Законодательная база Российской Федерации

ПРИКАЗ ГТК РФ от 07.05.97 N 242 (ред. от 27.08.98) "О ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ РУКОВОДСТВА ПО ТАМОЖЕННОМУ КОНТРОЛЮ ДЕЛЯЩИХСЯ И РАДИОАКТИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ И ДОПОЛНИТЕЛЬНЫХ ФУНКЦИЯХ РЕГИОНАЛЬНОГО ИНФОРМАЦИОННО - ТЕХНИЧЕСКОГО ТАМОЖЕННОГО УПРАВЛЕНИЯ"

9.2.1. Радиационный контроль в закрытых помещениях

В данной ситуации наиболее вероятным путем поступления радиоактивных веществ в организм сотрудников таможенного органа является ингаляция этих веществ с вдыхаемым воздухом. Роль ингаляции в формировании дозы внутреннего облучения существенно выше, чем поступление этих веществ через кожу или желудочно - кишечный тракт. Возможность загрязнения кожных покровов сотрудников и попадания радиоактивных веществ в желудочно - кишечный тракт можно резко ограничить при соблюдении соответствующих требований техники безопасности и личной гигиены.

Максимально возможные потенциальные дозы внутреннего облучения сотрудников в процессе радиационного контроля следует определять на основе следующих допущений:

- нефиксированное (снимаемое) загрязнение поверхностей упаковок и связок находится на уровне предельно допустимых в соответствии с Правилами МАГАТЭ значений - 4 Бк/см2 для бета-, гамма - излучателей, а также альфа - излучателей низкой токсичности, и 0,4 Бк/см2 для других альфа - излучателей;

- поток радиационных грузов, проходящих через таможенный орган, таков, что на его досмотр затрачивается в общей сложности 5 полных рабочих дней в течение года, а остальное время затрачивается на грузы, признаваемые после проведения таможенного контроля нерадиационными; в целом за этот период вдыхается примерно 50 м3 воздуха, с которым радионуклиды могут поступать в организм работающего;

- насыщенность производственного помещения радиационными грузами во время проведения радиационного контроля такова, что соотношение значений площади поверхностей загрязненных грузов и внутренних рабочих поверхностей помещения и оборудования составляет не более 0,1;

- максимально возможное соотношение между концентрацией радиоактивных аэрозолей в воздухе и уровнем радиоактивного загрязнения наружных поверхностей грузов равно 3.0 x 10E-6 смЕ-1.

С учетом указанных допущений годовое поступление радионуклидов в организм человека составит 600 Бк для бета, - гамма - излучателей, а также альфа - излучателей низкой токсичности, и 60 Бк для других альфа - излучателей. Чтобы оценить годовую эффективную дозу внутреннего облучения, нужно полученные значения умножить на соответствующий дозовый коэффициент (табл. 9.2.1).

Таблица 9.2.1

ЗНАЧЕНИЯ ДОЗОВЫХ КОЭФФИЦИЕНТОВ ДЛЯ РАСЧЕТА МАКСИМАЛЬНОЙ

ОЖИДАЕМОЙ ЭФФЕКТИВНОЙ ДОЗЫ ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ПРИ ИНГАЛЯЦИОННОМ ПОСТУПЛЕНИИ РАДИОНУКЛИДА

Примечание. Из разных классов растворимости (транспортабельности) радионуклида в легочной ткани человека выбраны те, которые соответствуют максимальным значениям дозовых коэффициентов.

Таким образом, максимально возможные уровни внутреннего облучения сотрудников таможенных органов при проведении таможенного контроля ДРМ в закрытых помещениях в штатных условиях могут меняться от 5 до 500 мбэр/год (от 0,05 до 5 мЗв/год) для разных радионуклидов, кроме урана-235. Для урана-235 максимальная оценка составляет 2 бэр/год (20 мЗв/год). При этом доля радиоактивного загрязнения кожных покровов в суммарной дозе внутреннего облучения персонала не превышает 4 - 5%.

Доза внутреннего облучения от стронция-90, йода-129 и цезия-137 составляет для указанных условий от 0,5 до 20 мбэр/год (от 0,005 до 0,2 мЗв/год).

Следует еще раз отметить, что в реальной ситуации эти дозы могут быть значительно ниже.

Из таблицы 9.2.1 видно, что наиболее опасным радионуклидом, ингаляционное поступление которого в организм человека приведет к формированию максимальной дозы внутреннего облучения при прочих равных условиях, является калифорний-251.

9.2.2. Радиационный контроль на открытом воздухе

В этом случае основным путем формирования дозы внутреннего облучения является загрязнение кожных покровов радиоактивными веществами с последующим возможным их поступлением, как правило с пищей, в желудочно - кишечный тракт (пероральное поступление). Роль ингаляционной компоненты при работе на открытом воздухе ничтожна.

Максимально возможные уровни облучения сотрудников таможенных органов при проведении радиационного контроля вне помещений следует определять также на основе следующих допущений:

- нефиксированное (снимаемое) загрязнение поверхностей упаковок и связок находится на уровне предельно допустимых значений - 4 Бк/см2 для бета-, гамма - излучателей, а также альфа - излучателей низкой токсичности и 0,4 Бк/см2 для других альфа - излучателей;

- поток радиационных грузов, проходящих через пограничный таможенный орган, таков, что на его досмотр затрачивается в общей сложности 5 полных рабочих дней в течение года, а остальное время затрачивается на грузы, признаваемые после проведения таможенного контроля нерадиационными;

- если сотрудники таможенных органов не соблюдают правил техники безопасности, не защищают кожные покровы, особенно рук, специальными средствами (например, перчатками), не соблюдают правила личной гигиены, коэффициент перехода радиоактивных веществ с загрязненных рук в организм пероральным путем максимален - 10%;

- уровни радиоактивного загрязнения рук во время проведения радиационного контроля достигается предельных значений для поверхностей упаковок и связок (см. выше), а площадь загрязненных участков ладоней, их тыльных сторон и пальцев составляет 1000 см2.

С учетом указанных допущений годовое поступление радионуклидов в организм человека составит 2000 Бк для бета-, гамма - излучателей и альфа - излучателей низкой токсичности и 200 Бк для других альфа - излучателей.

В таблице 9.2.2 приведены значения дозовых коэффициентов для некоторых радионуклидов, являющихся достаточно частыми объектами трансграничных перевозок (в основном это делящиеся материалы). Для сравнения приведены данные по стронцию-90, йоду-129 и цезию-137, которые характеризуются более высокими значениями дозовых коэффициентов при пероральном поступлении, чем подавляющее большинство других радионуклидов.

Таблица 9.2.2

ЗНАЧЕНИЯ ДОЗОВЫХ КОЭФФИЦИЕНТОВ ДЛЯ РАСЧЕТА МАКСИМАЛЬНОЙ

Таким образом, максимально возможные дозы внутреннего облучения сотрудников при проведении радиационного контроля на открытом воздухе могут меняться от 0,4 до 20 мбэр/год (от 0,004 до 0,20 мЗв/год) для всех приведенных радионуклидов (кроме трех последних), что гораздо ниже, чем при проведении в закрытом помещении. Расчетные дозы по стронцию-90, йоду-129 и цезию-137 находятся в пределах 3 - 24 мбэр/год (0,03 - 0,24 мЗв/год). Конечно, в реальных условиях эти дозы, как правило, будут существенно ниже.

Как видно из таблицы 9.2.2, при прочих равных условиях наиболее опасными радионуклидами являются плутоний-239 и плутоний-240.

Подобные дозиметрические расчеты позволяют оценить самые неблагоприятные, гипотетические последствия в процессе радиационного контроля и заранее спланировать комплекс защитных мероприятий в необходимом объеме. При этом первостепенное внимание следует уделять защите сотрудников в процессе проведения радиационного контроля в закрытых помещениях. При этом для более реальной оценки максимально возможной дозы внутреннего облучения сотрудников таможенных органов, занятых досмотром радиационных грузов, целесообразно использовать подход, аналогичный описанному в п. 9.1.

Максимальная годовая доза возможного внутреннего облучения D (мЗв/год) определяется выражением:

int M N D = S Ki x di x Ti + S Kj x dj x Tj, int i=1 j=1

где: Ki - поступление i-го радионуклида в организм лиц, выполняющих таможенный контроль ДРМ в закрытых помещениях; Ki = 15 Бк/ч для бета-, гамма - излучателей и альфа - излучателей низкой токсичности, Кi = 1,5 Бк/ч для других альфа - излучателей; di - дозовый коэффициент для i-го радионуклида при его ингаляционном поступлении, мЗв/Бк (табл. 9.2.1); Ti - среднее время проведения измерений в течение года в закрытых помещениях при осуществлении таможенного контроля ДРМ с i-м радионуклидом, ч/год; M - количество различных радионуклидов в составе грузов, досматриваемых в закрытых помещениях в течение года; Kj - поступление j-го радионуклида в организм лиц, выполняющих таможенный контроль ДРМ на открытом воздухе; Kj = 50 Бк/ч для бета-, гамма - излучателей и альфа - излучателей низкой токсичности, Kj = 5,0 Бк/ч для других альфа - излучателей; dj - дозовый коэффициент для j-го радионуклида при его пероральном поступлении, мЗв/Бк (табл. 9.2.2); Tj - среднее время проведения измерений в течение года на открытом воздухе при осуществлении таможенного контроля ДРМ с j-м радионуклидом, ч/год; N - количество различных радионуклидов в составе грузов, досматриваемых на открытом воздухе в течение года.

Пример. Определим максимально возможные дозы внутреннего облучения сотрудников при следующих исходных данных: M = 2 (калифорний-249, цезий-137); T1 = 3 ч; T2 = 6 ч; N = 3 (плутоний-239, уран-235, йод-129); T1 = 12 ч; T3 = 20 ч; T3 = 4 ч.

D = 1,5 x 0,086 x 3 + 15 x 8,6 x 10E-6 x 6 + 5 x 9,7 x 10E-4 x

int 12 + 50 x 4 x 10E-5 x 20 + 50 x 1,2 x 10E-4 x 4 = 0,387 +

0,000774 + 0,0582 + 0,040 + 0,024 = 0,51 мЗв/год (51 мбэр/год).

Как видно из приведенного примера, верхняя максимальная доза внутреннего облучения сотрудников таможенных органов, выполняющих радиационный контроль, гораздо меньше максимальной дозы внешнего облучения. Тем не менее этот фактор нельзя недооценивать, особенно в случае возникновения аварийных ситуаций во время проведения радиационного контроля.