Население подвергается внешнему и внутреннему облучению ионизирующим излучением природных и искусственных источников. К природным источникам относятся космическое излучение и природные радионуклиды, содержащиеся в окружающей среде и поступающие в организм человека с воздухом, водой и пищей. Искусственные источники излучения разделяются на медицинские (диагностические и радиотерапевтические процедуры) и техногенные (искусственные).
Радиационная безопасность населения достигается путем ограничения облучения от всех основных источников. Дозовый предел облучения населения за счет нормальной эксплуатации техногенных источников равен 1 мЗв/год, за счет потребления питьевой воды, содержащей природные радионуклиды – 0,1 мЗв/год.
Свойства основных источников и возможности регулирования облучения населения их излучением существенно различны. В связи с этим облучение населения излучением природных, техногенных и медицинских источников регламентируется раздельно.
В отношении всех источников облучения населения следует принимать меры как по снижению дозы излучения отдельных лиц, так и по уменьшению числа лиц, подвергающихся облучению.
Следует различать техногенные источники, находящиеся под контролем или в процессе нормальной эксплуатации, и источники, находящиеся вне контроля (утерянные, рассеянные в окружающей среде в результате радиационной аварии и др.).
Облучение населения техногенными источниками излучения ограничивается путем обеспечения сохранности источников излучения, контроля технологических процессов и ограничения выброса (сброса) радионуклидов в окружающую среду, а также другими мероприятиями на стадии проектирования, эксплуатации и прекращения использования источников излучения.
Допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников излучения, для населения не устанавливается. Снижение облучения населения достигается путем установления системы ограничений на облучение населения от отдельных природных источников излучения.
При проектировании новых зданий жилищного и общественного назначения должно быть предусмотрено, чтобы среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений ЭРОАRn + 4,6*ЭРОАTn не превышала 100 Бк/м3, а мощность эффективной дозы гамма-излучения не превышала мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.
В эксплуатируемых зданиях среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе жилых помещений не должна превышать 200 Бк/м3 . При более высоких значениях объемной активности должны проводиться защитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона в воздух помещений и улучшение вентиляции помещений. Защитные мероприятия должны проводиться также, если мощность эффективной дозы гамма-излучения в помещениях превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.
Эффективная удельная активность (Аэфф) природных радионуклидов в строительных материалах (щебень, гравий, песок, бутовый и пилонный камень, цементное и кирпичное сырье и пр.), добываемых на их месторождениях или являющихся побочным продуктом промышленности, а также отходы промышленного производства, используемые для изготовления строительных материалов (золы, шлаки и пр.), не должна превышать:
- для материалов, используемых в строящихся и реконструируемых жилых и общественных зданиях (I класс): Аэфф = АRa +1,3АTh +0,09АK ≤ 370 Бк/кг,
- для материалов, используемых в дорожном строительстве в пределах территории населенных пунктов и зон перспективной застройки, а также при возведении производственных сооружений (II класс): Аэфф≤ 740 Бк/кг;
- для материалов, используемых в дорожном строительстве вне населенных пунктов (III класс): Аэфф≤1,5 кБк/кг.
При 1,5 кБк/кг < Аэфф≤ 4,0 кБк/кг (IV класс) вопрос об использовании материалов решается в каждом случае отдельно по согласованию с федеральным органом госсанэпиднадзора. При Аэфф > 4,0 кБк/кг материалы не должны использоваться в строительстве.
При содержании природных и искусственных радионуклидов в питьевой воде, создающих эффективную дозу меньше 0,1 мЗв/год, не требуется проведения мероприятий по снижению ее радиоактивности. Предварительная оценка допустимости использования воды для питьевых целей может быть дана по удельной суммарной альфа (Аα)- и бета (Аβ)- активности, которая не должна превышать 0,1 и 1,0 Бк/кг.
При возможном присутствии в воде 3 H, 14C, 131I, 210Pb, 228Ra и 232Th, определение удельной концентрации этих радионуклидов в воде является обязательным. Уровень вмешательства для 222Rn в питьевой воде составляет 60 Бк/кг.
Принципы контроля и ограничения радиационных воздействий в медицине основаны на получении необходимой и полезной диагностической информации или терапевтического эффекта при минимально возможных уровнях облучения. При этом не устанавливаются пределы доз, но используются принципы обоснования назначения радиологических медицинских процедур и оптимизации мер защиты пациентов.
При проведении профилактических медицинских рентгенологических исследований и научных исследований практически здоровых лиц годовая эффективная доза облучения этих лиц не должна превышать 1 мЗв. Установленный норматив годового профилактического облучения может быть превышен лишь в условиях неблагоприятной эпидемиологической обстановки, требующей проведения дополнительных исследований или вынужденного использования методов с большим дозообразованием. Такое решение о временном вынужденном превышении этого норматива профилактического облучения принимается областным, краевым (республиканским) управлением здравоохранения.
Проведение научных исследований на людях с источниками излучения должно осуществляться по решению федерального органа здравоохранения. При этом требуется обязательное письменное согласие испытуемого и предоставление ему информации о возможных последствиях облучения.
Лица (не являющиеся работниками рентгенорадиологического отделения), оказывающие помощь в поддержке пациентов (тяжелобольных, детей) при выполнении рентгенорадиологических процедур, не должны подвергаться облучению в дозе, превышающей 5 мЗв в год.
Мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 метра от пациента, которому с терапевтической или диагностической целью введены радиофармацевтические препараты, не должна превышать при выходе из радиологического отделения 5 мкЗв/ч с расчетным снижением ее через 2 суток до 1 мкЗв/ч. При использовании источников излучения в лечебных целях инструментальный контроль доз облучения пациентов является обязательным.
Зав. отделением гигиены труда и
радиационной безопасности
Михадарова С.А.