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"

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.