Эволюция системы обеспечения радиационной безопасности в свете новых рекомендаций МКРЗ и МАГАТЭ

Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ), входящее в систему учреждений ООН, является центром международного сотрудничества в области мирного и безопасного использования ядерной энергии.

В. А. Кутьков (Российский научный центр "Курчатовский институт", г. Москва)

 

Введение. В марте 1960 года Совет управляющих МАГАТЭ впервые утвердил Международные требования по радиационной защите и технике безопасности, в которых было указано, что нормы Агентства по безопасности должны, по возможности, исходить из рекомендаций Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ). Это решение на долгие годы связало МАГАТЭ и МКРЗ в совместной деятельности, направленной на обеспечение безопасного использования атомной энергии.

Начиная со второй половины прошлого века, МКРЗ регулярно, каждые 10-15 лет, пересматривает Рекомендации в области радиационной защиты человека. Рекомендации МКРЗ являются систематическим изложением основных итогов развития радиационной безопасности как научной дисциплины. Вместе с критериями обеспечения радиационной безопасности в них формулируется содержание целей и методов радиационной защиты при использовании источников ионизирующего излучения.

В начале 90-х годов прошлого века МКРЗ разработала новую систему радиационной защиты, в основу которой была положена концепция ограничения ущерба вследствие возникновения стохастических эффектов излучения, которая была сформулирована в Рекомендациях МКРЗ 1990 г. [14].

Согласно Уставу, МКРЗ уполномочено устанавливать в консультации с ООН и другими заинтересованными специализированными учреждениями Нормы безопасности для охраны здоровья и сведения к минимуму опасностей для жизни, возникающих при использовании источников ионизирующего излучения. Внедрение Рекомендаций МКРЗ в практику государств - членов /МАГАТЭ является одной из приоритетных задач Агентства. В течение 5 лет после выхода очередных Рекомендаций МКРЗ, отражающих изменение концепций радиационной защиты, МАГАТЭ выпускает Нормы безопасности, которые издаются в Серии публикаций по безопасности. Действующие в настоящее время Нормы были выпущены в 1996 году под названием "Международные основные нормы безопасности для защиты от ионизирующих излучении и безопасного обращения с источниками излучения" (сокращенно - МОНБ)[1].

Как правило, государства-члены МАГАТЭ достаточно быстро (в течение 3-5 лет) внедряют Нормы Агентства в национальную практику. В начале девяностых годов Российская Федерация начала ревизию системы радиационной защиты и безопасности для приведения ее в соответствие с МОНБ и Рекомендациями МКРЗ 1990 года. В 1996 г. была издана промежуточная версия новых Норм радиационной безопасности Российской Федерации - НРБ-96. Вместе с основными требованиями МОНБ в основу Норм были положены национальный опыт в обеспечении радиационной безопасности в атомной промышленности, а также уроки Чернобыльской аварии. Новое издание Норм, НРБ-99 [42], вступило в силу в июле 1999 г. В сентябре 1999 г. были утверждены и с 2000 г. также вступили в силу Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности - ОСПОРБ-99 [43]. Эти Нормы и Правила являются документами, на которые опирается национальная система регулирования радиационной защиты и обеспечения радиационной безопасности. Для обеспечения контроля состояния радиационной защиты профессиональных работников в атомной энергетике и промышленности Российской Федерации разрабатывается система специальных руководств [41]. Более десяти лет эта работа ведется под эгидой Росатома. Внедрение этих руководств в практику радиационной защиты позволило обеспечить радиационную безопасность персонала в соответствии с современными требованиями.

В ближайшие 5 лет нас ждет очередная ревизия системы обеспечения радиационной защиты, связанная с выпуском Рекомендаций МКРЗ 2007 года, а затем и новых Норм МАГАТЭ. Ожидается, что эти Нормы выйдут в 2010 году, а их внедрение на национальном уровне будет завершено к 2015 г.

Целью настоящей статьи[1] является ознакомление отечественных специалистов с основными положениями грядущих Рекомендаций МКРЗ 2007 г. и новых Руководств по безопасности МАГАТЭ, которые войдут в новые Международные основные нормы безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасного обращения с источниками излучения. Главное внимание при рассмотрении материалов МКРЗ и МАГАТЭ уделяется тем изменениям, которые следует ожидать в ключевых аспектах радиационной защиты и безопасности.

1. Материалы новых Рекомендаций МКРЗ. В настоящее время МКРЗ заканчивает работу над новыми Рекомендациями 2007 г. Ключевые положения проекта Рекомендаций были опубликованы в Меморандуме МКРЗ 2003 г. [27], а начиная с 2004 г. редакции текста самих Рекомендаций, опубликованные на Интернет сайте МКРЗ[2], широко обсуждаются в профессиональной среде [28], в том числе и на страницах журнала АНРИ [35]. Проект Рекомендаций является "живым" документом, который постоянно меняется. В настоящей работе рассматриваются основные положения редакции Рекомендаций, датированной январем 2007 г.

Структура Новых Рекомендаций МКРЗ 2007 г. традиционна. Кроме введения, где кратко излагается почти пятидесятилетняя история работы Комиссии над Рекомендациями, в последнюю (датированную 12 января 2007 г.) редакцию Рекомендаций 2007 г. входят 7 основных глав:

Глава 2. Цели и область применения Рекомендаций;

Глава 3. Биологические аспекты радиологической защиты;

Глава 4. Величины, используемые в радиологической защите;

Глава 5. Система радиологической защиты;

Глава 6. Реализация Рекомендаций;

Глава 7. Медицинское облучение пациентов;

Глава 8. Защита окружающей среды,

а также два приложения:

Приложение А. Биологическая и эпидемиологическая информация относительно рисков биологических эффектов, относящихся к ионизирующему излучению: Основные выводы для целей радиологической защиты человека;

Приложение Б. Обоснование дозиметрических величин, используемых в радиологической защите.

В качестве дополнительного блока Рекомендаций 2007 г. МКРЗ уже выпустила Публикацию 101 [31], посвященную оптимизации и использованию понятия "условный человек" в оценках доз. Она также готовит к выпуску в 2007 г. еще два дополнения - Публикации, относящиеся к радиационной защите в медицине и определению области действия радиологической защиты.

В целом основные положения новых Рекомендаций в сравнении с положениями Рекомендаций 1990 г. характеризуются скорее преемственностью, нежели существенной новизной. В дальнейшем мы будем в основном рассматривать изменения, относящиеся к области радиационной защиты профессиональных работников и касающиеся:

- уточнения некоторых концептуальных положений и терминов, а также

- новых количественных значений ряда параметров.

1.1. Цели и область применения Рекомендаций. МКРЗ видит цель Рекомендаций в том, чтобы с их помощью обеспечить приемлемый уровень защиты человека и, там где это необходимо, других особей (биоты в целом) без чрезмерного ограничения полезной практической деятельности, приводящей к облучению.

Область применения Рекомендаций определяется с помощью концепций исключения и изъятия источников излучения и видов практической деятельности, которые не претерпели существеннго изменения по сравнению с Рекомендациями 1990 г. [1, 14].

Концепция исключения (exclusion) заключается в преднамеренном исключении специфической категории облучения из области применения регулирующего контроля. Основанием для исключения служит то, что таким облучением или источником облучения невозможно управлять.

Концепция изъятия (exemption) заключается в преднамеренном изъятии вновь создаваемого источника излучения или практической деятельности, предусматривающей обращение с источником, из области применения регулирующего контроля. Основанием для изъятия служит то, что облучение (включая потенциальное облучение), связанное с источником или практической деятельностью, является слишком маленьким, чтобы требовать применения регулирования или что освобождение от контроля является оптимальным выбором для защиты независимо от фактического уровня доз или рисков.

Источники, виды облучения или виды деятельности должны быть предметом регулирующего контроля, если они не могут быть исключены или изъяты из области регулирующего контроля. Такой подход был de facto реализван в НРБ-99, что зафиксировано в пункте 1.4 Норм [42]. Вместе с тем, в проекте Рекомендаций МКРЗ 2007 г. отсутствуют количественные критерии изъятия из области регулирующего контроля, которые обычно выражаются в терминах годовой дозы облучения, активности или удельной активности, характеризующих рассматриваемый источник или вид деятельности [1, 14, 42]. Предполагается, что эти критерии будут сформулированы в специальной Публикации МКРЗ, дополняющей Рекомендации.

1.2. Радиологические основы защиты. Основная область действия системы радиологической защиты, формируемой Рекомендациями МКРЗ, лежит в области малых доз. Поэтому при рассмотрении биологических эффектов излучения основное внимание МКРЗ уделяет стохастичеким эффектам излучения (радиогенным ракам и наследственным эффектам). В области малых доз зависимость "доза-эффект" для этих эффектов представляет простую пропорциональность между дозой и риском, опирающуюся на "Линейную беспороговую" (LNT[3]) гипотезу развития стохастических эффектов излучения. Впервые эта гипотеза была сформулирована в § 27 Рекомендаций МКРЗ 1977 года [13]:

"Зависимость между дозой, полученной индивидуумом, и любым биологическим эффектом, вызванным облучением, весьма сложна и требует дальнейшего исследования. Для целей радиационной защиты необходимо сделать некоторые допущения. Одним из основных допущений является то, что для стохастичеких эффектов принята линейная беспороговая зависимость между дозой и вероятностью возникн­вения эффекта при обычных условиях облучения".

В 2006 г. Комиссия выпустила специальную Публикацию 99 [30] для оправдания продолжающегося использования LNT-гипотезы в качестве основы системы радиационной защиты.

В качестве нормируемых дозиметрических величин, используемых для характеристики облучения в области малых доз, МКРЗ по-прежнему использует эквивалентную дозу облучения органа или ткани и эффективную дозу, а в качестве базовой дозиметрической величины для формирования операционных величин - эквивалент дозы [37-39]. Анонсированное в 2003 г. [27] введение термина "радиационно-взвешенная доза" взамен термина "эквивалентная доза" не состоялось. Тогда это изменение мотивировалось необходимостью размежевания сходных по написанию терминов, обозначающих совершенно разные величины - эквивалентная доза (equivalent dose) и эквивалент дозы (dose equivalent). Такая схожесть неоднократно приводила к неправильному переводу и интерпретации Рекомендаций МКРЗ [37, 39].

Углубленный анализ радиационно-эпидемиологических данных привел Комиссию к необходимости пересмотреть значения ряда параметров, используемых для определения нормируемых величин:

1. Изменены значения взвешивающих коэффициентов излучения, которые используются для вычисления эквивалентной дозы;

2. Изменен список органов и тканей, облучение которых необходимо учитывать для вычисления эффективной дозы;

3. Изменен порядок вычисления эффективной дозы;

4. Изменены значения номинальных коэффициентов ущерба для стохастических эффектов (detriment-adjusted nominal risk coefficients), на основании которых вычисляются взвешивающие коэффициенты отдельных органов и тканей для вычисления эффективной дозы.

В таблице 1 приведено сравнение старых и новых значений взвешивающих коэффициентов излучения. Будут изменены значения w_R для протонов и нейтронов. Последняя величина устанав­ливалась ранее в виде ступенча­той и непрерывной функции [1, 13, 14, 39, 42]. В новых Рекомендациях предполагается использовать одну непрерывную зависимость w_R от энергии нейтронов. Старую и новую зависимости w_R от энергии нейтронов Е_n (в МэВ) представляют выражения (1) и (2) соответственно. Эти зависимости показаны на рис. 1.

 

Таблица 1. Взвешивающие коэффициенты излучения.

Излучение	Рекомендации 1990 г. [14]	Рекомендации 2007 г.
Фотоны всех энергий
Электроны и мюоны всех энергий
Протоны
Альфа-частицы
Нейтроны	Ступенчатая функция или непрерывная функция (1)	Непрерывная функция (2)

 

Рис. 1. Взвешивающие коэффициенты излучения для нейтронов.

 

(1)

(2)

 

Для оценки последствий предполагаемых изменений w_R были проведены расчеты эквивалентной дозы облучения красного костного мозга для различных геометрий облучения, спектров нейтронов и зависимостей w_R(E_n). В расчетах были использованы дозовые коэффициенты из Публикации 74 МКРЗ [20] и референтные нейтронные спектры, опубликованные МАГАТЭ [3]. Оценки, приведенные в таблице 2, показывают, что несмотря на существенные различия двух зависимостей w_R(E_n) при Е_n < 0,1 МэВ, взвешивающие коэффициенты для реальных спектров нейтронов различаются не более чем на 30 %. Имея в виду приемлемые неопределенности при контроле доз облучения нейтронами [38], такое различие можно расценивать как незначительное с практической точки зрения.

 

Таблица 2. Средние значения взвешивающего коэффициента нейтронного излучения при облучении красного костного мозга.

 

 

 

 

 

 

Спектр (а)	Средняя энергия, МэВ	Геометрия облучения (б)
АР	РА	ISO
Рекомендации	Рекомендации	Рекомендации
1990 [14]		1990 [14]		1990 [14]
А	0,10
В	0,13
C	0,13
D	0,17
E	0,25
F	1,4
G	2,8
(а) А, В, С, D и Е - соответственно спектры №№ 5. XIII(V), 5. ХIII(II), 5. ХIII(III), 5. XIII(VI) и 5. XIII(IV) из [3], измеренные в помещении ГЦН на АЭС с ВВР (Чехия); F – спектр № 4. Vl(ll) из [3] - не модифицированный спектр спонтанного деления 252Cf; G - спектр № 4. VI(IV) из [3] - не модифицированный спектр 241Am-7Ве источника нейтронов. (б) АР - облучение спереди, РА - облучение сзади, ISO - облучение в однородном поле [20].

 

В радиационной защите используются две характеристики качества излучения:

- взвешивающий коэффициент излучения, величина которого устанавливается для целей радиационной защиты, и

- коэффициент качества излучения, зависящий от ЛПЭ[4] излучения.

При этом взвешивающий коэффициент излучения используется для определения эквивалентной дозы (нормируемой дозиметрической величины), а коэффициент качества - для определения эквивалента дозы, являющегося основой для операционных дозиметрических величин.

Зависимость коэффициента качества от ЛПЭ устанавливается таким образом, чтобы было обеспечено единство характеристик условий облучения в терминах нормируемых и операционных величин. В новых Рекомендациях МКРЗ изменены значения w_R(E_n), однако, зависимость коэффициента качества от ЛПЭ осталась неизмененной. Возможно, такие изменения последуют в будущем, что может повлечь за собой необходимость переградуировки дозиметров нейтронного излучения [37, 39].

 

Таблица 3. Список органов для определения величины эффективной дозы

Органы	Рекомендации МКРЗ 1990 г. [14]	Рекомендации МКРЗ 2007 г.
Основные	Гонады, молочная (грудная) железа, стенка желудка, клетки костных поверхностей, кожа, красный костный мозг, легкие (а), стенка мочевого пузыря, печень, пищевод, стенка толстого кишечника, щитовидная железа	Те же, что и в Рекомендациях 1990 г., а также: головной мозг, слюнные железы
Дополнительные ("Остальные" в таблице 4)	Надпочечники, мышечная ткань, почки, поджелудочная железа, стенка тонкого кишечника, селезенка, тимус, шейка матки, экстраторакальные воздухоносные пути	Те же, что и в Рекомендациях 1990 г., а также: желчный пузырь, простата, лимфатические узлы, слизистая оболочка полости рта, стенка сердца
(а) Под легкими подразумевается торакальный отдел органов дыхания в целом [18, 25, 39, 40].

 

Таблица 4. Взвешивающие коэффициенты ткани для определения величины эффективной дозы.

 

 

Ткани и органы	Рекомендации МКРЗ
1990 г. [14]	2007 г.
wT	ΣwT	wT	ΣwT
Красный костный мозг, стенка толстого кишечника, легкие (а), стенка желудка	0,12	0,48	0,12	0,48
Молочная (грудная) железа)	0,05	0,05	0,12	0,12
Гонады	0,20	0,20	0,08	0,08
Стенка мочевого пузыря, пищевод, печень, щитовидная железа	0,05	0,20	0,04	0,16
Поверхность кости, кожа	0,01	0,02	0,01	0,02
Головной мозг, слюнные железы			0,01	0,02
Остальные (б)	0,05	0,05	0,12/14	0,12
Всего		1,0		1,0
(а) Под легкими подразумевается торакальный отдел органов дыхания в целом [18, 25, 39, 40]. (б) Списки дополнительных органов приведены в таблице 3.

 

МКРЗ приняло решение изменить определение эффективной дозы, которая в радиационной защите играет роль функции, зависящей от доз облучения отдельных органов. В первую очередь были расширены списки основных и дополнительных органов (см. таблицу 3), облучение которых следует учитывать при вычислении эффективной дозы. Соответствующим образом были изменены и взвешивающие тканевые коэффициенты, как это показано в таблице 4. В добавок ко всему было изменено правило учета облучения "Остальных" органов. Эти изменения не скажутся в оценке внешнего облучения в терминах нормируемых величин, но могут существенным образом отразиться на оценках ожидаемых эффективных доз внутреннего облучения от поступления органотропных радионуклидов.

В Рекомендациях 1990 г. взвешивающий коэффициент для "Остальных" органов делился пополам, при этом в тех исключительных случаях, когда один из "Дополнительных" органов или тканей получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу, полученную любым из "Основных" органов или тканей, следует приписать этому органу или ткани взвешивающий коэффициент, равный 0,025, а для средней дозы в остальных органах из рубрики "Остальное" приписать суммарный коэффициент, равный 0,025 [14]. В новых Рекомендациях на каждый из "Остальных" органов приходится одинаковая доля от 0,12, то есть 0,12/14=0,0086. Такое изменение Комиссия мотивирует необходимостью обеспечить аддитивность величины эффективной дозы при неравномерном (в первую очередь - внутреннем) облучении, которая могла нарушаться в случае преимущественного облучения одного из "Дополнительных" органов. Например, в соответствии с Рекомендациями 1990 г., при поступлении в организм см­си соединений ²¹⁰Po и ²³⁹Pu ожидаемая эффективная доза может быть меньше суммы ожидаемых эффективных доз при раздельном поступлении тех же количеств этих радионуклидов. Дело в том, что облучение почек определяет величину ожидаемой эффективной дозы при поступлении соединений ²¹⁰Ро, и от соотношения радионуклидов в смеси будет зависеть вклад облучения этого органа в эффективную дозу.

Таким образом, изменение взвешивающих коэффициентов ткани и правила расчета эффективной дозы может привести к существенному уменьшению дозовых коэффициентов для внутреннего облучения некоторыми органотропными радионуклидами, например, изотопами полония или йода, что отразится в увеличении их ПГП и ДОА.

 

Таблица 5. Номинальные коэффициенты ущерба для стохастических эффектов (10^-2 Зв^-1)

	Раки	Наследственные заболевания	Всего
	Население в целом	Работники	Население в целом	Работники	Население в целом	Работники
1990 г. [14]	6,0	4,8	1,3	0,8	7,3	5,6
2007 г.	5,5	4,1	0,2	0,1	6(a)	4 (а)
(a) Округлено до одной значащей цифры

 

Комиссия пересмотрела значения номинальных коэффициентов ущерба для стохастических эффектов (detriment-adjusted nominal risk coefficients for cancer and hereditary effects). В Рекомендациях 1990 г. такие номинальные коэффициенты представляли вероятность (риск) потери определенного срока нормальной жизни вследствие развития стохастических эффектов излучения. Для всех эффектов эта величина была принята в среднем равной 15 лет (параграф В116 из Приложения В [14]). Таким образом, указанный в Рекомендациях 1990 г. номинальный коэффициент ущерба для стохастических эффектов, равный (для населения в целом) 7,3•10^-2 Зв^-1 (Таблица В20 из Приложения В [14]) является по определению вероятностью потерять в среднем 15 лет периода нормальной жизни при облучении с дозой 1 Зв [39]. В Приложении А к Рекомендациям МКРЗ 2007 г. обоснована новая величина номинального коэффициента ущерба для стохастических эффектов, равная 6•10^-2 Зв^-1 (см. таблицу 5). В новых Рекомендациях эта величина напрямую сравнивается с 7,3•10^-2 Зв^-1 из Публикации 60. Из такого сравнения следует, что сравниваемые величины одинаковы, т. е. в обоих случаях речь идет о вероятности потери в среднем одного и того же срока продолжительности нормальной жизни. Последний вывод является предположительным, так как в материалах Рекомендаций МКРЗ 2007 г. величина усредненной потери продолжительности жизни используется, но ее численное значение не приводится.

Пожалуй, самым главным изменением в Рекомендациях МКРЗ, относящимся к радиологическим основам радиационной защиты, является изменение отношения к практическому использованию эффективной дозы. Комиссия, наконец, указывает, что эффективная доза является характеристикой облучения условного человека, на что мы уже неоднократно указывали ранее [36, 38, 39]. В связи с этим Комиссия существенным образом ограничивает область применения этой величины, указывая, что

1.Эффективная доза служит. главным образом для установления пределов (уровней) дозы для демонстрации соответствия условий облучения требованиям к обеспечению радиационной безопасности;

2.Эффективная доза определена для "стандартного" человека и не должна использоваться для оценки индивидуальных рисков возникновения стохастических эффектов вследствие облучения;

3.Не следует использовать специфические (по возрасту и полу) данные для целей радиационной защиты, устанавливая "индивидуальные" взвешивающие коэффициенты для расчета эффективной дозы;

4.Для решения задач радиационной эпидемиологии и оценки индивидуальных рисков следует, как минимум, использовать специфические (по возрасту и полу) величины доз облучения отдельных органов и коэффициенты риска.

1.3. Система радиологической защиты. Новым аспектом в осуществлении мер радиационной защиты является рекомендация МКРЗ о том, чтобы, наряду с другими методами, привлекать к принятию решений заинтересованных лиц (stakeholders). В последние десятилетия 20-го столетия понятие "заинтересованное лицо" ("stakeholder") стало наиболее часто использоваться для обозначения человека или организации, которая имеет законный интерес в проектируемой или существующей деятельности. В обсуждении процесса принятия решения для учреждений, включая большие деловые корпорации, правительственные агентства и некоммерческие организации, концепция "заинтересованного лица" была расширена, чтобы включить каждого, имеющего интерес в том, что происходит в рамках осуществляемой деятельности или сделавшего ставку (stake) для участия в этой деятельности. Применительно к бизнесу это понятие включает не только акционеров, служащих и клиентов, но и членов сообщества территории, где его офисы или фабрика могут повредить местную экономику или окружающую среду. В этом контексте "заинтересованное лицо" включает не только директоров или доверенных лиц, участвующих в управлении (это - заинтересованные лица в традиционном смысле слова), но также и всех людей, которые "оплатили", фигурально говоря, свою ставку, и людей, которым такая ставка может быть "выплачена".

Подобно действующим в настоящее время Рекомендациям 1990 года [42], в новых Рекомендациях МКРЗ по-прежнему использует три основных принципа для формирования стратегии радиационной защиты:

1. Принцип обоснования (Justification principle),

2. Принцип нормирования (Limitation principle) и

3. Принцип оптимизации (Optimization principle).

Привлечение заинтересованных лиц к практической реализации этих принципов является основой системы радиационной защиты, формируемой новыми Рекомендациями МКРЗ.

В целях реализации принципа нормирования, Комиссия рассматривает три ситуации облучения и три вида облучения. Рассматриваются следующие ситуации облучения:

1. Ситуации планируемого облучения (planned exposure situations), к которым относятся ситуации облучения в контролируемых условиях обращения с регулируемыми источниками излучения, включая также и планируемое повышенное облучение для целей восстановления регулирующего контроля над источником, вышедшим из-под контроля вследствие радиационной аварии;

2. Ситуации аварийного облучения (emergency exposure situations), к которым относятся ситуации неконтролируемого облучения источниками, которые находились под регулирующим контролем, но вышли из-под контроля вследствие радиационной аварии;

3. Ситуации существующего облучения (existing exposure situations), к которым относятся ситуации облучения распределенными в окружающей среде нерегулируемыми источниками, уже существовавшими к тому моменту, когда принимается решение относительно необходимости контроля над ними. К этим ситуациям относятся облучения природными радионуклидами, распределенными в окружающей среде, и загрязнения от радиационных аварий и прошлой деятельности, происшедших в результате обращения с источниками, которые не находились под регулирующим контролем. Примером таких ситуаций служит облучение, вызванное "радиационным наследием", включающее среди прочих:

- облучение от глобальных выпадений радионуклидов вследствие испытаний ядерного оружия, и

- облучение на загрязненных территориях бывших военных объектов, находившихся вне системы регулирования, и вследствие конверсии переходящих ныне под регулирующий контроль.

Также рассматриваются следующие виды облучения:

1. Профессиональное облучение (occupational exposure), к которому относится облучение работников, занятых в обращении (осуществлении деятельности) с регулируемыми источниками излучения;

2. Облучение населения (public exposures), к которому относится облучение лиц из состава населения в результате воздействия источников излучения, кроме любого профессионального или медицинского облучения.

3. Медицинское облучение (medical exposure of patients), к которому относится облучение пациентов при проведении диа­ностических и терапевтических процедур.

Облучение рассматривается также как потенциальное облучение (potential exposure), которому можно противопоставить реальное облучение (real exposure):

- потенциальное облучение - облучение, которого нельзя ожидать с абсолютной уверенностью, но которое может иметь место в результате аварии с источником либо события либо последовательности событий вероятностной природы, включая отказы оборудования и ошибки во время эксплуатации;

- реальное облучение - реализация одного из возможных сценариев облучения, связанного с эксплуатацией данного источника.

Система радиологической защиты, формируемая Рекомендациями МКРЗ, направлена на управление источником излучения. Комиссия не ограничивает суммарное облучение индивида, которое может возникнуть при попадании одним и тем же человеком в разные ситуации облучения. Традиционно каждое облучение в каждой ситуации регулируется и контролируется отдельно [1, 13, 14, 39, 42].

В ситуациях планируемого облучения Комиссия использует несколько подходов к обеспечению радиационной безопасности, применяя концепцию предела дозы (dose limit), граничной дозы (dose constraint) и контрольного уровня (reference level).

Предел дозы является величиной, связанной с отдельным человеком и представляющей ограничение облучения индивида всеми регулируемыми источниками. Эта величина используется для ретроспективной оценки уже состоявшегося облучения в рамках планируемой деятельности и демонстрации соответствия обращения с регулируемым источником нормативным требованиям. Основная область использования этой величины - радиационное нормирование в целом и состояние радиационной безопасности при использовании источников в частности. Цель использования -ограничение действительного облучения и обеспечение обратной связи при управлении источником [39]. Значение предела дозы выражается в терминах нормируемых величин.

 

Таблица 6. Применение различных ограничителей дозы в зависимости от категории облучаемых лиц и ситуации облучения.

Ситуация облучения	Категория облучаемых лиц
Профессиональные работники	Население	Пациенты
Планируемое облучение	Предел дозы, Граничная доза	Предел дозы, Граничная доза	Диагностический контрольный уровень
Аварийное облучение	Контрольный уровень(а)	Контрольный уровень
Существующее облучение	Контрольный уровень	Контрольный уровень
(а) Облучение работников, выполняющих планируемые восстановительные работы, рассматривается как часть планируемого облучения.

 

Граничная доза является величиной, связанной с отдельным источником излучения и представляющей ограничение облучения любого человека этим источником. Эта величина используется при планировании обращения с источником для ограничения облучения в будущем. Основная область использования этой величины - оптимизация радиационной защиты в целом и создание новых или реконструкция существующих источников в частности. Цель использования - ограничение потенциального облучения и обеспечение управления источником. Значение граничной дозы выражается в терминах нормируемых величин. В ситуациях аварийного или существующего облучения, а также во время осуществления планируемой деятельности текущее ограничение облучения человека осуществляется с помощью установления контрольных уровней (reference level), при превышении которых необходимо проводить определенные заранее корректирующие (защитные) действия для снижения риска, связанного с действительным облучением. Цель использования – обеспечение не превышения предела дозы либо уровней, соответствующих граничной дозе.

Рис. 2. Защита индивидуума от профессионального облучения и от облучения в качестве лица из состава населения в ситуациях планируемого облучения.

Значения контрольных уровней могут выражаться в терминах нормируемых и операционных величин, а также в терминах активности источника или флюенса излучения. Трехкомпонентная структура уровней регулирования радиационной защиты, представленная на рис. 2, в целом соответствует системе, сложившейся в России. На роль граничной дозы здесь претендует квота – "часть предела дозы, установленная для ограничения облучения населения от конкретного техногенного источника излучения и пути облучения (внешнее, поступление с водой, пищей и воздухом)" [42]. Квота и граничная дозы хотя и похожи, но не эквивалентны по своей сути.

1.4. Реализация Рекомендаций. В качестве самостоятельного документа Новые Рекомендации усиливают и заменяют концептуальные положения, содержащиеся в Публикациях МКРЗ, выпущенных вслед Рекомендациям 1990 г. [15, 16, 17, 19, 21, 22, 23, 24, 29]. При этом критерии обеспечения радиационной безопасности разных категорий облучаемых лиц (профессиональные работники, население и пациенты) формулируются для каждой ситуации облучения раздельно и вместе с ситуациями облучения образуют матрицу, приведенную в таблице 6. В дальнейшем мы рассматриваем только профессиональных работников и население.

В таблице 7 приводятся численные значения пределов дозы и граничных доз, которые характеризуют условия, при которых безопасность облучаемых лиц различных категорий принимается как обеспеченная в ситуациях планируемого облучения. В таблице 8 приведены общие подходы к определению значений граничной дозы в различных условиях такого облучения. Из требований к радиационной защите при осуществлении запланированной деятельности, приведенных в таблице, следует, что проведение индивидуального контроля доз облучения необходимо во всех случаях, когда значение граничной дозы превышало 1 мЗв. В целом критерии соответствуют принятым в России [38, 42, 43].

 

Таблица 7. Сравнение критериев радиационной защиты, используемых в Рекомендациях МКРЗ 1990 и 2007 гг. в ситуации запланированного облучения.

Категории облучения [Публикации]	Рекомендации 1990 г. и соответствующие Публикации	Рекомендации 2007 г.
	Предел индивидуальной дозы (а)
Облучение населения [14]	1 мЗв в год (б)	1 мЗв в год (б)
—хрусталик глаза	15мЗв в год (в)	15 мЗв в год(в)
—кожа	50 мЗв в год (в)	50 мЗв в год (в)
Профессиональное облучение [14, 19, 21], включая восстановительные операции при аварии [29]	20 мЗв в год, усредненные за 5 лет	20 мЗв в год, усредненные за 5 лет
—хрусталик глаза	150мЗв в год (в)	150 мЗв в год (в)
—кожа	500 мЗв в год (в)	500 мЗв в год (в)
—руки и ступни	500 мЗв в год (в)	500 мЗв в год (в)
—поступление радионуклидов	20 мЗв в год (г)	20 мЗв в год (г)
—беременные женщины, остаток беременности	2 мЗв на поверхности нижней части живота, 1 мЗв на плод	1 мЗв на плод
	Граничная доза (а)
Облучение населения [14]
—захоронение РАО [22] (77)	≤ 0,3 мЗв в год	≤ 0,3 мЗв в год
—захоронение долгоживущих РАО [23]	0,3 мЗв в год	0,3 мЗв в год
—длительное облучение [24]	0,3 мЗв в год и < 1 мЗв в год	0,3 мЗв в год и 1 мЗв в год
—длительное облучение долгоживущими радионуклидами [24]	0, 1 мЗв в год	0,1 мЗв в год
—добровольцы для медико-биологических исследований [15]. Если польза для общества:
незначительная	<0, 1 мЗв	< 0,1 мЗв
заслуживающая внимания	~ 1 мЗв	~ 1 мЗв
средняя	1-10 мЗв	1-10 мЗв
существенная	> 10 мЗв	> 10 мЗв
Профессиональное облучение [14]	Менее 20 мЗв в год

Поделиться: