5 курс / ОЗИЗО Общественное здоровье и здравоохранение / Организация_санитарно_гигиенических_и_лечебно_профилактических_мероприятий
.pdfУровень 4. Значительное повреждение активной зоны реактора или барьеров радиационной безопасности или облучение персонала в очень высоких дозах
О п р е д е л е н и е : любое расплавление активной зоны энергетиче ского реактора или утечка более 0,1% материала из тепловыделяющих сборок; события на нереакторных установках с выбросом нескольких ты сяч ТБк активности из их первичной оболочки* при невозможности вер нуть ее в зону безопасного хранения, внешнее облучение одного или не скольких лиц из числа персонала в дозе выше 5 Гр.
Уровень 3. Обширное радиоактивное загрязнение и/или переоблу чение персонала, приводящее к острым лучевым поражениям
Оп р е д е л е н и е : события, вызывающие такую мощность дозы или уровень загрязнения, при которых один или несколько работников могут получить дозу, приводящую к острым лучевым поражениям (например, суммарная доза на все тело порядка 1 Гр или на поверхности тела по рядка 10 Гр**). События, приводящие к выделению нескольких тысяч ТБк активности во вторичную* оболочку, откуда материал может быть возвращен в зону безопасного хранения.
Уровень 2. Значительное загрязнение и/или переоблучение персонала
Оп р е д е л е н и е : события, в результате которых доза облучения одного или нескольких работников превышает нормативно установленную годовую предельную дозу для персонала; события, в результате которых суммарная мощность дозы гамма - и нейтронного облучения превышает 50 мЗв/ч в обслуживаемой зоне установки (мощность дозы измеряется на расстоянии 1 м от источника). События, которые приводят к наличию значительных количеств радиоактивности в зонах установки, где это не предусмотрено проектом, и требуют принятия корректирующих мер. Вдан ном контексте «значительное количество» следует интерпретировать как:
а - загрязнение жидкостями, содержащими суммарную активность всех нуклидов, эквивалентную нескольким сотням ГБк l06Ru;
б - выброс твердого радиоактивного материала в количестве, ра диологически эквивалентном нескольким сотням ГБк 106Ru, который приводит к уровням поверхностного и аэрозольного загрязнения, превы шающим в 10 раз величины, допустимые для контролируемых зон;
в - выброс аэрозольного радиоактивного материала внутри здания
вколичестве, радиологически эквивалентном нескольким десяткам ГБк 1311. Коэффициенты относительной эффективности основных изотопов при
расчете радиологической эквивалентности по воздействию на площадке приведены в табл. 2.
* В данном контексте термины «первичная» и «вторичная» означают оболочку, вмещающую радиоактивные материалы в нереакторных установках, и их не сле дует путать с подобными терминами, означающими защитные (противоаварийные) оболочки реактора
** Оценка зависит от мощности дозы, времени и мер защиты
81
Таблица 2
Радиологическая эквивалентность при воздействии на площадке
Изотоп |
Коэффициент эквивалентности |
Коэффициент эквивалентности |
|
по 13Ч |
по l06Ru |
3Н |
0,002 |
0,0006 |
131, |
1 |
0,3 |
l37Cs |
0,6 |
0,2 |
l34Cs |
0,9 |
0,3 |
|32Те |
0,3 |
0,1 |
54Мп |
0,1 |
0,03 |
60Со |
1,5 |
0,5 |
90Sr |
7 |
2 |
|()6Ru |
3 |
1 |
2 3 5 ,j( S ) * |
600 |
700 |
2 3 5 U ( M ) * |
200 |
200 |
235U(F)* |
50 |
20 |
238U(S)* |
500 |
30 |
238U(M)* |
100 |
170 |
238U(F)* |
50 |
20 |
Up и |
600 |
200 |
2# u (класс Y) |
9 000 |
3 000 |
241Am |
2 000 |
700 |
Инертные газы |
Пренебрежимо мал |
Пренебрежимо мал |
|
(практически 0) |
(практически 0) |
* Тип поглощения в легких: S - медленное; М - среднее; F - быстрое. В слу чае неопределенности принимается наиболее консервативное значение
Значение фактической активности в выбросе следует умножить на этот коэффициент и затем сравнить ее с величинами, указанными в оп ределениях каждого уровня для 1311 или l06Ru.
Оценка радиологической эквивалентности Ниже приводятся коэффициенты относительной эквивалентности, на
которые необходимо умножить активность определенного радионуклида в выбросе, чтобы получить величину, сравнимую с активностью 13|1 (табл. 3).
В этом анализе использованы значения коэффициентов ингаляции, которые были включены в Основные стандарты безопасности (ОСБ или BSS) МАГАТЭ*.
* Продовольственная и сельскохозяйственная организация ООН, Международ ное агентство по атомной энергии, Международная организация труда, Агентство по ядерной энергии ОЭСР, Панамериканская организация здравоохранения, Все мирная организация здравоохранения. Международные основные стандарты безо пасности по защите от ионизирующего излучения и по безопасности источников излучения. Серия изданий по безопасности № 115, МАГАТЭ, Вена, 1996 г.
8 2
|
|
Исходные данные |
Таблица 3 |
|
|
|
|
||
|
К оэф ф ициент ингаляции |
Внешнее облучение от выпадения |
||
Н уклид |
Зв/Бк |
Зв/Бк |
Зв/ч на 1 |
Зв/50 лет на |
|
(персонал) |
(население) |
Бк/м2* |
1 Бк/м2* |
131, |
1,10-Ю-8 |
7,40-10'9 |
- |
2,48 10 "» |
НТО |
1,8010 м |
2,60-10-10 |
- |
0 |
32р |
2,90-10-9 |
3,40-10'9 |
- |
0 |
54Мп |
1,20-10-9 |
1,50 10'9 |
- |
1,96-10 8 |
6НСо |
1,70-10'8 |
3,10 10'8 |
- |
2,30-10'7 |
99Мо |
1,10 10 9 |
9,90-10-10 |
- |
5,57-10-" |
l37Cs |
6,70-10"9 |
3,90 10'8 |
- |
1,25-10-7 |
l34Cs |
9,60 10 9 |
2,00 10 8 |
- |
7,24-10'8 |
132Xe |
3,00 10 9 |
2,00-10'9 |
- |
6,49-Ю"10 |
90Sr |
7,70-10 8 |
1,60-1 о-7 |
- |
0 |
106Ru |
3,50-10 8 |
6,60-1о-8 |
- |
5,27-10’9 |
234U(S)** |
6,80-10-6 |
9,40-10 6 |
3,40-10 16 |
1,49 10'° |
233U(S)** |
6,10-10-* |
8,50-10 6 |
3,65 10 13 |
1,60-10 7 |
235U(M)** |
1,80-10-6 |
3,10-10-* |
3,65 1 0 13 |
1,60 10 7 |
235U (F)** |
6,00-ю-7 |
5,20-10'7 |
3,65 1 0 13 |
1,60-10 7 |
238U(S)** |
5,70-10-* |
8,00 10’* |
5,36 10 14 |
2,35-10'8 |
238U(M)** |
1,60 10 6 |
2,90-10-* |
5,36-10_|4 |
2,35 10* |
238U(F)** |
5,80-10-7 |
5,00-10 7 |
5,36-Ю 14 |
2,35-10 8 |
|
6,20-10 6 |
8,70-10* |
3,44-Ю14 |
1,5110* |
239Pu |
1,00-1о-4 |
1,20-10 4 |
1,75 1 0 16 |
7,67-10 " |
24'Am |
2,70-10 5 |
9,60-10 5 |
3,65 1 0 14 |
1,60 10* |
*Расчет радиологической эквивалентности к «Руководству для пользователей ИНЕС», письмо С.Хьюза С.Дж.Мортину, 2000 г.
**Тип поглощения в легких: S —медленное; М - среднее; F - быстрое. При
неопределенности использовать наиболее консервативное значение
а - При оценке воздействия за пределами площадки рассматриваются два пути облучения:
• ингаляционная доза (эффективная, для взрослого человека) от кон центрации радионуклидов в воздухе, при объеме дыхания 3,3-10'4 м3/с и коэффициенте ингаляционной дозы Dinh (Зв/Бк);
• внешняя доза гамма-излучения (эффективная, для взрослого челове ка), интегральная за 50 лет, от выпавших на землю радионуклидов. Вы падение на землю выражается через концентрацию в воздухе и скорость осаждения Vg, равную Ю"2 м/с для элементарного йода и 1,5-1О*3 м/с - для других веществ. Интегральная доза за 50 лет от единичного выпадения
83
каждого радионуклида Dgnd (Зв на 1 Бк/м2) умножается на коэффици ент 0,5, чтобы учесть шероховатость почвы.
Суммарная доза Dtot за все время от выброса с активностью Q при при земной концентрации радионуклида в воздухе X (Бк с/м3 на 1 Бк выбро са) равна:
Dm “ Qx '(Dinh объем дыхания + Vg-Dgnd 0,5).
Таким образом, можно для каждого радионуклида подсчитать относи тельную радиологическую эквивалентность по |311 как отношение соот ветствующих значений Dtot/(QX).
б - При оценке последствий на площадке учитывается только ингаля ционный путь поступления радионуклида с коэффициентами ингаляции для персонала.
Коэффициенты ингаляции во втором и третьем столбцах табл. 3 заимст вованы из ОСБ, за исключением природного U. Значения для природного U вычислены суммированием вкладов от 238U, 2:15U, 234U и основных продук тов их распада. Если радионуклиду свойственны различные типы поглоще ния в легких, то принято максимальное значение коэффициента ингаляции.
Интегральные дозы за 50 лет от внешнего гамма-излучения были вы числены Национальным управлением радиологической защиты (Велико британия). Данные для 235U включают 23'Th, а для 238U - 234Th и 234mPa. Значения для природного урана вычислены при следующих соотношениях: 234U (48,9%), 235U (2,2%) и 238U (48,9%).
Коэффициенты-множители, применяемые для воздействия на площадке, получают путем деления значений для каждого радионуклида на значе ние для 1311. Они приведены в табл. 4 и в округленной форме —в табл. 5.
Таблица 4
Воздействие на площадке, только ингаляция
Н уклид |
Коэффициент ингаляции (Зв/Бк) |
Отношение к 1311 |
|
(персонал) |
|||
|
|
||
1 3 1 J |
1,10-10-* |
1,0 |
|
|
|||
НТО |
1,8010'11 |
0,002 |
|
3 2 р |
2,90-10-9 |
0,3 |
|
|
|||
54М п |
1,2010’9 |
0,1 |
|
60С о |
1,7010-8 |
1,5 |
|
" М о |
1,10-10 9 |
0,1 |
|
137C s |
6,70-10-9 |
0,6 |
|
l34C s |
9,60 10 9 |
0,9 |
|
|32Те |
3,00 10 9 |
0,3 |
|
90S r |
7,70-10-8 |
7,0 |
|
I ° 6 R U |
3,50-К)8 |
3,2 |
|
235U ( S ) * |
6,104 О’6 |
554,5 |
84
|
|
Окончание табл. 4 |
|
Нуклид |
Коэффициент ингаляции (Зв/Бк) |
Отношение к |311 |
|
(персонал) |
|||
|
|
||
23SU(M)* |
1,80 10'6 |
163,6 |
|
235U(F)* |
6,00-1о-7 |
54,5 |
|
238U(S)* |
5,70-10'6 |
518,2 |
|
238U(M)* |
1,60 10 6 |
145,5 |
|
238U(F)* |
5,80-Ю'7 |
52,7 |
|
У п р и р . |
6,20-10'6 |
563,6 |
|
239pu |
1,00-10'4 |
9 090,9 |
|
24'Am |
2,70- К)'5 |
2 454,5 |
* Тип поглощения в легких: S - медленное, М - среднее, F - быстрое; при не
определенности использовать наиболее консервативное значение
|
Радиологическая эквивалентность |
Таблица 5 |
||
|
|
|||
Нуклид |
Коэффициент-множитель |
|
||
Воздействие з а пределами площадки |
Воздействие на площадке |
|||
|
||||
1 3 1 J |
к о * * |
- 1(1) |
||
|
||||
НТО |
0,02 |
0,002 |
||
3 2 р |
0,3 |
0,3 |
||
54Мп |
||||
4 |
0,1 |
|||
60Со |
50 |
1,5 |
||
"Мо |
0,1 |
0,1 |
||
l37Cs |
30(90) |
0,6(1) |
||
,34Cs |
20 |
0,9(2) |
||
l32Te |
0,3 |
0,3(4) |
||
««Sr |
10 |
7(10) |
||
i°6Ru |
700) |
3(1) |
||
^IK S)* |
800 |
600 |
||
235U(M)* |
300 |
200 |
||
235U(F)* |
100 |
50 |
||
238U(S)* |
700(2 500) |
500(1 |
000) |
|
238U(M)* |
300 |
100 |
||
238U (F) * |
50(80) |
50(35) |
||
239Pu |
800 |
600 |
||
10 000(9000) |
9 000(10 000) |
|||
241Am |
9 000(9.000) |
2 000(10 000) |
||
* Тип поглощения в легких: S - медленное, М - |
среднее, F - быстрое; в слу |
чае неопределенности принимается наиболее консервативное значение ** В скобках указаны значения, приведенные в ОСБ
85
|
|
|
|
|
|
|
|
Таблица 6 |
|
Воздействие за пределами площадки, ингаляция и внешнее облучение от выпадений |
|||||||||
|
Внешняя |
|
Внешняя |
Коэффи |
Объем |
Ингаляционная |
Суммарная |
|
|
Нуклид |
50-летняя Скорость 50-летняя |
циент |
Отношение |
||||||
доза, |
осаждения, |
доза, |
ингаляции |
дыхания, |
доза, Зв на |
доза, Зв на |
|||
|
Зв на |
м/с |
Зв на |
, |
м3/с |
1 Бк-с/м3 |
1 Бк-с/м3 |
к 13Ч |
|
|
1 Бк/м2 |
|
1 Бк-с/м3 |
(население) |
|
||||
|
|
Зв/Бк |
|
|
|
|
|||
131J |
2,48Ю 10 |
1,00-10 2 |
1,24-Ю-12 |
7,40-10’9 |
3,30-10-4 |
2,44 1 0 12 |
3,68-Ю-12 |
1,0 |
|
НТО |
|||||||||
0 |
0 |
0 |
2,60-Ю-10 |
3,30 10-4 |
8,58-Ю-14 |
8,58-Ю14 |
0,02 |
||
32р |
0 |
1,50 10 3 |
0 |
3,40 10-9 |
3,30-1 о-4 |
1,12-Ю-'2 |
1,12ТО12 |
0,30 |
|
54Мп |
|||||||||
1,96 10-* |
1,5010-3 1,47-10-“ |
1,50 10 9 |
3,30-1о-4 |
4,95-Ю13 |
1,52-10“ |
4,1 |
|||
60С о |
2,30-10 7 |
1,50 10-з |
1,73-Ю"10 |
3,10-10 8 |
3,30-10-4 |
1,02 1 0 “ |
1,83-Ю10 |
49,6 |
|
" М о |
5.57-1011 |
1,50 10-з |
4,18-Ю14 |
9,90-10 10 |
3,30-1о-4 |
3,27-Ю13 |
3,68-Ю13 |
0,1 |
|
137C s |
1,2510 7 |
1,50-10-3 9,38-10“ |
3,90 10 8 |
3,30ТО"4 |
1,29-10 “ |
1,07 I 0 10 |
29,0 |
||
134C s |
7,24-Ю-8 |
1,50 10 3 |
5,43-Ю'1 |
2,00-10 8 |
3,30-Ю4 |
6,60 10 12 |
6,09 1 0 “ |
16,5 |
|
132Те |
6,49-Ю10 |
1,50 10 3 |
4,87-1013 |
2,00-10'9 |
3,30-Ю"4 |
6,60 10 13 |
1,15-Ю12 |
0,3 |
|
90Sr |
0 |
1,50 10 3 |
0 |
1,60-10-7 |
3,30-Ю-4 |
5,28-10-“ |
5,28-10“ |
14,3 |
|
i°6R u |
5,2710 9 |
1,50-10"3 3,95ТО12 |
6,60-ю-8 |
3,30 10 4 |
2,1810" |
2,57-10-“ |
7,0 |
||
235U (S )* |
1,60-10 7 |
1,50 10-з |
1,20 10 10 |
8,50-10 6 |
3,30-10-4 |
2,81 10-9 |
2,92-10'9 |
794,4 |
|
235U (M )* |
1,60 10 7 |
1,50-10"3 |
1,20 1 0 10 |
3,10 10-6 |
3,30-Ю4 |
1,02Т0-9 |
1,14ТО9 |
310,4 |
|
23JU ( F ) * |
1,60-1о-7 |
1,50-10’3 |
1,20-10 10 |
5,20-10"7 |
3,30-10-4 |
1,72-10 10 |
2,92-Ю10 |
79,2 |
|
238U (S )* |
2,35-Ю-8 |
1,50 10 3 |
1,76-10 “ |
8,00-10'6 |
3,30 1о-4 |
2,64-10 9 |
2,66-10 9 |
721,8 |
|
238U (M )* |
2,35Т0'8 |
1,50 10 3 |
1,76-10“ |
2,90-10'6 |
3,30-1о-4 |
9,57-1010 |
9,75-10 10 |
264,7 |
|
238U (F) * |
2,35-Ю"8 |
1,50 10 3 |
1,76-10-“ |
5,00-10'7 |
3,30-104 |
1,65-Ю10 |
1,83 10 10 |
49,6 |
|
U n p n p . |
1,5110 8 |
1,50-10 3 |
1,13-10“ |
8,70-10'6 |
3,30-10-4 |
2,87-Ю"9 |
2,88-10-9 |
782,8 |
|
2S9pu |
7,67-10“ |
1,50-10 3 |
5,75-Ю-'4 |
1,20 10-4 |
3,30-10-4 |
3,96-Ю'8 |
3,96-Ю-8 |
10 755,0 |
|
24lAm |
1,60 10 8 |
1,50К ) 3 |
1,20-10 11 |
9,60-10 5 |
3,30-10-4 |
3,17 10-® |
3,17-Ю8 |
8 607,3 |
|
* Тип поглощения в легких: S - медленное, М - |
среднее, F - |
быстрое; при неопределенности использовать наи |
более консервативное значение
Эти коэффициенты могут несколько отличаться от опубликованных в предыдущем пояснительном документе по ИНЕС*.
Расчет коэффициентов, применяемых для воздействия за пределами площадки, представлен в табл. 6.
Внешняя доза на 1 Бк-с/м3 (4-й столбец) складывается с дозой от ин галяции (7-й столбец) и дает сумму от обоих путей облучения (8-й стол бец). В свою очередь, деление этих величин для каждого радионуклида на значение для 1311 дает коэффициенты-множители, указанные в по следнем столбце и округленно - в табл. 5. Они тоже могут несколько от личаться от опубликованных в пояснительном документе.
Список литературы
1.Положение о классификации чрезвычайных ситуаций природного
итехногенного характера: Постановление Правительства Российской Фе
дерации от 13.09.96. № 1094. —> АП 2.1,оГ<2.0бЧ- а « SC>4.
2. Источники и эффекты ионизирующего излучения: Отчет Науч. ко митета ООН по действию атомной радиации 2000 г. Генеральной Ассам блее ООН с научными приложениями // Эффекты / Под ред. Л.АИльина и С.П.Ярмоненко, пер. с англ. Т. 2. Ч. 4. М.: РАДЭКОН, 2002. 320 с.
3. Сержинский В.И. Социально-экономические приоритеты в политике минимизации последствий катастрофы на ЧАЭС // Подходы к экономи ческой оценке ущербов, связанных с радиационными авариями и загряз нениями: Сб. матер, раб. совещ. 25 апр. 1994 г. Объедин. науч. совет РАН по пробл. экологии. Информац. бюлл. Вып. 2. М., 1994. С. 34-41.
4.Кархов А.Н. Методика оценки ущербов от крупной аварии на АЭС. Там же. С. 42-60.
5.Рекомендации по вводу в опытную практику Международной шка лы ядерных событий на АЭС (IAEA/NEA): Совещ. техн. комитета,
26-28 марта 1990 г.
6. Положение о порядке объявления аварийной обстановки, оператив ной передачи информации и организации экстренной помощи атомным станциям в случае радиационно опасных ситуаций: НП-005-98: утв. постановлением Госатомнадзора России от 05.01.98 № 1. Изменение 1 от 30.08.02 № 8. Введ. с 01.11.02. М., 2002.
7.Классификация аварий с ядерными боеприпасами по радиационным последствиям: Методические указания. МУ 2.6.1.057.02 / Федер. управл. «Медбиоэкстрем». М., 2002.
8.Руководство по организации санитарно-гигиенических и лечебно профилактических мероприятий при крупномасштабных радиационных авариях / Под ред. Л.А.Ильина. М.: ВЦМК «Защита», 2000. 244 с.
* Международное агентство по атомной энергии. «Разъяснения по возникшим вопросам» - дополнение к «Руководству для пользователей ИНЕС». МАГАТЭ, Вена, 1996 г.
8 7
5. НАУЧНЫЕ И ПРАКТИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ МЕДИЦИНСКОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ ПРИ РАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ
5.1. Ограничение облучения при нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего облучения
Главной целью радиационной защиты при нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующих излучений (ИИИ) явля ется охрана здоровья людей без необоснованных ограничений по лезной деятельности, связанной с использованием этих источников.
Указанные требования закреплены в НРБ-99 и ОСПОРБ, до стигаются ограничением (регламентацией) дополнительного об лучения, вызванного эксплуатацией ИИИ, и основываются на следующих принципах:
•непревышение допустимых пределов индивидуальных доз об лучения граждан от всех ИИИ (принцип нормирования);
•запрещение всех видов деятельности по использованию ИИИ,
при которых полученная для человека и общества польза не пре вышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным
кестественному радиационному фону облучением (принцип обоснования);
•поддержание на возможно низком и достижимом уровне с уче том экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого
ИИИ (принцип оптимизации) [1, 2J.
Установлены следующие категории облучаемых лиц:
•персонал - лица, работающие с техногенными ИИИ (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);
•население - все население, включая лиц из персонала вне сфе
ры и условий их производственной деятельности.
Для обеих категорий облучаемых лиц установлены три класса нормативов:
• основные дозовые пределы (табл. 5.1);
8 8
Основные дозовые пределы (НРБ-99) |
Таблица 5.1 |
|||
|
||||
|
|
Д озовы е пределы |
|
|
Н ормируемые |
лица из персонала* (группа А) |
лица |
из населения |
|
|
|
|
|
|
величины |
20 м З в /го д в среднем за |
1 м З в /го д |
в среднем за лю бые |
|
|
||||
|
лю бы е последовательны е |
последовательны е 5 л ет, но не |
||
|
5 лет, |
но не более 50 м З в /го д |
более 5 м З в / год |
|
Эффективная доза |
|
150 мЗв |
|
15 мЗв |
Эквивалентная доза |
|
|
|
|
за год |
|
500 мЗв |
|
50 мЗв |
в хрусталике, коже** |
|
|
||
кистях и стопах |
|
500 мЗв |
|
50 мЗв |
*Дозы облучения, как и все остальные допустимые производные уровни для персонала группы Б, не должны превышать 1/4 значений для персонала группы А
**Относится к среднему значению в слое толщиной 5 мг/см2 под покровным
слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см2
* допустимые уровни монофакторного (для одного радионуклида или одного вида внешнего излучения, пути поступления) воздей ствия, являющиеся производными от основных дозовых пределов: предела годового поступления, допустимой среднегодовой объемной активности, допустимой среднегодовой удельной активности и др.;
• контрольные уровни (дозы и уровни), устанавливаемые админис трацией учреждения по согласованию с органами госсанэпиднадзора; их численные значения должны учитывать достигнутый в учрежде нии уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.
Основные дозовые пределы облучения лиц из персонала и на селения не включают в себя дозы от природных, медицинских
ИИИ и дозы, полученные вследствие радиационной аварии. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.
5.2. Критерии вмешательства
Целью радиационной защиты населения при радиационной аварии является предотвращение возникновения детерминиро ванных и сведение к минимуму стохастических эффектов путем восстановления контроля над источником, снижения доз облучения и числа облученных лиц, а также уменьшения радиоактивного загрязнения окружающей среды.
Ограничение облучения населения достигается введением защит ных мер, которые могут приводить к нарушению жизнедеятельности
89
населения, хозяйственного и социального функционирования тер ритории, т.е. будут вмешательством, влекущим за собой не только экономический и экологический ущерб, но и неблагоприятное воз действие на здоровье населения.
При принятии решений о характере вмешательства следует ру ководствоваться следующими принципами:
• предлагаемое вмешательство должно принести обществу и, преж де всего, облучаемым лицам больше пользы, чем вреда, т.е. уменьшение ущерба в результате снижения дозы должно быть достаточным, чтобы оправдать вред и стоимость вмешательства, включая его социальную стоимость (принцип обоснованности вмешательства) ;
• форма, масштаб и длительность вмешательства должны быть оптимизированы таким образом, чтобы чистая польза от снижения радиационного ущерба, за вычетом ущерба, связанного с вмеша тельством, была бы максимальной (принцип оптимизации вме шательства) .
Планирование мер радиационной защиты населения при аварии осуществляется на основе критериев для принятия решений в виде:
•уровней ожидаемых (прогнозируемых) доз, при превышении которых возможны клинически определяемые эффекты (для ост рого облучения) или неприемлемо высокий риск стохастических эффектов, которые являются обоснованными для данного защит ного мероприятия;
•уровней облучения, предотвращаемых защитным мероприятием (предотвращенная доза).
ВНРБ-99 установлены критерии для принятия решений по за щите населения (табл. 5.2-5.4)'.
|
Таблица 5.2 |
Для |
принятия |
решений |
||
|
о мерах защиты |
населения |
||||
Прогнозируемые уровни облучения, |
необходимо сопоставить дозу, |
|||||
при которых безусловно необходимо |
предотвращаемую |
защитным |
||||
срочное вмешательство (НРБ-99) |
мероприятием, с уровнями А |
|||||
|
Поглощенная доза |
и Б (см. табл. 5.3, 5.4). |
||||
Орган или ткань |
Если |
уровень |
облучения, |
|||
в органе или ткани |
||||||
|
за 2 сут, Гр |
предотвращаемого защитным |
||||
Все тело |
1 |
мероприятием, не превосходит |
||||
уровня А, нет необходимости |
||||||
Легкие |
6 |
в выполнении |
мер защиты, |
|||
Кожа |
3 |
|||||
связанных с нарушением нор |
||||||
Щитовидная железа |
5 |
|||||
мальной |
жизнедеятельности |
|||||
Хрусталик |
2 |
|||||
населения, хозяйственного и |
||||||
Гонады |
2 |
|||||
социального |
функциониро |
|||||
Плод |
0,1 |
|||||
вания территории. |
||||||
|
|
90