. 1-4. - М.: ИздАТ, 1999.
Публикация 103 МКРЗ. Рекомендации 2007 года Международной комиссии по радиационной защите. - М.: Изд-во ОФЭКТ ПКФ «Алана», 2009. - 312 с.
Тарутин И.Г. Радиационная защита при медицинском облучении. - Минск: Вышейшая школа, 2005. - 335 с.
Шандала Н.К., Коренков И.П., Котенко К.В., Новикова Н.Я. Глобальные и аварийные выпадения ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr / под ред. акад. РАМН, проф. Л.А. Ильина. - М.: Медицина, 2008. - 200 с.

Дополнительные иллюстрации

Рис 6.2. Защитный бокс с усиленной радиационной защитой и шпаговыми манипуляторами

Рис. 7.1. Общий вид рентгенотерапевтического аппарата

Рис. 7.2. Общий вид γ-терапевтического аппарата γ-нож

Рис. 7.3. Общий вид терапевтического линейного ускорителя электронов

Рис. 7.4. Общий вид γ-терапевтического аппарата для внутриполостного облучения с рентгеновским аппаратом для контроля положения источника в теле больного

Рис. 7.7. Общий вид комбинированного ОФЭКТ/КТ-сканера

Рис. 7.8. Изображения коронального среза тела больного: а - ПЭТ-изображение; б - КТ-изображение; в - совмещенное ПЭТ/КТ-изображение

Рис. 7.10. 3D КТ-изображение головы с опухолью головного мозга

Рис. 7.11. Общий вид мобильного рентгеновского аппарата для рентгенохирургии

Приложения

Список нормативных документов

Общие

Федеральный закон от 21.11.1995 № 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии".
Федеральный закон от 09.01.1996 № 3-ФЗ "О радиационной безопасности населения".
Федеральный закон от 30.03.1999 № 52-ФЗ "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения".
Федеральный закон от 27.12.2002 № 184-ФЗ "О техническом регулировании".
Российская Федерация. Министерство здравоохранения и социального развития. Приказ. Об утверждении перечней вредных и (или) опасных производственных факторов и работ, при выполнении которых проводятся предварительные и периодические медицинские осмотры (обследования), и порядка проведения предварительных и периодических медицинских осмотров (обследований) работников, занятых на тяжелых работах и на работах с вредными и (или) опасными условиями труда. № 302н от 12.04.2011.
Российская Федерация. Министерство здравоохранения и социального развития. Приказ. Об утверждении межотраслевых правил обеспечения работников специальной одеждой, специальной обувью и другими средствами индивидуальной защиты. № 290н от 01.06.2009 (ред. от 12.01.2015).
Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009), СанПиН 2.6.1.2523-09.
Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010), СП 2.6.1.2612-10.
Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010), СП 2.6.1.2612-10, изменения № 1, утв. пост. Главного государственного санитарного врача РФ от 16.09.2013 № 43.
Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010) от 17.12.2015, изменения в СП 2.6.1.2612-10.
Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002), СП 2.6.6.1168-02, изменения и дополнения № 1, утв. пост. Главного государственного санитарного врача РФ от 23.12.2010 № 167.
Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002), изменения № 2 к СП 2.6.6.1168-02.
Организация и проведение производственного контроля соблюдения санитарных правил и выполнением санитарно-противоэпидемических (профилактических) мероприятий, СП 1.1.2193-07, изменения и дополнения №1 СП 1.1.1058-01.
Санитарно-гигиенические требования к мероприятиям по ликвидации последствий радиационной аварии, МР 2.6.1.0050-11.
Методика категорирования закрытых радионуклидных источников по потенциальной радиационной опасности, РБ 042-07.
Санитарно-защитные зоны и зоны наблюдения радиационных объектов. Условия эксплуатации и обоснование границ (СП СЗЗ И ЗН-07), СП 2.6.1.2216-07.
Дозиметрический контроль внутреннего облучения. Общие требования. МУ 2.6.1.065-2014.
Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования, МУ 2.6.5.026-2016.
Контроль радиационной обстановки. Общие требования. МУ 2.6.5.008-2016.
Установление категории потенциальной опасности радиационного объекта. МУ 2.6.1.2005-05.
Санитарные правила по радиационной безопасности персонала и населения при транспортировании радиоактивных материалов (веществ), СанПиН 2.6.1.1281-03.
Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов. НП-053-04.
Правила физической защиты радиоактивных веществ, радиационных источников и пунктов хранения, НП-034-15.
Общие положения обеспечения безопасности радиационных источников, НП-038-02.
Сбор, переработка, хранение, кондиционирование жидких радиоактивных отходов. Требования безопасности. НП-019-2000.
Сбор, переработка, хранение, кондиционирование твердых радиоактивных отходов. Требования безопасности. НП-020-2000.
Обращение с газообразными радиоактивными отходами. Требования безопасности. НП-021-2000.

Медицинское применение источников ионизирующих излучений

Российская Федерация. Министерство здравоохранения и социального развития. Приказ. О совершенствовании службы лучевой диагностики. № 132 от 02.08.1991.
Российская Федерация. Министерство здравоохранения и социального развития. Приказ. О типовой инструкции по охране труда для персонала отделений лучевой терапии. № 18 от 28.01.02.
Российская Федерация. Министерство здравоохранения и социального развития. Приказ. О типовой инструкции по охране труда для персонала рентгеновских отделений. № 19 от 28.01.02.
Российская Федерация. Министерство здравоохранения и социального развития. Приказ. О типовой инструкции по охране труда для персонала отделений радионуклидной диагностики. № 20 от 28.01.02.
Санитарно-эпидемиологические требования к организациям, осуществляющим медицинскую деятельность. СанПиН 2.1.3.2630-10.
Гигиенические требования к размещению, устройству, оборудованию и эксплуатации больниц, родильных домов и других лечебных стационаров. СанПиН 2.1.3.1375-03.
Гигиенические требования к размещению, устройству, оборудованию и эксплуатации больниц, родильных домов и других лечебных стационаров. СанПиН 2.1.3.2576-10, изменение № 3 СанПиН 2.1.3.1375-03.
Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при проведении лучевой терапии с помощью открытых радионуклидных источников. СанПиН 2.6.1.2368-08.
Гигиенические требования к размещению и эксплуатации ускорителей электронов с энергией до 100 МэВ. СанПиН 2.6.1.2573-10.
Федеральное медико-биологическое агентство России. Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при лучевой терапии пучками протонов и ионов небольших масс. МУ 2.6.1.024-09.
Требования радиационной безопасности при производстве, эксплуатации и выводе из эксплуатации медицинской техники, содержащей источники ионизирующих излучений. СанПиН 2.6.1.2891-11.
Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при подготовке и проведении позитронной эмиссионной томографии. СанПиН 2.6.1.3288-15.
Радиационная безопасность при обращении с медицинскими рентгеновскими аппаратами и проведении рентгенологических процедур. СанПиН 2.6.1.3311-15.
Гигиенические требования к устройству, оборудованию и эксплуатации радоновых лабораторий, отделений радонотерапии. СП 2.6.1.1310-03.
Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при проведении радионуклидной диагностики с помощью радиофармпрепаратов. МУ 2.6.1.1892-04.
Оценка и учет эффективных доз у пациентов при проведении радионуклидных диагностических исследований. МУ 2.6.1.3151-13.
Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при лучевой терапии закрытыми радионуклидными источниками. МУ 2.6.1.2135-06, изменения № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 23.12.2010.
Организация и проведение индивидуального дозиметрического контроля. Персонал медицинских учреждений. МУ 2.6.1.3015-12.
Обеспечение радиационной безопасности при внутритканевой лучевой терапии (брахитерапии) предстательной железы методом имплантации закрытого источника I-125, фиксированного на полимерной рассасывающейся нити "I-125 Rapid Strand". МУ 2.6.1.2711-10.
Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при внутритканевой лучевой терапии (брахитерапии) методом имплантации закрытых радионуклидных источников. МУ 2.6.1.2712-10.
Организация надзора за обеспечением радиационной безопасности и проведение радиационного контроля в подразделении радионуклидной диагностики. МУ 2.6.1.2500-09.
Обеспечение радиационной безопасности при проведении радионуклидной диагностики методами радиоиммунного анализа in vitro. МУ 2.6.1.2808-10.
Контроль эффективных доз облучения пациентов при проведении медицинских рентгенологических исследований. МУ 2.6.1.2944-11.
Оптимизация радиационной защиты пациентов в интервенционной радиологии. МР 2.6.1.0097-15.
Оценка радиационного риска у пациентов при проведении рентгенорадиологических исследований. МР 2.6.1.0098-15.
Применение референсных диагностических уровней для оптимизации радиационной защиты пациента в рентгенологических исследованиях общего назначения. МР 2.6.1.0066-12.
Гигиенические требования по ограничению доз облучения детей при рентгенологических исследованиях. МР 0100/4443-07-34 от 27.04.2007.

Промышленное применение источников ионизирующих излучений

Российская Федерация. Министерство здравоохранения и социального развития. Приказ. О порядке государственной регистрации изделий медицинских изделий однократного применения отечественного производства, стерилизуемых радиационным методом с использованием источников ионизирующего излучения. № 167 от 22.05.2001.
Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при радионуклидной дефектоскопии. СП 2.6.1.3241-14.
Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при рентгеновской дефектоскопии. СанПиН 2.6.1.3164-14.
Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при обращении с источниками, генерирующими рентгеновское излучение при ускоряющем напряжении до 150 кВ. СП 2.6.1.3289-15.
Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при работе с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения. СанПиН 2.6.1.2748-10.
Стерилизация медицинской продукции. Радиационная стерилизация. Часть 1. Требования к разработке, валидации и текущему контролю процесса стерилизации медицинских изделий. ГОСТ Р ИСО 11137-1-2008.
Стерилизация медицинской продукции. Радиационная стерилизация. Часть 2. Установление стерилизующей дозы. ГОСТ Р ИСО 11137-2-2008.
Санитарные правила устройства и эксплуатации радиоизотопных приборов. СанПиН 2.6.1.1015-01.
Санитарно-эпидемиологические требования к обращению с радиоизотопными приборами. СанПиН 2.6.1.3287-15.
Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при использовании рентгеновских сканеров для персонального досмотра людей. СанПиН 2.6.1.3106-13.
Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при обращении с лучевыми досмотровыми установками. СанПиН 2.6.1.2369-08.
Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при обращении с радиоизотопными термоэлектрическими генераторами. СанПиН 2.6.1.2749-10.
Гигиенические требования по обеспечению радиационной безопасности при проведении работ со скважинными генераторами нейтронов. СанПиН 2.6.1.2802-10.
Методики радиационного контроля. Общие требования. МИ 2453-2000.
Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в условиях планируемого облучения. Общие требования. МУ 2.6.5.028-2016.

Обеспечение радиационной безопасности при эксплуатации АЭС

Объемная активность радионуклидов в воздухе на рабочих местах. Требования к определению величины среднегодовой активности. МУ 2.6.1. 44-2002.
Регламент дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала атомных станций. Общие требования. МУ 2.6.1.09-03.
Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. НП 001-15.
Правила безопасности при обращении с радиоактивными отходами атомных станций. НП 002-04.
Правила безопасности при обращении с радиоактивными отходами атомных станций. НП 002-15.
Требования к программе обеспечения качества для атомных станций. НП 011-99.
Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла. НП 016-05.
Размещение атомных станций. Основные критерии и требования по обеспечению безопасности. НП 032-01.
Захоронение радиоактивных отходов. Принципы, критерии и основные требования безопасности. НП 055-14.
Безопасность при обращении с радиоактивными отходами. Общие положения. НП 058-14.
Правила физической защиты радиоактивных веществ и радиационных источников при их транспортировании. НП 073-11.
Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. НП 082-07.
Обеспечение безопасности при выводе из эксплуатации объектов использования атомной энергии. Общие положения. НП 091-14.
Основные правила обеспечения эксплуатации атомных станций. РД ЭО 0348-02.
Обеспечение радиационной безопасности при обращении с промышленными отходами атомных станций, содержащими техногенные радионуклиды. СП 2.6.6.2572-2010.
Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций. СП АС 03.

Тестовые задания

Тестовые задания предназначены для оценки усвоения материалов учебника. Они составлены в соответствии с квалификационными характеристиками врача по радиационной гигиене и образовательной программой дополнительного профессионального образования врача по специальности "Радиационная гигиена", утвержденной Минздравом России. Квалификационные тесты предназначены для проведения сертификационного экзамена по радиационной гигиене.

В основу квалификационных тестов взяты материалы, разработанные сотрудниками кафедры радиационной гигиены Российской медицинской академии непрерывного образования (РМАПО) под руководством проф., докт. мед. наук С.И. Иванова.

Инструкция выполнения тестовых заданий

1) Если варианты ответов обозначены цифрами, следует выбрать несколько правильных ответов из всех предложенных, обозначив их соответствующими цифрами.
2) Если варианты ответов обозначены буквами алфавита, следует выбрать единственный правильный ответ, обозначив его соответствующей буквой.

Глава 2. Элементы радиационной физики

2.1. Закон радиоактивного распада нуклида характеризуется:

А. постоянной радиоактивного распада
Б. относительным выходом частиц и γ-квантов
В. энергией частиц и γ-квантов
Г. активностью радионуклида

2.2. При радиоактивном распаде относительный выход γ-квантов:

равен единице
менее единицы
равен нулю
больше единицы

2.3. α-распад сопровождается изменением атомного номера радионуклида:

А. увеличивается на 1
Б. уменьшается на 1
В. остается неизменным
Г. уменьшается на 2

2.4. β-распад сопровождается изменением атомного номера радионуклида:

А. увеличивается на 1
Б. уменьшается на 1
В. остается неизменным
Г. уменьшается на 2

2.5. β-распад сопровождается изменением атомного номера радионуклида:

А. увеличивается на 1
Б. уменьшается на 1
В. остается неизменным
Г. уменьшается на 2

2.6. Захват орбитального электрона сопровождается изменением атомного номера радионуклида:

А. увеличивается на 1
Б. уменьшается на 1
В. остается неизменным
Г. уменьшается на 2

2.7. Спектр возникающих при радиоактивном распаде β-частиц:

А. непрерывный
Б. дискретный
В. моноэнергетический
Г. спектр деления

2.8. Спектр возникающих при радиоактивном распаде α-частиц:

А. непрерывный
Б. дискретный
В. моноэнергетический
Г. спектр деления

2.9. Спектр возникающих при радиоактивном распаде γ-квантов:

А. непрерывный
Б. дискретный
В. моноэнергетический
Г. спектр деления

2.10. Из образца, содержащего ⁶⁰Co, вылетают каждую секунду в среднем 20 гамма-квантов и 10 β-частиц. Какова активность образца?

А. 20 Бк
Б. 40 Бк
В. 30 Бк
Г. 10 Бк

2.11. В барботере с радием активностью в 100 МБк через 11 сут после его герметизации активность радона (Т_1/2 = 3,8 сут) приблизительно составит, МБк:

А. 88
Б. 50
В. 75
Г. 12,5

2.12. Активность ^99mТс (Т_1/2 = 6 ч) через 1 сут уменьшится в:

А. 8 раз
Б. 16 раз
В. 4 раза
Г. 2 раза

2.13. Если в течение 2 сут активность радионуклида уменьшится в 8 раз, то период полураспада составляет, ч:

А. 12
Б. 16
В. 18
Г. 20

2.14. Пробег α-частиц в мышечной ткани в среднем составляет:

А. единицы микрон
Б. десятки микрон
В. сотни микрон
Г. около 1 мм

2.15. Единицы измерения поглощенной дозы:

Кл/кг
Зв
Р
Рад

2.16. Единицы измерения экспозиционной дозы:

Кл/кг
Зв
Р
Рад

2.17. Единицы измерения эквивалентной дозы:

А. Гр
Б. Р
В. Кл/кг
Г. Зв

2.18. Единицы измерения эффективной дозы:

А. рад
Б. Зв
В. Гр
Г. Р

1. После Чернобыльской катастрофы их называют ликвидаторами. Это не совсем точное определение. Последствия этой и других крупномасштабных радиационных аварий ликвидировать невозможно, их можно только ослабить, минимизировать.