МИНИСТЕРСТВО ЗДРАВООХРАНЕНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

 

ПРИКАЗ

 

24 января 2000 г.

 

N 20

 

О ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ РУКОВОДСТВА ПО ОРГАНИЗАЦИИ

САНИТАРНО-ГИГИЕНИЧЕСКИХ И ЛЕЧЕБНО-ПРОФИЛАКТИЧЕСКИХ

МЕРОПРИЯТИЙ ПРИ КРУПНОМАСШТАБНЫХ РАДИАЦИОННЫХ АВАРИЯХ

 

В целях совершенствования организации медицинского обеспечения населения при радиационных авариях, приказываю:

1. Ввести в действие с 1 января 2000 г. Руководство по организации санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий при крупномасштабных радиационных авариях (приложение).

2. Руководителям органов управления здравоохранением субъектов Российской Федерации, руководителям учреждений и организаций Министерства здравоохранения Российской Федерации при планировании и проведении работ по ликвидации медико-санитарных последствий радиационных аварий обеспечить выполнение положений данного руководства.

3. Контроль за выполнением приказа возложить на Первого заместителя Министра Вялкова А.И.

 

Министр

Ю.Л.ШЕВЧЕНКО

 

 

 

 

 

Приложение

 

УТВЕРЖДЕНО

Приказ Министерства

здравоохранения

Российской Федерации

от 24.01.2000 г. N 20

 

РУКОВОДСТВО

ПО ОРГАНИЗАЦИИ САНИТАРНО-ГИГИЕНИЧЕСКИХ

И ЛЕЧЕБНО-ПРОФИЛАКТИЧЕСКИХ МЕРОПРИЯТИЙ

ПРИ КРУПНОМАСШТАБНЫХ РАДИАЦИОННЫХ АВАРИЯХ

 

                        СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

 

    АИУС    автоматизированная информационная управляющая система

    АПЛ     атомная подводная лодка

    АРТП    атомный реактор с технологическим процессом

    АТЭЦ    атомная теплоэлектроцентраль

    АЭС     атомная электростанция

    ВВ      взрывчатое вещество

    ВОЗ     Всемирная организация здравоохранения

    ВСМК    Всероссийская служба медицины катастроф

    ГА      гипотетическая авария

    ГПР     группа поддержки решения

    ГСЭН    государственный санитарно-эпидемиологический надзор

    ГФУ     гексафторид урана

    ДЗ      допустимые уровни загрязнения

    ДМ      делящийся материал

    ДОА     допустимая среднегодовая объемная активность

    ДУА     допустимая среднегодовая удельная активность

    ДУВ     дозовый уровень вмешательства

    ЖКТ     желудочно-кишечный тракт

    ЗА      запроектная авария

    ИРГ     инертные радиоактивные газы

    ИТЦ     инженерно технический центр

    КМС     костномозговой синдром

    КС      кишечный синдром

    ЛП      лучевой пневмонит

    ЛПА     ликвидация последствий аварии

    ЛПЭ     линейная потеря энергии

    ЛПУ     лечебно-профилактическое учреждение

    ЛЭМ     лечебно-эвакуационные мероприятия

    ЛЭО     лечебно-эвакуационное обеспечение

    МАГАТЭ  Международное агентство по атомной энергии

    МГА     максимальная гипотетическая авария

    МКК     межведомственная координационная комиссия

    МКРЗ    Международная комиссия по радиологической защите

    МЛП     местное лучевое поражение

    МПА     максимальная проектная авария

    МСЧ     медико-санитарная часть

    НП      населенный пункт

    НРБ     нормы радиационной безопасности

    НЦР     неполная цепная реакция

    ОЛБ     острая лучевая болезнь

    ОФС     оро-фарингеальный синдром

    ПГП     предел годового поступления

    ПДК     предельно допустимая концентрация

    ПЗРО    пункт захоронения радиоактивных отходов

    ПР      первичная реакция

    ПМГ     полевой многопрофильный госпиталь

    ПУВ     производные уровни вмешательства

    РА      радиационная авария

    РАО     радиоактивные отходы

    РБ      радиационная безопасность

    РМ      радиоактивный материал

    РМКК    региональная межведомственная координационная комиссия

    РНИ     радионуклидный источник

    РНКРЗ   Российская научная комиссия по радиационной защите

    РПД     радиоактивные продукты деления

    РТ      регенерация топлива

    СЗЗ     санитарно-защитная зона

    СИЗ     средства индивидуальной защиты

    СМБ     специализированная медицинская бригада

    СЦР     самопроизвольная цепная реакция

    ТМКК    территориальная   межведомственная     координационная

            комиссия

    ТВЭЛ    тепловыделяющий элемент

    ТРА     транспортная радиационная авария

    ТЦМК    территориальный центр медицины катастроф

    ХЛБ     хроническая лучевая болезнь

    ЧАЭС    Чернобыльская атомная электростанция

    ЧС      чрезвычайная ситуация

    ЦМСЧ    центральная медико-санитарная часть

    ЯБП     ядерные боеприпасы

    ЯЗ      ядерные заряды

    ЯРД     ядерная     установка   в     качестве    двигательной

            системы космического аппарата

    ЯТЦ     ядерно-топливный цикл

    ЯФУ     ядерно-физическая установка

    ЯЭУ     ядерная энергетическая установка

 

ВВЕДЕНИЕ

 

В апреле 1986 г. произошла крупнейшая за всю историю развития атомной промышленности и энергетики радиационная авария на Чернобыльской АЭС [1-5]. Несмотря на то, что имевшиеся к этому времени в отечественной медицинской науке знания и опыт позволяли решить сложные проблемы минимизации последствий этой аварии, на практике они зачастую не были реализованы. <*> По-видимому, можно с большой степенью уверенности утверждать, что неправильные действия со стороны руководства и персонала Чернобыльской АЭС в самом начале возникновения и развития аварии были связаны с их представлением о невозможности аварии подобного масштаба. Такое же отношение, сформированное на фоне бурного развития атомной энергетики в стране в 70-80-е годы, было характерно для большинства руководителей различного уровня, специалистов и населения.

    --------------------------------

    <*> В  1970  г.  Минздравом  СССР  были  утверждены "Временные

        методические указания для разработки мероприятий по защите

        населения  в  случае аварии ядерных реакторов",  которые в

        дальнейшем  были   доработаны   с   учетом   международных

        рекомендаций  и  утверждены Минздравом СССР в 1983 г.  под

        названием "Критерии для принятия решения  о  мерах  защиты

        населения  в  случае  аварии реактора".  В этих документах

        были определены значения доз,  являющиеся  критериями  для

        введения   защитных  мер  (йодная  профилактика,  укрытие,

        эвакуация) для взрослого и детского населения.  Однако эти

        документы    оказались    практически   невостребованными.

        Территориальные  органы   управления   здравоохранения   и

        санитарно-эпидемиологическая  служба,  как правило, вообще

        не знали об их существовании.  Это привело  к  тому,  что,

        например,   не   всегда   организованно   и   своевременно

        проводилась  йодная   профилактика,   особенно   населению

        Белоруссии, проживающему в отдаленных сельских районах.

 

До настоящего времени существует противоречие, которое достаточно сложно преодолеть. С одной стороны, в силу традиционно большого внимания отечественных и зарубежных ученых и специалистов к проблемам радиационной безопасности и радиационной медицины, эти проблемы можно отнести к достаточно изученным. С другой стороны, - в понимании населения (особенно после аварии на Чернобыльской АЭС) угроза ("риск") радиационного фактора считается превалирующей по сравнению с большинством вредных для здоровья факторов, имеющих место в современной жизни. К сожалению, подобного мнения придерживаются и многие медицинские работники, особенно не работающие в области радиационной медицины и гигиены. Такое понимание можно изменить, если у общества появится уверенность в надежности и безопасности технических решений, правильном выборе мест размещения радиационно-опасных объектов, правильной и своевременной организации и проведения противоаварийных, в том числе и медицинских мероприятий.

Организация медицинских мероприятий при радиационной аварии в значительной степени определяется результатами оценки радиационной обстановки. Это обусловливает необходимость организации и осуществления большого объема достаточно сложных измерений с использованием различных методов. Результаты этих измерений чрезвычайно важны, поскольку они являются основой для принятия решений по организации и проведению широкомасштабных санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий.

Кроме этого, адекватная оценка последствий радиационной аварии требует использования сложных расчетных методов прогноза развития радиационной обстановки, оценки дозовых нагрузок на население и последствий для его здоровья. Указанные мероприятия, как правило, необходимо осуществлять в сжатые сроки и на обширных территориях, что выдвигает особые требования к их организации. Необходимым условием является проведение разъяснительной работы среди населения, что в ряде случаев (низкий общеобразовательный уровень, отсутствие знаний или, что чаще - наличие неверных представлений по такому сложному вопросу как влияние радиационного фактора на здоровье) может поставить эту проблему в число трудно решаемых.

При организации собственно медицинских мероприятий следует учитывать два обстоятельства. Во-первых, они должны рассматриваться как неотъемлемая и приоритетная часть в общей системе организационных, инженерно-технических, защитных, экологических, нормативно-правовых и других мер, направленных на минимизацию последствий радиационной аварии. Во-вторых, при организации медицинских мероприятий следует учитывать необходимость комплексного проведения физико-дозиметрических, санитарно-гигиенических, лечебно-профилактических, лечебно-эвакуационных и реабилитационных мероприятий. Кроме того, необходимо также учитывать возможные медицинские последствия радиационной аварии, не связанные непосредственно с воздействием радиационного фактора. К таким последствиям можно отнести острые психотические и стрессорные состояния, формирование синдрома психологической и социальной дезадаптации, обострение ряда общесоматических заболеваний, избыточный травматизм и другие значимые расстройства здоровья. Указанные состояния могут быть связаны с нарушением нормальной жизнедеятельности больших групп населения в процессе осуществления таких защитных мер, как эвакуация или переселение, а также с ограничением или исключением из рациона питания важных, а для сельского населения таких основных продуктов питания, как свежее молоко, мясо домашних животных, листовая зелень и овощи.

Особенности воздействия ионизирующего излучения на организм человека и клиника лучевой патологии определяют специфику организации медицинской помощи при радиационных авариях. Несмотря на то, что первичные биофизические процессы взаимодействия ионизирующего излучения с живыми тканями вызывают в клетках организма множественные патологические изменения практически сразу после воздействия, первичные клинические проявления выявляются (в зависимости от дозы) лишь через несколько минут, часов, а иногда и суток после облучения. При правильной организации работы медицинских формирований это дает возможность провести сортировку пораженных и подготовить их к транспортировке для лечения в условиях специализированного стационара. Экстренность медицинских мероприятий в этих условиях определяется необходимостью устранения дальнейшего воздействия ионизирующего излучения, оценки величины дозы, купирования первичной реакции и организации отправки пораженных в стационар. Указанный комплекс мероприятий может быть выполнен только достаточно квалифицированными специалистами. Имеющаяся в настоящее время в стране система медицинского обслуживания радиационно-опасных производств позволяет эффективно решать эти задачи. Однако, учитывая в целом небольшую практику в диагностике и лечении лучевой патологии в местных медицинских учреждениях (в том числе и в медсанчастях, обслуживающих радиационно-опасные объекты), целесообразно ориентироваться на специализированные медицинские бригады (СМБ), функционирующие на базе ведущих специализированных учреждений, имеющих соответствующий опыт.

В условиях широкомасштабной радиационной аварии, связанной с выбросом в окружающую среду большого количества радиоактивных веществ и потенциальной угрозой для здоровья населения, основными принципами организации и проведения защитных, в том числе и медицинских мероприятий, являются недопущение острых (детерминированных) эффектов облучения и максимальное снижение отдаленных стохастических (злокачественные заболевания, наследованная патология) эффектов. В связи с этим защитные мероприятия, включая санитарно-гигиенические и лечебно-профилактические носят экстренный характер. Неправильная оценка радиационной обстановки, неудачная и несвоевременная организация комплекса первоочередных мер могут привести в дальнейшем к значительным отрицательным последствиям для здоровья населения.

Следует отметить, что и в отечественных, и в международных документах и рекомендациях, посвященных планированию защитных мер в случае радиационных аварий, вопросы организации собственно медицинских мероприятий или не рассматриваются, или носят достаточно общий характер. Одной из основных задач, решаемых настоящим Руководством, является формулирование основных принципов организации медицинских мероприятий на всех этапах оказания медицинской помощи в зависимости от типа и масштаба аварийной ситуации в их сочетании с организацией всего комплекса необходимых защитных мер. В Руководстве нашел отражение опыт работы органов управления здравоохранения и медицинских учреждений, накопленный при ликвидации последствий крупных радиационных аварий на Южном Урале в 1957 и 1967 гг., а также работа Национальной Комиссии по радиационной защите (НКРЗ) в начальный и последующие периоды аварии на Чернобыльской АЭС. Особое место в документе занимают положения, связанные с организацией медицинской помощи пострадавшим на догоспитальном этапе на базе местных (территориальных) медицинских учреждений.

Подготовка настоящего Руководства в значительной степени обусловлена необходимостью учета современных научных представлений и принципов радиационной защиты в практике планирования и оказания медицинской помощи пострадавшим при радиационных авариях. В последние годы в России были введены новые Нормы радиационной безопасности (НРБ-96), принят ряд законов и постановлений Правительства, которые определяют правовые и нормативные основы деятельности в этой области [6-11]. Организация работы медицинских учреждений в условиях чрезвычайной ситуации требует не только наличия высоких профессиональных навыков со стороны медицинского персонала, но, главным образом, - эффективного управления и координации действий учреждений Министерства здравоохранения России, медицинских служб и формирований других министерств и ведомств. Для решения этой задачи в стране создана и действует Всероссийская служба медицины катастроф (ВСМК). Учитывая сложность и многоплановость медицинских вопросов, решаемых в условиях крупномасштабной радиационной аварии, создание этой службы в наибольшей степени способствует эффективной организации оказания медицинской помощи в этих условиях, управлению и координации действий всех медицинских сил.

 

Список литературы к введению

 

1. Л.А.Ильин, Реалии и мифы Чернобыля, М., "ALARA Limited", 1994, 446 с.

2. В.Ю.Соловьев, Л.А.Ильин, А.Е.Баранов и др. Радиационные инциденты, связанные с облучением человека, на территории бывшего СССР до и после Чернобыля. Международная конференция "Десятилетие после Чернобыля: оценка последствий аварии". МАГАТЭ, Вена, 1996.

3. Ретроспективная дозиметрия участников ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС. Под ред. В.П.Крючкова и А.В.Носовского. Седа-Стиль, Киев, 1996, 234 стр.

4. В.Д.Рева, Организация медико-санитарного обеспечения участников ликвидации аварии на Чернобыльской АЭС. Приложение 3 к Бюллетеню Центра общественной информации по атомной энергии, Москва, ЦНИИатоминформ, 1993, стр. 133-146.

5. А.И.Кондрусев. Санитарно-гигиенические мероприятия по ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС. Материалы научной конференции 11-13 мая 1988г. Медицинские аспекты аварии на Чернобыльской атомной электростанции, Киев, "Здоровье", 1988, стр. 26-31.

6. Постановление Правительства Российской Федерации N 1113 от 5 ноября 1995 г. "О единой системе предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций".

7. Постановление Правительства Российской Федерации N 420 от 03.05.94 г. "О защите жизни и здоровья населения Российской Федерации при возникновении и ликвидации последствий чрезвычайных ситуаций, вызванных стихийными бедствиями, авариями и катастрофами".

8. Постановление Правительства Российской Федерации N 195 от 28.02.96 г. "Вопросы Всероссийской службы медицины катастроф".

9. Нормы радиационной безопасности (НРБ-96). Гигиенические нормативы ГН 2.6.1.054-96, Госкомсанэпиднадзор России, М. 1996, 126 стр.

10. Закон РСФСР от 19.04.91 N 1034 "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения".

11. Федеральный закон Российской федерации "О радиационной безопасности населения".

 

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

 

Применительно к настоящему Руководству приняты следующие термины и определения

 

1. Авария радиационная

Событие, которое могло привести или привело к незапланированному облучению людей или к радиоактивному загрязнению окружающей среды с превышением величин, регламентированных нормативными документами для контролируемых условий.

 

2. Авария радиационная запроектная (ЗА)

Авария, для которой проектом не предусматриваются инженерно-технические меры, обеспечивающие ограничение облучения людей.

 

3. Авария радиационная проектная (ПА)

Авария, исход которой прогнозируется конструкторской документацией и для которой предусматриваются меры по ее предотвращению и ликвидации последствий.

4. Авария радиационная проектная максимальная (МПА)

Наиболее крупная проектная авария с максимальным значением выхода радионуклидов за пределы защитных барьеров.

 

5. Активность

Мера радиоактивности. Для определенного количества радионуклида в определенном энергетическом состоянии в заданный момент времени активность, А, задается в виде:

 

                                 dN

                            А = -----,

                                 dt

 

    где dN  ожидаемое  число  спонтанных  ядерных  превращений  от

данного  энергетического уровня за интервал времени dt.  В системе

                                                              -1

СИ единицей измерения активности является обратная секунда,  с   ,

имеющая    специальное   название   беккерель  (Бк).  Внесистемная

                                    10  -1

единица - кюри (Ки): 1 Ки = 3,7 х 10   с  .

 

6. Безопасность радиационная

Состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения. Радиационная безопасность является составной частью безопасности личности, общества и государства и обеспечивается комплексом мер правового, организационного, инженерно-технического, санитарно-гигиенического, медицинского, воспитательного и образовательного характера.

 

7. Беккерель, Бк

                                                           -1

    Специальное наименование единицы активности: 1 Бк = 1 с  .

Используется только применительно к активности радионуклида.

 

8. Болезнь лучевая

Общее заболевание организма, развивающееся в результате воздействия больших доз ионизирующего излучения. Различают острую лучевую болезнь (ОЛБ) и хроническую лучевую болезнь (ХЛБ). ОЛБ возникает после кратковременного (минуты, часы, до 2 сут) внешнего облучения в дозах, превышающих пороговое значение (более 1 Гр); выражается в совокупности поражений органов и тканей (специфические синдромы). Современная классификация ОЛБ основывается на твердо установленной в эксперименте и клинике дозовой зависимости поражения отдельных критических органов, нарушение функционального состояния которых определяет форму ОЛБ. При внешнем относительно равномерном облучении различают костномозговую, кишечную, токсическую и церебральную клинические формы ОЛБ. Хроническая лучевая болезнь от внешнего облучения возникает при длительном воздействии в дозах более 1 Гр/год.

 

9. Вмешательство при радиационной аварии

 

Мероприятия (действия), направленные на предотвращение либо снижение облучения или комплекса неблагоприятных последствий радиационной аварии, применяемое, как правило, не к источнику излучения, а к окружающей среде и (или) к человеку.

При необходимости принятия решения о вмешательстве используются критерии вмешательства - прогнозируемые дозы, предотвращаемые вмешательством (планируемыми защитными мероприятиями).

 

10. Воздействие комбинированное

Одновременное воздействие на организм ионизирующего излучения и факторов нерадиационной природы (например, термические ожоги, механические повреждения и т.п.).

 

11. Воздействие сочетанное

Одновременное воздействие на организм человека различных видов ионизирующего излучения.

 

12. Вред от радиационного воздействия на человека

Количественная или качественная оценка клинически наблюдаемых вредных эффектов, которые развиваются у облученных индивидуумов (детерминированные и соматические стохастические эффекты).

 

13. Выброс или сброс радиоактивного вещества допустимый (ДВ, ДС)

Устанавливаемое для учреждения количество радионуклидов, удаляемых за календарный год в атмосферный воздух через систему вентиляции, или во внешнюю среду со сточными водами.

 

14. Группа критическая

Контингент лиц из числа населения, подвергающийся сравнительно однородному облучению (для данного источника излучения и данного пути облучения) и представительный для этого населения в отношении получения максимальной дозы излучения от этого источника.

 

15. Дезактивация

Удаление радиоактивных веществ с какой-либо поверхности или из какой-либо среды, включая организм человека.

 

16. Доза ионизирующего излучения

Поглощенная доза, доза на орган, эквивалентная доза, эффективная доза, в зависимости от контекста.

 

17. Доза на орган

Средняя доза в определенной ткани или органе человеческого тела.

 

18. Доза поглощенная

Основная дозиметрическая величина , измеряемая количеством энергии, поглощенной в единице массы облучаемого вещества (биологической ткани) и определяемая в виде:

 

                                 de

                            D = ---- ,

                                 dm

 

где D - поглощенная доза, de - средняя энергия переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, dm - масса вещества в этом элементарном объеме. В единицах СИ единица измерения - грей (Гр); 1 Гр = 1 Дж/кг вещества. Внесистемная единица - рад; 1 рад = 0,01 Гр.

 

19. Доза эквивалентная

    Поглощенная доза   в   органе   или   ткани,   умноженная   на

соответствующий взвешивающий коэффициент W  :

                                           R

 

                         Н  = SUM W  х D

                          T    R   R    TR

 

    где D   - средняя поглощенная доза в органе или ткани Т,  W  -

         TR                                                    R

взвешивающий коэффициент для излучения R,  учитывающий зависимость

неблагоприятных последствий  облучения  человека  только  в  малых

дозах от величины линейной потери  энергии  (ЛПЭ).  В  системе  СИ

единица  измерения  -  зиверт (Зв);  1 Зв = 1 Дж/кг.  Внесистемная

единица - бэр; 1 бэр =0,01 Зв (1 Зв = 100 бэр).

 

20. Доза эффективная

    Величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных

последствий облучения всего тела человека и отдельных его  органов

с   учетом   их   радиочувствительности.  Она  представляет  сумму

произведений дозы в органе Н       на соответствующий  коэффициент

                            тау Т

для данного органа или ткани:

 

                         E = SUM  W  х H

                              T    T    тау T

 

    где H -      эквивалентная доза в ткани Т за время тау,  W -

         тау T                                                  T

взвешивающий  коэффициент  для  ткани  Т.  В  системе  СИ  единица

измерения  - зиверт (Зв);  1 Зв = 1 Дж/кг.  Внесистемная единица -

бэр; 1 бэр =0,01 Зв (1Зв = 100 бэр).

 

21. Доза эффективная коллективная

 

Величина, используемая для оценки полного ущерба от отдаленных стохастических эффектов при воздействии излучения на группу людей, численно равная сумме произведений средних эффективных доз в каждой облучаемой подгруппе на число людей в этой подгруппе. Единица измерения - чел.Зв.

 

22. Дозовые пределы основные

Основные дозовые пределы - основные регламентируемые НРБ-96 величины доз облучения для установленных категорий облучаемых лиц.

 

23. Зона аварийного планирования (ЗАП)

Территория, в отношении которой прогнозируется проведение экстренных защитных мероприятий, ограничение потребления продуктов питания, введение контроля радиационной обстановки и доз облучения населения. ЗАП устанавливаются при подготовке плана аварийных мероприятий. Размеры зон оцениваются в соответствии с прогнозируемыми значениями доз.

 

24. Загрязнение радиоактивное

Наличие радиоактивного вещества (или веществ) в материале, на его поверхности или в таком месте, где оно нежелательно, в количествах, превышающих регламентированные в нормативных документах значения.

 

25. Зона наблюдения (ЗН)

Территория за пределами санитарно-защитной зоны, где возможно влияние радиоактивных выбросов и сбросов учреждения и где облучение проживающего населения может достигать установленного для населения предела дозы. В зоне наблюдения проводится радиационный контроль.

 

26. Зона радиационной аварии (ЗРА)

Территория, на которой суммарное (среднее по населенному пункту) внешнее и внутреннее облучение по эффективной дозе может превысить 5 мЗв за первый после аварии год. В зоне радиационной аварии проводится мониторинг радиационной обстановки и осуществляются мероприятия по снижению уровней облучения населения на основе принципа оптимизации.

 

27. Зона санитарно-защитная (СЗЗ)

Территория вокруг учреждения или источника радиоактивных выбросов, на которой уровень облучения может превысить установленный для населения предел дозы. В санитарно-защитной зоне устанавливается режим ограничений и проводится радиационный контроль.

 

28. Излучение ионизирующее

Излучение, образующее при взаимодействии со средой положительные и отрицательные ионы. Различают:

- альфа-излучение - ионизирующее излучение, состоящее из положительно заряженных альфа-частиц (ядер гелия), испускаемых при ядерных превращениях;

- бета-излучение - поток бета частиц (отрицательно заряженных электронов или положительно заряженных позитронов) с непрерывным энергетическим спектром;

- гамма-излучение - электромагнитное (фотонное) ионизирующее излучение, испускаемое при ядерных превращениях или аннигиляции частиц;

- нейтронное излучение - поток незаряженных частиц (нейтронов) с высокой проникающей способностью.

 

29. Источник радионуклидный

Источник ионизирующего излучения, содержащий радионуклид или смесь радионуклидов.

 

30. Категории облучаемых лиц

В действующих НРБ-96 установлены следующие категории облучаемых лиц:

- персонал или лица, работающие непосредственно с техногенными источниками ионизирующего излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);

- все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.

Лица, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, приравниваются к персоналу и на них распространяются основные дозовые пределы и требования к обеспечению радиационной безопасности для этой категории лиц.

 

31. Контроль радиационный

Измерение параметров, позволяющих оценить внешнее и внутреннее облучение людей, радиоактивное загрязнение территории и различных объектов, с целью оценки воздействия ионизирующих излучений, слежения за изменениями радиационной обстановки и принятия необходимых и своевременных решений по вмешательству.

 

32. Критерии для принятия решений о мерах защиты населения при радиационной аварии

Уровни прогнозируемых доз облучения, устанавливаемые для принятия решений по принятию защитных мероприятий.

33. Меры защитные при радиационной аварии

Вмешательство по отношению к населению и персоналу при радиационной аварии, сопровождающиеся выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду. Они включают: оповещение; укрытие, использование профилактических лекарственных средств; регулирование доступа в зону аварии и выхода из нее; использование средств индивидуальной защиты; специальную санитарную обработку людей; лечебно-эвакуационные мероприятия; эвакуацию и переселение населения; эвакуацию персонала; санитарно-гигиенический контроль за питанием, водоснабжением, размещением населения и др.

 

34. Мощность дозы

Доза, формируемая при радиационном воздействии за единицу времени, определяемая отношением приращения дозы (поглощенной, эквивалентной, эффективной) dD, dH, dE за интервал времени dt к этому интервалу времени.

 

         dD

    D = ---- (Гр/с) - Мощность поглощенной дозы

         dt

 

         dH

    Н = ---- (Зв/с) - Мощность эквивалентной дозы

         dt

 

         dE

    E = ---- (Зв/с) - Мощность эффективной дозы

         dt

 

На практике за единицу времени могут применяться секунда, минута, час, сутки, год.

 

35. Облучение

Воздействие на людей ионизирующего излучения. При радиационной аварии различают следующие пути облучения человека: внешнее, контактное и внутреннее. Внешнее облучение происходит от самого аварийного радиоактивного источника, от радиоактивного облака и от радиоактивных выпадений на почву и другие поверхности. Внутреннее облучение (инкорпорация радионуклидов) обусловлено поступлением радионуклидов в организм человека. Распределение инкорпорированных радионуклидов в теле человека зависит от их химических свойств и путей поступления в организм: через органы дыхания (ингаляционное поступление), через пищеварительный тракт (пероральное поступление), через неповрежденные и поврежденные кожные покровы (перкутантное поступление). Контактное облучение происходит при аппликации радионуклидов на открытые участки кожных покровов и видимые слизистые оболочки.

 

36. Облучение общее

Относительно равномерное облучение (внешнее или внутреннее) всего тела. Облучение длительностью не более 2 сут называется острым или кратковременным; более 2 сут. - пролонгированным или хроническим; в случаях, когда полная доза формируется с перерывами между отдельными фракциями - дробным или фракционированным облучением.

 

37. Облучение планируемое повышенное

Планируемое облучение персонала и привлекаемых лиц при ликвидации последствий радиационной аварии, аварийно-спасательных работ и дезактивации в дозах, превышающих основные дозовые пределы. Значения доз планируемого аварийного облучения регламентируются НРБ-96.

 

38. Облучение природное

Виды облучения, обусловленные природными источниками излучения.

 

39. Облучение профессиональное

Воздействие ионизирующего излучения на работников (персонал) в процессе их профессиональной деятельности.

 

40. Объект радиационно опасный

Объект, на котором хранят, перерабатывают, используют или транспортируют радиоактивные вещества, при аварии на котором или его разрушении может произойти облучение людей, а также сельскохозяйственных животных и растений, объектов народного хозяйства и окружающей природной среды или радиоактивное загрязнение их.

 

41. Отходы радиоактивные

Неиспользуемые жидкие и твердые радиоактивные вещества, образующиеся в результате деятельности объектов, общая активность, удельная активность и радиоактивное загрязнение поверхностей которых превышает регламентированные уровни.

 

42. Период полувыведения биологический

Время, за которое активность инкорпорированного вещества уменьшается вдвое только за счет биологического выведения, без учета его радиоактивного распада.

 

43. Период полувыведения эффективный

Время, за которое активность инкорпорированного вещества уменьшается вдвое как за счет биологического выведения, так и за счет радиоактивного распада.

 

44. Период полуочищения

Время, за которое количество данного радионуклида в рассматриваемом элементе окружающей среды уменьшается в два раза как за счет совокупности процессов, способствующих его выносу за пределы этого элемента, так и в результате его радиоактивного распада.

 

45. Период полураспада физический

Время, в течении которого число ядер радионуклида, а следовательно его активность, в результате радиоактивного распада, происходящего по экспоненциальному закону, уменьшится в два раза.

 

46. Поступление радиоактивного вещества

Численное значение величины активности радионуклидов, проникших внутрь организма при вдыхании (ингаляционное), заглатывании (пероральное) или через кожу, слизистые и раневые поверхности (перкутантное). Этот термин используется также применительно к самому процессу поступления.

 

47. Предел годового поступления (ПГП)

Численное значение поступления данного радионуклида в течение года в организм человека, которое приводит к облучению в ожидаемой дозе, равной соответствующему пределу годовой эффективной (или эквивалентной) дозы.

 

48. Предел годовой эффективной (или эквивалентной) дозы

Величина эффективной (или эквивалентной) дозы, которая не должна превышаться за год; пределы доз устанавливаются НРБ-96 на уровнях, которые должны быть признаны в качестве предельно допустимых в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

 

49. Пути воздействия

Совокупность процессов переноса и миграции радионуклидов, вызывающих загрязнение окружающей среды и формирование доз облучения. При облучении человека вместо термина "путь воздействия" применяется также термин "путь облучения".

 

50. Радионуклид

Радиоактивные атомы с данным массовым числом и атомным номером, а для изомерных атомов - и с данным энергетическим состоянием атомного ядра.

 

51. Реакция лучевая

Вызванные облучением обратимые изменения тканей, органов или целого организма и их функций.

 

52. Реакция на облучение первичная

Начальный период клинического течения острой лучевой болезни, проявляющийся при общем облучении организма в дозах, как правило превышающих величину 1 Гр. В зависимости от дозы и мощности излучения первичная реакция на облучение развивается в первые часы или даже минуты и сопровождается диспептическими расстройствами (саливация, тошнота, рвота, понос), общеклиническими симптомами (слабость, головная боль, изменение двигательной активности, повышение температуры тела, тахикардия, одышка, нарушение сознания), гематологическими нарушениями (относительная и абсолютная лимфоцитопения, нейтрофильный лейкоцитоз) и местной реакцией (гиперемия кожных покровов, слизистых оболочек и других тканей).

 

53. Режим санитарно-пропускной при радиационной аварии

Комплекс технических и организационных мероприятий для снижения доз облучения путем предупреждения разноса радиоактивного загрязнения при перемещении людей и передвижении транспорта из более загрязненных зон в менее загрязненные и наоборот.

 

54. Риск радиационный

Вероятность того, что у человека в результате облучения может возникнуть какой-либо конкретный вредный стохастический эффект.

 

55. Сортировка пораженных при радиационных авариях

Комплекс мероприятий, проводимых с поступающими из зоны радиационной аварии пораженными с целью их регистрации, определения тяжести поражения, разделения их на однородные группы по тяжести поражения, эвакуации по назначению и выработки тактики оказания им медицинской помощи и транспортировки.

 

56. Средства индивидуальной защиты (СИЗ)

Технические средства защиты персонала, лиц, привлекаемых к ликвидации последствий радиационной аварии и, в случае необходимости, населения от поступления радиоактивных веществ внутрь организма и радиоактивного загрязнения кожных покровов.

 

57. Уровень воздействия допустимый

Допустимые уровни многофакторного (для одного радионуклида или одного вида внешнего излучения, пути поступления) воздействия, являющиеся производными от основных дозовых пределов: пределы годового поступления, допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА) и удельные активности (ДУА) и т.д.

 

58. Уровень контрольный

Численные значения контролируемых величин дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.п., устанавливаемые руководством учреждения и органами Госсанэпиднадзора для оперативного радиационного контроля, закрепления достигнутого в учреждении уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала, населения и радиоактивного загрязнения окружающей среды.

 

59. Уровни вмешательства при планировании защитных мер

Дозы и мощности доз облучения, уровни радиоактивного загрязнения, устанавливаемые при планировании защитных мероприятий на случай радиационной аварии применительно к конкретному радиационно-опасному объекту и условиям его размещения с учетом вероятных типов аварии и складывающейся аварийной ситуации.

 

60. Уровень радиационного воздействия допустимый временный (ВДУ)

Уровень дозы или связанное с ним соответствующей моделью производное значение концентрации (содержания) радионуклидов в объектах окружающей среды или пищевых продуктах, устанавливаемое после аварии компетентными органами на определенный ограниченный период времени.

 

61. Фазы радиационной аварии

Для разработки и планирования уровней вмешательства и защитных мер в случае радиационной аварии рассматривают три временные фазы: раннюю, промежуточную и позднюю.

Ранняя фаза - период, продолжающийся от начала аварии до окончания формирования радиоактивного следа на местности.

Промежуточная фаза - период от момента завершения формирования радиоактивного следа до принятия основных мер по защите населения.

Поздняя фаза длится до прекращения выполнения защитных мер и заканчивается одновременно с отменой всех ограничений на жизнедеятельность населения на загрязненной территории и переходом к обычному санитарно-дозиметрическому контролю радиационной обстановки.

В пределах каждой из фаз для принятия решений по ликвидации последствий аварии, включая и медико-санитарные, применяется различная тактика и организационные подходы.

 

62. Фон радиационный естественный

Доза излучения, создаваемая космическим излучением и излучением природных радионуклидов, естественно распределенных в земле, воде, воздухе, других элементах биосферы, пищевых продуктах и организме человека.

 

63. Фон радиационный техногенно измененный

Доза излучения, создаваемая источниками ионизирующего излучения, используемыми в различных сферах человеческой деятельности или образующимися в результате этой деятельности.

 

64. Характеристика радиоактивного выброса (сброса)

Информация о фактическом или потенциальном выбросе (сбросе) радиоактивных веществ из данного источника, которая может включать сведения о составе, количестве, скорости и характере выброса (сброса).

 

65. Эффекты радиационные генетические

Вызванные облучением изменения в генетическом материале как соматических, так и половых клеток. Генетические радиационные эффекты в половых клетках могут привести к наследственным дефектам (заболеваниям) у детей, рожденных от облученных лиц.

 

66. Эффекты радиационные

Различают:

- стохастические эффекты, для которых предполагается отсутствие дозового порога возникновения. Принимается, что вероятность возникновения этих эффектов пропорциональна величине воздействующей дозы, а тяжесть их проявления от дозы не зависит. При облучении человека к стохастическим эффектам относят: злокачественные опухоли и наследственные заболевания;

- детерминированные (ранее называвшиеся нестохастическими) эффекты, для которых существует дозовый порог, выше которого тяжесть этого эффекта возрастает с увеличением дозы;

- соматические - детерминированные и стохастические эффекты, возникающие у облученного индивидуума;

- наследственные - стохастические эффекты, проявляющиеся у потомства облученного индивидуума.

 

Литература, использованная при написании раздела термины и определения

1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-96): Гигиенические нормативы. - М.: Информационно-издательский центр Госкомсанэпиднадзора России, 1996. - 127 с.

2. Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Ч.1. Пределы годового поступления радионуклидов в организм работающих, основанные на рекомендациях 1990 года. Публикации 60,ч.1, 61. МКРЗ: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1994. - 192 с.

3. Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Публикация 60 МКРЗ. Ч.2. Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1994. - с. 208.

4. Radiation Protection Glossary. IAEA Safety Guidens, Safety Series No.76, IAEA, Vienna, 1986.

5. Положение о классификации чрезвычайных ситуаций природного и техногенного характера. Утверждено постановлением Правительства Российской Федерации от 13 сентября 1996 г. N 1094.

6. Основные понятия и определения медицины катастроф: Словарь. - М.; ВЦМК "Защита", 1997. - 246 с. (Библиотека Всероссийской службы медицины катастроф).

 

1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

 

(1.1) Настоящее Руководство определяет основные принципы организации, планирования и проведения санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий при различных типах и классах радиационных аварий. Основное внимание уделено вопросам организации медицинской помощи населению в условиях крупномасштабной радиационной аварии.

(1.2) Планирование и проведение медицинских мероприятий осуществляются в комплексе организационных, инженерно-технических, экологических, правовых и других мер, с целью минимизации последствий радиационной аварии для здоровья населения, персонала аварийного объекта и лиц, занятых в работах по ликвидации последствий аварии.

Основную роль в условиях современного развития атомной энергетики, ядерных и радиационных технологий в общей системе мер по радиационной безопасности занимают технологические меры безопасности, высокое качество проектирования и строительства радиационно-опасных объектов, компетенция обслуживающего и ремонтного персонала, правильный выбор условий размещения и эффективная гарантия качества. Эти меры уменьшают вероятность аварии и потенциальные масштабы ее последствий, однако возможность аварии не может быть исключена. Аварийное планирование, в том числе планирование защитных мер и оказания необходимого объема медицинской помощи следует рассматривать как важные барьеры радиационной безопасности, необходимые для смягчения и минимизации последствий крупной радиационной аварии.

(1.3) Осуществление защитных мер, в частности, таких как эвакуация или отселение, как правило, связано с нарушением нормальной жизнедеятельности людей, а в ряде случаев может привести к ухудшению здоровья населения. Несмотря на то, что в данном Руководстве основное внимание уделено вопросам организации специальных санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий, направленных на предотвращение и смягчение воздействия радиационного фактора, организация медицинской помощи населению при радиационных авариях должна рассматриваться не только в контексте возможного ущерба для здоровья в результате воздействия повышенного уровня облучения, но и таких возможных проявлений, как дополнительный травматизм, обострение сердечно-сосудистых и других хронических заболеваний, состояний и расстройств, возникающих на фоне и вследствие стресса, возможного ухудшения санитарно-эпидемиологической обстановки и увеличения инфекционной заболеваемости.

 

Цель

 

(1.4) Целью Руководства является:

- обоснование, с учетом отечественной и международной практики по организации и осуществлению медицинских мероприятий в случае радиационной аварии, принципов управления и взаимодействия медицинских сил в рамках Всероссийской службы медицины катастроф и решение на этой основе задачи повышения эффективности организации медицинской помощи.

(1.5) Руководство предназначено прежде всего для руководителей территориальных органов управления здравоохранением, ЦГСН, медицинских учреждений, которые в силу особенностей их месторасположения могут быть вовлечены в сферу воздействия крупной радиационной аварии.

Руководство может быть использовано в качестве практических рекомендаций при проведении санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий.

 

Область применения

 

(1.6) Основные положения Руководства рассматривают, главным образом, условия, возникающие в результате крупной радиационной аварии, сопровождающейся выбросом радиоактивных веществ в атмосферу в количествах, требующих осуществления защитных мер в отношении проживающего населения.

Большое число случаев аварийного переоблучения связано с авариями радионуклидных источников (РНИ). Детального анализа этого типа радиационных аварий в данном документе не делается. Однако в соответствующих разделах рассматриваются вопросы ранней диагностики и лечения характерных местных и общих лучевых поражений как от внешних, так и от внутренних источников ионизирующего излучения.

(1.7) В зависимости от масштаба (класса) и типа радиационной аварии рассматриваются вопросы организации санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий, как единого медицинского комплекса мер, направленного на предотвращение переоблучения вовлеченных в аварию лиц, правильную оценку дозовых нагрузок и диагностику, организацию эффективного лечения пострадавших.

(1.8) В Руководстве определены принципы организации санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий для условий ранней и промежуточной фаз радиационной аварии. Вопросы организации медицинских мероприятий на поздней (восстановительной) фазе аварии не рассматриваются.

(1.9) Настоящее Руководство составлено с учетом следующих нормативных документов:

Общие требования к построению, изложению и оформлению санитарно-гигиенических и эпидемиологических нормативных и методических документов. Руководство Р 1.1.004-94. Издание официальное. М., Госкомсанэпиднадзор России, 1994;

Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87 и Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87. М., Энергоатомиздат, 1988;

Нормы радиационной безопасности (НРБ-96). Гигиенические нормативы ГН 2.6.1.054-96. Издание официальное. Госкомсанэпиднадзор России. М., 1996;

В Руководстве также учтены Международные Основные нормы безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасности источников излучений, принятые совместно Продовольственной и сельскохозяйственной организацией Объединенных Наций, Международным агентством по атомной энергии, Международной организацией труда, Агентством по ядерной энергии Организации экономического сотрудничества и развития, Панамериканской организацией здравоохранения и Всемирной организацией здравоохранения, 1996.

(1.10) Настоящее Руководство может быть использовано для решения вопросов организации и проведения мероприятий не только медицинскими учреждениями Минздрава России, но и медицинскими службами других министерств и ведомств. В то же время оно не является документом, регламентирующим конкретные стороны их деятельности. Руководство определяет общие требования к организации медицинских мероприятий, их характеру и объему на различных этапах оказания медицинской помощи при радиационных авариях, главным образом, местными и территориальными лечебно-профилактическими учреждениями (ЛПУ), включая медико-санитарные части (МСЧ), обслуживающие радиационно-опасные объекты.

 

2. ТИПЫ, КЛАССЫ И ФАЗЫ РАДИАЦИОННЫХ АВАРИЙ

 

2.1. Типы радиационных аварий

 

(2.1) Развитие и последствия радиационных аварий, в первую очередь, зависят от вида аварийного источника ионизирующего излучения. При типизации аварий радиационные объекты могут быть разделены на ядерные, радиоизотопные и создающие ионизирующее излучение за счет ускорения (замедления) заряженных частиц в электромагнитном поле - электрофизические <*>. Такое деление достаточно условно, поскольку, например, АЭС одновременно являются и ядерными, и радиоизотопными объектами. К чисто радиоизотопным объектам можно отнести, например, пункты захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО) или радиоизотопные технологические облучательские установки.

--------------------------------

<*> - Аварии на этом типе объектов в Руководстве не рассматриваются, поскольку они не связаны с выходом радиоактивных веществ в производственные помещения и окружающую среду.

 

Имеются также специальные технологии, связанные с уничтожением и утилизацией ядерных боеприпасов (ЯБП), снятием с эксплуатации реакторов, исчерпавших эксплуатационный ресурс, конверсией в атомной промышленности, ядерными взрывами, проводящимися в интересах народного хозяйства, и др.

(2.2) В настоящей главе рассмотрены особенности формирования основных путей и факторов радиационного воздействия при радиационных авариях, последствия которых связаны с выбросом (выходом) радионуклидов в окружающую среду и предполагают осуществление защитных, санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий в отношении проживающего населения. При этом в качестве критерия при определении типа аварии использован объектовый признак. Медицинская классификация радиационных аварий рассмотрена в главе 5 Руководства.

 

Аварии на АЭС

 

(2.3) Величина и радионуклидный состав выброса при аварии на АЭС <*> зависят от конструкционных особенностей реактора и защитных устройств, характера и класса аварии. При анализе безопасности ядерных энергетических установок (ЯЭУ) оценивается широкий спектр возможных аварий. Прогнозирование возможных медицинских последствий для населения осуществляется, как правило, на основе наиболее неблагоприятных сценариев для запроектных аварий (ЗА).

    --------------------------------

    <*> На  январь  1998  г.  в  Российской федерации действуют 29

        энергоблоков  АС,  общей  мощностью   21242   Мвт   (эл.).

        Основными  типами  реакторных  установок  являются   водо-

        водяные реакторы  типа  ВВЭР-440,  ВВЭР-1000  и  канальные

        реакторы типа РБМК-1000 [1]:

 

Действующие АС	ВВЭР-440	ВВЭР-1000	РБМК-1000	БН-600	ЭГП-6	Всего
Количество  блоков	6	7	11	1	4	29
МВт (эл.)	2594	7000	11000	600	48	21242

 

(2.4) В результате аварийного выброса с ЯЭУ возможны следующие виды радиационного воздействия на население:

- внешнее облучение при прохождении радиоактивного облака (струи);

- внутреннее облучение за счет вдыхания радиоактивных продуктов;

- контактное облучение за счет загрязнения радиоактивными веществами кожных покровов;

- внешнее облучение от радиоактивно загрязненной поверхности земли, зданий, сооружений и других поверхностей;

- внутреннее облучение за счет потребления загрязненных радионуклидами продуктов питания и воды.

(2.5) Выброс радиоактивных веществ в окружающую среду снижается в следующем порядке: газообразные вещества - летучие твердые вещества - нелетучие твердые вещества. Обобщенная оценка аварийных выбросов при максимально-проектных авариях (МПА) и запроектных авариях (ЗА) на АЭС с различными типами реакторных установок приведена в табл. 2.1

(2.6) В зависимости от состава выброса может преобладать (т.е. приводить к наибольшим дозовым нагрузкам) тот или иной из вышеперечисленных путей воздействия. Радионуклиды, вносящие существенный вклад в облучение организма и его отдельных органов при ЗА на АЭС приведены в табл. 2.2.

 

Таблица 2.1.

Радионуклидный состав аварийных выбросов АЭС [2]

 

Класс  аварии	Тип     реактора	Относительный вклад в суммарный выброс
МПА		ИРГ	Йод	ДЖА	Актиниды
	ВВЭР	0,99	0,01	-	-
	РБМК	0,99	0,01	-	-
	БН	0,21	0,03	0,76	-
ЗА	ВВЭР	0,39	0,53	0,08	-
	РБМК	0,73	0,12	0,15	-
	БН	0,24	0,33	0,30	0,13

 

ИРГ- инертные радиоактивные газы

ДЖА - долгоживущие аэрозоли

 

(2.7) До аварии на Чернобыльской АЭС в апреле 1986 г. значительные выбросы радионуклидов происходили при двух авариях на реакторах: в Уиндскейле (Великобритания) в октябре 1957 г. и на Тримайл Айленде (США) в марте 1979 г. <*>

    --------------------------------

    <*> Авария на реакторе "Windscale-1" (Великобритания), 1957 г.

        [4].

        Промышленный реактор в Виндскейле для наработки плутония с

        графитовым замедлителем и воздушным охлаждением, введенный

        в эксплуатацию в 1951 г.,  представлял собой восьмигранный

        графитовый блок  высотой  15  м,  размещенный  в  бетонной

        полости. В каждом из 3444 горизонтальных топливных каналов

        реактора размешались по 21 топливной сборке со стержневыми

        твэлами  из  металлического  урана  с  оболочкой  из Li-AI

        сплава.

        10 октября  1957  г.  при  выполнении  программы планового

        отжига в 11 ч.  операторы обратили внимание на  10-кратное

        возрастание радиационного фона в здании реактора.  В 16 ч.

        30 мин.  визуально  при  осмотре  топливных  каналов  было

        установлено,  что  многие  топливные  элементы раскалились

        докрасна (1400 град.  С). и попытки их выгрузить оказались

        безуспешными из-за распухания и заклинивания в каналах. Не

        привели к успеху и попытки в  ночь  с  10  на  11  октября

        охладить активную зону с помощью СО2,  и только в 8 ч.  55

        мин.  11  октября  в  условиях  сознательного  риска  было

        применено  охлаждение водой,  в результате чего в 3 ч.  20

        мин. 12 октября реактор был приведен в холодное состояние.

        Хотя при аварии расплавления топлива не  произошло,  через

        вентиляционную трубу  в  окружающую  среду  было выброшено

                 16

        1,35 х 10 Бк радиоактивных газов и аэрозолей,  в том числе

             14   131           13   137           10    90

        6 х 10 Бк    I,   2 х 10   Бк   Cs и 7 х 10   Бк   Sr.

        В результате аварии коллективная доза облучения  населения

                          3

        составила 1,2 х 10 чел  Зв.  Индивидуальные дозы облучения

        щитовидной железы для взрослого населения  составили  5-20

        мЗв,  для  детей  -  10-60  мЗв.  Населению была проведена

        йодная профилактика, кроме того на территории площадью 520

        кв. км был введен запрет на употребление молока.

        Авария на блоке N 2 АЭС "Three Mile  Island"  (США),  1979

        г.[4]

        29 марта 1979  г.  на  блоке  N  2  АЭС  "Три-Майл-Айленд"

        (ТМА-2)  произошла  тяжелая  авария  с плавлением активной

        зоны и выходом большого  количества  продуктов  деления  в

        различные элементы оборудования, технологические помещения

        и под гермооболочку.

        Основой энергоблока  ТМА-2,  введенного  в  эксплуатацию в

        1978 г.  был реактор типа  PWR  мощностью  956  МВт  (эл).

        Активная  зона  диаметром 3,3 м и высотой 3,7 м собрана из

        311  тепловыделяющих  сборок  (ТВС),  каждая  из   которых

        содержала 208 твэлов. Активная зона в целом содержала 94 т

        UO2 и 35,5 т конструкционных материалов.

        Первоначально развитие     аварии     было     обусловлено

        техническими причинами,  приведшими  к  нарушению  условий

        теплосъема активной зоны. В дальнейшем неправильная оценка

        ситуации  операторами  привела   к   усугублению   условий

        развития  аварии,  плавлению  и  разрушению части активной

        зоны реактора.  В целом при аварии расплавилось  не  менее

        40% активной зоны.

        После аварии мощность  дозы  у  блочного  щита  управления

        составляла   240-320   Р/ч,   а  в  различных  местах  под

        герметичной оболочкой - в пределах от нескольких рентген в

        час  до  более  чем  1000  Р/ч.  Указанное  обстоятельство

        превратило дезактивацию блока в очень сложную проблему.

        Решающую роль в уменьшении возможных серьезных последствий

        для  населения  и  окружающей  среды  сыграло  наличие   и

        эффективная  работа  герметичной  оболочки.  Фактически  в

        окружающую  среду  вышло  всего  около  1%   радиоактивных

                                                         15  85

        инертных   газов,  в  том   числе  около 1,6 х 10  Бк  Kr.

                               131

        Активность выброшенного   I была оценена на  уровне  около

                11

        7,4 х 10 Бк. В районе аварии  наблюдалось  кратковременное

                              131

        повышение   содержания   I  в  молоке  -   максимально  до

                      5                        3

        (0,4 - 4) х 10  Бк/л при норме 3,7 х 10  Бк/л.  В  связи с

        этим были  введены  соответствующие  ограничительные меры.

        Следует отметить, что в начальный период аварии, возможные

        радиологические   последствия  были  переоценены  и  часть

        населения   из   прилегающих   районов    была    временно

        эвакуирована.   Однако   в   условиях  неясности  развития

        радиационной  обстановки  это  был  скорее   положительный

        момент,  свидетельствующий о надежности системы оповещения

        и высокой степени  организации  соответствующих  служб.  В

        соответствии  с  проведенными оценками,  коллективная доза

        облучения в 30-мильной зоне (80,5 км)  составила  33  чел.

        Зв,  при средней индивидуальной дозе 0,015 мЗв на все тело

        и максимальной дозе менее 1 мЗв.

        30 января  1990  г.  была завершена вся программа удаления

        радиоактивных обломков  и  топлива  общей  массой  135  т.

        Причем  эта  программа,  как  главная часть всей работы по

        ликвидации последствий стоимостью 1 млрд.  долларов,  была

        выполнена  с  незначительными коллективными (26 чел.  Зв и

        около 4 чел.Зв/год) и индивидуальными дозовыми  затратами.

        За все время ликвидации последствий аварии ни один человек

        не получил дозу более 0,04 Зв.

        Авария на Чернобыльской АЭС, 1986 г.

        26 апреля 1986 г в 1 ч 23 мин произошла крупнейшая за  всю

        историю  развития  атомной  энергетики авария на блоке N 4

        Чернобыльской  АЭС.  Авария   произошла   при   проведении

        программы  испытаний  выбега  турбогенератора  с нагрузкой

        собственных нужд.

        Многие исследователи приходят к мысли,  что причины аварии

        носят  комплексный  характер,  а  не   определены   только

        действиями    персонала.    По    опубликованным   данным,

        совокупность  факторов,  приведших  к   аварии,   выглядит

        следующим образом:

        - реактор работал на малом уровне мощности, был зашлакован

        и отравлен ксеноном;

        - температура теплоносителя на входе в активную зону  была

        близкой к температуре насыщения;

        - оперативный запас реактивности был очень  мал,  то  есть

        стержни в основном были выведены из активной зоны;

        - имелся значительный эффект вытеснения стержней.

        Неравномерность энерговыделения   в  активной  зоне,  темп

        роста паросодержания,  дополнительный  ввод  положительной

        реактивности    вследствие   нажатия   старшим   инженером

        управления реактором  кнопки  ручной  аварийной  остановки

        реактора   и  эффекта  вытеснителей  привело  к  локальной

        критичности и разгону реактора на мгновенных нейтронах.

        Развитие событий  между  47-й и 48-й секундой в 1 ч 23 мин

        предположительно было  следующим.  Избыточное  давление  в

        тепловых каналах обусловило ускоренное движение оставшейся

        части теплоносителя и гидравлический удар.  Гидравлический

        удар,   воздействие   расплавленного   топлива  и  высокое

        давление привели  к  разрушению  части  тепловых  каналов.

        Массовый  выход  из строя тепловых каналов с взрывоопасным

        накоплением  пара  в  реакторном  пространстве  привел   к

        катастрофическому    разрушению.    Тяжеловесная   верхняя

        конструкция,  составляющая  верхнюю   часть   герметичного

        реакторного  пространства,  была приподнята и наклонилась,

        разрушив большую  часть  тепловых  каналов  и  пароводяных

        коммуникаций  над  активной  зоной,  а также узлы стержней

        управления  защитой  реактора  (СУЗ).  В  1   ч   24   мин

        одновременно  с сильными ударами остановились стержни СУЗ,

        не дойдя до нижних концевиков. Это явилось следствием двух

        последовавших  один  за  другим  взрывов,  которые сорвали

        крышу со  здания  блока.  Выброшенные  материалы  горячего

        реактора упали на верхнюю часть здания и на территорию АЭС

        и  вызвали  пожары  в  30-ти  местах.  Воздух   проник   в

        реакторное пространство и вызвал загорание графита.

        В результате разогрева облако выброса поднялось на  высоту

        до 2 км.  Сложная, меняющаяся по времени метеорологическая

        обстановка  обусловила  движение  облака   над   западными

        районами СССР в направлении восточной и западной Европы, а

        в итоге - над всем северным полушарием.

        Медицинские последствия  аварии  на  Чернобыльской  АЭС  и

        трудности,  возникшие  при  решении  вопросов  организации

        широкомасштабных  санитарно  -  гигиенических  и лечебно -

        профилактических мероприятий подробно рассмотрены в [5]  и

        монографии Л.А.Ильина [6].

 

    В результате  аварии  на  ЧАЭС  суммарный  выброс   активности

                      18                             18

составил около 12 х 10  Бк,  включая  около  6-7 х 10  Бк инертных

радиоактивных газов.  В выбросах содержалось около  3-4%  топлива,

находящегося в реакторе на момент аварии, а также до 100% инертных

газов и 20-60% летучих радионуклидов. При этом активность основных

дозообразующих радионуклидов,  содержащихся в выбросе, составляла:

                           18                                18

йод-131:  около 1,3-1,8 х 10  Бк;  цезий-134:  около 0,05 х 10 Бк;

                             18

цезий-137: около  0,09  х  10  Бк.  [3]. <*>  Содержание в выбросе

основных  радионуклидов  при  аварии  на  ЧАЭС,  отнесенное  к  их

расчетному количеству в активной зоне на момент аварии,  приведено

в табл. 2.3

    --------------------------------

    <*> Эта оценка активности выброса превышает оценку,  сделанную

        в   1986   году  [7]  на  основе  суммирования  активности

        радиоактивных выпадений на территории СССР.

 

Таблица 2.2

 

Радионуклиды, вносящие существенный вклад в облучение

организма в целом и его отдельных органов

при аварии на АЭС [8]

 

┌───────────────────────────┬───────────────────────────┬──────────────────────────┐

│Радионуклиды, вносящие су- │Радионуклиды, вносящие     │Радионуклиды, вносящие су-│

│щественный вклад во внешнее│существенный вклад, в облу-│щественный вклад в облуче-│

│облучение всего тела       │чение щитовидной железы    │ние легких и всего тела   │

├───────────┬───────────────┼───────────┬───────────────┼────────────┬─────────────┤

│           │    Период     │           │    Период     │            │    Период   │

│Радионуклид│ полураспада,  │Радионуклид│  полураспада, │Радионуклид │ полураспада,│

│           │     сут       │           │     сут       │            │     сут     │

├───────────┼───────────────┼───────────┼───────────────┼────────────┼─────────────┤

│ 131       │               │   131     │               │   131      │             │

│    I      │   8,04        │      I    │   8,04        │      I     │   8,04      │

│ 132       │               │   132     │               │   132      │             │

│    Te     │   3,258       │      I    │   0,096       │      I     │   0,096     │

│ 133       │               │   133     │               │   133      │             │

│    Xe     │   5,24        │      I    │   0,867       │      I     │   0,867     │

│ 133       │               │   134     │               │   134      │             │

│    I      │   0,867       │      I    │   0,0365      │      I     │   0,0365    │

│ 135       │               │   135     │               │   135      │             │

│    Xe     │   0,378       │      I    │   0,275       │      I     │   0,275     │

│ 135       │               │   132     │               │   134      │             │

│    I      │   0,275       │      Te   │   3,258       │      Cs    │ 752,63      │

│ 134       │               │           │               │    88      │             │

│    Cs     │ 752,63        │           │               │      Kr    │   0,118     │

│  88       │               │           │               │   137      │             │

│    Kr     │   0,118       │           │               │      Cs    │10950        │

│ 137       │               │           │               │   106      │             │

│    Cs     │   10950       │           │               │      Ru    │ 368,2       │

│           │               │           │               │   132      │             │

│           │               │           │               │      Te    │   3,258     │

│           │               │           │               │   144      │             │

│           │               │           │               │      Ce    │ 284,3       │

└───────────┴───────────────┴───────────┴───────────────┴────────────┴─────────────┘

 

Таблица 2.3

 

Содержание в выбросе основных радионуклидов при аварии на ЧАЭС,

отнесенное к их расчетному количеству в активной зоне

на момент аварии [9, 10]

 

┌───────────┬──────────────────┬─────────────────────┬────────────────┐

│Радионуклид│Период полураспада│Количество в активной│  Содержание в  │

│           │                  │     зоне, РБк       │    выбросе, %  │

├───────────┼──────────────────┼─────────────────────┼────────────────┤

│ 85        │                  │                     │                │

│   Кг      │     10,72 сут    │         28          │около 100       │

│133        │                  │                     │                │

│   Хе      │      5,25 лет    │       6510          │около 100       │

│131        │                  │                     │                │

│   I       │      8,04 сут    │       3080          │       54       │

│132        │                  │                     │                │

│   Те      │      3,26 сут    │       4480          │        9,1     │

│137        │                  │                     │                │

│   Cs      │     30,0 лет     │        260          │       31,7     │

│134        │                  │                     │                │

│   Cs      │      2,06 лет    │        170          │       25,9     │

│ 89        │                  │                     │                │

│   Sr      │     50,5 сут     │       3960          │        2       │

│ 90        │                  │                     │                │

│   Sr      │     29,12 лет    │        230          │        3,5     │

│ 95        │                  │                     │                │

│  Zr       │     64,0 сут     │       5850          │        2,8     │

│103        │                  │                     │                │

│   Ru      │     39,3 сут     │       3770          │        4,5     │

│106        │                  │                     │                │

│   Ru      │    368 сут       │        860          │        3,5     │

│140        │                  │                     │                │

│   Ва      │     12,7 сут     │       6070          │        2,8     │

│141        │                  │                     │                │

│   Се      │     32,5 сут     │       5550          │        3,5     │

│144        │                  │                     │                │

│   Се      │    284 сут       │       3920          │        3,5     │

│239        │                  │                     │                │

│   Np      │      2,36 сут    │      58100          │        2,9     │

│238        │                  │                     │                │

│   Pu      │     87,74 лет    │          1,3        │        2,3     │

│239        │                  │                     │                │

│   Pu      │  24065 лет       │          0,95       │        3,2     │

│240        │                  │                     │                │

│   Pu      │   6537 лет       │          1,5        │        2,9     │

│241        │                  │                     │                │

│   Pu      │     14,4 лет     │        180          │        3,3     │

│242        │                  │                     │                │

│   Cm      │    163 сут       │         43          │        2,2     │

└───────────┴──────────────────┴─────────────────────┴────────────────┘

 

Аварии на хранилищах радиоактивных отходов

 

    (2.8) Наиболее опасными являются аварийные выбросы, приводящие

к радиоактивному  загрязнению  обширных  территорий  и  вызывающие

необходимость широкомасштабного вмешательства.  Подобный аварийный

выброс произошел в 1957 году на  комбинате  "Маяк",  в  результате

теплового взрыва  на  одном  из  хранилищ  высокоактивных  отходов

(табл. 2.4). <*> Радиационное воздействие на население  на  первом

этапе  аварии  было  обусловлено  внешним  излучением  от облака и

внутренним облучением от вдыхаемых  радионуклидов  из  облака;  на

втором   -   внешним  облучением  от  радиоактивных  выпадений  на

территории и внутренним облучением радионуклидами,  поступившими в

                                       90

организм с пищевым рационом, в основном  Sr.

    --------------------------------

    <*> - В сентябре 1957 г.  на НПО "Маяк" (г. Озерск Челябинской

        обл.)    произошла    радиационная   авария   с   выбросом

        радиоактивных веществ в окружающую среду [11]. Ее причиной

        явились  нарушения  в  системе охлаждения бетонной емкости

        объемом 300 куб. м. В результате саморазогрева и теплового

        взрыва  70-80 т высокоактивных отходов с активностью около

        2   млн.Ки   было   выброшено   и   рассеяно.    Осаждение

        радиоактивного   вещества   из  облака  взрыва  привело  к

        радиоактивному   загрязнению    территорий    Челябинской,

        Свердловской  и  Тюменской областей.  В границах плотности

                                    90

        загрязнения 0,1 Ки/кв. км по  Sr максимальная длина следа

        достигала 300 км при ширине 30-50 км;  В границах 2 Ки/кв.

        км - 105  км  при  ширине  следа  8-9  км.  Общая  площадь

        территории,   подвергшейся   радиоактивному   загрязнению,

        составила около 15 тыс. кв. км.

        Основными путями  облучения  населения   на   загрязненной

        территории  в  начальный  период  являлись внешнее гамма -

        облучение всего тела и внутреннее облучение от поступления

        радионуклидов  в  составе  пищевого рациона.  По истечении

        первых  1-1,5  лет  ведущим  стало  внутреннее   облучение

        скелета и красного костного мозга в результате поступления

                   90

        в организм   Sr.

        В качестве  экстренных   мер   защиты   были   предприняты

        отселение населения,     контроль     за     радиоактивным

        загрязнением продуктов питания  и  воды,  введение  режима

        ограничения доступа населения и хозяйственной деятельности

        на  загрязненной  территории.   Плановые   меры   включали

        дополнительную  эвакуацию,  дезактивацию части территории,

        реорганизацию сельского и лесного хозяйства.

        Население эвакуировали  из 23 населенных пунктов сельского

        типа,   размещенных    на    территории    с    плотностью

                                                          90

        радиоактивного  загрязнения свыше  2 Ки/кв.км  по   Sr.  В

        течение  первых  10  суток  было  выселено  600  чел.,   в

        последующие 1,5 года - около 10 тыс. чел.

 

Таблица 2.4

Радионуклидный состав аварийного выброса

на ПО "Маяк" в 1957 году [11]

 

┌───────────────┬────────────────────┬───────────────────────────┐

│Радионуклид    │Период полураспада  │  Вклад в активность смеси,│

│               │                    │             %             │

├───────────────┼────────────────────┼───────────────────────────┤

│   89          │                    │                           │

│     Sr        │      51 сут        │            следы          │

│   90     90   │                    │                           │

│     Sr +   Y  │      28,6 года     │             5,4           │

│   95     95   │                    │                           │

│     Zr +   Nb │      65 сут        │            24,9           │

│  106     106  │                    │                           │

│     Ru +   Rh │       1 год        │             3,7           │

│  137          │                    │                           │

│     Cs        │      30 лет        │             0,036         │

│  144     144  │                    │                           │

│     Се +    Рr│     284 сут        │            66             │

│  147          │                    │                           │

│     Pm        │       2,6 года     │            следы          │

│  155          │                    │                           │

│     Eu        │       5 лет        │            следы          │

│  239, 240     │                    │                           │

│          Pu   │                    │            следы          │

└───────────────┴────────────────────┴───────────────────────────┘

 

(2.9) Ситуация, характерная для поверхностного хранения жидких радиоактивных отходов, возникла в 1967 году на хранилище - озере Карачай, когда в результате ветрового подъема высохших иловых отложений оказалась значительно загрязнена прилегающая территория. <*>

    --------------------------------

    <*> -  В результате ветрового выноса высохших иловых отложений

        с обмелевшего открытого хранилища радиоактивных отходов  -

        озера  Карачай  весной  1967 г.  на прилегающую территорию

                                              13

        было выброшено    около   2,2   х   10   Бк   долгоживущих

                                                     137

        радионуклидов, из которых около 20% составлял   Cs и около

            90

        80%   Sr. След  загрязнения распространился на территории,

        где население было отселено после аварии 1957 г.,  т.е.  в

        основном   на  территорию,   так   называемого,  Восточно-

        Уральского следа [12].

 

(2.10) Аварийная ситуация при глубинном захоронении жидких радиоактивных отходов в подземные горизонты возможна при внезапном разрушении оголовка скважины, находящейся под давлением. Последствия такой аварийной ситуации проявляются, как правило, в загрязнении ограниченного участка территории в пределах санитарно-защитной зоны, а также в выходе парогазовой фазы и изливе жидких радиоактивных отходов.

В случае размыва и растворения пород пласта-коллектора агрессивными компонентами радиоактивных отходов, например, кислотами, увеличивается пористость пород, что может приводить к утечке газообразных радиоактивных отходов. В этом случае переоблучению, как правило, может подвергаться персонал хранилища.

 

Аварии на радиохимическом производстве

 

    (2.11) Радионуклидный  состав  и  величина  аварийного выброса

(сброса)  существенно  зависят  от  технологического  процесса   и

участка   радиохимического  производства. <*> Основной   вклад   в

формирование  радиоактивного  загрязнения  местности,   в   случае

радиационной  аварии на радиохимическом производстве могут вносить

           90      103    106    134   137    238    239    240

изотопы      Sr,      Ru,    Ru,    Cs,   Cs,    Pu,    Pu,    Pu,

241   241    244

  Pu,    Am,     Cm.

    --------------------------------

    <*> В  12  час.  58 мин.  6 апреля 1993 г.  на радиохимическом

        заводе Сибирского химического  комбината  (СХК)  произошло

        разрушение    технологического    аппарата,   в    котором

        проводились   технологические   операции   по   подготовке

        уранового раствора к экстракции, с залповым выбросом части

        активности в окружающую среду.

        Разрушение аппарата   произошло   в   связи   с  процессом

        разложения   органической   части   фазы   раствора    при

        взаимодействии   с   концентрированной  азотной  кислотой.

        Разрушение  аппарата  сопровождалось  взрывом  парогазовой

        смеси,  выброшенной  в  аппаратный зал.  Следствием взрыва

        было разрушение части стен и остекления в аппаратном зале.

                                     239              -3

        Выброс 31 Тбк  (в  том  числе   Pu -  6,3 х 10   ТБк)    в

        окружающую среду  произошел  через  проломы  стен и кровли

        здания,  а так же через  штатную  вентиляционную  систему.

        Выброс  формировался  при  устойчивом юго - западном ветре

        190 градусов и скоростью  9-12  м/с.  Выпадения  по  следу

        сформировали     неравномерный,     пятнистый     характер

        загрязнения.  Размеры следа  по  мощности  дозы  60  мкр/ч

        составили:  длина 15 км,  ширина 3 км, по мощности дозы 15

        мкр/ч соответственно 22 и 6 км.

 

(2.12) Многообразие химических форм, в которых радиоактивные продукты могут попадать в окружающую среду, и наличие в выбросе высокотоксичных соединений требует дифференцированного подхода к оценке последствий аварии на радиохимическом производстве, даже если по величине радиоактивного выброса авария не рассматривается, как тяжелая.

(2.13) В производстве гексафторидов металлов и при получении изотопов с помощью разделительных технологий возможны аварийные выбросы в воздух производственных помещений, а при крупных авариях - и в атмосферу. В случае выброса гексафторида урана он быстро гидролизуется с образованием аэрозолей. При этом основную опасность представляет фтористый водород, являющийся высокотоксичным продуктом. В этом случае характер поражения будет определяться действием фтора, поступающего в организм перкутантным и ингаляционным путями.

 

Аварии с радионуклидными источниками

 

(2.14) В промышленности, газо- и нефтедобыче, строительстве, в исследовательских и медицинских учреждениях эксплуатируется значительное количество различных радионуклидных источников (РНИ). Аварии с РНИ могут происходить без их разгерметизации и с разгерметизацией. Характер радиационного воздействия определяется видом РНИ, пространственными и временными условиями облучения. При аварии с ампулированным источником характерным является переоблучение ограниченного числа лиц, имевших непосредственный контакт с РНИ, с преобладающей клиникой общего неравномерного облучения и местного (локального) радиационного поражения отдельных органов и тканей. В случае разгерметизации РНИ возможно радиоактивное загрязнение значительной территории (Гойяния, Бразилия, 1987 г.) <*>

    --------------------------------

    <*> В  июне  1987  г.  в   результате   разрушения      защиты

                                                             137

        высокоактивного радионуклидного источника, содержащего Cs,

        в г.  Гояния (Бразилия) у 17  человек  возникли  различные

        проявления   острой   лучевой  болезни  (ОЛБ)  и  местного

        облучения [13].

        Всего за 1,5 мес.  было обследовано 250 человек,  у 55  из

        них   методами   физической   дозиметрии  были  обнаружены

        признаки   контакта   с   радионуклидом   -   в   основном

        контаминация кожи. Из этой группы с подозрением на лучевую

        болезнь было госпитализировано 26 человек,  в дальнейшем у

        6 из них диагноз ОЛБ был отвергнут.  Больные с поражениями

        наибольшей степени тяжести (сначала 10,  а  затем  еще  4)

        были  переведены  для лечения в  Военно-морской  госпиталь

        Марсилио Диас в Рио-де-Жанейро.

        Пострадавшие подверглись      внешнему      неравномерному

        облучению,  загрязнению кожи с  возможностью  инкорпорации

        радионуклида.  В центре города образовалось 7 относительно

        больших зон радиоактивного загрязнения и до 50 мелких. Так

        в  доме у одного из пострадавших было обнаружено около 500

        мКи радионуклида.

        Общая активность  по  обнаруженным  частям  первоначальной

        массы    (паспортные    данные    отсутствуют)     оценена

        приблизительно в 1370 Ки.

        Медицинская помощь   пострадавшим   организовывалась    по

        общепринятым   в   настоящее   время  в  мировой  практике

        правилам.  Оба  госпиталя  (в  Гояния и  в Рио-де-Жанейро)

        общего  типа были приспособлены для размещения пациентов с

        сочетанным радиационным поражением  (покрытие  пола,  стен

        пластиковыми  пленками).  Кожу  пациентов  обрабатывали  в

        палатах.     Противорадиационная     защита      персонала

        осуществлялась   с   первого   дня   поступления   больных

        (переодевание,  использование   пластиковой   и   бумажной

        спецодежды).

        Для уменьшения вторичного всасывания  цезия  из  кишечника

        все   пациенты   с  первого  дня  госпитализации  получали

        "Радиоградас" (фирма Хейл,  Западный  Берлин)  -  препарат

        типа берлинской лазури,  переводящий цезий в нерастворимое

        соединение.  При заметном  увеличении  выделения  цезия  с

        калом,  препарат  не  влиял  на  его метаболизм в основных

        тканях депонирования и,  соответственно,  крови.  В  целях

        усиления  экскреции  с  мочой  больные получали мочегонные

        препараты.  Дальнейший  анализ  и  оценки  показали,   что

        внутреннее   облучение   составило   не  более  15-30%  от

        величины, оцененной кариологически (кроме одной пациентки,

        у которой оно составило около 50%).

        Следовательно, уровни  внутреннего  облучения   не   могли

        обусловить    развитие    непосредственных   биологических

        эффектов и практически все ранние проявления  определялись

        неравномерным внешним общим облучением.

        В основу прогноза картины ОЛБ  были  положены  клинические

        методы.  Для оценки были использованы проявления первичной

        реакции,    немногочисленные    данные    гематологических

        исследований  в  первой  декаде болезни и цитогенетические

        исследования культуры лимфоцитов периферической крови.  Из

        симптомов  первичной  реакции  следует  отметить появление

        тошноты и рвоты,  которые наблюдались у 10 из 14  человек.

        Были   предположены   возможность   отсроченного  развития

        симптома, а также несоответствие его интенсивности таковой

        при однократном облучении. Ретроспективный анализ показал,

        что рвота возникала в сроки 3-6 ч при  тяжелой  ОЛБ  и  до

        8-12 ч - при ОЛБ средней тяжести.

        Анализ гематологических данных позволил предположить,  что

        ни  у  одного  пострадавшего доза облучения не превышала 6

        Гр,  то есть ни в одном  случае  не  должно  быть  крайней

        тяжести  костномозгового  синдрома  (КМС)  ОЛБ.  Этим была

        отвергнута  идея  подготовки  к  трансплантации   костного

        мозга.  По изменению числа нейтрофильных гранулоцитов была

        произведена группировка больных по тяжести ОЛБ. Эти данные

        хорошо   коррелировали   с   результатами  кариологических

        исследований. В результате оценок было сделано заключение,

        что  у  5  человек  развилась  ОЛБ тяжелой степени,  у 3 -

        средней степени и у остальных  9  -  с,  возможно,  легким

        поражением кроветворения.

 

(2.15) Особенностью аварии, связанной с утратой РНИ, является возможность несвоевременного установления факта аварии. Часто подобные аварии носят "скрытый" характер и, к сожалению, устанавливаются после регистрации радиационного поражения у лиц, имевших контакт с РНИ.

 

Аварии с ядерными боеприпасами

 

    (2.16) В    случае    диспергирования   делящегося   материала

(механическое или взрывное разрушение,  пожар)  основным  фактором

                                                  239     241

радиационного   воздействия   являются   изотопы     Pu и    Am  с

преобладанием внутреннего облучения за счет ингаляции.  При пожаре

также возможен сценарий,  когда основным поражающим фактором будет

выделение  окиси  трития.  В  случае   аварии   с   дополнительным

энерговыделением   за  счет  реакции  деления  будет  иметь  место

воздействие дополнительных радиационных факторов,  характерных для

продуктов деления. <*>

    --------------------------------

    <*> 17    января  1966  года [20]  при дозаправке  в воздушном

        пространстве  вблизи  юго-восточного   побережья   Испании

        потерпел  аварию  американский   бомбардировщик   В-52   с

        четырьмя   ядерными   боеприпасами.   Три   ЯБП  упали  на

        поверхность земли;  причем у  двух  из  них  в  результате

        сильной  детонации  произошел  взрыв  обычного взрывчатого

        вещества, приведший к диспергированию делящегося материала

        239

           Pu.  Эпицентр  одного  взрыва   находился   в  пределах

        населенного пункта Паломарес  (численность  жителей  ~=  2

        тыс. человек), а другого в ~= 2 км к юго - западу от него.

        Площадь загрязненной территории составила  более  2,5  кв.

        км,  в том числе по изолинии 14 кБк/кв.  м - 2 кв. км и по

        изолинии 1,2 МБк/кв.  м  -  0,022  кв.км.  При  ликвидации

        последствий аварии были проведены следующие мероприятия:

        - удаления  слоя  почвы  и  растительности на территории с

        загрязнением более 1,2 МБк/кв. м;

        - обильное  орошение  и  заглубление  поверхностного  слоя

        почвы на глубину до 30 см на территории с загрязнением  14

        кБк/кв. м - 1,2 МБк/кв. м;

        - регулярное орошение территории с загрязнением  менее  14

        кБк/кв. м;             239

        - определение содержания Pu в легких жителей Паломареса на

        установках СИЧ непосредственно после аварии;

                            239

        - контроль содержания  Pu в воздухе  на  территории  жилой

        зоны Паломареса и его ареала.

                  239

        Содержание   Pu в легких  критических  групп  населения не

        превысило 600 Бк.

                                     239

        Средние значения концентрации   Pu в воздухе  за  период с

        1966  по 1980 г.  составили 5,5 мкБк/ куб.  м в жилой зоне

        (максимальное среднегодовое значение 28,1  мкБк/куб.  м  в

        1980  г.)  и  52  мкБк/куб.  м в ареале населенного пункта

        (максимальное среднегодовое значение  442  мкБк/куб.  м  в

        1967 г.) Оцененное значение средней ожидаемой  эффективной

                           239

        дозы от поступления   Pu за этот период равно  54 мкЗв,  а

        для критической группы 523 мкЗв.

 

Аварии на космических аппаратах

 

(2.17) На космических аппаратах потенциальная радиационная опасность обусловлена наличием на их борту:

- радиоактивных изотопов в генераторах электрической и тепловой энергии, в различных контрольно-измерительных приборах и системах;

- ядерных бортовых электроэнергетических установок;

- ядерных установок в качестве двигательных систем (ЯРД).

(2.18) Радиационные аварии возможны на различных этапах: при

транспортировке ЯЭУ до установки в аппарат, предпусковом периоде, выведении на орбиту, неконтролируемом участке траектории, конечной стадии вывода на орбиту, возвращении в атмосферу.

(2.19) Наибольшая опасность связана с выходом реактора в надкритичное состояние.

Прогнозируемая плотность радиоактивного загрязнения в случае полетной аварии ЯЭУ средней мощности на космическом аппарате оценивается в широком диапазоне: при аварии на высоте около 40 км она может составить от 3,7 до 370 кБк/кв. м, в зависимости от размера аэрозольных частиц [14, 15].

 

Аварии при перевозке радиоактивных материалов

 

    (2.20) Радиационными    грузами   являются   такие,   удельная

активность которых превышает 74  кБк/кг  [16].  К  ним  относятся:

радиоактивное сырье (руды урана, тория и их концентраты); исходное

                            233   232    235   238    239   241

ядерное топливо,  содержащее   U,    Th,    U,    Pu,    Pu,   Pu;

отработанное ядерное топливо,  содержащее кроме указанных изотопов

большое количество    продуктов   деления;   грузы   с   изотопной

продукцией; радиоактивные  отходы.  При  перевозке   радиоактивные

вещества помещают    в    специальные   транспортные   упаковочные

комплекты,  которые транспортируются специальными автомобилями или

железнодорожным транспортом.

Транспортирование радиоактивных материалов регламентируется нормативно-правовыми документами безопасной транспортировки наземным транспортом [17-19].

(2.21) По степени тяжести последствий различают следующие основные типы транспортных радиационных аварий:

- авария, при которой упаковочный комплект не получил видимых повреждений, или имеет незначительные повреждения, связанные с нарушением креплений;

- авария, при которой упаковочный комплект получил значительные механические повреждения или попал в очаг пожара, но выход радиоактивных веществ не превышает пределов, установленных нормативными документами;

- авария, при которой упаковки полностью разрушены механическим, тепловым или иным воздействием и выход радиоактивных веществ превышает регламентированные пределы и неконтролируем.

 

Аварии на судовых ядерно-энергетических установках

 

(2.22) Различают радиационные аварии с судовыми ядерно-энергетическими установками:

- на атомных подводных лодках (АПЛ);

- на надводных кораблях (судах);

- на объектах базирования, ремонта и демонтажа ЯЭУ.

(2.23) Особенностями, определяющими специфику аварии на АПЛ, являются:

- замкнутость объема корабля;

- автономность лодки без ограничения района плавания;

- возникающая опасность жизнеспособности корабля;

- необходимость в большинстве случаев немедленного устранения последствий и причин аварии в условиях радиоактивного загрязнения;

- возможность наличия на борту ядерного оружия.

(2.24) Факторами радиационной опасности в случае аварии на АПЛ являются инертные радиоактивные газы, радиоактивные продукты деления, наведенная радиоактивность в материалах теплоносителя 1-го контура реактора и конструкционных материалах.

Названные факторы приводят к внешнему гамма-облучению, ингаляционному поступлению в организм гамма- и бета-активных радионуклидов, контактному облучению кожных покровов и слизистых, местным комбинированным (радиационным и термическим) повреждениям органов и тканей.

(2.25) Радиационные аварии на надводных кораблях (судах) с ЯЭУ имеют не столь тяжелую прогнозную оценку ее последствий. Условия для проведения ремонтных работ и дублирующие энергетические установки позволяют не так жестко учитывать фактор времени.

(2.26) Возможные радиационные аварии на объектах базирования, ремонта и демонтажа ЯЭУ должны быть выделены в отдельную группу и рассматриваться в большинстве случаев (за исключением объектов оперативного базирования) как аварии на промышленных предприятиях.

(2.27) Радиационные аварии на объектах оперативного базирования АПЛ и кораблей ВМФ с ЯЭУ имеют те же особенности, что и изложенные выше, однако в этом случае поддержка береговых технических и медицинских служб вводит действия по преодолению последствий аварии в русло регламентированных мероприятий.

 

2.2. Классы радиационных аварий

 

(2.28) При классификации масштаба радиационной аварии рассматриваются: исходные события и пути развития аварии, влияющие на количество радиоактивных веществ, выделившихся за пределы оборудования, внутри которого они находятся в период нормальной работы объекта; пути и границы их дальнейшего распространения.

(2.29) По границам распространения радиоактивных веществ и по возможным последствиям аварии подразделяются на локальные, местные и общие.

Локальная авария - это нарушение в работе, при котором произошел выход радиоактивных продуктов или ионизирующего излучения за предусмотренные границы оборудования, технологических систем, зданий и сооружений в количествах, превышающих регламентированные для нормальной эксплуатации значения, и при котором возможно облучение персонала, находящегося в данном здании или сооружении в дозах, превышающих допустимые.

Местная авария - это нарушение в работе, при котором произошел выход радиоактивных продуктов в пределах санитарно-защитной зоны (СЗЗ) в количествах, превышающих регламентированные для нормальной эксплуатации значения, и при котором возможно облучение персонала в дозах, превышающих допустимые.

Общая авария - это нарушение в работе, при котором произошел выход радиоактивных продуктов за границу СЗЗ в количествах, превышающих регламентированные для нормальной эксплуатации значения, и при котором возможно облучение населения и загрязнение окружающей среды в дозах выше установленных.

(2.30) МАГАТЭ в 1990г. была разработана и рекомендована универсальная шкала оценки тяжести и опасности аварий на АЭС (INES). Классифицируемые шкалой события относятся только к ядерной или радиационной безопасности. Шкала разделена на две части: нижняя охватывает уровни 1-3 и относится к инцидентам, а верхняя часть из четырех уровней (4-7) соответствует авариям. События, не являющиеся важными с точки зрения безопасности, интерпретируются как события нулевого уровня (табл. 2.5). Шкала является приблизительно логарифмической. Так, ожидается, что число событий должно примерно в 10 раз уменьшаться для каждого более высокого уровня.

 

Таблица 2.5

 

 

Шкала МАГАТЭ оценки тяжести и опасности аварий на АЭС

 

Уровень аварии	Наименование	Критерий
7	Глобальная авария	Большой выброс;                                    значительный ущерб   здоровью  людей  и  окружающей среде
6	Тяжелая авария	Значительный выброс;                               полная реализация  планов  мероприятий  по   защите персонала и населения на ограниченной территории;  значительное повреждение активной зоны
5	Авария с риском для   окружающей среды	Ограниченный выброс;  частичная  реализация  планов мероприятий по  защите  персонала  и  населения  на ограниченной территории
4	Авария в пределах АЭС	Небольшой выброс;     облучение     населения     в установленных пределах дозы;  частичное повреждение активной зоны; существенное воздействие на здоровье персонала
3	Серьезное происшествие	Небольшой выброс;    облучение    населения    ниже установленных  пределов дозы;  большое загрязнение; переоблучение персонала
2	Происшествие средней  тяжести	Событие с    потенциальными    последствиями    для безопасности
1	Незначительное        происшествие	Отклонение от  разрешенных  границ функционирования реактора
0	Ниже шкалы	Не влияет на безопасность

 

 

2.3. Фазы радиационных аварий. Пути и факторы

радиационного воздействия

 

(2.31) При решении вопросов организации медицинской

помощи населению в условиях крупномасштабной радиационной аварии необходим анализ путей и факторов радиационного воздействия в различные временные периоды развития аварийной ситуации. С этой целью рассматривают три временные фазы:

раннюю, промежуточную и позднюю (восстановительную).

 

Ранняя фаза

 

(2.32) Ранней фазой является период, продолжающийся от начала аварии до момента прекращения выброса радиоактивных веществ в атмосферу и окончания формирования радиоактивного следа на местности.

(2.33) Продолжительность этой фазы в зависимости от характера и масштаба аварии может длиться от нескольких часов до нескольких суток. В некоторых случаях раннюю фазу целесообразно подразделять на период до начала выброса (но когда уже признана потенциальная возможность облучения за пределами площадки) и период, в который происходит большая часть выброса.

(2.34) На ранней фазе доза внешнего облучения формируется, в основном, за счет гамма- и бета-излучения радиоактивных веществ, содержащихся в радиоактивном облаке. Возможно также контактное облучение за счет излучения радионуклидов, осевших на кожу и слизистые. Внутреннее облучение обусловлено ингаляционным поступлением радиоактивных продуктов из облака в организм человека.

Во время этой фазы могут оказаться доступными измерения мощности дозы в СЗЗ и концентрации некоторых радионуклидов в атмосферном воздухе. Вследствие изменений мощности и продолжительности выброса, направления ветра и наличия других параметров, эти измерения имеют ограниченную ценность для расчета прогнозируемых доз. В то же время результаты этих измерений могут лечь в основу принятия решений по экстренным мерам радиационной защиты.

 

Промежуточная фаза

 

(2.35) Промежуточная фаза аварии начинается от завершения формирования радиоактивного следа и продолжается до принятия всех основных необходимых мер защиты населения, проведения необходимого объема санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий. В зависимости от характера и масштаба аварии длительность промежуточной фазы может быть от нескольких дней до года после возникновения аварии.

(2.36) В промежуточной фазе прямое облучение от облака выброса отсутствует. В промежуточной фазе источником внешнего облучения являются радиоактивные вещества, осевшие из облака на поверхность земли, зданий, сооружений и т.п., и сформировавшие радиоактивный след. Внутрь организма радиоактивные вещества поступают, в основном, пероральным путем при употреблении загрязненных продуктов и воды и вдыханием загрязненных мелкодисперсных частиц почвы, пыльцы растений и т.п., поднятых в воздух в результате вторичного ветрового переноса.

 

Поздняя фаза

 

(2.37) Поздняя (восстановительная) фаза может продолжаться многие годы после аварии, в зависимости от характера и масштабов радиоактивного загрязнения. Во время этой фазы данные, полученные на основании мониторинга окружающей среды, могут быть использованы для принятия решений о возвращении к нормальным жизненным условиям путем одновременной или последовательной отмены различных защитных мер, предпринятых во время первых двух фаз аварии. В других случаях в течение долгого времени могут потребоваться определенные ограничения (например ограничения, распространяющиеся на сельскохозяйственную продукцию, использование отдельных площадей или зданий и потребление некоторых пищевых продуктов из районов, подвергшихся воздействию выброса). Фаза заканчивается одновременно с отменой всех ограничений на жизнедеятельность населения загрязненной территории и переходом к обычному санитарно-дозиметрическому контролю радиационной обстановки, характерной для условий "контролируемого облучения". На поздней фазе источник внешнего и внутреннего облучения тот же, что и на промежуточной фазе.

 

Список литературы к главе 2

 

1. Атомные станции России в 1998 г. Концерн "Россэнергоатом", М., 1998.

2. Ильин Л.А., Павловский О.А. Экспресс-методика определения радиационных последствий аварийных ситуаций на атомных станциях. В сб. Методические принципы и рекомендации для расчета доз внешнего и внутреннего облучения населения, проживающего на территории, подвергшейся радиационному воздействию в результате аварии на ЧАЭС. М.,1991, с.9-26.

3. МАГАТЭ Бюллетень. Том 38, N 3, 1996, Вена, Австрия.

4. Аварии и инциденты на атомных электростанциях. Обнинск, 1992.

5. Международный Чернобыльский проект. Полный отчет. МАГАТЭ, Вена, 1992г.

6. Ильин Л.А. Реалии и мифы Чернобыля. М.,1996.

7. IAEA. Summary Report on the Post-Accident Review Meeting on the Chernobyl Accident, Safety Series, N 75-INSAG-l, IAEA, Vienna, 1986.

8. Серия изданий по безопасности, N 55. Планирование защитных мер за пределами площадки в случае радиационных аварий на ядерных установках. МАГАТЭ. Вена, 1981 STI/PUB/580, ISBN 92-0-923281-Х

9. A.R.Sich, A.A.Borovoi and N.C.Rasmussen The Chernobyl accident revisited: source term analysis and reconstruction of events during the active phase. MITNE-306 (1994)

10. Yu.P. Buzulukov, Yu.L. Dobrynin Release of radionuclides during the Chernobyl accident p. 3-31 in: The Chernobyl Papers. Doses to the Soviet Population and Early Health Effects Studies. Vol.1, Washington 1993.

11. Никипелов Б.В. Романов Г.Н., Булдаков Л.А., Бабаев Н.С., Холина Ю.Б., Микерин Е.И. Радиационная авария на Южном Урале в 1957 г. ж. Атомная энергия, т. 67, вып. 2, август 1989, с 74-80

12. Булдаков Л.А. Служба здравоохранения в период критических радиационных инцидентов. Доклад на международной конференции: "Служба медицины катастроф: состояние, организация, итоги деятельности, перспективы развития." М., 1997.

13. The radiological Accident in Goiania, JAEA, Vienna, 1988.

14. Научно-технический сборник "РК техника", серия IY, выпуск 17, ГОНТИ, 1973.

15. Ядерные энергетические установки космического базирования. ЦНИИатоминформ, М., 1989.

16. Фрейман Э.С., Щупановский В.Д., Калошин В.М. Основы безопасности перевозки радиоактивных веществ. - 2-е изд., перераб. и доп.- М.: Энергоатомиздат. 1986. - 176с.

17. Правила безопасности при транспортировании радиоактивных веществ, ПБТРВ-73. М., Атомиздат, 1973.

18. Руководство по ликвидации последствий аварий со специальными грузами при транспортировании железнодорожным транспортом (РЛА-84), Минатомпром,1984.

19. Правила безопасной перевозки радиоактивных веществ. МАГАТЭ, Вена, 1973.

20. Medical management or red accidents. Editors: Fred A. Mettler, Yr. Charles A. Kelsey, Robert C. Ricks. CRC Press Inc. Boca Ration Florida 1990.

 

3. РАДИОБИОЛОГИЧЕСКИЕ ЭФФЕКТЫ

 

(3.1) Согласно современным представлениям и международным рекомендациям [1, 2] радиобиологические эффекты подразделяют на детерминированные (ранее [3] они назывались нестохастическими) и стохастические. Соматические эффекты (стохастические и детерминированные) развиваются непосредственно у самого облученного лица; наследуемые эффекты проявляются у потомства облученных лиц.

(3.2) Аварийное планирование основывается на принципе установления уровней доз, ниже которых исключается возникновение детерминированных эффектов и достигается максимально возможное, с учетом социальных и экономических факторов, уменьшение отдаленных стохастических последствий у населения, оказавшегося в аварийной зоне. Именно в этом аспекте будут рассмотрены ниже эффекты, вызываемые воздействием ионизирующих излучений на организм. Основополагающим постулатом в области защиты населения при радиационных авариях является принцип обеспечения исключения детерминированных эффектов и максимальное снижение выхода стохастических эффектов. На этом построена вся философия радиационной защиты.

 

Детерминированные (нестохастические) эффекты

 

(3.3) В процессе взаимодействия ионизирующих излучений с биообъектами образующиеся ионы вызывают изменения атомов и молекул, что приводит к повреждению клеток. Если повреждение произошло, но полностью не устранено в результате восстановительных (репаративных) процессов, оно может либо воспрепятствовать выживанию или воспроизводству клетки, либо дать в результате жизнеспособную, но измененную клетку. Эти два исхода облучения клетки имеют существенно разное значение для организма в целом.

(3.4) Гибель части клеток не влияет на нормальное функционирование большинства органов и тканей. Если же число потерянных клеток достаточно велико, то может быть нанесено заметное повреждение, приводящее к частичной или полной утрате функции ткани. Вероятность нанесения такого повреждения для организма в целом практически равна нулю при малых дозах, но выше некоторого уровня дозы (порога) будет круто возрастать до единицы (100%). Выше такого порога с дальнейшим увеличением дозы тяжесть поражения будет увеличиваться. Биологические эффекты данного типа называют детерминированными [1, 2].

(3.5) Таким образом, под детерминированными понимают такие последствия воздействия ионизирующего излучения на человека, которые проявляются только после облучения в дозе, больше пороговой. Вероятность появления и тяжесть такого эффекта быстро возрастают с дальнейшим накоплением дозы, достигая предельно больших значений.

(3.6) Органы и ткани различают по чувствительности к ионизирующему излучению [4]. Одними из наиболее радиочувствительных тканей являются яичники, семенники, костный мозг и хрусталики глаз. Пороговые дозы для детерминированных эффектов в этих тканях составляют не менее 0,15 Зв за одно кратковременное облучение. Порог мощности дозы при сильно фракционированном, при протяженном облучениях в течение многих лет для детерминированных эффектов в этих тканях превышает 0,1 Зв/год (табл. 3.1) [2].

 

Таблица 3.1

 

Порог детерминированных эффектов у взрослых людей для

наиболее радиочувствительных тканей [2]

 

┌───────────────────────┬─────────────────────────────────────┐

│     Ткань и эффект    │                Порог                │

│                       ├─────────────────┬───────────────────┤

│                       │ Доза одного     │ Мощность дозы     │

│                       │ кратковременного│ ежегодного        │

│                       │ облучения,Зв    │ фракционированного│

│                       │                 │ или протяженного  │

│                       │                 │ облучения, Зв/год │

│───────────────────────┼─────────────────┼───────────────────┤

│Семенники              │                 │                   │

│Временная стерильность │ 0.15            │         0.4       │

│Постоянная стерильность│ 3.5-6.0         │         2.0       │

├───────────────────────┼─────────────────┼───────────────────┤

│Яичники                │                 │                   │

│Стерильность           │ 2.5 - 6.0       │         >0.2      │

├───────────────────────┼─────────────────┼───────────────────┤

│Хрусталики             │                 │                   │

│Обнаруживаемые         │                 │                   │

│Помутнения             │ 0.5 - 2.0       │         >0.1      │

│Нарушение зрения       │                 │                   │

│(катаракта)            │ 5.0             │         >0.15     │

├───────────────────────┼─────────────────┼───────────────────┤

│Красный костный мозг   │                 │                   │

│Угнетение кроветворения│ 0.5             │         >0.4      │

└───────────────────────┴─────────────────┴───────────────────┘

 

(3.7) В качестве примера специфического детерминированного эффекта можно отметить, что для кожи порог эритемы и сухого шелушения - симптомов, появляющихся спустя примерно 3 недели после облучения, составляет 3-5 Гр. Влажное шелушение возникает после 20 Гр. При этом пузыри появляются примерно спустя 4 недели после облучения. Гибель клеток в эпидермальном и дермальном слоях, приводящая к некрозу тканей, наступает после локального облучения участка кожи в дозе около 50 Гр.

(3.8) Острое облучение в некоторых ситуациях может быть настолько тяжелым, что приводит к смертельному исходу в результате практически полного клеточного истощения одного или нескольких жизненно важных органов.

(3.9) Опыт аварийного и терапевтического облучения показывает, что ни один из облученных не погибнет после радиационного воздействия на все тело в дозе менее 1 Гр. По мере увеличения дозы погибает больше облученных, пока, наконец, с дальнейшим увеличением дозы не погибнут все.

(3.10) Одной из основных характеристик для прогноза медицинских последствий от облучения является величина дозы, при которой из облученной группы людей за 60 суток (время развития и реализации острой лучевой болезни) без специализированной медицинской помощи погибнет 50% (ЛД 50/60). Для здорового взрослого человека эта величина после острого равномерного облучения оценивается в диапазоне от 3 до 5 Гр (доза по средней линии тела, которая аппроксимирует дозу на красный костный мозг для гамма-излучения с энергией 1 МэВ). Причиной смерти при этом служит нарушение функции красного костного мозга, связанное с гибелью его стволовых клеток (так называемая костномозговая форма ОЛБ).

(3.11) При дозах, превышающих 5 Гр, возникают новые эффекты, включая тяжелое поражение желудочно-кишечного тракта (ЖКТ) и прежде всего стволовых клеток крипт кишечного эпителия и эндотелия капилляров, что в сочетании с повреждением красного костного мозга приводит к летальному исходу в течение месяца.

(3.12) После облучения в дозе 10 Гр развивается острый воспалительный процесс в легких, приводящий к смерти. Этот процесс существенен при избирательном облучении легких, так как при общем облучении организма гибель наступит раньше от кишечного синдрома.

(3.13) После облучения в дозе больше 10 Гр проявляется действие на нервную и сердечно-сосудистую системы и гибель может наступить через несколько суток от шока.

(3.14) Примерные значения доз, вызывающих смерть через различное время, приведены в табл. 3.2. Они относятся к дозам высокоэнергетического гамма-нейтронного излучения за короткий период времени (до нескольких минут). Если доза формируется в течении нескольких часов или дольше, то для появления этих эффектов потребуется большая доза на все тело [5].

 

Таблица 3.2

 

Диапазон доз, связанных с отдельными

радиационно-индуцированными синдромами и смертью людей,

подвергшихся острому воздействию высокоэнергетического

гамма-нейтронного излучения равномерно по всему телу [2]

 

┌───────────┬────────────────────────────────────┬────────────┐

│Поглощенная│        Основной эффект,            │Время смерти│

│  доза на  │       приводящий к смерти          │   после    │

│ все тело, │                                    │ облучения, │

│    Гр 1   │                                    │    сут.    │

├───────────┼────────────────────────────────────┼────────────│

│  3-5      │Повреждение костного мозга          │            │

│           │(смерть 50% облученных за 60 суток) │   30-60    │

├───────────┼────────────────────────────────────┼────────────┤

│  5-15     │Повреждение желудочно-кишечного     │            │

│           │тракта и легких                     │   10-20    │

├───────────┼────────────────────────────────────┼────────────┤

│  > 15     │Повреждение центральной нервной     │            │

│           │системы                             │    1-5     │

└───────────┴────────────────────────────────────┴────────────┘

 

(3.15) Некоторые детерминированные эффекты после облучения происходят в результате такого нарушения функции ткани или органа, причиной которого является не только гибель клеток [2]. Дисфункция может возникнуть в результате влияния поражения одного из облученных органов на функции других органов и тканей (например, нарушение функций гипофиза после его облучения, приводящее к гормональным дисфункциям в других эндокринных железах). Общим свойством для этих проявлений является обратимость преходящих эффектов. Примерами таких функциональных изменений являются снижение секреции слюнных и эндокринных желез, изменение электроэнцефалографических ритмов или ретинограммы, сосудистые реакции типа ранней эритемы кожи или подкожного отека, подавление иммунной системы. Эти функциональные эффекты могут иметь клинически важные последствия.

(3.16) В случае аварии ядерного реактора основными органами, в которых могут проявиться детерминированные эффекты облучения, являются костный мозг, легкие, щитовидная железа и кожа.

 

Стохастические эффекты

 

(3.17) Стохастические эффекты могут возникать в результате специфических изменений в нормальных клетках после воздействия ионизирующего излучения, не приводящих к их гибели или способности к воспроизводству (вместе с полученными повреждениями). Принимается, что вероятность такого события в клетках после облучения в малых дозах невелика и что вероятность такого изменения, возникающего в популяции клеток ткани, пропорциональна дозе [2].

(3.18) Согласно последним международным рекомендациям [1, 2], под стохастическими понимают такие биологические эффекты, для которых постулируется отсутствие дозового порога для их возникновения и принимается, что вероятность их возникновения линейно пропорциональна величине воздействующей дозы (так называемая линейно-беспороговая гипотеза).

(3.19) При облучении человека доказана возможность проявления двух основных видов стохастических эффектов. Первый возникает в соматических клетках и может в результате вызвать смертельные и несмертельные злокачественные новообразования у облученного лица; второй возникает в клетках зародышевой ткани половых желез и может привести к наследуемым нарушениям у потомства облученных людей. Тяжесть проявления этих эффектов не зависит от величины воздействующей дозы.

(3.20) Стохастические беспороговые эффекты у людей достоверно не выявлены при суммарных дозах облучения менее 200-500 мЗв. Однако, в целях обеспечения более надежной безопасности облучаемых лиц в соответствии с международными и отечественными рекомендациями принимается, что стохастические эффекты возможны при любых, отличных от нуля дозах, но с разной вероятностью.

(3.21) Следует подчеркнуть, что используемая гипотеза о беспороговом характере индукции стохастических эффектов является консервативной и завышает реально возможные риски отдаленных последствий. Поэтому такой подход применим лишь на этапах планирования медицинских мероприятий в случае радиационной аварии.

Использовать коэффициенты риска выхода стохастических эффектов для оценки реальных последствий облучения людей в условиях радиационного воздействия следует очень осторожно, учитывая, что это может привести к необъективным оценкам, результатом которых могут стать тяжелые и неоправданные социально-психологические и экономические последствия.

 

Радиационно-индуцированный рак

 

(3.22) Теоретически считается [2], что не существует порога индуцирования молекулярных изменений на особых участках ДНК, затронутых исходными актами взаимодействия ионизирующего

излучения с клетками, которое приводит к злокачественному перерождению и в итоге к злокачественному росту. Сами исходные события могут включать более одного этапа, среди которых излучение или любой другой внешний пусковой сигнал не обязательно является первым. В последующем может возникнуть клон потенциально злокачественных клеток, а после дальнейших событий в клетках или в их окружении может развиться рак. Вероятность явного развития рака значительно меньше вероятности исходных событий из-за наличия защитных репаративных процессов в организме.

(3.23) У человека период между облучением и возникновением рака (т.н. латентный период) может длиться многие годы. Минимальный латентный период может составлять 2-5 лет в случае лейкемии и в 2-3 раза больше для многих твердых (солидных) опухолей (например, молочной железы или легкого). В среднем для всех опухолей длительность латентного периода принимается равной 10 лет [2].

(3.24) Принимается, что чем больше клеток в данном органе или ткани подверглось облучению, тем выше риск индуцирования рака в них. При неравномерном облучении органа или ткани возникают условия (например, т.н. "горячие частицы", облучающие при попадании в организм локальные участки органа или ткани). Экспериментально установлено, что большая концентрация радиоактивного вещества в "горячих пятнах" менее эффективна в отношении канцерогенного действия на орган, чем то же количество вещества, распределенное и создающее меньшую, но равномерную по ткани или органу дозу.

(3.25) Количественные оценки величин, характеризующих вероятность радиационно-индуцированного рака при облучении в определенной дозе (оценки канцерогенного риска) достаточно сложны, поскольку зависят от целого ряда физических характеристик самого ионизирующего излучения и различных биологических параметров. К числу физических факторов следует отнести вид излучения, его энергию, мощность дозы и сам дозовый уровень воздействия; к биологическим - относительную чувствительность к озлокачествлению от воздействия радиации клеток различных тканей и органов, возраст, пол облучаемого и ряд других. Так, канцерогенное действие излучения на кожу может быть усилено ультрафиолетовым излучением. Известно также влияние курения на индуцирование рака легких. Эти оценки кроме того существенно зависят от способа экстраполяции имеющихся данных в область интересующих малых доз. Это связано с тем, что все имеющиеся достоверные сведения по радиационному канцерогенезу получены при дозах существенно больших 0.1 Зв.

Принятие же концепции беспороговости радиационного индуцирования рака при оценке канцерогенного риска предполагает знание хода кривой дозовой зависимости в диапазоне от нуля до указанной величины. Для этих целей используют различные модели экстраполяции, что приводит к различию в оценках канцерогенного риска.

(3.26) В качестве характеристики для оценки радиационно-индуцированного риска, согласно последним международным рекомендациям [2], используют полученные с учетом всех вышеперечисленных факторов, влияющих на радиационно-индуцированный канцерогенез, коэффициенты вероятности смертельного исхода от конкретного злокачественного заболевания после облучения в малых дозах (табл. 3.3).

 

Таблица 3.3

 

Вероятность индукции смертельных

злокачественных опухолей за все время жизни

в популяции всех возрастов [2]

 

┌────────────────────┬────────────────────────────────────┐

│                    │Коэффициент вероятности смертельного│

│     Орган          │исхода (число исходов при облучении │

│                    │          в дозе 1 Зв)              │

├────────────────────┼────────────────────────────────────┤

│Желудок             │               0.011                │

│Легкие              │               0.0085               │

│Толстый кишечник    │               0.0085               │

│Щитовидная железа   │               0.008                │

│Красный костный мозг│               0.005                │

│Пищевод             │               0.003                │

│Мочевой пузырь      │               0.003                │

│Молочные железы     │               0.002                │

│Печень              │               0.0015               │

│Яичники             │               0.001                │

│Поверхности костей  │               0.0005               │

│Кожа                │               0.0002               │

│Остальные органы    │               0.005                │

├────────────────────┼────────────────────────────────────┤

│Полный коэффициент  │            примерно 0.050          │

└────────────────────┴────────────────────────────────────┘

 

Расчеты согласно данным, представленным в табл.3.3, показывают, что после локального облучения конкретного органа (например, щитовидной железы) группы из населения численностью 10000 человек в дозе 1 Зв за все оставшееся после облучения время жизни среди лиц этой группы 80 человек может умереть от рака щитовидной железы. Если же облучение будет равномерным (т.е. в дозе 1 Зв одновременно будут облучены все органы и ткани), то можно ожидать, что 500 человек из 10000 облученных за все оставшееся после облучения время жизни может умереть от рака.

 

Радиационно-индуцированные наследуемые

эффекты

 

(3.27) Если повреждение от воздействия радиации происходит в половых клетках (мутации и хромосомные аберрации), то оно может передаваться и обнаруживаться в форме наследуемых нарушений у потомства облученного человека. Несмотря на то, что такие эффекты у людей до сих пор не были обнаружены, экспериментальные исследования на растениях и животных позволяют предположить, что такие эффекты возможны с последствиями в диапазоне от незначительных и нерегистрируемых до больших дефектов развития или потери функции и даже преждевременной смерти. Считается [1], что любое несмертельное повреждение половых клеток человека может передаваться последующим поколениям. Такой тип стохастического эффекта называют "наследуемым".

(3.28) Наследуемые эффекты различаются по тяжести. Образование доминантных мутаций ведет к генетическому заболеванию в первом поколении потомства и иногда представляют угрозу для его жизни. Они проявляются преимущественно в первом и втором поколениях облученного. Оценка наследуемых эффектов для облученных проводится по появлению их у детей и внуков.

(3.29) Количественной оценкой таких радиационно индуцируемых эффектов является коэффициент вероятности наследуемых эффектов, отнесенный к дозам на половые железы и распространенный на всю популяцию. Для тяжелых наследованных эффектов во всех поколениях облученных родителей он принимается равным 0.005 при облучении в дозе 1 Зв (или 50 случаев при облучении группы численностью 10000 человек в дозе 1 Зв). Для всех (включая тяжелые) наследованных эффектов коэффициент для населения принят равным - 0.01 и для работающих (персонала) - 0.006 при облучении в дозе 1 Зв.

 

Эффекты у эмбриона и плода

 

(3.30) Основные эффекты внутриутробного облучения эмбриона и плода включают: летальные эффекты эмбриона; пороки развития и другие изменения развития и структуры; умственную отсталость; индуцирование злокачественных новообразований; наследуемые эффекты.

(3.31) Эффекты облучения эмбриона зависят от времени облучения с момента зачатия. Если в зародыше мало клеток и они еще не дифференцированы, то наиболее вероятным эффектом будут отсутствие имплантации или необнаруживаемая гибель зародыша. Считается [1], что на этой стадии любое клеточное повреждение с гораздо большей вероятностью вызовет гибель эмбриона. Облучение эмбриона в первые 3 недели после зачатия вряд ли вызовет детерминированные или стохастические эффекты у живорожденного ребенка. В течение остальной части периода основного образования органов (органогенеза), началом которого обычно считают третью неделю после зачатия, могут возникнуть пороки формирования того органа, который развивается во время облучения. Эти эффекты относят к детерминированным с порогом для эмбриона человека около 0.1-0.2 Гр.

(3.32) После третьей недели от зачатия и до конца беременности от облучения могут возникнуть стохастические эффекты (увеличение вероятности рака у живорожденного ребенка). Принимается [1], что коэффициент вероятности смерти от такого события в несколько раз превышает соответствующий коэффициент для популяции в целом.

(3.33) Радиационно-индуцированным эффектом после внутриутробного облучения может явиться умственная и даже тяжелая умственная отсталость. Избыточная вероятность тяжелой умственной отсталости принята равной 0.4 после внутриутробного облучения (8-15 недели) в дозе 1 Зв. При всех уровнях доз такие эффекты менее заметны, если облучение приходится на период от 16 до 25 недели после зачатия. Все имеющиеся наблюдения тяжелой умственной отсталости выявлялись при больших дозах и больших мощностях доз радиационного воздействия. Показано [2], что эти эффекты являются детерминированными с порогом не меньше 0,12-0,2 Гр.

 

Ущерб, как обобщенная количественная характеристика

стохастических радиационно-индуцированных эффектов

 

(3.34) При оценке радиобиологических последствий облучения различают [1] изменение, повреждение, вред и ущерб. Изменения могут быть вредными или нет. Повреждение представляет некоторую степень вредных изменений, например, в клетках, но оно необязательно вредно для облучаемого индивидуума.

Вред - понятие, используемое для обозначения клинически наблюдаемых вредных эффектов, которые проявляются у индивидуумов (соматические эффекты) и их потомства (наследуемые эффекты). Ущерб - это сложное понятие, учитывающее вероятность развития эффекта, степень его тяжести и время его проявления.

(3.35) Для стохастических эффектов ущерб включает не только оценки смертельных случаев рака, но и другие вредные эффекты излучения. Учитываются [2] четыре основных компонента ущерба при облучении всего тела в малых дозах. Они включают риск смертельных случаев рака соответствующих органов, длительность латентного периода, от которого зависит ожидаемое число потерянных лет жизни от смертельных случаев рака разных органов, учет заболеваний, вызванных несмертельными случаями рака и, наконец, учет риска серьезных наследуемых нарушений у всех будущих потомков облученного человека. Ущерб от отдельных органов и относительный вклад отдельных органов в полный ущерб после облучения представлены в табл. 3.4 [2].

 

Таблица 3.4

 

Относительный вклад отдельных органов в полный ущерб [2]

 

┌────────────────────┬────────────────────┬──────────────────────┐

│                    │Ущерб от отдельного │ Относительный вклад  │

│      Орган         │органа при облучении│органов в полный ущерб│

│                    │    в дозе 1 Зв     │                      │

├────────────────────┴────────────────────┴──────────────────────┤

│                            РАК                                 │

├────────────────────┬────────────────────┬──────────────────────┤

│Желудок             │    0.0100          │    0.139             │

│Легкие              │    0.0083          │    0.111             │

│Кишечник            │    0.01027         │    0.141             │

│Щитовидная железа   │    0.00152         │    0.021             │

│Красный костный мозг│    0.0104          │    0.143             │

│Пищевод             │    0.00242         │    0.034             │

│Мочевой пузырь      │    0.00294         │    0.040             │

│Молочные железы     │    0.00364         │    0.050             │

│Печень              │    0.00158         │    0.022             │

│Яичники             │    0.00146         │    0.020             │

│Поверхности костей  │    0.00065         │    0.009             │

│Кожа                │    0.0004          │    0.006             │

│Остальные органы    │    0.00589         │    0.081             │

├────────────────────┴────────────────────┴──────────────────────┤

│               ТЯЖЕЛЫЕ ГЕНЕТИЧЕСКИЕ ЭФФЕКТЫ                     │

├────────────────────┬────────────────────┬──────────────────────┤

│Гонады              │            0.01333 │    0.183             │

├────────────────────┼────────────────────┼──────────────────────┤

│Суммарное значение  │            0.07253 │    1.000             │

└────────────────────┴────────────────────┴──────────────────────┘

 

Список литературы к главе 3

 

1. Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Ч. 1. Пределы годового поступления радионуклидов в организм работающих, основанные на рекомендациях 1990 года. Публикации 60, ч. 1, 61 МКРЗ: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1994. - 192с.

2. Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990г. Ч. 2. Публикация 60 МКРЗ. ч.2. Пер. с англ.- М.: Энергоатомиздат, 1994. - с.208.

3. Радиационная защита. Публикация МКРЗ N 26: Пер. с англ./ Под ред. А.А.Моисеева и П.В.Рамзаева. -М.: Атомиздат, 1978. - 88 с.

4. Рекомендации МКРЗ. Публикация 41. Дозовые зависимости нестохастических эффектов: Пер. с англ. М,: Энергоатомиздат, 1987. - 108 с.

5. Доклад Научного комитета ООН по действию атомной радиации Генеральной Ассамблее за 1988 г., с приложениями. Том 2. М,: "Мир", 1993, стр. 498-593.

 

4. ОРГАНИЗАЦИЯ САНИТАРНО-ГИГИЕНИЧЕСКИХ МЕРОПРИЯТИЙ

И ЗАЩИТНЫХ МЕР

 

4.1. Ограничение облучения при нормальных условиях

эксплуатации источников ионизирующего облучения

 

(4.1) Главной целью радиационной защиты при нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего излучения является охрана здоровья людей путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности, связанной с использованием этих источников.

Эта цель достигается ограничением (регламентацией) дополнительного облучения, вызванного эксплуатацией источников ионизирующего излучения, и основывается на следующих принципах:

- непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения (принцип нормирования);

- запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением (принцип обоснования);

- поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения (принцип оптимизации).

 

(4.2) Установлены следующие категории облучаемых лиц:

- персонал - лица работающие с техногенными источниками ионизирующего излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);

- все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.

Для обеих категорий облучаемых лиц установлены три класса нормативов:

- основные дозовые пределы (табл. 4.1.);

- допустимые уровни монофакторного (для одного радионуклида или одного вида внешнего излучения, пути поступления) воздействия, являющиеся производными от основных дозовых пределов: пределы годового поступления, допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА) и удельные активности (ДУА) и т.п.;

- контрольные уровни (дозы и уровни), устанавливаемые администрацией учреждения по согласованию с центрами ГСЭН; их численные значения должны учитывать достигнутый в учреждении уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

 

Таблица 4.1

 

Основные дозовые пределы (НРБ-96) [1]

 

┌────────────────┬──────────────────────────────────────────────┐

│  Нормируемые   │             Дозовые пределы                  │

│   величины     ├──────────────────────┬───────────────────────┤

│                │   лица из персонала  │   лица из населения   │

│                │      (группа А)      │                       │

├────────────────┼──────────────────────┼───────────────────────┤

│Эффективная доза│20 м в [2 бэр] в      │1 м в [0,1 бэр]        │

│                │год в среднем за      │ в год  в среднем      │

│                │любые последовательные│ за любые              │

│                │5 лет, но не более 50 │ последовательные 5    │

│                │мЗв [5 бэр]в год      │ лет, но не более 5 мЗв│

│                │                      │ [0,5 бэр] в год       │

├────────────────┼──────────────────────┼───────────────────────┤

│Эквивалентная   │                      │                       │

│доза за год в   │                      │   15 м3в[1,5бэр]      │

│хрусталике, коже│  150м3в[15бэр]       │   50 мЗв [5 бэр]      │

│<**>, кистях и  │  500 мЗв [50 бэр]    │   50 мЗв [5 бэр]      │

│стопах          │  500 мЗв [50 бэр]    │                       │

└────────────────┴──────────────────────┴───────────────────────┘

 

    --------------------------------

    <*> Дозы облучения как и все остальные допустимые  производные

        уровни персонала группы Б не должны превышать 1/4 значений

        для персонала группы А.

    <**> Относится к среднему значению в слое толщиной 5 мг кв. см

        под покровным слоем  толщиной  5  мг  кв.  см. На  ладонях

        толщина покровного слоя - 40 мг/ кв. см

 

(4.3) Основные дозовые пределы облучения лиц из персонала и населения не включают в себя дозы от природных, медицинских источников ионизирующего излучения и дозы, полученные вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

 

4.2. Ограничение облучения населения в условиях

радиационной аварии

 

(4.4) Целью радиационной защиты населения при радиационной аварии является предотвращение возникновения детерминированных эффектов и сведение к минимуму стохастических эффектов, путем восстановления контроля над источником, снижения доз облучения и количества облученных лиц из населения, а также уменьшения радиоактивного загрязнения окружающей среды.

(4.5) Ограничение облучения населения достигается введением защитных мер, которые могут приводить к нарушению жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории, т.е. являются вмешательством, влекущим за собой не только экономический и экологический ущерб, но и неблагоприятное воздействие на здоровье населения.

(4.6) При принятии решений о характере вмешательства следует руководствоваться следующими принципами:

- предлагаемое вмешательство должно принести обществу и прежде 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 обоснования вмешательства);

- форма, масштаб и длительность вмешательства должны быть оптимизированы таким образом, чтобы чистая польза от снижения радиационного ущерба за вычетом ущерба, связанного с вмешательством, была бы максимальной (принцип оптимизации вмешательства).

(4.7) Планирование мер радиационной защиты населения при аварии осуществляется на основе критериев для принятия решений в форме:

- уровней ожидаемых (прогнозируемых) доз, при превышении которых возможны клинически определяемые эффекты (для острого облучения) или неприемлемо высокий риск стохастических эффектов, которые являются обоснованными для данного защитного мероприятия;

- уровней облучения, предотвращаемых защитным мероприятием (предотвращенная доза).

(4.8) В Нормах радиационной безопасности (НРБ-96) установлены критерии для принятия решений по защите населения в различных фазах аварии (табл. 4.2, 4.3, 4.4).

 

Таблица 4.2

 

Прогнозируемые уровни облучения, при которых

безусловно необходимо срочное вмешательство (НРБ-96) [1]

 

┌─────────────────────┬──────────────────────────────────────────┐

│   Орган или ткань   │  Поглощенная доза в органе или ткани     │

│                     │        за 2-е суток, Гр [рад]            │

├─────────────────────┼──────────────────────────────────────────┤

│ Все тело            │               1 [100]                    │

│ Легкие              │               6 [600]                    │

│ Кожа                │               3 [300]                    │

│ Щитовидная железа   │               5 [500]                    │

│ Хрусталик глаза     │               2 [200]                    │

│ Гонады              │               2 [200]                    │

└─────────────────────┴──────────────────────────────────────────┘

 

Таблица 4.3

 

Критерии для принятия неотложных решений в начальном

периоде аварийной ситуации [1]

 

┌────────────────────┬─────────────────────────────────────────────────┐

│    Меры защиты     │Прогнозируемая доза за первые 10 суток, мГр [рад]│

│                    ├─────────────────────┬───────────────────────────┤

│                    │     на все тело     │    На щитовидную железу,  │

│                    │                     │        легкие, кожу       │

│                    ├──────────┬──────────┼─────────────┬─────────────┤

│                    │Уровень А │Уровень Б │  Уровень А  │  Уровень Б  │

├────────────────────┼──────────┼──────────┼─────────────┼─────────────┤

│Укрытие             │5 [0,5]   │50 [5,0]  │  50 [5,0]   │  500 [50,0] │

├────────────────────┼──────────┼──────────┼─────────────┼─────────────┤

│Йодная профилактика │          │          │             │             │

│           взрослые │   -      │    -     │250 [25,0]<*>│2500 [250]<*>│

│               дети │   -      │    -     │100 [10,0]<*>│1000 [100]<*>│

├────────────────────┼──────────┼──────────┼─────────────┼─────────────┤

│Эвакуация           │ 50 [5,0] │500 [50,0]│  500 [50,0] │  5000 [500] │

└────────────────────┴──────────┴──────────┴─────────────┴─────────────┘

 

--------------------------------

<*> Только для щитовидной железы

 

Таблица 4.4

 

Критерии для принятия решения об отселении и ограничении

потребления загрязненных пищевых продуктов (НРБ-96) [1]

 

Меры защиты	Предотвращаемая эффективная доза, мЗв [бэр]
	Уровень А	Уровень Б
Ограничение потребления загрязненных продуктов питания и питьевой воды	5 [0,5] за первый год 1 [0,1 ] в год в     последующие годы	50 [5,0] за первый год 10 [1,0] в год, в     последующие годы
Отселение	50 [5] за первый год	500 [50] за первый год
	1000 [100] за все время отселения

 

(4.9.) Для принятия решений о мерах защиты населения необходимо сопоставить дозу, предотвращаемую защитным мероприятием, с уровнями А и Б (табл. 4.3-4.4).

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

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

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

    --------------------------------

    <*> Указанные в  табл.  4.2-4.4  численные значения критериев,

        в  основном,  соответствуют  рекомендациям   Международной

        комиссии    по    радиологической   защите   (МКРЗ) [2]  и

        Международным     основным     стандартам     радиационной

        безопасности [3]. Следует учитывать, что в публикации N 63

        МКРЗ  критерий  вмешательства  для  отселения  (1000  м3в)

        рекомендуется    рассматривать    как    верхний   уровень

        вмешательства (уровень Б),  а годовые предотвращенные дозы

        за  первый  год  не устанавливаются.  Взамен рекомендуется

        использовать для пролонгированного облучения критерии 5-15

        мЗв/месяц (предотвращаемая в результате отселения месячная

        доза).  В Международных основных стандартах безопасности в

        качестве  критериев  для  начала  и  окончания  временного

        переселения людей установлены 30 мЗв/месяц и 10 мЗв/месяц,

        соответственно.   Если   ожидается,  что  доза  облучения,

        получаемая за месяц,  не будет ниже 10 мЗв/месяц в течение

        одного-двух лет после аварии, то рекомендуется планировать

        постоянное отселение людей из населенного пункта.

        Порядок применения критериев вмешательства можно  пояснить

        на следующем гипотетическом примере.

        В результате аварии на  АЭС  во  внешнюю  среду  выброшены

        радиоактивные   вещества.   Согласно  экспрессным  оценкам

        ожидается,  что  поглощенные  дозы  за  первые  сутки   не

        достигнут  критериев  безусловного  срочного вмешательства

        (табл.  4.2), но могут превысить в ряде населенных пунктов

        50 мГр на все  тело  за  первые  10  суток (табл.  4.3). С

        учетом  местных  особенностей принимается решение провести

        эвакуацию в тех населенных пунктах,  где доза за указанный

        период  времени  может  превысить  100 мГр на все тело.  В

        зависимости от радиационной обстановки и метеорологической

        ситуации  перед  эвакуацией  может  быть проведено укрытие

        населения и йодная профилактика,  в первую очередь,  среди

        детей.

        После проведения   эвакуации   и   уточнения   фактической

        радиационной    обстановки    выясняется,   что   в   ряде

        эвакуированных населенных пунктов обстановка благополучная

        и  население  может  быть  возвращено в них.  По остальным

        эвакуированным населенным пунктам прогнозируется, что доза

        за   первый   год   может   превысить  критерий  200  мЗв,

        установленный  после   аварии   для   отселения.   Поэтому

        принимается  решение не возвращать жителей,  а осуществить

        временное отселение сроком не менее 1 года (вывоз  личного

        имущества  либо  компенсация  его  утраты,  предоставление

        жилья  для  долгосрочного  проживания,  трудоустройство  и

        т.д.).  Одновременно решается вопрос об отселении людей из

        вновь выявленных загрязненных пунктов. Вопрос о постоянном

        отселении  рекомендуется  решить  в течение двух месяцев с

        учетом радиационных, социальных и экономических факторов.

 

(4.10) Решения о необходимости в защитных мерах будут приниматься более оперативно, если дозовые уровни вмешательства (ДУВ) выражаются через инструментально измеряемые радиационные параметры:

- мощность дозы внешнего гамма-излучения;

- концентрация радионуклидов в воздухе;

- плотность загрязнения радионуклидами поверхности земли;

- концентрация радионуклидов в продуктах питания и питьевой воде;

- уровни загрязнения (плотность выпадений, концентрация) сельскохозяйственных угодий, пастбищ, кормов.

Такие радиационные характеристики, соответствующие установленным ДУВ, называются производными уровнями вмешательства (ПУВ).

(4.11) Примеры установления ПУВ после аварии на Чернобыльской АЭС даны в Приложении 4.1.

В Приложении 4.2. приведен пример расчета ПУВ (концентрация йода-131 в атмосферном воздухе, мощность дозы гамма-излучения), соответствующих Критериям для принятия неотложных решений в начальном периоде аварийной ситуации (табл. 4.3).

В табл. 4.5 приведены критерии для принятия решений по ограничению потребления загрязненных продуктов питания. Аналогичные ограничения в случае ядерной аварии введены в правила международной торговли (табл. 4.6).

 

Таблица 4.5

 

Критерии для принятия решений об ограничении потребления

загрязненных продуктов питания в первый год после

возникновения аварии [1]

 

┌─────────────┬──────────────────────────────────────────────┐

│Радионуклиды │ Содержание радионуклидов в пищевых продуктах.│

│             │                  кбк кг                      │

│             ├──────────────────────┬───────────────────────┤

│             │        уровень А     │       уровень Б       │

├─────────────┼──────────────────────┼───────────────────────┤

│Йод-131.     │                      │                       │

│Цезий-134.137│           1          │           3           │

│             │                      │                       │

│Стронций-90  │           0.1        │           0.3         │

└─────────────┴──────────────────────┴───────────────────────┘

 

Таблица 4.6

Применяемые в международной торговле нормативные уровни

радионуклидов в пищевых продуктах вследствие

загрязнения в результате ядерной аварии <*> [4]

 

Нормируемые радионуклиды	Норматив   (Бк кг)
Продукты общего потребления
америций-241, плутоний-2З9	10
стронций-90	100
йод-131, цезий-134, цезий-137	100
Молоко и детское питание
америций-241, плутоний-239	1
йод-131, стронций-90	100
цезий-134, цезий-137	1000

 

    -------------------------

    <*> Эти уровни предназначены для применения только в отношении

        радионуклидов, загрязняющих   продукты   питания,  которые

        поступают в международную  торговлю  после  аварии,  а  не

        природных  радионуклидов,  которые  всегда  присутствуют в

        пище.  Нормативные уровни Codex  Alimentarius,  продолжают

        применяться  в течение одного года после аварии.  Возможна

        ситуация,   при   которой   неконтролируемые   выбросы   в

        окружающую среду приводят к загрязнению продуктов питания,

        предлагаемых для международной торговли.

 

(4.12) Для установления ПУВ требуется моделирование переноса радиоактивных веществ в окружающей среде и их поступления в организм человека. При выборе моделей, используемых для установления ПУВ, рекомендуется, чтобы они были реалистичными и специфическими для рассматриваемых условий. При выборе ПУВ должны учитываться простота и быстрота измерения данного параметра на аварийной территории. С этой точки зрения, мощность дозы - явно предпочтительнее по сравнению с другими параметрами радиационной обстановки.

    (4.13) Специфический   тип  радиационных  аварий  представляют

                                                             239

собой аварии, сопровождающиеся  диспергированием оружейного     Pu

и его выбросом в окружающую среду.  Их особенность состоит в  том,

что наиболее характерным соединением плутония в аэрозолях является

двуокись плутония; основной путь поступления в организм человека -

ингаляционный;  воздействующий  на  человека радиационный фактор -

внутреннее  облучение  легких,  а  с  течением  времени  по   мере

выведения  плутония  из  легких  -  внутреннее  облучение  костных

поверхностей  и  печени.  Зона  аварии  при  этом   ограничивается

территорией,  на которой прогнозируемая эффективная доза за первый

год составит 5 мЗв, что  соответствует  плотности   загрязнения  8

кБк/кв. м.  ДУВ  и  ПУВ  для данного типа аварии приведены в табл.

4.7.

 

Таблица 4.7

 

Критерии для принятия решений по радиационной защите

населения в случае аварийного диспергирования плутония

в окружающую среду [5]

 

┌─────────────┬────────────────────────────────────┬───────────────┐

│             │                                    │ ПУВ, плотность│

│  Защитное   │               ДУВ                  │  загрязнения  │

│ мероприятие │                                    │  территории,  │

│             │                                    │   МБк/кв. м.  │

│             ├──────────────────┬────────┬────────┼───────┬───────┤

│             │Дозовый параметр  │ Уровень│ Уровень│Уровень│Уровень│

│             │                  │    А   │    Б   │   А   │   Б   │

├─────────────┼──────────────────┼────────┼────────┼───────┼───────┤

│Экстренная   │Ожидаемая мощность│        │        │       │       │               │

│эвакуация    │поглощенной дозы  │        │        │       │       │

│             │в легких в первые │        │        │       │       │

│             │сутки, мГр/сут    │    3   │    20  │   10  │   70  │

├─────────────┼──────────────────┼────────┼────────┼───────┼───────┤

│Укрытие,     │Ожидаемая         │        │        │      3│      2│

│защита       │эквивалентная     │   20   │    200 │8 х 10 │9 х 10 │

│органов      │доза на легкие от │        │        │       │       │

│дыхания      │            239   │        │        │       │       │

│и кожных     │поступления    Pu │        │        │       │       │

│покровов     │за первые двое    │        │        │       │       │

│             │суток, мЗв        │        │        │       │       │

├─────────────┼──────────────────┼────────┼────────┼───────┼───────│

│Постоянное   │Предотвращенная   │        │        │       │       │

│отселение    │эффективная доза, │        │        │       │       │

│             │мЗв/жизнь         │   200  │    1000│   1   │   7   │

├─────────────┼──────────────────┼────────┼────────┼───────┼───────┤

│Временное    │Предотвращенная   │        │        │       │       │

│отселение    │эффективная доза, │   10   │    30  │   0.2 │   0.9 │

│на 1-2 года  │мЗв/месяц         │        │        │       │       │

└─────────────┴──────────────────┴────────┴────────┴───────┴───────┘

 

(4.14) На практике в аварийном выбросе могут быть несколько радионуклидов, и облучение может одновременно происходить по

нескольким путям. В этом случае требуется установить ПУВ для каждого радионуклида и пути облучения, имеющих отношение к рассматриваемой защитной мере. Как правило, ПУВ вводятся для наиболее важных радиационных параметров, как с точки зрения их радиологической значимости, так и доступности измерения.

В Приложении 4.3 приведены дозовые коэффициенты, устанавливающие связь между измеряемыми радиационными характеристиками и дозой облучения.

(4.15) Несмотря на то, что установление ДУВ, ПУВ и оценка

дозовых нагрузок на население находится в компетенции органов здравоохранения, механизм реализации этих требований носит комплексный, межведомственный характер, основанный на разграничении ведомственных функций и взаимодействий различных сил и средств, привлекаемых к ликвидации последствий аварии.

 

4.3. Ограничение облучения лиц, принимающих

участие в минимизации медико-санитарных

последствий радиационной аварии

 

(4.16) Условно можно выделить три группы лиц, которые могут подвергнуться облучению в результате аварии:

- свидетели аварии - оперативный и вспомогательный персонал, находящийся в момент аварии на рабочих местах аварийного объекта, а также отдельные лица из населения, находящиеся в момент аварии в непосредственной близости к аварийному объекту (источнику);

- участники аварийных работ из числа профессиональных работников, которые в повседневной деятельности работают непосредственно с источниками ионизирующего излучения;

- участники аварийных работ, которые в повседневной деятельности не имеют контакта с источниками ионизирующего излучения (медики, военнослужащие, работники службы общественного порядка и др.). Эти лица приравниваются к персоналу и на них распространяются нормативы аварийного облучения, а также правила направления их на аварийную работу (раздел 5.2. НРБ-96.)

(4.17) Фактическую дозу внешнего и внутреннего облучения для свидетелей аварии предвидеть невозможно. При установлении факта аварии должны быть приняты все практически возможные меры для сведения к минимуму внешнего облучения и поступления радионуклидов в организм лиц из этой группы.

(4.18) В отношении лиц, участвующих в аварийных работах, ограничение доз регламентируется таким же образом и на тех же принципах, что и для персонала при нормальных условиях эксплуатации источников излучения за исключением ситуаций, когда нет возможности принять меры, исключающие превышение дозового предела. Повышенное облучение может быть оправдано лишь спасением людей, предотвращением развития аварии и облучения большого числа людей.

В этих ситуациях в соответствии с НРБ-96 допускается планируемое повышенное облучение только для мужчин старше 30 лет и лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования их о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

Запрещается привлекать к работам с планируемым повышенным облучением, как профессиональных работников, так и военнослужащих и других лиц, не достигших 30-летнего возраста <*>.

    --------------------------------

    <*> В   начальный  период  ликвидации  последствий  аварии  на

        Чернобыльской   АЭС   это   требование   отсутствовало   и

        значительная часть лиц участников ЛПА была моложе 30 лет.

 

(4.19) Планируемое повышенное облучение в дозе не более 100 мЗв [10 бэр] в год допускается с разрешения территориальных центров ГСЭН, а облучение в дозе не более 200 мЗв [20 бэр] в год только с разрешения Минздрава России <*>.

    --------------------------------

    <*> Следует отметить,  что в Международных основных стандартах

        безопасности   [2]   указано,   что  следует  ограничивать

        повышенное  облучение  персонала   величиной   100мЗв   за

        исключением  работ,  связанных  со  спасением  людей,  для

        которых допускается облучение до 500 мЗв.

 

(4.20) Лица, подвергшиеся однократному облучению в дозе, превышающей 100 мЗв [10 бэр], в дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв/год [2 бэр/год].

(4.21) Однократное облучение в дозе свыше 200 мЗв/год [20 бэр/год] рассматривается как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа с возможностью контакта с источниками ионизирующего излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке по решению медицинской комиссии.

(4.22) Повышенное облучение не допускается:

- для работников, ранее уже получивших дозу 200 мЗв [20 бэр] в год в результате аварии или планируемого повышенного облучения;

- для лиц, имеющих медицинские противопоказания согласно Перечню (Приложение 4.4)

 

4.4. Виды защитных мер и основные

санитарно-гигиенические мероприятия

 

(4.23) Защитные, санитарно-гигиенические и собственно медицинские мероприятия тесно взаимосвязаны. Поэтому их целесообразно проводить в рамках единой комплексной программы в зависимости от характера и масштаба радиационной аварии с учетом фазового характера ее развития (табл. 4.8).

 

Таблица 4.8

 

Основные защитные меры в различных фазах радиационной аварии

 

┌────────────────────────────┬─────────────────────────────┬──────────────────────────┐

│        Ранняя фаза         │     Промежуточная фаза      │       Поздняя фаза       │

├────────────────────────────┼─────────────────────────────┼──────────────────────────┤

│Укрытие и  простейшая защита│            -                │      -                   │

│органов дыхания             │                             │                          │

│Использование СИЗ           │Использование штатных СИЗ    │      -                   │

│Прием препаратов стабильного│по показаниям - продолжение  │      -                   │

│йода                        │приема препаратов стабильного│                          │

│                            │йода                         │                          │

│Эвакуация                   │Переселение (Отселение)      │Реэвакуация               │

│Ограничение доступа в  район│Контроль доступа в район за- │Организация   специального│

│загрязнения  и   организация│грязнения                    │режима в зоне  загрязнения│

│санитарно-пропускного режима│                             │                          │

│Ограничение     потребления │Контроль пищевых продуктов и │По показаниям -  продолже-│

│загрязненных местных        │воды в соответствие с ВДУ    │ние контроля пищевых  про-│

│пищевых продуктов и воды    │                             │дуктов и воды в соответст-│

│                            │                             │вие с ВДУ                 │

└────────────────────────────┴─────────────────────────────┴──────────────────────────┘

 

Укрытие

 

(4.24) Укрытие - это размещение людей внутри помещений или защитных сооружений.

(4.25) Укрытие используется, как правило, на срок не более одних суток, для уменьшения внешнего облучения от радиоактивного облака и выпадений, и внутреннего облучения при вдыхании радиоактивных инертных газов и аэрозольных продуктов.

(4.26) Эффективность экранирования гамма-излучения в значительной степени зависит от типа здания, которое используется в качестве укрытия (табл. 4.9, 4.10).

 

Таблица 4.9

 

Коэффициенты ослабления гамма-излучения

радиоактивного облака [6]

 

┌────────────────────────────────────────────┬───────────────────┐

│              Сооружения                    │   Коэффициент     │

│                                            │    ослабления     │

├────────────────────────────────────────────┼───────────────────┤

│На открытом воздухе                         │   1,0             │

│Транспортные средства                       │   1,0             │

│Деревянный дом                              │   0,9             │

│Каменный дом                                │   0,6             │

│Фундамент деревянного дома                  │   0,6             │

│Фундамент каменного дома                    │   0,4             │

│Большое здание служебного или промышленного │   0,2 или менее   │

│типа в месте, отдаленном от дверей и окон   │                   │

└────────────────────────────────────────────┴───────────────────┘

 

Таблица 4.10

 

Коэффициенты ослабления гамма-излучения

от выпавших радиоактивных осадков [6]

 

┌────────────────────────────────────────────────────┬───────────┐

│            Сооружение и (или) участок              │Коэффициент│

│                                                    │ ослабления│

├────────────────────────────────────────────────────┼───────────┤

│На высоте 1 м над абсолютно гладкой поверхностью    │  1,0      │

│На высоте 1 м над поверхностью земли                │  0,70     │

│На высоте 1 м над центром загрязненного с  одной    │  0,55     │

│стороны шоссе шириной примерно 15 м                 │           │

│Машины, пикапы, автобусы и грузовики на шоссе       │           │

│шириной 15 м:                                       │           │

│- шоссе полностью загрязнено                        │  0,5      │

│- шоссе полностью дезактивировано                   │  0,25     │

│Поезда                                              │  0,4      │

│Одно- или   двухэтажные   деревянные  дома  (без    │  0,4      │

│фундамента)                                         │           │

│Одно- или двухэтажные блочные или кирпичные дома    │  0,2      │

│(без подвала)                                       │           │

│Подвал дома:                                        │  0,1-0,03 │

│Трех- или четырех этажные конструкции 500-1000 кв. м│           │

│на этаж:                                            │           │

│- первые и вторые этажи                             │  0,05     │

│- цокольный этаж                                    │  0,01     │

│Многоэтажные конструкции, более 1000 кв. м на этаж: │           │

│- верхние этажи                                     │  0,01     │

│- цокольный этаж                                    │  0,005    │

└────────────────────────────────────────────────────┴───────────┘

 

Укрытие в цокольном этаже или в подземных сооружениях обеспечивает наилучшую защиту от проникающих излучений. Людям необходимо рекомендовать оставаться в вышеназванных типах помещений, а также в помещениях, расположенных в центральной части зданий на удалении от окон.

(4.27) При надлежащем регулировании вентиляции укрытие внутри помещения можно рассматривать как специальную меру для защиты органов дыхания (Рис. 4.1). Для этого требуется, чтобы люди, укрывающиеся в помещениях, закрыли все окна и внешние двери, отключили вентиляторы и установки для кондиционирования воздуха на период прохождения радиоактивного облака и находились в подветренной части здания, в которой имеется минимальное количество окон и внешних дверей. Следует также затушить огонь в печах или каминах, а также закрыть дымовые заслонки в печах и трубах. Однако важно обеспечить постоянный доступ достаточного количества воздуха во все занятые помещения. Эффективность указанных мероприятий по снижению ингаляционного поступления составляет 1,5-5 раз. Степень защищенности помещений можно увеличить, закрыв подручным материалом щели окон и дверей. Комплекс проведенных мероприятий может уменьшить дозу внутреннего облучения от ингаляционного поступления аэрозольных частиц от 3 до 10 раз. После прохождения радиоактивного облака необходимо обеспечить хорошую вентиляцию помещений во избежание накопления аэрозолей в концентрациях, превышающих значения в наружном воздухе.

 

                   1 ┌────────┬─────────┬──────────┐

                     │        │         │          │

                     │        │         │          │

                     │        │         │          │

   Отношение         │        │         │          │

 предотвращенной  0,1├────────┼─────────┼──────────┤

     дозы к          │        │         │          │

 ожидаемой дозе.     │        │         │          │

                     │        │         │          │

                     │        │         │          │

                 0,01└────────┴─────────┴──────────┘

                     0,1      1         10       100

       Произведение кратности воздухообмена в помещении (п/час) на

           время нахождения в зоне распространения выброса (час).

 

Рис. 4.1. Влияние кратности воздухообмена и времени нахождения в зоне распространения радиоактивного облака на величину предотвращенной дозы [7]. <*> (График не приводится).

 

    --------------------------------

    <*> Интенсивность  вентиляции  здания  влияет  на концентрацию

        радиоактивных веществ,  попадающих в воздух внутри  здания

        из  проходящего  облака  выброса.  Приблизительная  оценка

        эффективности  защиты,  осуществляемой  путем  укрытия   в

        помещении,   может   быть  получена  умножением  кратности

        воздухообмена в помещении (сколько раз в  час  обновляется

        воздух   в   помещении)   на   время   нахождения  в  зоне

        распространения  радиоактивного  облака.   Например,   при

        кратности воздухообмена,  равной 4, и времени нахождения в

        зоне распространения радиоактивного облака в  течение  1,5

        часа  можно снизить дозу облучения в 10 раз по сравнению с

        дозой,  получаемой   при   той   же   величине   кратности

        воздухообмена и времени пребывания в течение 25 часов.

 

Йодная профилактика

 

(4.28) Применение стабильного йода снижает или предотвращает поступление радиоактивного йода в щитовидную железу. Эффективность йодной профилактики максимальна при проведении ее в ближайшие часы после аварии (табл. 4.11). В оптимальных дозах стабильный йод вызывает блокаду накопления радиоактивного йода в щитовидной железе, обеспечивая ее защиту от переоблучения [8].

 

Таблица 4.11

 

Защитный эффект проведения йодной профилактики

в зависимости от времени приема препарата

стабильного йода [9]

 

┌─────────────────────────────────────────────┬──────────────────┐

│   Время приема препарата стабильного йода   │ Фактор защиты,%  │

├─────────────────────────────────────────────┼──────────────────┤

│За 6 часов до ингаляции радиоактивного йода  │    100           │

│Во время ингаляции радиоактивного йода       │    90            │

│Через 2 часа после разового поступления      │    10            │

│радиоактивного йода                          │                  │

│Через 6 часов после разового поступления     │    2             │

│радиоактивного йода                          │                  │

└─────────────────────────────────────────────┴──────────────────┘

 

После разового поступления радиоактивного йода в организм его накопление в щитовидной железе достигает максимума за 1-2 суток, причем 50% от максимума достигается примерно за 6 часов. Поглощение йода щитовидной железой зависит от возраста. При одинаковом поступлении в организм радиоизотопа йода доза облучения ЩЖ у детей выше, чем у взрослых. Количественная оценка этого превышения составляет: для новорожденных и детей в возрасте до 1 года - 8 раз. для детей 10 лет - 3 раза, для детей 15 лет - 1,5 раза. Рекомендации по проведению йодной профилактики приведены в Приложении 4.5.

(4.29) Лечебно-профилактические учреждения (ЛПУ), оказавшиеся в районе аварии, проводят йодную профилактику госпитализированным больным, своему персоналу и оказывают помощь в ее проведении среди населения. Заблаговременно должны быть выявлены лица, которые имеют противопоказания к применению препаратов стабильного йода, такие как повышенная чувствительность к йоду, териотоксикоз, наличие большого многоузлового зоба, герпетиформный дерматит, пемфигус, псориаз и др.

(4.30) Планирование проведения йодной профилактики должно осуществляться в доаварийный период и отражено в плане первоочередных аварийных мероприятий объекта и территории. При организации йодной профилактики необходимо обеспечить возможность быстрой раздачи препаратов населению и своевременное информирование его о необходимости приема препаратов. В инструкции по приему таблеток стабильного йода должны быть представлены сведения о целесообразности этого мероприятия, механизме защитного действия, дозировке, а также о возможных побочных эффектах. Инструкция разрабатывается заранее и раздается вместе с препаратом. Сведения о проведении йодной профилактики и информация по измерениям содержания радиоактивного йода в щитовидной железе должны заноситься в установленные формы и относиться к документам строгого учета.

 

Эвакуация

 

(4.31) Эвакуация - срочный временный вывод людей из загрязненной местности или местности, которая потенциально может быть загрязнена, с целью предотвращения относительно высоких кратковременных уровней внешнего и внутреннего облучения и тем самым снижения риска отдаленных последствий облучения. Она используется в ранней и, в крайнем случае, в промежуточной фазе радиационной аварии.

(4.32) Неправильное проведение эвакуации может привести к серьезным нежелательным последствиям. Трудность принятия решения об эвакуации состоит в том, что в большинстве случаев в связи со сложностью прогноза развития аварийной ситуации и радиационной обстановки, необходимо определить, является ли опасность последствий потенциального облучения достаточно высокой, чтобы оправдать риск, связанный с проведением эвакуации.

(4.33) Эвакуация требует времени и сразу после аварийного выброса может быть эффективной только на относительно небольших расстояниях и в конкретном секторе. Идеальное время для проведения эвакуации - до появления облака радиоактивных веществ. В противном случае, если эвакуация предпринимается во время прохождения облака, дозы могут оказаться более высокими, чем если бы люди были направлены в укрытие.

Исключением является ситуация, когда авария развивается таким образом, что несмотря на то, что выброс уже происходит, ожидается дальнейший значительно больший выброс, и ранняя эвакуация может быть оправдана. <*>

    --------------------------------

    <*> - Например,  эвакуация в г.  Припяти  после  Чернобыльской

        аварии  была  начата  через  36,5 часа после возникновения

        аварии  и  проведена  за  2,5  часа.   Основной   причиной

        эвакуации  было реальное ухудшение радиационной обстановки

        вследствие продолжающегося выброса радиоактивных веществ и

        высокая  вероятность превышения ДУВ,  установленных на тот

        момент времени [10].  Своевременно и хорошо спланированная

        эвакуация   обеспечила   с   большим   запасом  соблюдение

        аварийного регламента:  фактически полученная до эвакуации

        доза внешнего облучения составила в среднем 15 мГр,  а для

        99%  жителей г.  Припять - оказалась менее 50 мГр [11] при

        нижнем уровне вмешательства (А) 250 мГр.

        Эвакуация сельских населенных  пунктов  30  км  зоны  была

        проведена позже - с 8 по 13 сутки после аварии. Причем при

        принятии решения об эвакуации учитывалась, как фактическая

        радиационная  обстановка,  так  и  угроза  парового взрыва

        вследствие проплавления днища  реактора  и  взаимодействия

        высокоактивных  масс  с  водой,  заполняющей подреакторные

        помещения, т.е. в связи с потенциальной опасностью резкого

        осложнения    радиационной   обстановки.   Дозы   внешнего

        облучения до эвакуации сельских жителей,  как правило,  не

        превысили   нижнего   уровня  вмешательства,  и  лишь  для

        нескольких  населенных  пунктов  оказались   в   диапазоне

        250-750 мГр.

 

(4.34) К факторам, влияющим на выбор в качестве защитной меры эвакуации, относятся: характер и масштаб аварии, прогнозируемые дозы облучения населения, наличие необходимого для эвакуации времени, число и состав людей подлежащих эвакуации, имеющиеся транспортные средства и пути эвакуации, наличие приемных пунктов (их размещение, устройство и оборудование), погодные условия, время суток и т.д.

(4.35) Подготовка решения на проведение эвакуации населения носит комплексный характер. Координация работ осуществляется специально создаваемой Правительственной комиссией, Межведомственной координационной комиссией, штабами по делам ГО территорий, городов и предприятий. Лицами, ответственными за принятие решений и их исполнение являются руководители предприятий, районов, городов, субъектов Российской Федерации.

Органы управления здравоохранения и ЦГСН разных уровней осуществляют организацию и проведение эвакуации медико-санитарных учреждений, пострадавших и больных, а также работу медико-санитарных учреждений и формирований по медико-санитарному сопровождению эвакуируемого населения.

(4.36) Эвакуация должна проводиться в "чистые" районы вне влияния следа радиоактивного облака на основе результатов радиационного контроля мест временного размещения эвакуируемого населения и в благополучные в санитарно-эпидемиологическом отношении. <*>

    --------------------------------

    <*> Часть населения 30  км  зоны  ЧАЭС  после  эвакуации  была

        временно   размещена   в  загрязненных  селах  близлежащих

        районов, где получила дополнительную дозу за счет внешнего

        излучения и потребления местных продуктов,  загрязненных в

        основном йодом-131.

 

Использование средств индивидуальной защиты (СИЗ)

 

(4.37) Для целей индивидуальной защиты населения используются средства защиты органов дыхания и защитная одежда. В экстренных случаях следует применять простейшие средства защиты органов дыхания, использование которых не требует специального обучения.

Этот вид защиты можно обеспечить с помощью применения носовых платков, мягких поглощающих бумажных салфеток, материалов и других бытовых вещей, которыми можно прикрыть рот и нос. Эти легкодоступные предметы можно использовать при движении в укрытия и в укрытии, если не обеспечена соответствующая коллективная защита от ингаляционного поступления радионуклидов. Аналогичные меры защиты можно использовать во время эвакуации из радиоактивно загрязненных районов (табл. 4.12).

 

Таблица 4.12

 

Защита органов дыхания, которую можно обеспечить

с помощью предметов бытового назначения и

личного пользования [7]

 

┌─────────────────────────┬────────────┬─────────────────────────┐

│        Предмет          │ Число слоев│Во сколько раз снижается │

│                         │            │ингаляционное поступление│

├─────────────────────────┼────────────┼─────────────────────────┤

│Мужской хлопчатобумажный │   16       │        17               │

│носовой платок           │    8       │        9                │

│                         │ смятый     │        8,5              │

│                         │ 1 (влажный)│        2,7              │

├─────────────────────────┼────────────┼─────────────────────────┤

│Туалетная бумага         │    3       │       12                │

├─────────────────────────┼────────────┼─────────────────────────┤

│Махровое полотенце       │    2       │        4                │

│                         │    1       │        3,8              │

├─────────────────────────┼────────────┼─────────────────────────┤

│Хлопчатобумажная рубашка │ 1 (влажная)│        2,9              │

│                         │    2       │        2,9              │

│                         │    1       │        1,5              │

├─────────────────────────┼────────────┼─────────────────────────┤

│Платьевой бумажный мате- │ 1 (влажный)│        2,3              │

│риал                     │    1       │        1,9              │

├─────────────────────────┼────────────┼─────────────────────────┤

│Женский хлопчатобумажный │ 4 (влажный)│        2,7              │

│носовой платок           │    4       │        2,2              │

└─────────────────────────┴────────────┴─────────────────────────┘

 

(4.38) Эффективными являются однократно используемые комплекты средств защиты для населения, проживающего вблизи радиационно опасных объектов. Эти компактные комплекты могут хранится у населения и периодически обновляться. Основным назначением комплекта является защита населения в ранней фазе аварии и во время эвакуации. В защитный комплект входят: пленочный плащ с капюшоном; пленочные бахилы; пленочные рукавицы; респираторы "Лепесток-Апан ", "Лепесток-А"; препарат калий-йодида.

(4.39) Лица, профессионально связанные с проведением различных работ на радиоактивно загрязненных территориях (группы радиационной разведки, спасательные команды, медицинские бригады, и др.), а также специалисты, непосредственно занятые устранением повреждений на самом радиационно-опасном объекте, должны быть обеспечены более сложными и эффективными СИЗ.

Выбор СИЗ определяется спецификой того или иного пути воздействия радиационного фактора в конкретных производственных условиях и физиологическими особенностями того или иного вида деятельности.

Эффективность защиты органов дыхания с помощью различных бытовых материалов и продуктов; краткая характеристика СИЗ для аварийно-спасательных бригад и медицинского персонала, а также СИЗ, которые использовались различными группами специалистов в период проведения работ по ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС приведены в Приложении 4.6.

 

Регулирование доступа в зону радиоактивного загрязнения

 

(4.40) Регулирование доступа в район загрязнения является защитной мерой, направленной на уменьшение распространения радиоактивного загрязнения и исключение необоснованного облучения населения и участников аварийных работ.

Основными задачами этой защитной меры в ранней фазе радиационной аварии являются:

- исключение необоснованного входа лиц на загрязненные участки;

- обеспечение надлежащего порядка при эвакуации населения и доступа аварийных групп к месту аварии.

В промежуточной и поздней фазах аварии:

- снижение дополнительного облучения от радиоактивных выпадений и аэрозолей за счет вторичного ветрового подъема;

- исключение перемещения на незагрязненные территории продуктов сельскохозяйственного производства, кормов, а также загрязненных предметов оборудования и техники;

- эффективная организация транспортных путей и перемещений на загрязненной территории.

 

Переселение

 

(4.41) Переселение - удаление людей из мест их проживания с целью устранения долговременного внешнего и внутреннего облучения в дозах, представляющих опасность для людей и их потомства, когда отсутствуют какие-либо иные эффективные способы снижения радиационного воздействия.

(4.42) Необходимо различать эвакуацию и переселение. Если эвакуация - это экстренное удаление людей из зоны для того, чтобы избежать или снизить облучение от радиоактивного облака и выпадений радиоактивных веществ в ранней фазе аварии, то переселение, как правило проводится в промежуточной фазе аварии при сформировавшемся радиоактивном следе.

(4.43) Различают временное переселение и постоянное отселение. Временное переселение может быть проведено на срок до двух лет и в случае, если уровни и характер радиоактивного загрязнения позволяют надеяться, что в силу естественных процессов или в результате проведенных мероприятий они снизятся до приемлемых уровней, и население может быть возвращено в места постоянного проживания. Постоянное отселение проводится в случае более тяжелой радиационной обстановки, когда живущее поколение будет вынуждено покинуть свои места проживания навсегда. (см. комментарий к п. 4.9).

(4.44) Переселение - это планомерная акция, не относящаяся к числу экстренных мер по защите населения и, следовательно, при принятии решения имеется некоторый запас времени. Эта мера должна быть хорошо организована и обеспечена соответствующими видами контроля. Возникающие в процессе проведения этого мероприятия риски сравнительно невелики. Однако социальные, экономические и психологические последствия этого решения, как показывает опыт Чернобыльской аварии, могут быть значительны. Научное обоснование этой меры защиты является наиболее сложным в комплексе решаемых вопросов, поскольку связано с оценкой рисков, в основном, стохастических эффектов - с одной стороны, и приемлемостью этих оценок с точки зрения реальных социальных, экономических, психологических и медицинских затрат - с другой.

 

Зонирование радиоактивно загрязненных территорий

 

(4.45) В зависимости от характера складывающейся радиационной обстановки загрязненная территория подразделяется на зоны, каждая из которых имеет свой регламент как в отношении комплекса проводимых защитных мероприятий, так и в отношении режима пребывания и деятельности на этой территории. Зонирование территорий и регулирование доступа и выхода может меняться с течением времени в соответствии с изменением радиационной обстановки.

(4.46) Планирование аварийных зон на стадии подготовки планов медицинских мероприятий в случае радиационной аварии следует рассматривать лишь в качестве метода предварительной оценки, позволяющей выявить возможные особенности, которые могут иметь место в данном районе. Осуществляемое планирование должно быть достаточно гибким, позволяющим адаптировать имеющуюся информацию к условиям реальной аварийной ситуации.

(4.47) В период ранней фазы аварии необходимо планировать зоны эвакуации, укрытия, защиты органов дыхания и кожных покровов, йодной профилактики (Рис. 4.2). Размеры зон и расстояния до их внешней границы устанавливаются в соответствии с уровнем Б значений доз, являющихся критериями для принятия решений по защите населения в начальном периоде аварийной ситуации (табл. 4.3, 4.7).

 

Рис. 4.2. Зоны защитных мероприятий, по данным [12]: <*>

1 и 2 - зоны эвакуации населения;

3 - зона укрытия;

4 - зона возможного временного переселения;

5- зона радиоактивного следа в результате выпадений

(Рисунок не приводится).

 

    --------------------------------

    <*> Население,  находящееся  в зоне 1 или в зонах 1 и 2 должно

        быть эвакуировано во избежание облучения  при  прохождении

        радиоактивного облака выброса.  Население из зоны 3 должно

        быть  размещено  в  укрытиях.  Одновременно  в  зонах  1-3

        проводится  йодная профилактика,  защита органов дыхания и

        кожных покровов.  Зона 4 является зоной, население которой

        может   быть   переселено  в  результате  высоких  уровней

        загрязнения территории.  В пределах зоны 5 (за исключением

        внутренней  зоны 4) возможно введение режима радиационного

        контроля и осуществления мер по  снижению  доз  на  основе

        принципа оптимизации.

 

(4.48) В промежуточной фазе аварии зонирование территории будет определяться прогнозируемыми уровнями ее загрязнения в результате выпадений от радиоактивного облака. С этой точки зрения границы зон могут быть более четко очерчены, к тому же для планирования защитных и медицинских мероприятий имеется определенный запас времени.

В соответствии с НРБ-96 в этот период могут быть установлены зоны:

- зона радиационного контроля (эффективная доза, средняя у жителей населенного пункта, от 1 мЗв до 5 мЗв в год). В этой зоне помимо мониторинга радиоактивности объектов окружающей среды, сельскохозяйственной продукции и доз внешнего и внутреннего облучения критических групп населения, осуществляются меры по снижению доз на основе принципа оптимизации и другие необходимые активные меры защиты населения;

- зона ограниченного проживания населения (от 5 мЗв до 20 мЗв в год). В этой зоне осуществляются те же меры мониторинга и защиты населения, что и в зоне радиационного контроля. Жителям и лицам, проживающим на указанной территории, разъясняется риск ущерба здоровью, обусловленный воздействием радиации;

- зона добровольного отселения (от 20 мЗв до 50 мЗв в год). Здесь осуществляется радиационный мониторинг людей и объектов внешней среды, а также необходимые меры радиационной и медицинской защиты. Оказывается помощь в добровольном переселении за пределы зоны;

- зона отселения (более 50 мЗв в год).

(4.49) Размеры и конфигурация зон могут иметь сложный характер. В промежуточной фазе аварии следует учесть возможность образования локальных участков повышенного загрязнения. В результате дождя или других изменений метеорологических условий могут образоваться участки с уровнями загрязнения, достигающими значений ДУВ. На этом этапе возможно зонирование территории по уровням загрязнения пастбищ, содержания радионуклидов в молочной и мясной продукции, зеленых овощах и т.д.

Примеры практики установления зон в различные периоды времени при ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС приведены в Приложении 4.1.

 

Специальная санитарная обработка

 

(4.50) Данное мероприятие направлено на удаление радионуклидов с поверхностей кожи и слизистых оболочек людей, их одежды, обуви.

(4.51) Санитарная обработка предусматривается при планировании таких защитных мер, как укрытие, эвакуация, а также при госпитализации пораженных в лечебном учреждении. Общим принципом этого мероприятия является проведение санитарной обработки людей в местах организации барьеров между "грязной" и "чистой" зонами, т.е. перед входом в убежище или на контрольно-пропускном пункте при эвакуации. Обязательными элементами санитарной обработки являются первичный и повторный радиометрический контроль, а также параллельное проведение дезактивации одежды, обуви людей, доставившего их транспорта, носилок и т.п.

(4.52) В случае, если принимается решение об укрытии или эвакуации населения, санитарную обработку следует организовать так, чтобы она не сдерживала своевременное проведение этих защитных мер. В равной степени это следует учитывать при необходимости оказания неотложной медицинской помощи. При отсутствии времени, понимая важность и необходимость этого мероприятия, можно ограничиться частичной санитарной обработкой открытых участков кожи и слизистых оболочек с заменой загрязненной одежды и обуви на чистые, что может снизить загрязнение до установленных уровней, хотя и не обеспечит полноту мероприятия с санитарно-гигиенических позиций.

При планировании проведения санитарной обработки необходимо предусматривать организацию сбора и временного хранения радиоактивных отходов в герметичной таре.

 

Исключение или ограничение потребления загрязненных пищевых

продуктов

 

(4.53) Данные мероприятия находятся полностью в компетенции органов здравоохранения и включают введение ПУВ <*> на загрязненность пищевых продуктов и питьевой воды, организацию радиационно-гигиенического контроля и информирование населения.

    --------------------------------

    <*> После аварии на Чернобыльской АЭС  ПУВ  устанавливались  в

        виде   Временных   допустимых   уровней  (ВДУ)  содержания

        радиоактивных веществ в продуктах питания,  питьевой воде,

        лекарственных  травах и периодически пересматривались (см.

        Приложение 4.1).

 

(4.54) Для принятии решения о введении запрета или ограничения потребления населением пищевых продуктов в НРБ-96 введены Критерии для принятия решений об ограничении потребления загрязненных продуктов в виде предотвращаемой эффективной дозы и содержания радионуклидов в пищевых продуктах (табл. 4.3, 4.4).

(4.55) Наряду с введением ПУВ загрязнения основных продуктов питания и питьевой воды, утверждаемых Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации, могут устанавливаться временные контрольные уровни, утверждаемые местными органами ГСЭН в рамках своей ответственности с учетом особенностей питания местного населения, а также характера и структуры сельскохозяйственного производства. Контроль загрязненности пищевых продуктов проводится заводами-производителями (производственный контроль). Центрами ГСЭН и ветлабораториями. Значения контрольных уровней не должны превышать ПУВ, установленные Главным государственным врачом РФ.

(4.56) Принимаемые при этом решения о введении запрета на потребление загрязненных пищевых продуктов следует рассматривать в качестве временной меры; интервалы времени действия ПУВ должны быть по возможности четко определены.

(4.57) В процессе принятия решения на запрет или ограничение потребления населением пищевых продуктов должны быть учтены следующие обстоятельства.

В ранней фазе аварии, когда имеется информация, подтверждающая выброс в атмосферу радионуклидов, одновременно с принятием решения об укрытии или эвакуации населения должен быть решен вопрос об ограничении или исключении из питания продуктов, в наибольшей степени подвергшихся радиоактивному загрязнению.

Эта мера может основываться на результатах выборочного экспрессного радиометрического контроля, но при их отсутствии может носить волевой характер, распространяясь в основном на потребление молока из свежих удоев, а также листовой зелени, ягод и фруктов. Основными группами населения, на которые распространяется эта мера прежде всего дети и беременные женщины. Питание населения в первые дни после аварии должно осуществляться из имеющихся домашних запасов или централизовано путем завоза чистых продуктов.

После получения данных о районах, подвергшихся загрязнению, и данных о радиационной обстановке становится возможным составить программу оперативного радиометрического контроля для оценки фактической загрязненности пищевых продуктов.

Одновременно решаются вопросы о снабжении населения продуктами питания из имеющихся запасов и завозе необходимых продуктов из незагрязненных районов. Эти мероприятия завершают раннюю и начало промежуточной фазы аварии. Организация снабжения населения пищевыми продуктами должна ориентироваться здесь, как правило, на несколько недель.

В промежуточной и восстановительной фазах аварии возможно принятие более взвешенных решений при установлении или уточнении временных норм на загрязненность пищевых продуктов, организации питания местного населения, проведении мероприятий по снижению уровней загрязненности, переработке продуктов, определении условий их вывоза и др.

 

4.5. Меры радиационной гигиены в помещениях

лечебных учреждений

 

Организация санитарно-пропускного режима

 

(4.58) Санитарно-пропускной режим при радиационной аварии - комплекс технических и организационных мероприятий для предупреждения разноса радиоактивного загрязнения при перемещении людей, передвижении транспорта и т.п. из более загрязненных зон в менее загрязненные. Пострадавшие, как правило, имеют радиоактивное загрязнение, что может привести к загрязнению помещений (медпункта, приемного отделения больницы и т.п.), транспортных средств и самого медперсонала, поэтому все медицинские мероприятия должны осуществляться с учетом возможного загрязнения поверхностей помещений, одежды и кожных покровов.

(4.59) В приемном отделении лечебного учреждения на время пребывания в нем пациентов, имеющих радиоактивное загрязнение, выделяются "условно грязная" и "условно чистая" зоны. Целесообразно в "условно грязную" зону включить часть приемного отделения, а также, при необходимости, одну или несколько расположенных поблизости палат (Приложение 4.7).

Между этими зонами должен быть организован санитарный пропускник или санитарный барьер, в котором в обязательном порядке осуществляется полное переодевание пациентов и медицинского персонала с поверхностным загрязнением.

Осуществление санитарно-пропускного режима включает:

- радиометрический контроль за эффективностью санитарно-пропускного режима и радиационной обстановкой в помещениях лечебного учреждения;

- индивидуальный дозиметрический контроль;

- обязательное полное переодевание персонала, направляющегося в "грязную" зону (для этого используются комплекты спецодежды и дополнительных СИЗ для медперсонала, приведенные в Приложении 4.6);

- обязательное снятие спецодежды и СИЗ при выходе из "грязной" зоны и проведение полной санитарной обработки (помывки) персонала в санитарном пропускнике;

- организацию отправки на дезактивацию спецодежды и других СИЗ, имеющих радиоактивное загрязнение выше установленного уровня;

- проведение регулярной (не реже 1 раза в сутки) дезактивации помещений "грязной" зоны и влажной уборки всех помещений лечебного учреждения;

- организацию сбора, временного хранения и отправки на захоронение образующихся жидких и твердых радиоактивных отходов с учетом санитарных требований и местных условий.

Санпропускник приемного отделения также состоит из "условно чистой" и "грязной" зон, между которыми располагается душевая. На входе в душевое помещение со стороны "грязного" отделения оборудуются умывальники с подачей горячей и холодной воды для предварительного мытья рук и лица. Дозиметрические посты устанавливаются на входе в санпропускник и на выходе из душевой в "чистом" отделении для контроля чистоты кожных покровов.

Необходимо обеспечить защиту поверхностей "грязной" зоны медицинского учреждения от радиоактивного загрязнения путем применения временных покрытий, которыми застилают пол, столы, кушетки и оборудование в приемном отделении, коридоре, палате. В качестве покрытия рекомендуется применять полимерную пленку.

В случае загрязнения временные защитные покрытия дезактивируют либо направляют на захоронение как радиоактивные отходы.

 

Дезактивация загрязненных поверхностей

 

(4.60) После радиометрического контроля составляются карты радиоактивного загрязнения помещений с обозначением мест проведения дезактивации. Для дезактивации поверхностей помещений медицинского учреждения рекомендуется применять 0,5-1%-ный раствор синтетических моющих средств и их смесей с комплексообразователями - полифосфатами, щавелевой кислотой и др. - суспензии порошков СФ-2у, СФ-3, СН-50 и др. После обработки загрязненных поверхностей указанными препаратами необходимо тщательно промыть их водой и насухо вытереть. Более эффективно использовать для дезактивации растворы или суспензии, подаваемые через брандспойты со щетками (комплекты ДК-4, ЭПАС, АРС и др.).

(4.61) Моющие растворы следует готовить не более, чем за сутки до их использования. Температура растворов при дезактивации поверхностей должна быть 30-40 град. С. Ориентировочный расход моющих растворов 1-2 л/кв. м.

(4.62) Если в помещении имеется локальный сильно загрязненный участок, то начинать следует именно с него: собрать загрязненные материалы (пыль, куски грунта, предметы одежды и т.п.), тщательно промыть дезактивирующим раствором и водой. После этого следует начать дезактивацию всего помещения, следуя принципу "от чистых участков к грязным". После обработки 10 кв. м поверхности дезактивирующий раствор необходимо заменить, а обтирочный материал промыть в чистом дезактивирующем растворе.

(4.63) При проведении дезактивационных работ жидкие отходы должны собираться в специальные емкости (контейнеры, фляги, бочки и т.п.), а твердые отходы в пленочные или бумажные мешки, ящики и т.п. Временное хранение отходов осуществляется в изолированном помещении. Отправка радиоактивных отходов на пункты переработки и захоронения должна осуществляться специальным транспортом.

 

Проведение санитарной обработки кожных покровов

 

(4.64) Для соблюдения нормативов по допустимому облучению кожи и профилактики радиационных поражений следует в наиболее короткие сроки провести санитарную обработку кожных покровов с целью удаления основной части радиоактивных веществ.

(4.65) В большинстве случаев загрязнению подвергаются открытые участки кожи - руки, лицо, голова, волосы. Дезактивацию локального загрязнения рук, головы и лица целесообразно проводить над раковиной под струей теплой воды.

Оптимальная температура воды для дезактивации кожи 30-32 град. С. Следует обратить внимание на очистку складок кожи, ногтевых лунок и ногтей. Тщательное мытье рук водой с мылом в большинстве случаев значительно (на 70-90%) снижает количество радиоактивных веществ на коже.

(4.66) После отмыва локально загрязненных участков кожи целесообразно провести общую санитарную обработку тела под душем с применением банного (туалетного) мыла и мягкой мочалки. После прохождения душа обязательно проверяется эффективность дезактивации тела с помощью радиометрических приборов. Измерения следует проводить только на сухой коже. Для вытирания тела рекомендуется использовать легко впитывающие влагу махровые полотенца. Волосы лучше всего сушить феном. При сильном остаточном загрязнении их следует коротко остричь или осторожно сбрить. Если остаточная загрязненность кожи превышает установленную допустимую величину, то санитарную обработку водой с мылом повторяют, но не более трех раз, т.к. дальнейший отмыв как правило не дает результата, но может нарушить свойства кожи.

(4.67) Для удаления с отдельных участков кожи радионуклидов йода, цезия и др., которые не удалось отмыть трехкратной обработкой с применением мыла, можно применить специальные средства дезактивации кожи, например препарат "Защита" или густые суспензии моющих средств.

(4.68) Для дезактивации кожных покровов не рекомендуется использовать органические растворители (бензин, этиловый спирт и т.п.), поскольку они могут способствовать проникновению радионуклидов через кожу внутрь организма.

 

4.6. Радиационный и дозиметрический контроль

 

(4.69) Радиационный контроль на аварийном объекте и во внешней среде и дозиметрический контроль лиц, вовлеченных в аварию, представляют собой систему организационных, методических и технических действий, направленных на регистрацию радиометрических и дозиметрических характеристик, оценку доз облучения и сравнение с действующими регламентами облучения <*>.

    --------------------------------

    <*> В   международных   рекомендациях   термин   "радиационный

        контроль"  (radiation  control)  используется  значительно

        шире,  чем  в  отечественных документах (включая настоящее

        Руководство)    и    означает     систему     мероприятий,

        предполагающих      активное     регулирование     условий

        радиационного воздействия и доз облучения.

 

(4.70) Радиационный и дозиметрический контроль подразделяется на предупредительный (радиационная разведка), текущий и итоговый.

Предупредительный контроль проводится перед началом проведения аварийно-спасательных работ и защитных мероприятий с целью их планирования и ограничения доз облучения.

Текущий контроль проводится в ходе выполнения аварийных работ в очаге аварии (контроль рабочих мест и индивидуальный контроль) и на загрязненных территориях (санитарный контроль, выборочный дозиметрический контроль, радиоэкологический мониторинг) с целью своевременного получения информации о формировании доз облучения лиц, вовлеченных в аварию.

Итоговый радиационный контроль предназначен для оценки соблюдения аварийных радиационных регламентов (установленных дозовых пределов для персонала, ДУВ и ПУВ для населения).

 

Радиационный контроль окружающей среды

 

(4.71) Аварийный радиационный контроль должен опираться на уже существующую сеть контроля (предприятия, Центры ГСЭН, гидрометеорологические службы и т.д.). Необходимо в сжатые сроки обеспечить переход от рутинного радиационного контроля, проводимого в период нормальной эксплуатации источников ионизирующего излучения к аварийному радиационному контролю.

(4.72) В ранней фазе необходимо получить сигнальную информацию о появлении радиоактивных веществ во внешней среде, как правило, по повышению мощности дозы гамма-излучения по данным стационарных постов наблюдения. В совокупности с метеорологической обстановкой, экспрессными измерениями радионуклидного состава и визуальной информацией (осмотр аварийного объекта) эти данные могут позволить выбрать наиболее адекватный сценарий аварийного реагирования из подготовленных на этапе предварительного планирования.

Для экстренной оценки радиационной обстановки учитываются следующие сведения:

- количественно-изотопный состав радиоактивных продуктов в активной зоне реактора в момент аварии;

- характер аварии, пути и длительность выброса радиоактивных веществ во внешнюю среду;

- расчетные значения доли выхода отдельных групп радионуклидов от их содержания в активной зоне реактора;

- метеорологические условия в момент выброса: направление и скорость ветра на высоте выброса, категория устойчивости погоды, наличие инверсий и т.д.

Проводимые в этот период измерения включают:

- измерение мощностей доз гамма-излучения;

- определение концентраций радионуклидов в атмосферном воздухе;

- определение плотности радиоактивного загрязнения территории.

(4.73) В промежуточной фазе роль стационарных постов контроля, установленных до аварии снижается, и, напротив, возрастает роль радиационной разведки передвижными радиологическими лабораториями и авиасъемкой.

Программа оперативных мер в этой фазе аварии должна основываться на уточненных оценках характера загрязнения территории, различных объектов внешней среды и продуктов питания, полученных на основе прямых и частично лабораторных радиометрических и дозиметрических измерений. В этот период становится возможным получение следующих данных:

- уточненных доз внешнего и внутреннего облучения населения, в отношении которого были применены те или иные защитные меры в период ранней фазы аварии;

- мощности доз гамма-излучения на большей части площади загрязненной территории;

- плотности выпадений дозообразующих радионуклидов на основных участках загрязненной территории;

- уровней загрязнения основных продуктов питания (молока и овощей местного производства) и питьевой воды;

- прогнозируемых доз внешнего и внутреннего облучения проживающего населения и лиц, участвующих в ликвидации последствий аварии.

(4.74) В поздней фазе система аварийного контроля меняется в соответствии с изменением целей и задач; создается новая стационарная сеть наблюдений; могут проводиться углубленные комплексные радиационно-гигиенические и радиоэкологические обследования с целью долгосрочного прогнозирования радиационной обстановки.

В течение этой фазы аварии продолжаются исследования, направленные на уточнение характера радиационной обстановки и оценку масштабов последствий аварии. В этот период становится возможным получение:

- подробных карт загрязненности местности основными дозообразующими радионуклидами;

- уточненных исходных сведений и результатов оценок основных факторов, влияющих на формирование дозовых нагрузок различных групп населения;

- результатов долгосрочных прогнозных оценок по радиологическим последствиям аварии.

Типовые методические указания и рекомендации по дозиметрическому и санитарному контролю в районе расположения АЭС содержатся в [13] и примерная схема организации радиационного контроля в различных фазах аварии на предприятии атомной промышленности дана в Приложении 4.8 [14].

(4.75) Объем и виды радиационного контроля устанавливаются исходя из реально складывающейся на данной территории радиационной обстановки и обычно включают:

- контроль за мощностью дозы внешнего излучения;

- контроль за уровнем радиационного загрязнения территории, транспортных средств, поверхностей помещения и оборудования, кожных покровов и одежды;

- контроль за объемной концентрацией аэрозолей в воздухе;

- контроль за удельной активностью радионуклидов в продуктах питания и источниках водоснабжения;

- контроль за переносом радионуклидов с поверхностными и грунтовыми водами.

Краткая характеристика переносных и мобильных радиометрических и дозиметрических приборов, используемых для решения этих задач, дана в Приложении 4.9.

 

Индивидуальный дозиметрический и радиометрический контроль

(4.76) Индивидуальный контроль облучения людей включает:

- измерение доз внешнего облучения с использованием индивидуальных дозиметров:

- определение поверхностного загрязнения и доз бета-гамма облучения кожных покровов:

- оценку индивидуального поступления радионуклидов в организм;

- радиометрические измерения содержания радионуклидов в организме (отдельных органах, тканях);

- учет индивидуальных доз внешнего и внутреннего облучения за регламентированные периоды времени и их сравнение с действующими дозовыми ограничениями.

 

(4.77) Измерение доз внешнего гамма и гамма-нейтронного облучения с использованием индивидуальных термолюминесцентных, радиофотолюминесцентных, фото-трековых и других типов дозиметров, которыми штатно обеспечен персонал радиационно опасных производств, а также участники ЛПА, осуществляется в соответствии с инструкциями для конкретных дозиметрических комплектов по схемам, предусмотренными планами аварийного реагирования.

(4.78) Для оценки дозы внешнего облучения физическими методами в случае отсутствия у пострадавших в момент аварии индивидуальных дозиметров используются радиолюминесцентный анализ, метод электронного парамагнитного резонанса и др. Для этого необходимо собрать и промаркировать одежду, обувь, перчатки, СИЗ и сопутствующие предметы, бывшие на человеке в момент аварии, для последующего лабораторного исследования в специализированном учреждении.

(4.79) Определение поверхностного бета-загрязнения кожных покровов осуществляется либо прямым радиометрическим методом с помощью дозиметров типа МКС-01Р, либо с помощью метода мазков до и после процедуры дезактивации кожных покровов; дозы слабопроникающего (мягкого рентгеновского и бета) излучения измеряют многослойными кожными дозиметрами, определяющими дозы за фиксированными толщинами кожных покровов, с помощью тонких (5-7 мг/кв. мм) тканеэквивалентных дозиметров.

(4.80) Оценку аварийного индивидуального поступления радионуклидов в организм проводят либо расчетным путем, либо, используя метод радиометрии по слизистой носа, радиометрии СИЗ органов дыхания, СИЧ-измерений. При подозрении на поступление радиоактивных веществ внутрь организма большое значение приобретает отбор, сохранение и точная маркировка проб (Ф.И.0., наименование пробы, дата и время отбора) с поверхности кожи и слизистых (мазки), а также проб кала, мочи, рвотных масс, промывных вод желудка для дальнейшей оценки количеств инкорпорированных радионуклидов.

(4.81) При крупномасштабной радиационной аварии к массовым дозиметрическим и радиометрическим измерениям могут привлекаться лица, не имеющие достаточного опыта таких измерений и их организации. Необходимо в сжатые сроки обеспечить обучение их методикам выполнения измерений и единым формам записи результатов измерений. <*> В Приложении 4.10 даны рекомендации по проведению радиометрического обследования содержания йода-131 в щитовидной железе у лиц из населения [15].

    --------------------------------

    <*> Опыт Чернобыльской аварии показал,  что из-за несоблюдения

        этих  требований,  около половины проведенных в Белоруссии

        прямых измерений содержания йод-131 в  щитовидной  железе,

        по разным причинам, оказались недостоверными.

 

(4.82) Учет аварийных доз внешнего и внутреннего облучения персонала и населения осуществляется в рамках ведомственных, территориальных и общероссийских дозиметрических регистров и в соответствии с требованиями основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности.

 

                   Список литературы к главе 4

 

  [1]   Нормы радиационной  безопасности  (НРБ-96).  Гигиенические

        нормативы    ГН    2.6.1.054-96.    Издание   официальное.

        Госкомсанэпиднадзор России, Москва, 1996.

  [2]   Principles for Intervention for Protection of  the  Public

        in a radiological Emergency, ICRP Publication 63, Pergamon

        Press, 1992.

  [3]   International Basic  Safety   Standards   for   Protection

        against  Ionizing  Radiation  and  for Safety of Radiation

        Sources, IAEA, Vienna, 1996.

  [4]   Бюллетень МАГАТЭ. Том 38 N3, 1996. Вена, Австрия, стр. 40.

  [5]   Критерии для  принятия  решений  по  радиационной   защите

                                                  239

        населения  при  аварийном  диспергировании   Pu  на этапах

        жизненного  цикла  ядерного  боеприпаса.  Утв.  Зам.   гл.

        Государственного   врача   РФ   по   специальным  вопросам

        26.11.1997 г. Рег. N 97-07.

  [6]   Health Physics, 33 Pergamon Press (Sept.1977) 287-298

  [7]   Серия изданий по безопасности, N 55. Планирование защитных

        мер за пределами площадки в случае радиационных аварий  на

        ядерных установках, МАГАТЭ, Вена, 1981

  [8]   Ильин Л.А.,   Архангельская Г.В.,       Константинов Ю.О.,

        Лихтарев И.А. Радиоактивный йод  в  проблеме  радиационной

        безопасности. М., Атомиздат, 1972г.

  [9]   Критерии для  принятия  решения о мерах защиты населения в

        случае   аварии   ядерного    реактора.    Утв.    Главным

        Государственным     санитарным    врачом   СССР  8.05.1990

        N 06-9/154-9 от 16.05.1990, М., 1990.

  [10]  Критерии для принятия решений о мерах защиты  населения  в

        случае  аварии  реактора.  (Утв.  Главным  Государственным

        санитарным врачом СССР Н.П.Бургасовым 4 августа 1983 г.).

  [11]  B.C.Репин.  "Ретроспективная  реконструкция доз  и  оценка

        роли    отдельных    факторов    в    облучении   жителей,

        эвакуированных из тридцатикилометровой зоны  после  аварии

        на ЧАЭС." - Киев:  науково-технiчний   збiрник.  "Проблеми

        Чонобильскоi зони вiдгужения".  Наукова Думка,  1996. - с.

        108-134. Выпуск 4.

  [12]  Safety     Series    N 72.      Principles for establishing

        intervention levels for the protection of the public in the

        event  of  a  nuclear  accident  or radiological emergency.

        IAEA. VIENNA, 1985

  [13]  Сборник правил  и  норм  по  радиационной  безопасности  в

        атомной  энергетике.  Министерство  здравоохранения  СССР,

        тома II-III, М. 1989.

  [14]  Г.Н.Романов.  Ликвидация  последствий радиационных аварий.

        Справочное руководство. Издательство, М. 1993.

  [15]  Гаврилин Ю.А., Хрущ В.Т., Шинкарев С.М. Условия проведения

        широкомасштабного дозиметрического обследования щитовидной

        железы  у  населения,  пострадавшего  в результате ядерной

        катастрофы типа  аварии  на  ЧАЭС,  журнал  АНРИ,  научно-

        информационный журнал по радиационной экологии,  М., 1995,

        N 1, с. 27-34.

 

 

 

 

 

Приложение 4.1.

 

РАБОТА НАЦИОНАЛЬНОЙ КОМИССИИ ПО РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЕ (НКРЗ)

ПО ПРИНЯТИЮ ОПЕРАТИВНЫХ РЕШЕНИЙ В ПЕРИОД ЛИКВИДАЦИИ

ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИИ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС

 

В ходе ликвидации последствий аварии на IY энергоблоке Чернобыльской АЭС был накоплен уникальный опыт по оперативному принятию решений о мерах защиты участников работ по ликвидации последствий аварии и населения. В этот период были приняты ряд временных регламентов, определяющих допустимые уровни загрязнения различных поверхностей, объектов внешней среды и продуктов питания. Решение этих вопросов осуществлялось в условиях сложной радиационной обстановки с высокими уровнями мощностей доз гамма-излучения и загрязненности различных объектов. Обоснование введения того или иного временного регламента строилось на основе решения задачи быстрого и эффективного осуществления работ по локализации основных источников загрязнения - с одной стороны, и обеспечения безопасного для здоровья регламента работ в этих условиях - с другой. Поэтому вводимые допустимые уровни носили четко очерченный временной характер и ужесточались по мере улучшения радиационной обстановки.

Регламентация временных пределов доз базировалась на действовавших в этот период нормативных документах НРБ-76 и ОСП-72/80 <*>. Сразу же после аварии, учитывая необходимость в быстрейшей локализации источника высокой радиационной опасности, Правительственной комиссией было принято решение об установлении суммарной предельной индивидуальной дозы внешнего облучения, равной 25 бэр для персонала на время выполнения работ, связанных с ликвидацией последствий аварии. Этот уровень был утвержден Минздравом СССР и действовал до конца 1986 г.

    --------------------------------

    <*> Нормы   радиационной   безопасности   НРБ-76   и  Основные

        санитарные правила работы с  радиоактивными  веществами  и

        другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/80,  М.,

        Энергоиздат 1981.

 

В январе 1987 г. НКРЗ было принято решение о приравнивании лиц, привлекаемых для проведения аварийных и спасательных работ, к категории А в соответствии с НРБ-76 и распространению на них соответствующих требований Норм. В соответствии с этим решением Минздрав СССР 28 января 1987 г. утвердил следующие временные нормативы внешнего облучения:

1. Эксплуатация 1,2,3 энергоблоков; строительно-монтажные, наладочные работы на 3-ей очереди; работы в 30-км зоне - 5 бэр.

2. Дезактивация 3-го энергоблока; строительно-монтажные и ремонтно-восстановительные работы на 2 энергоблоке; работы на промплощадке I и II очереди - до 10 бэр.

Облучение в дозе 10 бэр в 1987 г. допускалось для персонала, ранее не облучавшегося или получившего в 1986 г. дозу не более 5 бэр. Персонал, получивший в 1986 г. дозу более 5 бэр, мог в 1987 г. продолжить профессиональную деятельность в полях излучения так, чтобы не была превышена возрастная формула п. 4.1. НРБ-76, т.е. чтобы к возрасту 30 лет суммарная доза облучения не превысила 12 ПДД или 60 бэр.

Лица, получившие в 1986 г. или ранее дозу более 25 бэр, в соответствии с п. 4.11а НРБ-76 не должны были больше подвергаться повышенному планируемому облучению. Для этих лиц максимально возможная годовая доза за 1987 г. составляла 5 бэр. При этом привлечение лиц, облученных ранее в дозах более 25 бэр/год или за аварию, допускалось только по заключению ВКК, учитывающей и медицинские противопоказания и выполнение формулы 4.1. НРБ-76.

Каждое аварийное или планируемое повышенное облучение в дозах 2 ПДД или 5 ПДД должно было быть скомпенсировано так, чтобы в последующий период, не больший чем 5 или 10 лет соответственно, накопленная доза не превысила значения, установленное по формуле п. 4.1. НРБ-76.

В исключительных случаях при планировании особо важных работ необходимо было получить разрешение Минздрава СССР на превышение дозы облучения до 25 бэр для ограниченного числа лиц, участвовавших в этих работах.

В ранней фазе аварии основным решением явилось недопущение облучения населения в дозах, превышающих значения, установленные в 1983 г. Критериями для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварии ядерного реактора. События на Чернобыльской АЭС показали, что длительность ранней фазы составила примерно 10 суток. При этом только в ограниченном числе населенных пунктов значения доз внешнего облучения могли превысить уровень А Критериев и составить 30-40 рад, но нигде они не достигали величин, соответствующих верхнему уровню Б (75 рад).

После завершения этапа экстренной эвакуации, для населения, продолжавшего находиться на радиоактивно загрязненной территории, Минздрав СССР установил в качестве предела дозы 0,1 Гр (в сумме за счет внешнего и внутреннего облучения) за первый год после аварии. Учитывая, что биологическое действие пролонгированной дозы по сравнению с равной по величине разовой дозой, всегда меньше, предел дозы 0,1 Гр за год является близким по действию разовой дозы 0,04 Гр.

В ранней фазе аварии с целью принятия оперативных решений были выделены три зоны.

1 - "Зона постоянного отселения" - территория, ограниченная изодозой с минимальным значением мощности дозы гамма-излучения в перерасчете на 15 день после аварии ("Д" + 15) - 20 мР/ч. Предполагалось, что в пределах этой территории дозы облучения людей существенно превысят установленный предел годовой дозы и не ожидается нормализация радиационной обстановки в последующие годы. Эти обстоятельства обусловили эвакуацию населения из данной зоны навсегда.

2 - "Зона временного отселения" - территория, лежащая на "Д" + 15 между изодозными линиями 20 и 5 мР/ч. В эту зону предполагалось возвращение населения по мере нормализации радиационной обстановки.

3 - "Зона контроля" - территория между изодозными линиями 5-2 мР/ч. Население из данной зоны не эвакуировалось, но в ней вводился дозиметрический контроль за объектами внешней среды, продуктами питания и водой из питьевых водоисточников. Дети и беременные женщины в организованном порядке были вывезены в чистые районы страны на летний оздоровительный период.

В процессе осуществления защитных мероприятий зоны постоянного и временного отселения трансформировались в 30-километровую зону вокруг Чернобыльской АЭС, из пределов которой было эвакуировано все население.

Наряду с зонированием территории по мощности дозы гамма-излучения в июле 1986 года было введено зонирование по плотности загрязнения стронцием - 90, цезием-137, плутонием-239 и 240. При обосновании допустимой плотности загрязнения учитывались:

- равновесный характер поступления радионуклидов в организм людей при продолжительности воздействия, соизмеримым с продолжительностью жизни;

- критические пути поступления (воздействия);

- метаболические константы организма человека;

- значения коэффициентов переноса и миграции радионуклидов во внешней среде;

- принятые в НРБ-76 значения ПДД и ПГП.

    В соответствии  с  этим  предельно  допустимая  загрязненность

почвы суммой плутония - 239, 240 была принята на уровне 0,1 Ки/кв.

             9

км (3,7 х 10   Бк/кв. км), а для стронция-90 - 3 Ки/кв.  км (1,1 х

  11

10  Бк/кв. км).

Проведенные детальные исследования подтвердили, что территории, загрязненные изотопами плутония - 239, 240 и стронцием-90 на уровне принятых допустимых уровней (т.е. соответственно 0,1 и 3 Ки/кв. км) лежат в пределах 30-км зоны, где была проведена эвакуация населения.

    Предельно -  допустимым  значением  загрязнения  местности для

                                                  11

цезия-137 было  принято  15  Ки/кв.  км (5,55 х 10  Бк/кв. км),  с

учетом соотношения в выпадениях цезия-137 и цезия-134: 2/1.

Основной задачей, решаемой в период промежуточной фазы аварии являлось сведение до минимума возможных отдаленных стохастических последствий с введением соответствующих временных пределов доз годового облучения населения. С учетом характера реальной радиационной обстановки, а также существующих в отечественной и международной практике подходов НКРЗ были предложены, а Минздравом СССР впоследствии утверждены следующие временные основные дозовые пределы для населения, оказавшегося в зоне аварии:

 

    (а)    100 мЗв - за первый год;

    (б)     30 мЗв за 1987 календарный год;

    (в)     25 мЗв/год за 1988 и 1989 годы.

 

Соблюдение указанных пределов контролировалось по средней дозе для критической группы населения каждого населенного пункта, оказавшегося в зоне радиационной аварии.

Основными критериями при установлении допустимых уровней радиоактивного загрязнения различных поверхностей являлись:

(а) оценка уровней возможного облучения кожи с учетом условий труда персонала и жизнедеятельности населения в той или иной зоне загрязнения;

(б) оценка вероятности контактного переноса радиоактивных веществ с одного загрязненного объекта на другой.

Начиная с мая 1986 года Правительственной комиссией по рекомендации НКРЗ были регламентированы контрольные уровни радиоактивного загрязнения спецодежды и транспортных средств и установлен порядок их контроля. В зависимости от существовавших уровней загрязнения нормирование осуществлялось дифференцированно для различных зон. В первое время после аварии уровни радиоактивного загрязнения поверхностей нормировались в единицах мощности экспозиционной дозы гамма-излучения (мР/ч), а не в принятых единицах (бета-част/мин. кв. см). Такой подход позволил существенно повысить оперативность контроля в условиях дефицита времени и большого числа людей и объектов, требующих проведения измерений.

На основе первоначально разработанных контрольных уровней 2 июля 1986 г. были утверждены Временные уровни допустимого загрязнения ВДУ N 129-254. Здесь были учтены данные по загрязнению различных объектов в различных режимных зонах, а также возможные дозовые нагрузки на кожу и коэффициенты контактного переноса. При регламентируемом загрязнении кожных покровов облучение базального слоя эпидермиса в условиях реального режима работы было в 7,5 раз ниже установленного в этот период для участников ликвидации аварии дозового предела (150 бэр при 25 бэр на все тело).

По происшествии нескольких месяцев после аварии радиационная обстановка на промплощадке и на прилегающей территории улучшилась за счет распада короткоживущих радионуклидов и выполнения комплекса противоаварийных работ. Это позволило несколько ужесточить нормативы радиоактивного загрязнения. В ноябре 1986 г. было завершено сооружение объекта "Укрытие". В результате радиационная обстановка на территории и в помещениях АЭС существенно улучшилась. Таким образом, были созданы условия для снижения дозового предела до 5 бэр/год (30 бэр на кожу) для персонала, принимавшего участие в ликвидации последствий аварии. Это потребовало изменения производных нормативов на уровни загрязнения кожных покровов и поверхностей различных объектов. При разработке новых ВДУ N 32/1747 от 9 июля 1987 г. была изменена и ранее принятая схема зонирования. В частности, к зоне наиболее неблагоприятной радиационной обстановки были отнесены не вся промплощадка и г. Припять, а только III энергоблок АЭС и отдельные наиболее загрязненные участки зоны отчуждения (для персонала, участвовавшего в дезактивационных работах на III энергоблоке в указанных нормах в качестве дозового предела было принято значение индивидуальной дозы внешнего облучения на уровне 10 бэр на период до завершения этих работ). В этом случае при нормируемых уровнях и максимально возможном времени контакта также имелся 3-8 кратный запас по дозе облучения на третью группу критических органов.

К середине 1989 г. стало очевидным, что ВДУ N 32/1747 требуют пересмотра в направлении ужесточения нормативов. В октябре 1990 г. были утверждены Временные допустимые уровни радиоактивного загрязнения ДЗА различных объектов в зоне Чернобыльской АЭС. Исходным критерием, как и прежде, являлась оценка возможного облучения базального слоя эпидермиса при различных условиях труда и быта персонала в данной режимной зоне. Так, для вахтового персонала в 1 и 2 зонах сочли возможным сохранить рекомендуемый НРБ-76 норматив радиоактивного загрязнения кожных покровов, равный 100 бета-частиц/мин.кв. см. Для 3-ей зоны, т.е. для вахтовых поселков в 30-километровой зоне в качестве допустимого уровня загрязнения кожных покровов было принято значение 50 бета-част./мин. кв. см в целях уменьшения вероятности контактного переноса в чистые помещения и за пределы 30-километровой зоны.

Для уменьшения контактного распространения радиоактивных веществ за пределы 30-километровой зоны Чернобыльской АЭС с первых дней после аварии производилась дезактивация дорог и автотранспорта, развернуты пункты специальной обработки (ПУСО). Здесь же осуществлялся контроль за уровнями загрязнения. При разработке допустимых уровней загрязнения поверхностей на выезде из 30-километровой зоны наряду со стремлением надежно обеспечить безопасные условия для населения учитывалось также исключение необоснованного изъятия значительного количества одежды и эффективное использование автотранспорта для доставки грузов в зону аварии.

Временные нормативы радиоактивного загрязнения одежды, обуви, транспортных средств, оборудования при выезде из 30-километровой зоны в различные периоды после аварии были разработаны с учетом:

- вероятности попадания радиоактивных веществ в организм;

- возможности внешнего облучения окружающих людей от загрязненной одежды, транспорта и оборудования;

- возможности внешнего облучения самого владельца одежды.

В дальнейшем, в 1989 г. были разработаны и утверждены ВДУ N 129-252-3, явившиеся критерием безопасности при оценке возможности использования на всей территории страны грузов и оборудования, вывезенных из 30-километровой зоны. При этом принималось в расчет исключение нефиксированного загрязнения для всех грузов, оборудования и транспортных средств, вывозимых из 30-километровой зоны. В этом случае возможное дополнительное облучение населения для реально возможных наиболее продолжительных контактов не выходило за пределы 10% от естественного фона.

Учитывая, что в начальный период аварии ведущим фактором внутреннего облучения являлся йод-131, Минздравом СССР 3 и 6 мая 1986 г. были утверждены временные нормативы допустимого содержания йода-131 в питьевой воде, молоке, молокопродуктах, а также допустимый предел суточного поступления радиоактивного вещества в организм человека. Кроме того были введены нормативы допустимого содержания йода-131 в мясе, птице, яйцах, ягодах, растительном лекарственном сырье. Эти нормативы были рассчитаны на непревышение дозы облучения щитовидной железы у детей свыше 30 рад.

В дальнейшем, после снижения содержания йода-131 в различных объектах внешней среды, стало возрастать значение долгоживущих радионуклидов. В связи с этим 30 мая 1986 г. Минздрав СССР по рекомендации НКРЗ утвердил Временные допустимые уровни содержания радиоактивных веществ в продуктах питания, питьевой воде, лекарственных травах. Данные нормативы определяли допустимое содержание в указанных объектах радионуклидов цезия. При этом НКРЗ исходила из того, что потребление продуктов питания на уровне ВДУ будет соответствовать дозе внутреннего облучения 5 бэр/год.

    В 1987  г.  в  соответствии  с  установленным  на  этот период

временным дозовым пределом 3  бэр/год  и  улучшением  радиационной

обстановки  НКРЗ  были  пересмотрены  действовавшие ВДУ и с учетом

оценок  среднесуточного  рациона  по  основным  продуктам  питания

разработаны   новые  ВДУ-88,  регламентирующие  допустимые  уровни

суммарного  содержания  радионуклидов  цезия-134  и  цезия-137   в

продуктах   питания  и  питьевой  воде.  По  проведенным  оценкам,

потребление всех продуктов на уровне предложенных ВДУ обеспечивало

дозу  внутреннего  облучения ниже 1 бэр/год.  Новые нормативы были

введены в действие на всей территории страны 15  декабря  1987  г.

взамен ВДУ N 129-252. При сравнении указанных допустимых уровней с

аналогичными временными нормативами,  принятыми после аварии  на

Чернобыльской АЭС в других странах, можно отметить, что, например,

содержание радиоцезия в молоке регламентировалось в США на  уровне

           -7                  -7                       -8

-  2,4 х 10  ,  Англии - 1 х 10  ,  Финляндии - 2,7 х 10   Ки/л (в

             -8

СССР - 1 х 10  Ки/л).   Распоряжением   Главного  Государственного

врача СССР   от   23  марта  1990  года  срок  действия  указанных

нормативов был продлен до 1 июня 1990 г.

Последней разработкой НКРЗ по регламентации содержания радионуклидов цезия и стронция явились ВДУ-91, которые следовало рассматривать в качестве единого нормативного документа, направленного на ограничение внутреннего облучения населения загрязненных территорий и страны в целом за счет потребления пищевых продуктов, загрязненных в результате аварии. Эти нормативы были рассчитаны таким образом, что в реальных условиях средние годовые дозы внутреннего облучения у жителей населенных пунктов зоны жесткого контроля не превысили 0,15-0,18 бэр. Для ограниченного числа лиц, если они будут питаться продуктами, все виды которых постоянно загрязнены на уровне ВДУ - не ниже, могла существовать маловероятная на практике возможность накопления годовой дозы на уровне 0,4-0,6 бэр.

При установлении ВДУ-91 НКРЗ исходила из того, что еще более жесткое нормирование загрязненности пищевых продуктов может привести к неоправданному расширению зон с ограничениями по режиму питания, что в свою очередь может привести к прямому ущербу для здоровья, в значительной мере превышающему риск от дополнительного облучения в результате потребления продуктов с содержанием радионуклидов на уровне установленного регламента.

 

 

 

 

 

Приложение 4.2.

 

                                                         131

       ПРИМЕРЫ ПУВ ПО МОЩНОСТИ ДОЗЫ И ОБЪЕМНОЙ АКТИВНОСТИ   I

     В ВОЗДУХЕ ДЛЯ ПРИНЯТИЯ РЕШЕНИЯ О МЕРАХ ЗАЩИТЫ НАСЕЛЕНИЯ

                    В СЛУЧАЕ АВАРИЙ НА АЭС <*>

 

    --------------------------------

    <*> В  расчетах  использованы допущения,  принятые в документе

        "Производные критерии для принятия решения о мерах  защиты

        населения в случае аварии на атомных станциях" (Утв.  Зам.

        Главн.  гос.  санитарного врача РФ 30.12.92 г.). В отличие

        от указанного документа настоящие примеры ПУВ рассчитаны в

        соответствии с Критериями для принятия неотложных  решений

        в начальном периоде аварийной ситуации в НРБ-96.

 

Практическое применение Критериев для принятия неотложных решений в начальном периоде аварийной ситуации (табл. 8.2. НРБ-96) затруднено из-за необходимости оперативного проведения расчетов ожидаемых доз облучения.

ПУВ являются практическим выражение нормативных дозовых Критериев и выражены в величинах и единицах, непосредственно измеряемых дозиметрическими приборами (мощность дозы гамма-излучения и объемная активность йода-131 в воздухе).

Если мощность дозы гамма-излучения на местности и (или) объемная активность йода-131 в воздухе достигнут значений ПУВ, лица из населения будут облучены (за определенное время пребывания на открытой местности) в дозах, указанных в Критериях.

Настоящие ПУВ относятся к ранней фазе аварии на АЭС, длительностью от нескольких часов до нескольких суток.

ПУВ представлены в виде набора графиков зависимостей объемной активности йода-131 (Бк/куб. м) и мощности дозы гамма-излучения (Р/час) от времени облучения (час), построенных для следующих групп населения:

для внутреннего облучения за счет ингаляции йода-131:

- дети (Рис. 1);

- взрослые (Рис.2);

для внешнего гамма-облучения всего тела:

- взрослые (Рис. 3).

Необходимость установления отдельных значений ПУВ для указанных групп вызвана тем, что одной и той же концентрации йода-131 в воздухе соответствуют разные значения дозы облучения щитовидной железы этих лиц из-за различия в скорости дыхания и процессах метаболизма у детей и взрослых.

Графики представляют собой набор изодозных линий со значениями доз, определенных Критериями и требующих проведения тех или иных защитных мер.

Графики позволяют получить следующую информацию:

1. Отложив на оси ординат измеренное значение объемной активности йода-131 в воздухе или мощности дозы гамма-излучения, а на оси абсцисс - время облучения (прогнозируемое время пребывания на открытой местности или продолжительность ранней фазы конкретной аварии, оцененное на АЭС) и проведя перпендикуляры к осям абсцисс и ординат, можно получить на их пересечении точку, которая на графике информирует о необходимом наборе защитных мер.

2. Отложив на оси ординат измеренное значение объемной активности йода-131 в воздухе или мощности дозы гамма-излучения и проведя из этой точки прямую, параллельную оси абсцисс, можно по проекциям точек пересечения прямой с изодозными линиями на ось абсцисс определить время, в течение которого будут получены дозы облучения, соответствующие дозовым Критериям и тем самым определить время, имеющееся в распоряжении для проведения соответствующих защитных мероприятий.

3. Отложив на оси абсцисс значения ожидаемого времени продолжительности ранней фазы аварии или времени облучения (ингаляции) и проведя из этой точки перпендикуляр до пересечения с изодозными линиями, на оси ординат можно получить нижние и верхние значения ПУВ, соответствующих дозовым Критериям.

Из графиков видно, что область значений ПУВ, лежащих под нижней изодозной линией соответствует аварии, когда отсутствует необходимость в проведении любых мероприятий по защите населения. Области значений, лежащих над верхней изодозной линией, соответствует авария, когда обязательным является проведение всех мероприятий по защите населения, включая эвакуацию.

Значения ПУВ, лежащие между изодозными линиями нижнего и верхнего уровней для каждого вида мероприятий, соответствуют рекомендуемым мерам по защите населения.

 

                                      131

    Рис. 1 ПУВ по объемной активности    I для детей в возрасте от

1 до 8 лет.                                  131

    Рис. 2 ПУВ     по  объемной   активности    I   для  взрослого

населения.

    Рис. 3 ПУВ  по    мощности   гамма-излучения   для   взрослого

населения. (Рисунки не приводятся).

 

 

 

 

 

Приложение N 4.3

 

ДОЗОВЫЕ КОЭФФИЦИЕНТЫ ДЛЯ ОТДЕЛЬНЫХ РАДИОНУКЛИДОВ

 

Таблица 1. <*>

 

Мощность дозы и доза внешнего гамма-излучения на единицу

плотности загрязнения местности отдельными радионуклидами

    --------------------------------

    <*> Производные  уровни   вмешательства,   используемые    для

        снижения доз  облучения  населения в случае ядерной аварии

        или радиационной аварийной ситуации. Принципы, процедуры и

        данные.  Серия изданий по безопасности N 81. МАГАТЭ, Вена,

        1989.

 

┌───────────┬─────────────┬──────────────────────────────────────┐

│Радионуклид│Мощность дозы│                                   -2 │

│           │в момент     │Доза на открытой местности, Зв/Бк м   │

│           │осаждения,   │                                      │

│           │    -1    -2 ├───────────┬────────────┬─────────────┤

│           │Зв с /Бк м   │за 7 сут.  │ за 1 год   │ за 50 лет   │

├───────────┼─────────────┼───────────┼────────────┼─────────────┤

│   95      │         -16 │        -10│        -9  │        -9   │

│     Zr    │ 6.0 х 10    │3.7 х 10   │9.1 х 10    │9.4 х 10     │

├───────────┼─────────────┼───────────┼────────────┼─────────────┤

│   95      │         -16 │        -10│        -9  │        -9   │

│     Nb    │ 6.2 х 10    │3.5 х 10   │2.7 х 10    │2.7 х 10     │

├───────────┼─────────────┼───────────┼────────────┼─────────────┤

│  103      │         -16 │        -10│        -9  │        -9   │

│     Ru    │ 4.1 х 10    │2.3 х 10   │2.0 х 10    │2.0 х 10     │

├───────────┼─────────────┼───────────┼────────────┼─────────────┤

│  106      │        -16  │        -10│        -9  │        -9   │

│     Ru    │1.7 х 10     │1.0 х 10   │3.7 х 10    │6.8 х 10     │

├───────────┼─────────────┼───────────┼────────────┼─────────────┤

│  132      │        -16  │        -10│        -10 │        -10  │

│     Te    │2.4 х 10     │6.4 х 10   │8.4 х 10    │8.4 х 10     │

├───────────┼─────────────┼───────────┼────────────┼─────────────┤

│  131      │        -16  │        -10│        -10 │        -10  │

│     I     │3.6 х 10     │1.6 х 10   │3.6 х 10    │3.6 х 10     │

├───────────┼─────────────┼───────────┼────────────┼─────────────┤

│  132      │        -15  │        -11│        -11 │        -11  │

│     I     │1.8 х 10     │2.2 х 10   │2.2 х 10    │2.2 х 10     │

├───────────┼─────────────┼───────────┼────────────┼─────────────┤

│  133      │        -16  │        -11│        -11 │        -11  │

│     I     │5.1 х 10     │5.8 х 10   │6.0 х 10    │6.0 х 10     │

├───────────┼─────────────┼───────────┼────────────┼─────────────┤

│  135      │        -15  │        -11│        -11 │        -11  │

│     I     │1.1 х 10     │5.0 х 10   │5.0 х 10    │5.0 х 10     │

├───────────┼─────────────┼───────────┼────────────┼─────────────┤

│  134      │        -15  │        -10│        -8  │        -8   │

│     Cs    │1.3 х 10     │7.7 х 10   │3.2 х 10    │9.1 х 10     │

├───────────┼─────────────┼───────────┼────────────┼─────────────┤

│  137      │        -16  │        -10│        -8  │        -7   │

│     Cs    │4.7 х 10     │2.8 х 10   │1.4 х 10    │1.5 х 10     │

├───────────┼─────────────┼───────────┼────────────┼─────────────┤

│  140      │        -16  │        -10│        -9  │        -9   │

│     Ba    │1.6 х 10     │6.7 х 10   │2.9 х 10    │2.9 х 10     │

├───────────┼─────────────┼───────────┼────────────┼─────────────┤

│  144      │        -17  │        -11│        -10 │        -9   │

│     Ce    │2.2 х 10     │2.7 х 10   │8.9 х 10    │1.4 х 10     │

├───────────┼─────────────┼───────────┼────────────┼─────────────┤

│  239      │        -16  │        -11│        -11 │        -11  │

│     Np    │1.9 х 10     │5.0 х 10   │5.7 х 10    │5.7 х 10     │

├───────────┼─────────────┼───────────┼────────────┼─────────────┤

│  238      │        -19  │        -14│        -12 │        -11  │

│     Pu    │1.6 х 10     │9.9 х 10   │4.6 х 10    │2.4 х 10     │

├───────────┼─────────────┼───────────┼────────────┼─────────────┤

│  239      │        -19  │        -14│        -12 │        -11  │

│     Pu    │1.1 х 10     │6.4 х 10   │3.1 х 10    │2.8 х 10     │

├───────────┼─────────────┼───────────┼────────────┼─────────────┤

│  240      │        -19  │        -14│        -12 │        -11  │

│     Pu    │1.6 х 10     │9.8 х 10   │4.6 х 10    │2.6 х 10     │

├───────────┼─────────────┼───────────┼────────────┼─────────────┤

│  241      │        -21  │        -15│        -13 │        -11  │

│     Pu    │2.1 х 10     │2.1 х 10   │5.9 х 10    │7.6 х 10     │

├───────────┼─────────────┼───────────┼────────────┼─────────────┤

│  241      │        -17  │        -11│        -10 │        -9   │

│     Am    │1.9 х 10     │1.1 х 10   │5.5 х 10    │5.8 х 10     │

├───────────┼─────────────┼───────────┼────────────┼─────────────┤

│  242      │        -19  │        -13│        -12 │        -12  │

│     Cm    │1.9 х 10     │1.2 х 10   │2.9 х 10    │3.5 х 10     │

├───────────┼─────────────┼───────────┼────────────┼─────────────┤

│  244      │        -19  │        -13│        -12 │        -11  │

│     Cm    │3.1 х 10     │1.8 х 10   │8.6 х 10    │5.6 х 10     │

└───────────┴─────────────┴───────────┴────────────┴─────────────┘

 

Таблица 2.

 

Ожидаемая эффективная доза на единицу перорального

поступления для лиц из населения, Зв/Бк <*>