Основные положения рекомендаций МАГАТЭ по критериям защиты населения и работников в случае радиационной аварии

Основные положения рекомендаций МАГАТЭ по критериям защиты населения и работников в случае радиационной аварии

Кутьков В.А.

Российский научный центр "Курчатовский институт", Москва

МАГАТЭ регулярно оказывает помощь государствам - членам Агентства в реагировании на радиационные аварии. Накопленный опыт позволил МАГАТЭ создать целостную систему критериев для защиты персонала и населения в случае радиационной аварии. В настоящее время завершается этап подготовки новых рекомендаций МАГАТЭ по аварийной готовности и аварийному реагированию, которые составляют иерархическую систему документов, направленных на обеспечение защиты населения от рисков развития тяжелых эффектов излучения в результате аварийного облучения. В качестве основных элементов Система включает: 1) Количественную оценку риска возникновения эффектов излучения; 2) Стратегию защиты населения при радиационной аварии; 3) Критерии принятия решений по радиационной и медицинской защите персонала, лиц из населения и участников ликвидации аварии. В основе критериев лежат оригинальные модели риска развития эффектов радиации у человека при аварийном облучении. Важной составляющей критериев является система дозиметрических величин, в терминах которых выражены критерии; 4) Критерии оценки потенциальной опасности источников излучения для принятия решений по предотвращению их выхода из-под регулирующего контроля; 5) Практические Руководства по оценке аварии и принятия решений на разной стадии ее развития для защиты персонала и населения. Система требований и критериев войдет в новые Международные основные нормы радиационной безопасности, работу над которыми МАГАТЭ планирует завершить в течение двух ближайших лет. Целью настоящего доклада является ознакомление отечественных специалистов с основными положениями новых рекомендаций МАГАТЭ по защите населения и работников в случае радиационной аварии. Обзор посвящен моделям оценки радиогенных рисков и критериям, которые разработаны МАГАТЭ для обеспечения защиты населения от рисков развития детерминированных и стохастических эффектов в результате аварийного облучения.

Введение

Целью настоящего доклада1 является ознакомление отечественных специалистов с основными положениями новых рекомендаций МАГАТЭ по защите населения и работников в случае радиационной аварии.

МАГАТЭ регулярно оказывает помощь государствам - членам Агентства в реагировании на радиационные аварии. Ежегодно в мире происходит несколько радиационных аварий с тяжелыми последствиями. В среднем четыре раза в год Агентству приходится организовывать интернациональные команды для оказания срочной медицинской помощи пострадавшим в радиационных авариях. Агентство анализирует причины и последствия таких аварий в специальной серии публикаций "Аварийное реагирование" [6]. Главный вывод этого анализа заключается в том, что стратегия радиационной защиты должна зависеть от ожидаемых эффектов аварийного облучения. Угроза возникновения детерминированных эффектов излучения является фактором, определяющим стратегию аварийного реагирования, если число людей, вовлеченных в аварию невелико (десятки-сотни человек). При крупных авариях, когда число вовлечен-

1 Доклад на заседании РНКРЗ 23 июня 2006 года.

ных составляет тысячи человек, еще одним важным фактором, определяющим стратегию защиты, становится риск развития радиогенных раков. Защита населения и работников в случае радиационной аварии должна опираться на систему критериев, характеризующую риски развития и стохастических и детерминированных эффектов излучения при всевозможных условиях аварийного облучения.

В своих рекомендациях МАГАТЭ традиционно опирается на доклады НКДАР ООН и МКРЗ. К сожалению, МКРЗ не уделяет должного внимания возможности возникновения детерминированных эффектов излучения в результате радиационной аварии или террористического акта, в который могут быть вовлечены источники излучения. Последний раз МКРЗ рассматривала риски развития детерминированных эффектов излучения почти 20 лет тому назад в Публикации 58, вышедшей в 1989 году [35]. В вышедшей в 2005 году Публикации 96, специально посвященной защите населения, пострадавшего в результате террористического акта [33], основное внимание уделяется ограничению риска развития стохастических эффектов в результате облучения, а детерминированные эффекты только упомянуты. При этом Комиссия не идет дальше использования эффективной дозы как единственной характеристики аварийного облучения. Использование этой дозиметрической величины, определенной МКРЗ для целей контроля состояния радиационной безопасности в нормальных условиях обращения с источником излучения [27], бессмысленно в условиях радиационной аварии. Оперируют с уровнями вмешательства, выраженными в терминах эффективной дозы и предназначенными для ограничения риска развития радиогенных раков, и общие рекомендации МКРЗ, касающиеся защиты населения при радиационной аварии [32].

В этих условиях Агентство приступило к самостоятельной разработке рекомендаций по реагированию на радиационные аварии [22], которые в виде уровней вмешательства вошли в Международные основные нормы радиационной безопасности [21]. Опыт внедрения этих рекомендаций и критериев в практику государств - членов МАГАТЭ был обобщен в последующих публикациях Агентства [13, 14, 28], дополненных учебными материалами [26].

В настоящее время завершается этап подготовки новых рекомендаций МАГАТЭ по аварийной готовности и аварийному реагированию, которые составляют иерархическую систему документов, направленных на обеспечение защиты населения от рисков развития тяжелых эффектов излучения в результате аварийного облучения. Во главе системы стоят Требования к готовности и реагированию в случае ядерной или радиационной аварийной ситуации [30]. Заканчивается работа над документами второго уровня, представляющими Руководства по обеспечению готовности и реагирования [7, 10]. Первая редакция документа [10], содержащая критерии (уровни действия) принятия решений по защите населения и работников, участвующих в ликвидации радиационной аварии, была опубликована для обсуждения в 2004 году [12]. Документы следующего уровня содержат практические рекомендации по внедрению рекомендаций [29, 31], необходимые методические и справочные материалы для радиологической оценки аварийной ситуации [11, 15, 29], а также инструкции по реагированию на наиболее вероятные аварии [15, 16, 24, 25]. Система требований и критериев, выстраиваемая в этих документах,

войдет в новые Международные основные нормы радиационной безопасности, работу над которыми МАГ АТЭ планирует завершить в течение двух ближайших лет.

Настоящий обзор посвящен моделям оценки радиогенных рисков и критериям, которые разработаны МАГАТЭ для обеспечения защиты населения от рисков развития детерминированных и стохастических эффектов в результате аварийного облучения.

1. Количественная оценка риска возникновения эффектов излучения

1.1. Цели радиационной защиты и безопасности

МАГАТЭ определяет первичные цели защиты и безопасности следующим образом [30, 34]:

Цель защиты: предотвращать возникновение детерминированных эффектов у отдельных лиц путем поддержания доз на уровне ниже соответствующего порога и обеспечивать, чтобы принимались все разумные меры с целью уменьшения возникновения стохастических эффектов у населения в настоящее время и в будущем.

Цель безопасности: обеспечить защиту отдельных лиц, общества и окружающей среды от нанесения им вреда путем создания и поддержания эффективных средств защиты против радиологических опасностей, связанных с источниками.

Стратегия радиационной защиты при радиационной аварии в корне отличается от стратегии обеспечения радиационной безопасности персонала и населения в нормальных условиях эксплуатации источников излучения, когда целью является удержание источника в контролируемом состоянии и ограничение потенциального ущерба, связанного с нормальным облучением. Стратегия защиты персонала и населения в случае радиационной аварии в первую очередь нацелена на ограничение риска возникновения тяжелых эффектов излучения у лиц, вовлеченных в аварийную ситуацию.

Для целей защиты в случае радиационной аварии МАГАТЭ рассматривает две категории лиц, вовлеченных в сферу действия факторов радиационной аварии:

- лиц из числа населения, невольно подвергающихся аварийному облучению,

- работников, выполняющих вмешательство в зоне аварии в условиях планируемого повышенного облучения.

Критерии обеспечения радиационной защиты установлены для каждой из указанных категорий [12].

Для цели защиты персонала и населения в случае радиационной аварии МАГАТЭ рассматривает эффекты излучения, развитие которых может привести к преждевременной смерти или существенному сокращению периода нормальной жизни [12]. Эти эффекты делятся на две категории:

1. детерминированные эффекты излучения;

2. стохастические эффекты излучения.

К эффектам второй категории относятся радиогенные раки. МАГАТЭ различают две подкатегории таких эффектов в зависимости от того, может ли быть установлена причинная связь между облучением и возникновением раков в облученной популяции:

2.1. регистрируемые радиогенные раки;

2.2. не обнаруживаемые радиогенные раки.

Развитие указанных эффектов характерно для вполне определенных уровней и условий облучения. Зависимость риска (вероятности) преждевременной смерти, вызванной воздействием радиации, от дозы облучения всего тела представлена кривой (1) на рис. 1. Цифра I обозначает здесь область больших доз, где основной причиной преждевременной смерти являются детерминированные эффекты. Области, где преждевременная смерть может быть обусловлена развитием стохастических эффектов излучения, обозначены цифрами II и III. Границы этих областей размыты в силу вероятностной природы развития эффектов излучения и их конкуренции как причин преждевременной смерти.

0.01 0.1 1 10 Поглощенная доза фотонов во всем теле, Гр

Рис. 1. Риск преждевременной смерти как функция дозы облучения всего тела.

1.2. Детерминированные эффекты излучения

Детерминированные эффекты излучения возникают при облучении большими дозами и их развитие обусловлено массовой гибелью клеток, приводящей к потере структуры и функции органа или ткани. В таблицах 1 и 2 приведен перечень тяжелых (severe)2 детерминированных эффектов, которые МАГАТЭ рассматривает при оценке последствий аварии как возможный результат внешнего или внутреннего облучения [11, 12]. Дозовая зависимость риска возникновения тяжелых детерминированных эффектов имеет сигмовидную форму (кривая 2 на рис. 1) и обладает порогом.

2 Под тяжелыми детерминированными эффектами подразумевают фатальные эффекты, ведущие к скорой гибели облученного, и не фатальные эффекты, развитие которых приводит с существенному снижению качества жизни и постоянному ограничению работоспособности (инвалидности).

Таблица 1

Фатальные детерминированные эффекты

Эффект Облучаемый орган или ткань

Гематологический синдром Пневмония Кишечный синдром Г ибель зародыша или плода Красный костный мозг Альвеолярно-интерстициальный отдел легких а) Тонкий кишечник Зародыш или плод в течение всего периода внутриутробного развития

а) Под легкими подразумевается торакальная область органов дыхания. В состав альвеолярно-интерстициального отдела легких включаются генерации воздухоносных путей с 16-й по 26-ю (от воздухоносных бронхиол до альвеол включительно) и интерстициальная соединительная ткань. Масса ткани альвеолярно-интерстициального отдела легких составляет около 95 % массы ткани легких, поэтому при оценке дозы на критический орган в случае внешнего облучения допустимо определять дозу в легких в целом.

Таблица 2

Тяжелые не фатальные детерминированные эффекты

Эффект Облучаемый орган или ткань

Влажное отшелушивание кожи Дерма кожи

Некроз мягких тканей Мягкая ткань

Лучевая катаракта Хрусталик глаза

Г ипотиреоз Щитовидная железа

Острый радиационный тиреоидит

Постоянная стерильность Яичники у женщин

Семенники у мужчин

Тяжелая задержка умственного развития Зародыш или плод в период 8-25 недель внутриутробного развития

Пороки развития

Тяжелая задержка физического развития

Заметное уменьшение Ю

1.3. Стохастические эффекты излучения

К стохастическим эффектам излучения относятся радиогенные раки и наследуемые заболевания. В соответствии с "Линейной беспороговой" (LNT3) гипотезой развития радиогенных стохастических эффектов, впервые сформулированной МКРЗ в Рекомендациях 1977 года [36] для целей обеспечения радиационной безопасности4, предполагается, что эти эффекты могут возникать при облучении с любыми дозами с вероятностью, пропорциональной дозе (область LNT на кривой 3 рис. 1). Развитие таких эффектов приводит к преждевременной смерти или заболеваниям с тяжелыми последствиями. МАГАТЭ рассматривает только радиогенные раки как стохастические эффекты, возможное развитие которых следует учитывать при реагировании на радиационные аварии. Развитие радиогенных раков в результате облучения происходит в течение длительного латентного периода, сравнимого с продолжительностью жизни человека. Поэтому при облучении в области больших доз, превышающих несколько грей равномерно-

3 От "Linear Non-Threshold" - "Линейная беспороговая".

4 § 27 Публикации 26 МКРЗ гласит: "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 стохастических эффектов принята линейная беспороговая зависимость между дозой и вероятностью возникновения эффекта при обычных условиях облучения."

го облучения тела фотонами (область I на рис. 1), радиогенные раки как причина преждевременной смерти не выдерживают конкуренции с детерминированными эффектами, для развития которых требуется короткое время, сравнимое с длительностью периода обновления клеток облученного органа или ткани. В области меньших доз (области II и III на рис. 1) преждевременная смерть, вызванная облучением, может быть следствием развития только стохастических эффектов.

В табл. 3 приведены те стохастические эффекты, вероятность развития которых целесообразно учитывать при реагировании на радиационные аварии [12]. На современном уровне развития радиобиологии выявить дополнительное число радиогенных раков в облученной популяции можно только с помощью радиационно-эпидемиологического исследования. Результатом такого исследования является заключение (статистический вывод) о достоверности существования в облученной группе людей некоторого числа раковых больных с заболеванием, вызванным облучением. Достоверность обнаружения дополнительных радиогенных раков зависит от дозы облучения, числа людей в контрольной группе и группе наблюдения и свойствами популяции - частотой спонтанных раков, временными вариациями этой величины, уровня воздействия других канцерогенных факторов и т.д. Следовательно, для любых условий облучения существуют условия, при которых предполагаемая дополнительная частота радиогенных раков настолько мала, что невозможно доказать наличие причинно-следственной связи между облучением группы людей и развитием рака у кого-то из членов этой группы.

Таблица 3

Стохастические эффекты, существенные при аварийном облучении

Эффект Облучаемый орган или ткань

Рак щитовидной железы Лейкемия Раки в целом Щитовидная железа Красный костный мозг Все органы, учтенные в алгоритме определения эффективной дозы

МАГАТЭ рассматривает раздельно условия облучения, при которых ожидаются стохастические эффекты излучения, развитие которых теоретически можно обнаружить в облученной популяции, и те условия, при которых развитие радиогенных раков в облученной популяции даже теоретически невозможно доказать.

Впервые подобные ограничения на возможность обнаружения радиогенных раков были сформулированы при обсуждении последствий аварии на ЧАЭС [17]. Эти оценки были основаны на сравнении числа раков в облученной и контрольной (не облученной) группе людей. Предполагалось, что число спонтанно возникающих раков в обеих группах и число радиогенных раков в облученной группе являются случайными величинами, имеющими Пуассоновское распределение. Для вычисления числа радиогенных раков использовали LNT модель. На рис. 2 представлены оценки возможности зарегистрировать радиогенные раки в однородной группе, лица из которой были подвергнуты внешнему облучению фотонами с одинаковой дозой. Условия облучения такой группы представляет точка на плоскости "поглощенная доза фотонов во

всем теле, П - "численность облученной группы, Ы', изображенной на рисунке. В тех случаях, когда условия облучения представляют точки, лежащие в области А, для которых:

ы< ыП^,

доказать наличие дополнительных раков современными методами не представляется возможным. Величина параметра Ы0 в (1) зависит от фоновой раковой смертности в контрольной группе величине коэффициента риска развития радиогенных раков после облучения. Для фоновой смертности от всех раков равной 25 %5, и коэффициента риска 5х10-2 Гр-1 значение Ы0 примерно равно 1 х109 чел.хмГ р-2.

т 0.001 0.01 0.1 1.0 Поглощенная доза фотонов во всем теле, Гр

Рис. 2. Возможность обнаружить радиогенные раки в облученной группе в зависимости от численности группы и дозы облучения.

Более внимательное рассмотрение статистики спонтанной раковой смертности показало, что ее флюктуации значительно превосходят те, которые должны были бы наблюдаться при Пуассоновском распределении. Из годовых таблиц, регулярно публикуемых во Франции Службой по информации о медицинских причинах смертных случаев6, следует, что наблюдается необъяснимая неустойчивость общего числа смертных случаев, которое может колебаться на 3 % из года в год вокруг среднего уровня около 540 000 смертей в год [23]. Число смертных случае за счет раковых заболеваний из года в год растет и колеблется в тех же пределах. Наличие таких вариаций фона накладывает существенные ограничения на возможность обнаружить дополнительные раки в облученной популяции. Даже при бесконечном увеличении численности рассматриваемых групп не удастся обнаружить дополнительные раки, если их доля в общем

5 Фоновый уровень раковой смертности (доля ежегодной смертности, вызванная раками) во многом определяется социальными причинами. Конкурируя с другими причинами смерти, эта величина зависит от уровня медицинской помощи населению, которая определяет вклад смертей от других причин в общую смертность. Как правило, в развитых странах раковая смертность конкурирует со смертностью от заболеваний сердечно-сосудистой системы. Приведенное значение фонового уровня характеризует развитые европейские страны с высоким качеством медицинской помощи. Чем выше смертность от заболеваний сердечно-сосудистой системы или от инфекционных заболеваний, что характерно для развивающихся стран, тем ниже фоновая раковая смертность.

6 Сайт в Интернете http://www.cepidc.vesinet.inserm.fr/

числе смертных случаев от рака в облученной группе не будет заметно превышать 3 %. Поэтому обнаружить наличие дополнительных раков не представляется возможным не только для случаев облучения из области А на рис. 2, но также и в тех случаях, когда условия облучения представляют точки из области АВ, если принимать во внимание неустойчивость уровня спонтанной раковой смертности. Только в тех случаях, когда условиям облучения соответствуют точки в области В, наличие дополнительных раков в облученной популяции теоретически может быть доказано.

Для определения критерия обнаружимости стохастических эффектов излучения, развитие которых связано с аварийным облучением, МАГАТЭ опирается на теоретическую возможность достоверного обнаружения дополнительных раков при сравнении двух адекватных групп людей (облученной в результате аварии и необлученной) по 100 тысяч человек в каждой [12]. Согласно этому подходу, при рассмотрении числа смертных случаев от раков всех локализаций обнаружить наличие среди них случаев, связанных с облучением теоретически возможно, если при равномерном внешнем облучении средняя доза облучения в такой облученной группе превышает 100 мГр. Этот уровень разделяет на две части область условий облучения, при которых возможно развитие радиогенных раков: Область II на рис. 1 является областью "регистрируемых радиогенных раков", а область III - областью "не обнаруживаемых радиогенных стохастических эффектов". К категории "не обнаруживаемых радиогенных стохастических эффектов" относятся и радиогенные раки, и радиогенные наследуемые заболевания.

1.4. Система дозиметрических величин, предназначенных для оценивания

облучения человека

В условиях радиационной аварии параметрами облучения, представляющими интерес для оценки медицинских последствий, являются дозиметрические величины, представленные на рис. 3. К ним относятся:

1. ОБЭ-взвешенная доза облучения органа или ткани (Лйт), которая используется для оценки риска развития детерминированных эффектов;

2. Эквивалентная (радиационно-взвешенная7) доза облучения органа или ткани (НТ), которая используется для оценки риска развития обнаруживаемых стохастических эффектов (радиогенных раков);

3. Эффективная доза (Е), которая используется в радиационном нормировании для оценки ущерба, связанного с появлением в облученной популяции не обнаруживаемых стохастических эффектов излучения;

4. Амбиентный эквивалент дозы (Н*(10)) и индивидуальный эквивалент дозы (НР(10)), которые используются в радиационном контроле в качестве непосредственно измеряемых операционных величин для мониторинга внешнего облучения в терминах эффективной дозы;

5. Воздушная керма (Ка), которая используется для мониторинга радиационного поля внешнего излучения. Аналогом воздушной кермы является экспозиционная доза, которая используется для мониторинга радиационного поля внешнего фотонного излучения.

7 Термин, которым МКРЗ намеревается заменить термин "эквивалентная доза" [4].

Воздушная керма, Ка [Гр]

Поглощенная доза в точке фантома, D [Гр]

Флюенс внешнего излучения, ф [1/см2]

TZ

г

Поглощенная доза в точке тела, D [Гр]

Поглощенная доза внутри шарового фантома МКРЕ,

Р [Гр]

Поглощенная доза на поверхности фантома МКРЕ,

Р [Гр]

Wr

Г

Q

Амбиентный эквивалент дозы, Н* [Зв]

Q

Индивидуальный эквивалент дозы, Нр [Зв]

Поступление радионуклида, I [Бк]

Поглощенная доза излучения R в органе T, . Dt,r [Г р]

X

RBEt

Wt

Эквивалентная доза в органе T, Ht [Зв]

ОБЭ-доза в органе T, ADt [Г р-экв]

t t

Эффективная доза, Е [Зв]

Рис. 3. Система дозиметрических величин, предназначенных для оценивания

облучения человека.

Современная система дозиметрических величин неоднократно обсуждалась ранее [1, 3]. Новой дозиметрической величиной, представленной на этой схеме, является ОБЭ-взвешенная доза облучения органа или ткани, которую МАГАТЭ ввело для оценки облучения человека в области больших доз [3, 11, 12, 15]. ОБЭ-взвешенная доза предназначена для оценки риска развития детерминированных эффектов излучения с учетом влияния на этот процесс качества излучения. Эта величина равна произведению поглощенной дозы в органе или ткани T на коэффициент относительной биологической эффективности (RBEt,r) излучения R для развития определенного детерминированного эффекта в органе Т:

ADt = Dt,r * RBEt,r .

Единица измерения ОБЭ-взвешенной дозы - Дж/кг, которая называется грей-эквивалент (Гр-экв.). Величина Dt,r в выражении (2) - средняя поглощенная доза излучения вида R в органе или ткани T, равная поглощенной дозе в точке, усредненной по массе ткани или органа:

Dtr = m I Dmdm =m-,

mT m mT

где mT- масса органа или ткани; Dm - поглощенная доза в элементарном объеме dm органа или ткани; eT,R - энергия излучения вида R, переданная массе рассматриваемого органа или ткани. Единица поглощенной дозы в органе или ткани - Дж/кг, которая называется грей (Гр).

Относительная биологическая эффективность излучения при инициализации детерминированных эффектов зависит как от качества излучения (в частности от ЛПЭ излучения), так и от свойств облучаемого органа и ожидаемого эффекта [35, 37]. В табл. 4 приведены значения коэффициента ОБЭ для развития тяжелых детерминированных эффектов при внешнем и внутреннем облучении, принятые МАГАТЭ для цели радиационной защиты [11, 12, 15].

Таблица 4

Значения коэффициента относительной биологической эффективности, принятые для определения ОБЭ-взвешенной дозы

Эффект: облучаемый орган Внешнее облучение ЯВЕ-та

Гематологический синдром: Фотоны при любом облучении Нейтроны при любом облучении 1 3

Красный костный мозг в-излучатели при внутреннем облучении 1

а-излучатели при внутреннем облучении 2

Пневмония: Фотоны при любом облучении Нейтроны при любом облучении 1 3

Альвеолярно-интерстициальный отдел легких в-излучатели при внутреннем облучении 1

а-излучатели при внутреннем облучении 7

Кишечный синдром: Тонкая кишка (при внешнем облучении) или Толстый кишечник (при внутреннем облучении) Фотоны при любом облучении Нейтроны при любом облучении в-излучатели при внутреннем облучении а-излучатели при внутреннем облучении 1 3 1 0

Влажное отшелушивание кожи: Дерма кожи Фотоны при внешнем облучении Нейтроны при внешнем облучении 1 3

Лучевая катаракта: Хрусталик глаза Фотоны при внешнем облучении Нейтроны при внешнем облучении 1 3

Некроз: Мягкие ткани Фотоны при внешнем облучении Нейтроны при внешнем облучении 1 3

Поражения зародыша или плода: Зародыш или плод Фотоны при внешнем облучении Нейтроны при внешнем облучении 1 10

Острый тиреоидит, гипотиреоз: Щитовидная железа Потребление изотопов йода, испускающих бета-частицы с низкой средней энергией а) Потребление других радионуклидов, накапливающихся в щитовидной железе 1/5 1

а) Изотопы 1311, 1291, 1251, 1241 и 1231.

При оценке внутреннего облучения используется величина ожидаемой ОБЭ-взвешенной дозы, которая служит индексом величины поступления радионуклида:

4 •

Айт

о

где Айт,я(г) - мощность ОБЭ-взвешенной дозы излучения Я в органе Т в момент времени г после поступления радиоактивного вещества в организм; А - период интегрирования для определения ожидаемой дозы; 1ЯЫ - величина поступления радионуклида ЯЫ по определенному пути и АбЯЫ( А) - дозовый коэффициент, равный ожидаемой в течение периода А величине ОБЭ-взвешенной дозы облучения органа Т после поступления 1 Бк радионуклида.

1.5. Дозиметрические критерии оценки облучения человека

Облучение человека в области больших доз оценивается путем сравнения индивидуальной дозы облученного с величиной пороговой дозы, характеризующей возникновение тяжелых детерминированных эффектов. Для оценки этой величины МАГАТЭ усовершенствовало радиобиологические модели, описывающие риск развития детерминированных эффектов в результа-

те облучения ряда критических органов и тканей с произвольной мощностью дозы [3, 11, 12]. Основа этих моделей была разработана под эгидой Комиссии по ядерному регулированию США в 1989-1993 годах [18-20]. В качестве пороговой была принята величина ОБЭ-взвешенной дозы облучения органа или ткани, при получении которой рассматриваемый эффект теоретически может возникнуть у 5 % облученных людей. В табл. 5 приведены значения пороговых доз для развития тяжелых детерминированных эффектов при внешнем облучении [11, 12]. Величина пороговой дозы может существенно зависеть от мощности дозы, поэтому в табл. 5 приведены значения для острого облучения с мощностью дозы более 0,1-1 (Г р-экв.)/ч.

Таблица 5

Пороговые дозы острого внешнего облучения

Эффект Облучаемый орган или ткань Пороговая доза, Гр-экв.

Кишечный синдром Тонкий кишечник 12

Пневмония Альвеолярно-интерстициальный отдел легких 4 а)

Гематологический синдром Красный костный мозг 2 б)

Постоянная стерильность Яичники 1,5

Семенники 1

Лучевая катаракта Хрусталик глаза 0,8

Г ибель зародыша или плода Зародыш или плод 0,3 - 2 в)

Тяжелая задержка умственного развития 0,6 - 0,9 в)

Тяжелая задержка физического развития 0,3

Пороки развития 0,1

Заметное уменьшение Ю 0,1

Некроз мягких тканей Мягкая ткань 25 г)

Влажное отшелушивание Дерма кожи 12 д)

а) Значение для лиц старше 40 лет. Для лиц моложе 40 лет пороговое значение равно 8 Г р-экв.

б При отсутствии специализированной медицинской помощи. При оказании своевременной и специальной медицинской помощи пороговое значение равно 3 Гр-экв.

в) Зависит от стадии развития зародыша или плода.

г) При поражении области с площадью более 100 см2 на глубину не менее 0,5 см. д При поражении области с площадью более 100 см2 на глубину не менее 0,3 мм.

При внутреннем облучении мощность дозы в органах и тканях закономерно изменяется после поступления радионуклида в организм [2], а абсолютное значение мощности дозы пропорционально величине поступления радионуклида. Поэтому базовой характеристикой риска развития детерминированных эффектов при внутреннем облучении является величина поступления радионуклида. Риск развития эффектов излучения при поступлении радионуклида в организм определяет не только величина поступления, но также и радиологические (биокинетика в организме) и физические свойства радионуклида (период полураспада, спектр излучения) [2,

11, 12]. Свойства радионуклида оказывают значительное влияние на величину поступления радионуклида, которое является пороговым8 для развития тяжелых детерминированных эффектов. Например, пороговые для развития радиационной пневмонии величины ингаляционного поступления радионуклидов из списка, приведенного в Приложении П-1 к НРБ-99 [4], варьируют

в пределах восьми порядков: от 4x106 Бк для 229ТИ до 7х1013 Бк для 49У. Таким образом, уста-

8 В качестве пороговой принимается величина поступления радионуклида при которой рассматриваемый эффект теоретически может возникнуть у 5 % облученных.

новить в качестве критерия одно значение порогового поступления, зависящее только от рассматриваемого эффекта и независящее от свойств радионуклида, оказалось невозможно.

С помощью выражения (4) можно заменить величину порогового поступления соответствующим индексом, равным значению ожидаемой ОБЭ-взвешенной дозы. Риск развития детерминированных эффектов при внутреннем облучении и ожидаемая ОБЭ-взвешенная доза являются похожими функционалами мощности ОБЭ-взвешенной дозы в органе [11, 12]. Поэтому такая замена приводит к существенному уменьшению разброса значений этой новой величины, характеризующей порог развития детерминированных эффектов. Как сами значения ожидаемых ОБЭ-взвешенных доз, соответствующих пороговым поступлениям, так и их разброс зависят от параметра интегрирования А в (4). Анализ риска развития детерминированных эффектов при поступлении в организм радионуклидов с периодом полураспада более 1 сут. показал, что при А=30 сут. разброс индексов минимален и не превышает десяти для более чем 99 % радионуклидов [11, 12]. Столь незначительный разброс индекса порогового поступления позволил принять Айт(А =30 сут.) в качестве характеристики внутреннего облучения при радиационной аварии.

Таким образом, риск развития детерминированных эффектов при внутреннем облучении можно с удовлетворительной погрешностью характеризовать одним пороговым значением величины ожидаемой в течение 30 дней ОБЭ-взвешенной дозы, зависящим только от рассматриваемого эффекта. Значения 30-дневных ожидаемых ОБЭ-взвешенных доз, соответствующие пороговым для развития тяжелых детерминированных эффектов значениям величины поступления были определены в [11, 12] и приведены в табл. 6.

Таблица 6

Ожидаемые дозы внутреннего облучения, соответствующие пороговой величине поступления радиоактивного материала

Эффект Облучаемый орган или ткань Пороговый уровень а), Г р-экв.

Гематологический синдром Красный костный мозг 00 ю о"

Пневмония Альвеолярно-интерстициальный отдел легких 30 - 100

Кишечный синдром Толстый кишечник 20 - 24

Гипотиреоз Щитовидная железа 2

Острый тиреоидит 60

а) В единицах 30-дневной ожидаемой ОБЭ-взвешенной дозы.

Внешнее облучение человека в области больших доз оценивается путем сравнения дозы облучения с пороговыми значениями ОБЭ-взвешенной дозы, приведенными в табл. 5. Внутреннее облучение человека в области больших доз оценивается путем сравнения 30-дневной ожидаемой ОБЭ-взвешенной дозы облучения с пороговыми значениями, приведенными в табл. 6. Оценка комбинированного облучения затрудняется нелинейной зависимостью риска развития детерминированного эффекта от дозы. В [12] показано, что, 5 % уровень риска развития детерминированного эффекта не будет превзойден, если выполняется неравенство:

ЛОТ

—-+ ТОт

ґЛОТ

2

< 1,

где Айт - ОБЭ-взвешенная доза внешнего облучения органа Т; Айт(А=30 с1) - ожидаемая 30-дневная ОБЭ-взвешенная доза внутреннего облучения органа Т; Тйт - пороговое значение ОБЭ-взвешенной дозы в органе Т, приведенное в табл. 5; ТйТ(А) - соответствующее пороговому поступлению значение ожидаемой 30-дневной ОБЭ-взвешенной дозы в органе Т, приведенное в табл. 6.

Облучение человека в области средних доз оценивается путем сравнения эквивалентной дозы внешнего облучения или ожидаемой эквивалентной дозы внутреннего облучения с величиной эквивалентной дозы, характеризующей теоретическую возможность достоверного обнаружения стохастических эффектов излучения в когорте из 100 000 облученных [12]. Принятые уровни приведены в табл. 7. В случае комбинированного облучения при оценке стохастических эффектов дозы внешнего и внутреннего облучения суммируются.

Таблица 7

Теоретические дозовые уровни обнаружения радиогенных раков в облученной популяции

Эффект Облучаемый орган Дозиметрическая величина Уровень обнаружения, мЗв

Рак щитовидной железы Щитовидная железа Эквивалентная доза в органе 50

Лейкемия Красный костный мозг а) Эффективная доза 100

Раки в целом Основные органы тела б) а) Эффективная доза 100

а) В условиях внешнего облучения всего тела.

б Все органы, учтенные в алгоритме определения эффективной дозы.

Облучение человека в результате радиационной аварии может быть представлено значениями любых дозиметрических величин, приведенных на рис. 3. Между тем области условий облучения, в пределах которых эти дозиметрические величины могут выступать как характеристики облучения, важные для целей защиты человека, ограничены. В качестве примера рассмотрим последствия внешнего облучения фотонами.

При внешнем облучения всего тела фотонами с дозой менее 1 Гр главной причиной преждевременной смерти являются радиогенные раки, а при облучении с дозой более 4 Гр -детерминированные эффекты излучения. При облучении всего тела с дозой 1-4 Гр, преждевременная смерть может быть связана как с развитием детерминированных, так и стохастических эффектов излучения. Причинно-следственная связь между смертью от рака и облучением не может быть установлена, если доза облучения всего тела не превышает 0,1 Гр. На рис. 4 представлены области доз внешнего облучения фотонами, где целесообразно использование тех или иных дозиметрических величин для оценки последствий радиационной аварии:

1. Вклад риска развития стохастических эффектов в полную вероятность преждевременной смерти незначителен при дозах выше 4 Гр, так что для оценки последствий облучения в этой области следует использовать ОБЭ-взвешенную дозу.

2. Вклад стохастических эффектов в полную смертность неопределим при дозах ниже

0,1 Гр, так что для оценки возможных последствий облучения в этой области следует использовать эффективную дозу.

3. Вклад риска развития детерминированных эффектов в полную вероятность преждевременной смерти незначителен при дозах ниже 1 Гр, так что для оценки последствий облучения в области 0,1-1 Гр следует использовать эквивалентную дозу.

4. Вклад риска развития стохастических и детерминированных эффектов в полную вероятность преждевременной смерти сопоставим при дозах 1-4 Гр, так что для оценки последствий облучения в этой области следует использовать и ОБЭ-взвешенную и эквивалентную дозу.

Рис. 4. Рекомендованные области применимости дозиметрических величин.

2. Стратегия радиационной защиты при радиационной аварии

Стратегия радиационной защиты при радиационной аварии [30] состоит

- в обеспечении готовности к радиационной аварии, основывающейся на степени потенциальной опасности источников излучения;

- в обеспечении адекватного реагирования на радиационную аварию, основывающегося на оптимизированных уровнях действия (уровнях вмешательства).

2.1. Обеспечение готовности к реагированию в случае ядерной или радиационной аварийной ситуации

Общие требования к обеспечению готовности к реагированию на ядерные и радиационные аварии сформулированы МАГАТЭ для пяти категорий ядерной и радиационной опасности установок и видов деятельности, использующих источники ионизирующего излучения [29, 30]. В целом, эта классификация аналогична той, которая установлена ОСПОРБ-99 [5]. Классификация источника основана на качественных критериях и существующем опыте эксплуатации ана-

логичных источников излучения. Пять категорий опасности, приведенные в табл. 8, устанавливают основу для разработки в целом оптимизированных мер по обеспечению готовности и реагирования. Категории опасности I, II и III представляют уменьшающиеся уровни опасности на установках с соответствующей жесткостью требований, предъявляемых к мерам готовности и реагирования. Категория IV применяется к деятельности, которая может привести к аварийным ситуациям фактически в любом месте. Этой категории соответствует также минимальный уровень опасности, допускаемый для применения в отношении любых пользователей. Требования к готовности и реагированию, соответствующие Категории IV, применяются ко всем пользователям, возможно, вместе с опасностями других категорий. Категория V применяется к территориям за пределами промплощадки (или санитарно-защитной зоны), в которых меры по обеспечению готовности и реагирования требуются для борьбы с радиоактивным загрязнением, являющимся результатом выброса радиоактивного материала с установки, относящейся к категории I или II.

Таблица 8

Классификация радиационных объектов и видов деятельности по ядерной и радиационной опасности

Категория Определение

I Установки, такие, как АЭС, для которых события на площадке а) (включая весьма маловероятные события) постулируются как способные привести к серьезным детерминированным эффектам б) за пределами площадки или для которых такие события зафиксированы как произошедшие на аналогичных установках.

II Установки, такие, как некоторые типы исследовательских реакторов, для которых события на площадке а) постулируются как способные привести к дозам облучения людей за пределами площадки, требующим принятия срочных защитных мер в соответствии с международными рекомендациями в), или для которых такие события зафиксированы как произошедшие на аналогичных установках. Категория опасности II (в противоположность категории I) не охватывает установки, для которых события на площадке (включая весьма маловероятные события) постулируются как способные привести к серьезным детерминированным эффектам за пределами площадки или для которых такие события зафиксированы как произошедшие на аналогичных установках.

III Установки, такие, как промышленные облучательные, для которых события на площадке постулируются как способные привести к дозам или радиоактивному загрязнению, которые требуют принятия срочных защитных мер на площадке, или для которых такие события зафиксированы как произошедшие на аналогичных установках. Категория опасности III (в противоположность категории II) не охватывает установки, для которых события постулируются и которые могут требовать принятия срочных защитных мер за пределами площадки или для которых такие события зафиксированы как произошедшие на аналогичных установках.

IV Деятельность, способная привести к ядерной или радиационной аварийной ситуации, которая может требовать принятия срочных защитных мер в непредвиденном месте. Она включает неразрешенную деятельность, такую, как деятельность, связанную с опасными источниками, полученными незаконно. Она также включает перевозку радиоактивных и ядерных материалов и разрешенную деятельность, связанную с опасными мобильными источниками, такими, как источники промышленной радиографии, спутники с ядерной энергетической установкой или радиационные термоэлектрические генераторы. Категория опасности VI представляет минимальный уровень опасности, который предполагается применять для любых пользователей.

Таблица 8

Категория Определение

V Деятельность, обычно не связанная с источниками ионизирующих излучений, но которая дает продукцию, со значительной вероятностью г) может стать загрязненной в результате событий на установках, относящихся к категории опасности I или II, включая такие установки в других государствах, до уровней, требующих немедленного введения ограничений на продукты в соответствии с международными рекомендациями в).

а) Включая выброс в атмосферу и сброс в открытые водоемы радиоактивного материала или внешнего облучения (как, например, в результате разрушения защитного барьера или события, связанного с критичностью), который происходит в каком-то месте на площадке.

б Дозы свыше тех, при которых предполагается проведение вмешательства при любых обстоятельствах; см. главу 6 НРБ-99 [4].

в) Эти критерии приведены в главе 6 НРБ-99 [4].

г) При возникновении значительного выброса радиоактивного материала с установки, относящейся к категории угрозы I или II.

В зависимости от категорийности предприятия устанавливаются требования [29]:

- к готовности предприятия к реагированию на радиационную аварию;

- к содержанию плана противоаварийных мероприятий;

- к содержанию первоочередных действий на площадке при отсутствии подробной информации об аварии.

МАГАТЭ уделяет особое внимание предприятиям и видам обращения с источниками излучения (деятельностям), относящимся к IV категории опасности. Среди прочих выделены радионуклидные источники, для которых в зависимости от степени их потенциальной опасности, установлены требования по их учету, контролю и физической защите [9]. Классификация источников по потенциальной опасности опирается на определение опасного источника - источника, содержащего такое количества радиоактивного материала, что выход его из-под контроля может привести к СЦР или к уровням облучения, превосходящим пороги возникновения детерминированных эффектов, приведенные в таблицах 5 и 6. Такое опасное количество радиоактивного вещества называется "0-уа!ие"9 [11, 29]. Выделены пять категорий радионуклидных источников в зависимости от соотношения их активности (А) и опасного количества находящегося в них радионуклида (й) [8]. Классификация приведена в табл. 9. Значения величины "й" из [11] приведены в табл.10.

Таблица 9

Категоризация радионуклидных источников

Категория Соотношение A/D Пример

1 A/D > 1000 Радиоизотопные термоэлектрические генераторы, облучательные

2 1000 > A/D > 10 установки, телерадиотерапевтические источники Источники промышленной радиографии

3 10 > A/D > 1 Источники радиационных уровнемеров и установок для каротажа

4 1 > A/D > 0,01 Источники для снятия статического электричества

5 0,01 > A/D Контрольные и лабораторные источники

9 От Dangerous value - "опасное количество".

Таблица 10

Опасные количества некоторых радионуклидов

Радионуклид а) Величина 0, ТБк Величина 01 б), ТБк Величина 02 в), ТБк

32р 1.Е+01 1.Е+01 2.Е+01

60Со 3.Е-02 3.Е-02 3.Е+01

9 О + Г 1.Е+00 4.Е+00 1.Е+00

131 | 2.Е-01 2.Е-01 2.Е-01

137+Сэ 1.Е-01 1.Е-01 2.Е+01

1921г 8.Е-02 8.Е-02 2.Е+01

Природный и Нет г) Нет Нет

238Ри 6.Е-02 3.Е+02 д) 6.Е-02

239Ри 6.Е-02 1.Е+00 д) 6.Е-02

2 1 А 3 6.Е-02 8.Е+00 6.Е-02

2 2 О 2.Е-02 2.Е-02 1.Е-01

239Ри/9Ве е) 6.Е-02 1.Е+00 д) 6.Е-02

241Ат/9Ве е) 6.Е-02 1.Е+00 6.Е-02

а) и  ~

' V означает радионуклид, находящийся в равновесной смеси со своими дочерними радионуклидами. б Характеризует опасный уровень активности инкапсулированного источника внешнего облучения.

в) Характеризует опасный уровень активности источника в случае его диспергирования.

г) Опасный уровень активности не существует.

д Уровень определен ограничениями по критичности. е) Нейтронный источник.

2.2. Критерии защиты населения, подвергшегося аварийному облучению

Система защитных действий, проводимых при радиационной аварии, включает защитные мероприятия, проведение которых обусловлено уровнями полученной, прогнозируемой, либо предотвращаемой дозы облучения [12]. Сами действия различаются в зависимости от того, какие эффекты ожидаются при том или ином уровне доз.

Меры радиационной или медицинской защиты при возможности развития тяжелых детерминированных эффектов должны вводиться незамедлительно и при любых условиях.

Меры, направленные на уменьшение риска возникновения стохастических эффектов, вводятся при достижении уровней обнаружения радиогенных раков в облученной популяции, либо при превышении оптимизированных уровней вмешательства, если дозы облучения ниже уровня обнаружения.

В табл. 11 приведен перечень неотложных мероприятий и уровней действия, предназначенных для защиты отдельных лиц от риска развития детерминированных эффектов. Уровни действия, приведенные в табл. 11, установлены таким образом, чтобы предотвратить превышение пороговых уровней развития детерминированных эффектов, приведенные в таблицах 5 и 6. Если полученная доза превышает уровни действия, указанные в табл. 11, то следует предпринять следующие безотлагательные действия по медицинской защите облученных лиц:

- немедленное медицинское обследование, консультирование и лечение;

- контроль загрязнения, немедленная дезактивация и декорпорация (если необходима и

возможна);

- введение стабильного йода (если необходимо и возможно);

- регистрация облученных лиц для последующего долгосрочного медицинского наблюдения;

- оказание психологической поддержки облученным лицам и их близким.

Таблица 11

Критерии защиты населения от риска развития детерминированных эффектов

Контролируемый орган или ткань Общий уровень действия, Гр-экв.

Внешнее облучение

Торс 1

Зародыш или плод 0,1

Мягкая ткань 25 а)

Дерма кожи 10 б)

Внутреннее облучение

Красный костный мозг 0,2 в)’ г) 2 в), д)

Альвеолярно-интерстициальный 30 в)’ е)

отдел легких Толстый кишечник 20 в)

Щитовидная железа 2 в), ж)

Зародыш или плод 0,1 з)

а) При поражении области с площадью более 100 см2 на глубину не менее 0,5 см.

б) При поражении области с площадью более 100 см2 на глубину не менее 0,3 мм.

в) 30-дневная ожидаемая ОБЭ-взвешенная доза внутреннего облучения.

г) Любое поступление радионуклидов с 2 > 89.

д Любое поступление радионуклидов с 2 < 90.

е) Ингаляционное поступление.

ж) Любое поступление радионуклидов, накапливающихся в щитовидной железе.

з) Ожидаемая ОБЭ-взвешенная доза, накопленная за весь период внутриутробного развития.

Если прогнозируемые дозы превышают уровни действия, приведенные в табл. 11, то следует предпринять следующие безотлагательные действия по радиационной защите населения:

- немедленно провести безотлагательные действия для предотвращения облучения, даже

в тяжелых радиационных условиях;

- информировать и предостерегать население.

В табл. 12 приведены уровни доз и предупреждающие неотложные меры защиты населения, которые следует провести для существенного снижения риска возникновения обнаруживаемых радиогенных раков в случае, если прогнозируемая доза превышает указанный уровень. Уровни действия, приведенные в табл. 12, установлены таким образом, чтобы не были превышены уровни обнаружения радиогенных раков, приведенные в табл. 7.

В табл. 13 приведены уровни доз и долговременные меры медицинской защиты для ранней диагностики и эффективного лечения радиогенных раков. Мероприятия проводятся в случае, если полученная доза превышает указанный уровень, установленный таким образом, чтобы не были превышены уровни обнаружения радиогенных раков, приведенные в табл. 7.

Таблица 12

Критерии защиты населения от риска возникновения обнаруживаемых радиогенных рисков

Контролируемый орган или ткань Общий уровень действия Защитная мера

Щитовидная железа Нт > 50 мЗв - Предупреждающее ограничение потребления пищи, молока и воды; - Информирование и предостережение населения.

Таблица 13

Критерии проведения долговременных мер медицинской защиты для ранней диагностики и эффективного лечения радиогенных раков

Контролируемый орган или ткань Общий уровень действия Защитная мера

Все тело Е > 100 мЗв в течение месяца - Скрининг, основанный на величине индивидуальной дозы для определения необходимости регистрации и долгосрочного медицинского наблюдения; - Консультирование.

Щитовидная железа Нт > 50 мЗв

Зародыш или плод Нт > 100 мЗв - Консультирование для обеспечения осознанного решения в каждом индивидуальном случае.

В табл. 14 приведены уровни доз и срочные меры радиационной защиты для приемлемого снижения частоты радиогенных раков. Мероприятия проводятся в случае, если предотвращаемая доза превышает указанный уровень.

В табл. 15 приведены установленные уровни доз и долговременные меры радиационной защиты для приемлемого снижения частоты радиогенных раков. Мероприятия проводятся в случае, если предотвращаемая доза превышает указанный уровень.

В табл. 16 приведены установленные уровни доз и прекращаемые долговременные меры радиационной защиты. Мероприятия прекращаются в случае, если полученная или прогнозируемая доза не превышает указанный уровень и в результате дополнительного облучения нельзя ожидать обнаруживаемого увеличения частоты раковых заболеваний в облученной когорте.

Таблица 14

Критерии проведения срочных мер радиационной защиты для приемлемого снижения частоты радиогенных раков

Контролируемый орган или ткань Предотвращаемая доза Защитная мера

Все тело Е > 10 мЗв в течение 2 дней - Укрытие

Е > 50 мЗв в течение 1 недели - Эвакуация, неотложная дезактивация, ограничение потребления молока, пищи и воды

Щитовидная железа Нт > 50 мЗв - Йодная профилактика и неотложная дезактивация

Кожа Нт > 100 мЗв в течение дней - Контроль загрязнения; - Неотложная дезактивация.

Таблица 15

Критерии проведения долговременные мер радиационной защиты для приемлемого

снижения частоты радиогенных раков

Контролируемый орган или ткань Предотвращаемая доза Защитная мера

Все тело Е - 5 мЗв в течение года - Замена продуктов питания, молока и воды

30 мЗв за первый год - Временное переселение; - Выборочная дезактивация.

Е > 1000 мЗв за жизнь - Переселение

Кожа Нт > 10 мЗв в течение дней - Выборочная дезактивация

Таблица 16

Критерии прекращения проведения мер радиационной защиты

Контролируемый орган или ткань Предотвращаемая доза Защитная мера

Все тело Зародыш или плод Щитовидная железа Любой иной орган Е - 10 мЗв в течение года Нт < 100 мЗв в течение месяцев Нт < 50 мЗв Нт < 100 мЗв в течение года Никакие защитные мероприятия не проводятся, за исключением, быть может, - Ограниченной дезактивации объекта или площадки; - Некоторое ограничение потребления пищи, молока и воды; - Информирование населения.

2.3. Критерии защиты работников, осуществляющих вмешательство при радиационной аварии

Защита работников, осуществляющих вмешательство в зоне аварии, проводится путем установления справочных уровней10 индивидуальной дозы, превышение которых не следует допускать при выполнении тех или иных противоаварийных мероприятий в условиях планируемого повышенного облучения [12]. Величины уровней зависят от степени значимости проводимых мероприятий для:

- спасения жизни,

- предотвращения катастрофического развития аварии,

- восстановления контроля над источником.

Согласно такому подходу выделены пять категорий противоаварийных мероприятий:

1. Действия, направленные на спасение жизни:

- безотлагательная помощь при непосредственной опасности для жизни пострадавшего;

- обеспечение безотлагательной медицинской помощи при травмах и состояниях, представляющих прямую угрозу жизни;

- предотвращение или уменьшение опасностей, которые могут привести к общей аварийной ситуации на предприятии, отнесенном к I категории по радиационной опасности.

10 Reference level.

2. Действия, направленные на предотвращение тяжелых детерминированных эффектов:

- выполнение безотлагательных защитных мероприятий, даже в тяжелых радиационных условиях;

- разведка радиационной обстановки в населенных зонах для определения необходимости введения безотлагательных защитных действий (должна быть осуществлена даже в тяжелых радиационных условиях);

- предотвращение потенциальных угроз возникновения тяжелых повреждений (травм);

- срочная медицинская помощь при тяжелых повреждениях (травмах);

- срочная дезактивация людей.

3. Действия, направленные на предотвращение катастрофического развития аварии:

- предотвращение или уменьшение опасностей, которые могут привести к эскалации аварийной ситуации на площадке.

4. Действия, направленные на предотвращение больших коллективных доз облучения:

- сбор и анализ проб, если это требуется для введения (планирования и выполнения) безотлагательных защитных мероприятий;

- контроль радиационной обстановки в населенных зонах для определения необходимости введения долгосрочных защитных мероприятий, включая ограничение на потребления продуктов питания;

- ограниченная дезактивация (если требуется) для поддержки выполнения безотлагательных защитных мероприятий.

5. Иные операции, включая ремонтно-восстановительные работы:

- ремонтные работы на установке, не связанные с обеспечением или поддержанием ее безопасности;

- крупномасштабная дезактивация;

- удаление радиоактивных отходов;

- долговременная медицинская помощь;

- восстановительные мероприятия.

При установлении соответствующих уровней для планирования и проведения этих мероприятий соблюдался приоритет защиты жизни и здоровья работника. Согласно этому приоритету выгода для спасаемых людей должна перевешивать собственный риск спасателя. Сам работник при выполнении действий, опасных для его жизни и здоровья, должен быть добровольцем, достаточно информированным о возможных последствиях его действий для принятия обдуманного решения. Установленные в [12] значения справочных уровней для защиты работников при выполнении противоаварийных мероприятий приведены в табл. 17.

Таблица 17

Критерии защиты работников, осуществляющих противоаварийные мероприятия

Противоаварийные мероприятия Справочный уровень

Действия, направленные на спасение жизни Ограничение облучения в принципе не рекомендовано в том и ТОЛЬКО В ТОМ СЛУЧАЕ, когда выгода для спасаемых перевешивает собственный риск а) спасателя .

Действия, направленные на предотвращение тяжелых детерминированных эффектов АОіорс < 1,0 Гр-экв. а) б) или Е < 1,0 Зв а) в)

Действия, направленные на предотвращение катастрофического развития аварии

Действия, направленные на предотвращение больших коллективных доз облучения Е < 100 мЗв а)

Иные операции, включая ремонтновосстановительные работы Предел дозы профессионального облучения г)

а) Работники должны быть добровольцами, достаточно информированными относительно потенциальных последствий облучения для того, чтобы сделать осознанное решение.

б) Относится исключительно к дозе внешнего проникающего излучения.

в) Суммарная доза внутреннего и внешнего облучения. Дозы от поступления радионуклидов или загрязнения кожи должны быть ограничены, например, проведением йодной профилактики или использованием средств индивидуальной защиты.

г) Имеется в виду предел облучения за год, равный 50 мЗв.

Заключение

Накопленный опыт позволил МАГАТЭ создать целостную систему критериев для защиты персонала и населения в случае радиационной аварии. В качестве основных элементов Система включает:

1. Количественную оценку риска возникновения эффектов излучения;

2. Стратегию защиты населения при радиационной аварии;

3. Критерии принятия решений по радиационной и медицинской защите персонала, лиц из населения и участников ликвидации аварии. В основе критериев лежат оригинальные модели риска развития эффектов радиации у человека при аварийном облучении. Важной составляющей критериев является система дозиметрических величин, в терминах которых выражены критерии;

4. Критерии оценки потенциальной опасности источников излучения для принятия решений по предотвращению их выхода из-под регулирующего контроля;

5. Практические Руководства по оценке аварии и принятия решений на разной стадии ее развития для защиты персонала и населения.

Система требований и критериев войдет в новые Международные основные нормы радиационной безопасности, работу над которыми МАГАТЭ планирует завершить в течение двух ближайших лет.

Литература

1. Кутьков В.А. Современная система дозиметрических величин //АНРИ. - 2000. - № 1(20). - С. 4-17.

2. Кутьков В.А., Кухта Б.А. Радиологические свойства радиоактивных аэрозолей //АНРИ. - 2006. - № 4(47). - С. 2-22.

3. Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П. Радиационная безопасность персонала атомных станций. Учебное пособие /Под общ. ред. В.А. Кутькова. - Москва-Обнинск: Атомтехэнерго, ИАТЭ, 2003. -344 с.

4. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99): Гигиенические нормативы СП-2.6.1.758-99. - М.: Минздрав России, 1999.

5. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99): Санитарные правила СП-2.6.1.799-99. - М.: Минздрав России, 2000.

6. An electron accelerator accident in Hanoi, Viet Nam Vienna, IAEA (1996);

Accidental overexposure of radiotherapy patients in San Jose, Costa Rica Vienna, IAEA (1998);

Report on the Preliminary fact finding mission following the accident at the nuclear fuel processing facility in Tokaimura, Japan Vienna, IAEA (1999);

The radiological accident in Lilo Vienna, IAEA (2000);

The radiological accident in Yanango Vienna, IAEA (2000);

The radiological accident in Istanbul Vienna, IAEA (2000);

Investigation of an accidental exposure of radiotherapy patients in Panama Vienna, IAEA (2001);

The criticality accident in Sarov Vienna, IAEA (2001);

The radiological accident in Gilan Vienna, IAEA (2002);

The radiological accident in Samut Prakarn Vienna, IAEA (2002);

Accidental Overexposure of Radiotherapy Patients in Bialystok. Vienna, IAEA (2004);

The Radiological Accident in Cochabamba Vienna, IAEA (2004).

7. Arrangements for Preparedness for a Nuclear or Radiological Emergency. Safety Guide, Safety Standards Series No GS-R-2.1. - Vienna: IAEA (будет опубликован в 2006).

8. Categorization of Radioactive Sources. Safety Standards Series No RS-G-1.9. - Vienna: IAEA, 2005.

9. Code of Conduct on the Safety and Security of Radioactive Sources. - Vienna: IAEA, 2004.

10. Criteria for use in Preparedness and Response to a Nuclear or Radiological Emergency. Safety Guide Safety Standards Series No GS-R-2.2. - Vienna: IAEA (будет опубликован в 2007).

11. Dangerous quantities of radioactive material (D-values). EPR-D-Values. - Vienna: IAEA, 2006.

12. Development of extended framework for emergency response criteria. Interim report for comments, IAEA TECDOC-1432. - Vienna: IAEA, 2004.

13. Generic Procedures for Monitoring in a Nuclear or Radiological Emergency. IAEATECD0C-1092. - Vienna: IAEA, 1999.

14. Generic Procedures for Assessment and Response during a Radiological Emergency. IAEATECDOC-1162.

- Vienna: IAEA, 2000.

15. Generic procedures for medical response during nuclear and radiological emergency. EPR-MEDICAL. - Vienna: IAEA, 2005.

16. Generic procedures for monitoring in a nuclear or radiological emergency. EPR-Monitoring. - Vienna: IAEA, 2006 (in preparation).

17. González A.J. The radiological health consequences of Chernobyl: the dilemma of causation. Symposium on Nuclear Accidents. In: Nuclear accidents: Liabilities and guarantees: Proceedings of the Helsinki symposium, OECD Nuclear Energy Agency, 1993.

18. Health effects models for nuclear power plant accident consequence analysis. Low LET radiation. Report NUREG/CR-4214 Rev. 1 Part II. - Washington, DC: U.S. NRC, 1989.

19. Health effects models for nuclear power accident consequence analysis. Part I: Introduction, integration, and summary. Report NUREG/CR-4214 ITRI-141 Rev. 2 Part I. - Washington, DC: U.S. NRC, 1993.

20. Health effects models for nuclear power accident consequence analysis. Modification of models resulting from addition of effects of exposure to alpha-emitting radionuclides. Part II: Scientific bases for health effects models. Report NUREG/CR-4214 LMF-136 Rev. 1 Part II Addendum 2. - Washington, DC: U.S. NRC, 1993.

21. International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources, Safety Series No. 115. - Vienna: IAEA, 1996.

22. Intervention Criteria in a Nuclear or Radiation Emergency, Safety Series No. 109. - Vienna: IAEA, 1994.

23. Libmann J. Elements of nuclear safety. - Paris: IPSN, 1996.

24. Manual for extended response to radiological emergencies. EPR-Extended Response. - Vienna: IAEA, 2006 (in preparation).

25. Manual for first responders to a radiological emergency. EPR-First Responders. - Vienna: IAEA, 2006.

26. Medical Preparedness and Response. Educational Material. EPR-MEDICAL-T-2002/CD. - Vienna: IAEA, 2002.

27. Memorandum. The evolution of the system of radiological protection: the justification for new ICRP recommendations //J. Radiol. Prot. - 2003. - V. 23. - P. 129-142.

28. Method for the Development of Emergency Response Preparedness for Nuclear or Radiological Accidents IAEATECDOC-953. - Vienna: IAEA, 1997.

29. Method for developing arrangements for response to a nuclear or radiological emergency. EPR-METHOD.

- Vienna: IAEA, 2003.

30. Preparedness and Response for a Nuclear or Radiological Emergency, Safety Requirements, Safety Standards Series No. GS-R-2. - Vienna: IAEA, 2002.

31. Preparation, conduct and evaluation of exercises to test preparedness for a nuclear or radiological emergency. EPR-EXERCISE. - Vienna: IAEA, 2005.

32. Principles for Intervention for Protection of the Public in a Radiological Emergency. ICRP Publication 63. Ann ICRP Vol. 22, No 4. - Oxford, UK: Pergamon Press, 1991.

33. Protecting people against radiation exposure in the event of a radiological attack. ICRP Publication 96. Ann ICRP Vol. 35, No 1. - Oxford, UK: Pergamon Press, 2005.

34. Radiation Protection and the Safety of Radiation Sources: Safety Fundamental. Safety Standards Series No 120. - Vienna: IAEA, 1996.

35. RBE for Deterministic Effects. ICRP Publication 58. Ann ICRP Vol. 20, No 4. - Oxford, UK: Pergamon Press, 1989.

36. Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 26. Ann ICRP Vol. 1, No 3. - Oxford, UK: Pergamon Press, 1977.

37. Relative Biological Effectiveness (RBE), Quality Factor (Q) and Radiation Weighting Factor (wR). ICRP Publication 92. Ann ICRP Vol. 33, No 4. - Oxford, UK: Pergamon Press, 2003.

Substantive provisions of the IAEA guidelines for criteria for protecting the public and workers in radiation emergency

Kutkov V.A.

Russian Research Centre "Kurchatov Institute", Moscow

The IAEA regularly assists the member states in response to radiation emergencies. The accumulated experience has allowed the IAEA to create overall system of criteria for protecting the public and emergency workers in radiation emergency. Now the IAEA finalizes a preparation of the new guidelines for emergency preparedness and response. These guidelines are the part of hierarchical system of the documents directed on supporting protection of the public from risks of development of severe radiation effects. As a basic element, the System includes: 1) Quantitative evaluation of risk of developing severe radiation effects; 2) The strategy of protection of the public in radiation emergency; 3) Decision making criteria for radiation and medical protection of emergency workers and members of the public. Original risk models of developing the radiation effects in exposed humans lay in a base of criteria. The system of dosimetric quantities for expressing the criteria is also an important part of the System; 4) Criteria of ranking a potential danger of radionuclide sources for decision making on preventing their leave from the regulating control; 5) Practical guidelines for evaluating a radiation emergency, and for decision making to protect emergency workers and the public in different stages of its development. The system of requirements and criteria will be included into the new International Basic Safety Standards, which preparation the IAEA plans to complete in two years. The purpose of the present report is to inform the national experts with substantive provisions of the new IAEA guidelines for protecting the public and emergency workers in radiation emergency. The review is devoted to models of radiogenic risks and criteria, which the IAEA developed to support radiation protection of the public from risks of the deterministic and stochastic effects due to emergency exposure.