Материал: Основні принципи нормування радіаційного впливу

Правила та умови звільнення радіоактивних відходів, розміщених в при поверхневих сховищах, від регулюючого контролю деталізують вимоги законодавства України, в тому числі НРБУ-97, НРБУ-97/Д-2000, ОСПЗРБУ, що стосуються можливості/неможливості захоронення радіоактивних відходах (далі - РАВ) у поверхневих (при поверхневих) сховищах РАВ (далі при поверхневі сховища).

Крім цього, підставою для розробки НПА є:

) Закони України:

«Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку»;

«Про поводження з радіоактивними відходами»;

) Комплексна програма (у редакції постанови Кабінету Міністрів України від 25 грудня 2002 р. № 2015);

) Пункт 1.7Н Змін до Плану прикладних досліджень у сфері ядерного регулювання на 2006 рік, затверджених наказом від 01.09.06 № 135,

) Рішення Колегії України від 5 жовтня 2006 року № 15;

) Результати наради, що відбулась в МОЗ 12.09.06 за участю представників МОЗ, МНС, України, установ та організацій, що здійснюють діяльність у сфері поводження з РАВ.

Крім цього при розробці правил умов був використаний рекомендаційний документ «Рекомендації щодо встановлення критеріїв приймання кондиційованих радіоактивних відходів на захоронення у при поверхневих сховищах» (РД 306.4.098-2004).

Розробка правил та умов виконана Науковим центром радіаційної медицини Академії медичних наук України у співпраці з експертами Державного науково-технічного центру з ядерної та радіаційної безпеки (ДНТЦ ЯРБ) згідно технічного завдання на виконання роботи, затвердженого 25 вересня 2006 року.

Правила та умови:

тлумачать та конкретизують застосування основних термінів в сфері радіаційної безпеки стосовно діяльності щодо захоронення РАВ;

визначають завдання, які потрібно послідовно виконати під час обґрунтування можливості захоронення РАВ з певними характеристиками у конкретних при поверхневих сховищах;

встановлюють процедури виконання цих завдань в залежності від варіанту звільнення РАВ (повне, обмежене, обмежене зі спеціальними вимогами) по завершенні періоду 300 років після припинення експлуатації (початку закриття) сховища (далі - період 300 років).

Вимоги не поширюються на РАВ, що утворюються в процесі видобутку та переробки уранових руд. Галуззю застосування правил і умов є сфера поводження з РАВ в частині захоронення РАВ з певними характеристиками у конкретних при поверхневих сховищах та регулювання безпеки діяльності в цій сфері.

Розробка правил та умов здійснюється з метою:

вдосконалення нормативно-правової бази у сфері поводження з РАВ;

забезпечення належного рівня захисту людини та навколишнього природного середовища від впливу іонізуючого випромінювання;

визначення кількісних характеристик РАВ (зокрема, активності по кожному радіонукліду) для усіх типів звільнення РАВ, у при поверхневих сходах.

Головною метою є, в першу чергу, детальні роз’яснення та тлумачення тих норм, правил та вимог НРБУ-97 (Розділ 9), НРБУ-97/Д-2000 (Розділ 4) та ОСЗРБУ (Розділ 15), що містять такі поняття, як «повне звільнення», «обмежене звільнення» та «обмежене звільнення із спеціальними вимогами», а також співвідношення між цими поняттями та поняттям «рівні вилучення».

НРБУ-97 поширюються на ситуації опромінення людини джерелами іонізуючого випромінювання в умовах:

нормальної експлуатації індустріальних джерел іонізуючого випромінювання;

медичної практики;

радіаційних аварій;

опромінення техногенно-підсиленими джерелами природного походження.

НРБУ-97 включають чотири групи радіаційно-гігієнічних регламентованих величин:

Перша група - регламенти для контролю за практичною діяльністю, метою яких є додержання опромінення персоналу та населення на прийнятному для індивідууму та суспільства рівні, а також підтримання радіаційно-прийнятного стану навколишнього середовища та технологій радіаційно-ядерних об'єктів як з позицій обмеження опромінення персоналу та населення, так і з позицій зниження імовірності виникнення аварій на них. До цієї групи входять:

ліміти доз;

похідні рівні:

допустимі рівні;

контрольні рівні.

Друга група - регламенти, що мають за мету обмеження опромінення людини від медичних джерел. До цієї групи входять:

рекомендовані рівні.

Третя група - регламенти щодо відвернутої внаслідок втручання дози опромінення населення в умовах радіаційної аварії. До цієї групи входять:

рівні втручання;

рівні дії.

Четверта група - регламенти щодо відвернутої внаслідок втручання дози опромінення населення від техногенно-підсилених джерел природного походження. До цієї групи входять:

рівні втручання;

рівні дії.

Нормами радіаційної безпеки встановлюються такі категорії осіб які зазнають опромінювання:

Категорія А (персонал) - особи, які постійно чи тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань.

Категорія Б (персонал) - особи, які безпосередньо не зайняті роботою з джерелами іонізуючих випромінювань, але у зв'язку з розташуванням робочих місць в приміщеннях та на промислових майданчиках об'єктів з радіаційно-ядерними технологіями можуть отримувати додаткове опромінення.

Категорія В - все населення.

Ліміти доз та допустимі рівні.

Числові значення лімітів доз встановлюються на рівнях, що виключають можливість виникнення детерміністичних ефектів опромінення і, одночасно, гарантують настільки низьку імовірність виникнення стохастичних ефектів опромінення, що вона є прийнятною як для окремих осіб, так і для суспільства в цілому.

Для осіб категорій А і Б ліміти доз встановлюються в термінах індивідуальної річної ефективної та еквівалентних доз зовнішнього опромінення (ліміти річної ефективної та еквівалентної доз). Обмеження опромінення осіб категорії В (населення) здійснюється введенням лімітів річної ефективної та еквівалентної доз для критичних груп осіб категорії В. Останнє означає, що значення річної дози опромінення осіб, які входять в критичну групу, не повинно перевищувати ліміту дози, встановленого для категорії В.

З лімітом дози порівнюється сума ефективних доз опромінення від усіх індустріальних джерел випромінювання. До цієї суми не включають:

дозу, яку одержують при медичному обстеженні або лікуванні;

дозу опромінення від природних джерел випромінювання;

дозу, що пов'язана з аварійним опроміненням населення;

дозу опромінення від техногенно-підсилених джерел природного походження.

Додатково до ліміту річної ефективної дози встановлюються ліміти річної еквівалентної дози зовнішнього опромінення окремих органів і тканин:

кришталика ока;

шкіри;

Таблиця 2.2 - Ліміти дози опромінення (мЗв.рік в ступені -1)

Примітки: а) - розподіл дози опромінення протягом календарного року не регламентується; б) - для жінок дітородного віку (до 45 років), та для вагітних жінок діють обмеження пункту 5.6; в) - в середньому за будь-які послідовні 5 років, але не більше 50 мЗв за окремий рік (ЛДmax)

Встановлюється такий перелік допустимих рівнів (ДР), які відносяться до радіаційно-гігієнічних регламентів першої групи.

Для категорії А:

допустиме надходження (ДНinhal А) радіонукліду через органи дихання;

допустима концентрація (ДКinhal А) радіонукліду в повітрі робочої зони;

допустима потужність дози зовнішнього опромінення (ДПД А);

допустиме радіоактивне забруднення (ДЗ А) шкіри, спецодягу та робочих поверхонь.

Для категорії Б:

допустиме надходження (ДНinhal Б) радіонукліда через органи дихання:

концентрація (ДКinhal Б) радіонукліда в повітрі робочої зони;

Для категорії В:

допустиме надходження радіонукліда через органи дихання (ДНinhal В) і травлення (ДНingest);

допустимі концентрації радіонукліда в повітрі (ДНinhal В) та питній воді (ДНingest);

допустимий скид та викид у довкілля.

Числові значення допустимих рівнів (ДН, ДК) розраховані для умов впливу одного радіонукліду та одного шляху надходження при референтних умовах опромінення подані у Додатку 2. Ці числові значення є радіаційно-гігієнічними регламентами.

Величини допустимих рівнів розраховані з умов надходження одного батьківського радіонукліду і відсутності в момент надходження дочірніх продуктів розпаду. Акумуляція в організмі дочірніх продуктів розпаду, що виникли після надходження в організм, врахована у величинах ДР. Дочірні радіонукліди, що надходять в організм разом з батьківськими, розглядаються в умовах, як самостійні радіонукліди.

Якщо є дані про фактичні умови опромінення, що суттєво відрізняються від референтних, допускається перегляд ДР для окремого підприємства, технології, робочого місця тощо. Розробка і затвердження таких ДР проводиться у порядку, встановленому Міністерством охорони здоров'я України.

2.2 Дозиметрія радіації

.2.1 Формування дози опромінення в біологічному середовищи

При формуванні дози опромінення в біологічному середовищі розрізняються безпосередньо іонізуючі частки і побічно іонізуючі частки. Безпосередньо іонізуючі частки - це заряджені частки: альфа-частки (ядра гелію), бета-частки (електрони, позитрони) і ін. а побічно іонізуючі частки - це незаряджені частки: нейтрони, гамма-кванти.

При опроміненні біологічних індивідуумів розрізняють гостре (що виявляється ранніми ефектами опромінення) і пролонговане (тривале), однократне і багатократне (фракціоноване) опромінення. Як гостре, так і пролонговане опромінення може бути однократним або фракціонованим. Крім того, можливе хронічне опромінення, яке можна розглядати як різновид фракціонованого, але такого, що здійснюється тривалий час при дуже малих потужностях дози. Дозу, що формується випромінюванням в речовині можна оцінити, вимірюючи, наприклад, викликане ним підвищення температури. Проте, навіть при дозах небезпечних для життя людини, енергії, що виділяється, виявляється недостатньо для нагріву опромінюваного організму на тисячні долі градуса. Тому при вивченні дії випромінювання на біологічні об'єкти, дози оцінюють із застосуванням чутливіших методів дозиметрії. Розподіл дози в часі для різних по лінійній передачі енергії (ЛПЕ) випромінювань може значно розрізнятися і по-різному позначатися на радіобіологічних ефектах опромінення. Це виявляється особливо на віддалених наслідках біологічної дії випромінювань різних ЛПЕ, у зв'язку з чим, визначенню тимчасового розподілу дози в радіобіології приділяється серйозна увага.  Іонізуюче випромінювання, взаємодіючи з речовиною, передає йому енергію малими, кінцевими порціями. Передача енергії є процесом випадковим. Випадковою є і енергія, передавань речовині в кожному акті взаємодії. Тому поглинена в деякому об'ємі речовини енергія при багатократному опроміненні його в тотожних умовах однією і тією ж дозою іонізуючого випромінювання одного вигляду, строго кажучи, є дещо різною. Необхідно пам'ятати про принципово завжди присутні, але не завжди істотні флуктуації (розкиди) енергії, що поглинається (і, відповідно, поглиненої дози).У випадку малих опромінюваних об'ємів, порівняних по величині з об'ємом окремих клітин, або субклітинних структур, можлива ситуація, при якій флуктуації поглиненої дози виявляються порівняними і навіть перевершують величину дози. У таких умовах зіставлення виходу радіаційно-індукованих ефектів з поглиненою дозою стає неоднозначним і виникає необхідність враховувати ці флуктуації. Флуктуації тим значніше, чим менше об'єм, в якому оцінюється величина поглиненої дози, і чим більше величина ЛПЕ випромінювання, що формує цю дозу. В випадку формування так званих "малих доз" опромінення (у мікродози метричному розумінні даного терміну, яке не завжди збігається з його біологічним розумінням), кількість пронизуватих треками іонізуючого випромінювання чутливих мікрооб'ємів в опромінюваному об'єкті істотно менше їх загального числа. В цьому випадку спостережувана, в середньому, лінійна зміна ступені прояву того або іншого радіобіологічного ефекту від дози випромінювання пов'язана просто із зростанням числа чутливих мікрооб'ємів, що пронизуються треками випромінювання, а не з власне лінійним характером дозової залежності виходу цього ефекту. Подібна ситуація найчастіше реалізується в штатних умовах професійного опромінення і при дії на людину випромінювання радіаційного фону Землі, що формує, як відомо, поглинені дози облучення на рівні сотень міллігрей в рік (мГр/рік). Це означає, що протягом року через чутливі об'єми окремих кліток організму людини дуже рідко проходить більше одного трека, а через іншу їх частину за цей же час треки взагалі не проходять. Кількісна радіобіологія, навпаки, найчастіше вивчає дію випромінювання в таких умовах, коли кожен чутливий мікрооб'єм в опромінюваному біологічному об'єкті пронизується великим числом треків і збільшення дози опромінення відповідає умові збільшення числа треків через кожен з його чутливих мікрооб'ємів.

.2.2 Основні фізичні велечини дозометрії

Першопричиною радіаційних ефектів є поглинання енергії випромінювання опромінюваним об'єктом, і доза, як міра поглиненої енергії, є основною дозиметричною величиною. Тому, основною фізичною дозиметричною величиною, що використовується для оцінки міри дії випромінювання на середовище, є поглинена доза випромінювання. Поглинена доза випромінювання (D) - це величина що визначається енергією випромінювання (Дж) поглинаємою одиницею маси (кг) опромінюваної речовини. За одиницю дози в системі СІ прийнятий грей (Гр):D = 1Дж/1кг=1 Гр.Грей це така доза іонізуючого випромінювання, при якій ділянці речовини масою 1 кг передається енергія 1 Дж. Позасистемною одиницею є "рад". 1 рад = 0,01 Гр.

Поглинена доза характеризує не саме випромінювання, а міру його дії на середовище. В принципі один і той же потік випромінювання в різних середовищах і навіть в різних ділянках одного середовища може сформувати різну величину поглиненої дози. Тому, коли говорять про поглинену дозу, необхідно вказувати, в якому середовищі вона сформована: в повітрі, воді або м'якій біологічній тканині.Для характеристики розподілу дози опромінення в часі використовують величину потужності поглиненої дози, або інтенсивності опромінення. Під цим розуміють кількість енергії випромінювання, що поглинається в одиницю часу одиницею маси опромінюваної речовини (Гр/година; Гр/рік).При практичному використанні випромінювань людина, виключаючи спеціальні випадки медичних дій і радіаційні аварії, піддається дії малих доз опромінення. Умови роботи професіоналів в даний час найчастіше відповідають ситуації, коли чутливі мішені кліток їх організму одиничних треків іонізуючих часток, що формують дозу опромінення, істотно більше того часу, впродовж якого працюють репаративні (відновні) системи кліток, що усувають порушення, викликані частинкою що пройшла.

В цих умовах індуковані біологічні ефекти не залежать від таких чинників, як потужність дози, її розподіл, умови і ритм опромінення. Вихід ефектів визначається лише сумарною накопиченою дозою (незалежно від часу опромінення), тобто наслідки опромінення будуть однаковими при однократному опроміненні даною дозою, або при її здобутті протягом декількох днів, місяців і навіть року. На міру вираженості ефекту впливатиме лише просторовий розподіл актів іонізації і збудження, що створюються в треках, тобто лінійного передавання енергії (ЛПЕ) іонізуючого випромінювання. Тому, для таких умов введена спеціальна величина дози, що враховує обидва цих чинника, - еквівалентна доза. Цією величиною можна однозначно пов'язати вихід радіаційних наслідків опромінення з дозою опромінення.