Сп 2 6 1 758 99 статус

1. Область применения
2. Нормативные ссылки
3. Термины и определения
4. Общие положения
4.1. Основные принципы обеспечения радиационной безопасности
4.2. Оценка состояния радиационной безопасности
4.3. Пути обеспечения радиационной безопасности
4.4. Общие требования к контролю за радиационной безопасностью
4.5. Требования к администрации, персоналу и гражданам по обеспечению радиационной безопасности
5. Радиационная безопасность персонала и населения при эксплуатации техногенных источников излучения
5.1. Классификация радиационных объектов по потенциальной опасности
5.2. Размещение радиационных объектов и зонирование территорий
5.3. Проектирование радиационных объектов
5.4. Организация работ с источниками излучения
5.5. Поставка, учет, хранение и перевозка источников излучения
5.6. Вывод из эксплуатации радиационных объектов (источников излучения)
5.7. Работа с закрытыми источниками излучения и устройствами, генерирующими ионизирующее излучение
5.8. Работа с открытыми источниками излучения (радиоактивными веществами)
5.9. Санитарно-технические системы обеспечения работ с открытыми источниками излучения
5.10. Санпропускники и саншлюзы
5.11. Обращение с материалами и изделиями, загрязненными или содержащими радионуклиды
5.12. Обращение с радиоактивными отходами
5.13. Производственный контроль при работе с техногенными источниками излучения
5.14. Методы и средства индивидуальной защиты и личной гигиены
6. Радиационная безопасность пациентов и населения при медицинском облучении
7. Радиационная безопасность при воздействии природных источников излучения
7.1. Облучение работников
7.2. Облучение населения
8. Радиационная безопасность при радиационных авариях
9. Медицинское обеспечение радиационной безопасности
10. Санкции за нарушение требований норм и правил по радиационной безопасности
Приложение 1. Практическая реализация основных принципов радиационной безопасности
Приложение 2. Рекомендации по установлению квот на облучение населения от отдельных техногенных источников ионизирующего излучения
Приложение 3. Санитарно-эпидемиологическое заключение на право работы с источниками ионизирующего излучения (ИИИ)
Приложение 4. Указания по заполнению таблицы «Санитарно-эпидемиологического заключения»
Приложение 5. Заказ-заявка на поставку источников ионизирующего излучения
Приложение 6. Требование на выдачу радиоактивных веществ
Приложение 7. Приходно-расходный журнал учета радионуклидных источников излучения
Приложение 8. Акт о расходовании и списании радионуклидных источников излучения организации
Приложение 9. Санитарно-эпидемиологическое заключение о соответствии условий и способов транспортирования радиоактивных веществ и ядерных материалов, устройств и установок с источниками излучения и радиоактивных отходов санитарным правилам
Приложение 10. Допустимые удельные активности основных долгоживущих радионуклидов для неограниченного использования металлов

Все хотят быть здоровыми, богатыми и красивыми. Это желание вполне естественно. Так же естественно иногда болеть и обращаться за помощью к врачам. Насколько действенным будет лечение, почти полностью зависит от качественной и своевременной диагностики. «Все лгут кроме рентгена», кажется, так говорил Доктор Хаус? А вот будут ли диагностика и лечение эффективны и вместе с тем безопасны, в определенной степени зависит от людей, занимающихся радиационной безопасностью в медицине. Предлагаем детально рассмотреть, каким образом это происходит.

Как регулируется радиационная безопасность? Что будет, если не регулировать?

Из-за существующих рисков и своего широкого, с каждым годом все увеличивающегося, использования, область применения ионизирующего излучения в медицине требует особенного и тщательного контроля защиты как пациентов, так и персонала. Мощная сила использования лучевых технологий в диагностике и лечении постепенно открывает практически неограниченные возможности для медицины. Чем больше сила, тем больше ответственность, которая заключается в соблюдении правил и норм использования ионизирующего излучения.

Для того, чтобы получить разрешение на проведение любой деятельности с использованием источников ионизирующего излучения (ИИИ) в медицине, необходимо доказать способность качественно проводить соответствующие процедуры, обеспечивать защиту пациентов и придерживаться законодательных норм. Кроме того, квалификация медицинского и технического персонала, выполняющего процедуры диагностического или терапевтического медицинского облучения должна быть достаточно высокой. Ежегодная поверка оборудования метрологическими службами, наличие системы контроля качества лучевых методов диагностики или лечения, сертификация рентгеновской и радионуклидной диагностической и радиотерапевтической техники, радиофармпрепаратов, а также методов радиационной диагностики и терапии также входят в список необходимой документации для получения разрешения на выполнение работ с источниками излучения.

Разрешительная документация выдается двумя инстанциями: службами МОЗ (Министерство охраны здоровья Украины), которые выдают санитарный паспорт (на сегодня, эту функцию выполняет Держпродспоживслужба – прим. авт.), и Госатомрегулированием (ГИЯРУ), одной из задач которого является лицензирование на право использования или производства ИИИ. Срок действия Санитарного паспорта – два года. После завершения этого срока необходимо заново доказывать умение соблюдать требования законодательства при предоставлении диагностических или терапевтических услуг. Лицензия Госатомрегулирования предоставляется в зависимости от решения лицензионной комиссии, обычно, это три года. По окончании срока действия, Лицензия может быть продлена или отменена (в случае серьезных ошибок в работе организации). При отсутствии действующей Лицензии или Санитарного паспорта запрещается выполнять любые работы с источниками. Эти документы, при том – актуальные, должны иметься в любой организации, проводящей деятельность с использованием ИИИ, и по запросу могут быть предоставлены пациенту, если у него возникают сомнения относительно качества услуг, которые он получает в учреждении здравоохранения.

И при диагностических рентген-радиологических исследованиях, и при лучевой терапии должна использоваться только та аппаратура, которая соответствует требованиям государственных стандартов и имеет положительное заключение санитарно-эпидемиологической экспертизы для использования на территории Украины. Запрещается практическое использование аппаратуры со истекшим сроком эксплуатации, а также аппаратуры, не прошедшей проверку по радиационной безопасности после ремонта или технических изменений.

Специализированные отделения областных клинических больниц (службы радиационной безопасности — СРБ) проводят радиационно-технические обследования рентгеновских кабинетов, отделений радионуклидной диагностики, лучевой терапии, радиотерапии не реже одного раза в 2 года.

В качестве примера опасности освобождения от регулирующего контроля можно рассматривать стоматологические аппараты, которые были освобождены от регулируещего контроля (согласно «Перечню источников ионизирующего излучения, деятельность по использованию которых освобождается от лицензирования»). Из-за этого могут иметь место случаи их установки даже в жилых зданиях без конструктивных и индивидуальных средств защиты, использование таких аппаратов без утвержденных методик, соответствующей квалификации персонала, без метрологических поверок аппарата и контроля дозы как пациента, так и персонала. Такая ситуация, учитывая массовость проведения стоматологических рентгенографий, может привести к повышению неучтенной коллективной дозы населения. Соответственно, не будут приняты меры для ее контроля.

Основные принципы радиационной безопасности и ее применение на практике.

Для того, чтобы минимизировать вредное воздействие излучения на население в целом была создана такая отрасль как радиационная безопасность. Основной деятельностью специалистов этой области является контроль использования ионизирующего излучения, сбор информации, ее систематизация и подытоживание.

Три кита, на которых держится радиационная безопасность в медицине, это оптимизация (использование лучших методик, современных аппаратов, квалифицированного персонала), обоснованность (только при доказанной клинической пользе) и ограничение (регламентирование облучения и использования защиты с учетом клинической пользы, ведь основная задача –получить качественную диагностику или лечения сразу и без повторов).

Можно сказать, что это такой живой организм, который постоянно находится в движении, потому что возникают новые сферы применение ИИИ, меняются виды работ, осваиваются новые методики, благодаря радиобиологии становится доступной новая информация об увеличении или уменьшении вредности использования определенного вида деятельности с ионизирующим излучением. На основе этого можно создавать правила обращения с ИИИ, а также менять их при необходимости, если ситуация имеет тенденцию к ухудшению или улучшению.

В идеале, вся информация, собираемая годами (статистическая, практическая и т.д.) должна быть отражена в нормативных документах, регулирующих радиационную безопасность в медицине. В определенной степени, так оно и происходит. Главными документами, которыми пользуются при работе с ИИИ как в диагностике, так и в терапии являются приказы МОЗ и ГИЯРУ.

Главным девизом использования ионизирующего излучения в диагностической медицине является принцип ALARA (as low as reasonably achievable – настолько мало, насколько необходимо для достижения цели), который напоминает о том, что даже низкие уровни доз несут риск возникновения отдаленных последствий. Поэтому следует прилагать все разумные усилия, чтобы дозы были даже ниже, чем это рекомендуется законодательством, но без ущерба для клинического результата.

Достигается этот принцип путем удержания дозы облучения на минимально достижимых уровнях при условии обеспечения диагностической информации необходимого объема и качества. Минимальная доза облучения для пациента означает также, что процедура будет сделана один раз с максимальным качеством. Запрещается необоснованное назначение и повторное проведение диагностических рентген-радионуклидных исследований. Необходимость проведения определенной рентгенологической или радиологической процедуры должна быть обоснована врачом на основе медицинских показаний.

Два типа применения ионизирующего излучения в медицине: диагностика и терапия, которые имеют принципиально разный характер, цели и регуляторные механизмы.

Для диагностики основным правилом является ALARA, а мерой возможных рисков – эффективная доза (единицы измерения – Зиверт).

Для терапии главной целью является лечебный эффект и осознанное использование силы ионизирующего излучения для разрушения клеток злокачественных опухолей. Основной дозиметрической величиной в лучевой терапии является поглощенная доза излучения и её мера – Грей. Для ограничения дозы ионизирующего излучения в терапии врачи и физики используют только максимально допустимыми уровни облучения прилегающих к опухоли органов и тканей. При этом дозе на саму опухоль должна быть максимальной. Донесение дозы к опухоли разделяется на несколько фракций. Таким образом становится возможным обеспечение минимальных патологических реакций со стороны здоровых тканей, с учетом того, что первоочередной целью является все-таки достижение клинического результата – разрушение злокачественного образования. Когда речь идет о спасении жизни, то можно пренебречь сопутствующими рисками ради клинической выгоды.

Во время проведения рентгеновских и радионуклидных исследований выделяют четыре категории лиц, для каждой из которых существуют рекомендованные граничные уровни медицинского облучения. Эти рекомендуемые уровни медицинского облучения (рентгеновская и радионуклидная диагностика) не являются лимитами доз медицинского облучения, их главной целью является снижение уровня диагностического облучения населения. Диагностическое облучение должно быть обосновано соотношением пользы и вреда для здоровья при назначении той или иной процедуры. Ответственными за обеспечением радиационной защиты при назначении медицинского облучения и во время его проведения являются лица, которые занимаются медицинской практикой, связанной с облучением человека: врачи лучевой диагностики и лучевой терапии, а также медицинские физики, инженеры по радиационной безопасности, рентген–лаборанты.

Всегда необходимо помнить, что единственным оправданием использования ионизирующего излучения в медицине является проведение качественной диагностики и лечения при наличии клинических показаний.

Защита от излучения

Три основные действующие составляющие радиационной защиты – время, расстояние и экранирование. Время воздействия ионизирующего излучения должно быть минимально возможным, а расстояние до источника должно быть максимально допустимым для достижения требуемого клинического результата. Также необходимо использовать средства защиты от излучения (экраны, ширмы, защита аппаратов, индивидуальные средства защиты) в любой ситуации, если это не вредит диагностике или лечению. Работу по обеспечению защиты от излучения можно разделить на два этапа: при проектировании помещений с источниками ионизирующего излучения и непосредственно при проведении медицинских процедур.

1. Проектирование

При проектировании помещений выполняется расчет защиты помещений и зданий, согласно правилам, описанным в законодательстве. Созданные по такому проекту кабинеты способны свести к нулю выход вовне ионизирующего излучения. После обустройства кабинета один раз в два года (минимум) службой радиационной безопасности проводится проверка существующей защиты с помощью специальных измерительных приборов. Результаты таких проверок на соответствие защиты и конструктивных особенностей кабинетов действующему законодательству контролируются в Украине несколькими независимыми организациями для обеспечения максимальной защиты населения от воздействия ионизирующего излучения.

Согласно Ст. 40 ЗУ «Об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности» и «Общих правил радиационной безопасности использования источников ионизирующего излучения в медицине» проектная документация на размещение медицинского радиологического оборудования при вводе в эксплуатацию нового объекта или реконструкции существующего кабинета подлежит государственной экспертизе по ядерной и радиационной безопасности.

Основная цель экспертизы – убедиться в соблюдении норм радиационной безопасности, а значит обезопасить персонал и население от влияния медицинского излучения. Она включает в себя комплексную деятельность с целью независимой оценки уровня радиационной безопасности для здоровья человека и окружающей среды

Для того, чтобы более детально разобраться в процедуре проведения экспертизы, мы задали несколько вопросов заместителю начальника отдела радиационной защиты Государственного научно-технического центра по ядерной и радиационной безопасности (ГНТЦ ЯРБ) Татьяне Литвинской:

–Татьяна Витальевна, кто обычно разрабатывает проектную документацию для украинских клиник?

– Для медицинских источников ионизирующего излучения деятельность по расчету защиты как части проектной документации отделений и кабинетов медицинских учреждений, на сегодняшний день, не лицензируется. Этим может заниматься и инженер-радиолог, и медицинский физик, и служба радиационной безопасности, и даже архитектурное бюро. То есть любой, кто освоил соответствующие методики. Таким образом, результаты бывают очень разными. Сейчас уже планируется создание института сертифицированных экспертов по вопросам радиационной безопасности в соответствии с европейской директивой, поэтому деятельность по разработке проектов для помещений с использованием ИИИ будет передана квалифицированным и сертифицированным экспертам. Но даже разработанные такими специалистами проекты радиационно-опасных объектов подлежат экспертизе. Ведь никто не застрахован от ошибки, а это значит, что необходим двойной контроль. Для организации, которая выдает лицензии, необходимы очень веские аргументы в пользу того, что работа с использованием источников излучение будет максимально безопасной.

– Какие документы должны быть предоставлены медицинским учреждением для проведения экспертизы?

– В обязательном порядке для проведения экспертизы необходимыми являются:

  • расчет биологической защиты помещений, где будет установлено радиологическое оборудование или будут проводиться манипуляции с использованием радиоактивных материалов, включая помещения, предназначенные для радиоактивных отходов, которые образуются в результате заявленной деятельности;
  • проектная техническая документация;
  • техническая документация с техническими характеристики радиологического оборудования;
  • характеристики имеющихся источников ионизирующего излучения.

Основное внимание акцентируется на соответствующих защитных средствах в оборудовании помещений, в которых планируется использование источников ионизирующего излучения: конструкция, толщина и защита стен и дверей, наличие смотрового окна, система сигнализации, блокировка и тому подобное. Также обращается внимание на технологические каналы и отверстия, которые могут ослабить защиту и должны быть соответствующим образом компенсированы. Как часть проекта рассматриваются также материалы по организации систем дозиметрического контроля. В ходе составления экспертной оценки проверяется правильность учета факторов радиационной опасности для разных групп персонала и населения, соответствие характеристик приборов параметрам, которые они измеряют.

–Каким образом медицинские учреждения узнают, где именно можно сделать экспертизу?

–В целом процедура такова: согласно ЗУ «Об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности» Государственную экспертизу по ядерной и радиационной безопасности проводит орган государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности – Госатомрегулирование. Для проведения такой экспертизы, при подаче документов для получения лицензии на осуществление деятельности с источниками ионизирующего излучения заявитель обращается в региональную инспекцию по ядерной и радиационной безопасности Госатомрегулирования в соответствии с территориальной принадлежностью. Региональные инспекции могут провести такую экспертизу собственными силами, или соответствующим письмом отдают инициативу ГНТЦ ЯРБ как ответственной экспертной организации. В свою очередь, ГНТЦ ЯРБ готовит для Госатомрегулирования отчет о проведенной экспертизе и проект заключения, на основании чего заказчику выдается заключение государственной экспертизы по ЯРБ. ГНТЦ ЯРБ – единственная организация, за которой законодательно закреплено право на проведение государственной экспертизы ядерной и радиационной безопасности, в том числе проектной документации на размещение медицинского радиологического оборудования.

– Является ли такая экспертиза бесплатной?

– Нет, она не бесплатная. Согласно Ст. 40 ЗУ «Об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности» финансирование экспертизы по ядерной и радиационной безопасности осуществляется за счет заказчика проекта. Процедура проведения экспертизы установлена в нормативно–правовом акте Порядок проведения государственной экспертизы ядерной и радиационной безопасности.

– Скажите, пожалуйста, бывали ли в вашей практике случаи негативных экспертных заключений? Что в таком случае должна делать клиника?

– Да, не часто, но бывают. В случае отрицательного экспертного заключения заказчик в соответствии с данными ему рекомендациями должен доработать проектную документацию на размещение медицинских источников ионизирующего излучения и представить на рассмотрение в Госатомрегулирования доработанные документы. Без положительного заключения экспертизы невозможно получить лицензию на право проведения работ и с ИИИ.

– Как бы вы, исходя из своего опыта, охарактеризовали текущее состояние радиационной безопасности в медицине в Украине?

– Проблем в этой области хватает. Это и недостаточная приборная база, и использование морально и технически устаревшего оборудования, значительные проблемы в проведении контроля качества. Желательно также внедрять посторонний аудит экспертными организациями для проверки безопасности работы отделений с ИИИ, что является стандартной практикой в развитых странах. Очень много в сфере радиационной безопасности держится на энтузиазме профессионалов, работающих в этой сфере. Недавно Госатомрегулированием была создана Межведомственная рабочая группа экспертов по вопросам радиационной защиты в медицине. Среди основных заданий – совершенствование нормативно-правовой базы и практические меры по обеспечению радиационной защиты, а также повышение качества при медицинском облучении. Хотелось бы, чтобы эти инициативы получали практическую поддержку как от государства, так и от медицинского сообщества.

2. Проведение медицинских процедур.

Защита при проведении медицинских процедур с использованием ионизирующего излучения обеспечивается правильно выбранными режимами работы аппаратов или соответствующей активностью радионуклидов, точно рассчитанной дозой и качественно сделанным планированием.

При рентгенологическом исследовании обязательным является экранирование половых органов, щитовидной железы и глаз пациента, если это не препятствует получению качественной диагностической информации. У детей должно обеспечиваться экранирование всего тела за пределами исследуемого участка, а также необходимо применение специальных фиксирующих устройств, которые исключают необходимость помощи посторонних лиц. При всех видах рентгенологических исследований размеры поля облучения должны быть минимальными, время проведения процедуры – как можно короче, но такими, чтобы не снижалось качество исследования.

Следует помнить, что использование современной техники, новейших методов лечения и диагностики, соблюдение всех правил и норм радиационной безопасности способны лишь минимизировать негативное влияние ионизирующего излучения на организм человека. Каждый пациент должен знать свои права, а вместе с тем, и врачу, и пациенту всегда следует помнить, что чаша весов «польза»/»вред» должна всегда перевешивать в сторону «пользу» при любой медицинской процедуре.

Коэффициенты радиационных рисков для российского населения при однократном и пролонгированном облучении

Чекин С.Ю., Меняйло А.Н., Кащеев В.В., Максютов М.А.

ФГБУ МРНЦ Минздрава России, Обнинск

Впервые для российских когорт, с применением современных моделей радиационных рисков МКРЗ 2007 г. и БЭИР VII, вычислены коэффициенты радиационных рисков при однократном и пролонгированном облучении, в зависимости от возраста на начало облучения. При изменении возраста на начало облучения от 20 до 60 лет коэффициенты рисков уменьшаются приблизительно в 4 раза по моделям МКРЗ и в 1,5 раза по моделям БЭИР VII. Коэффициенты радиационных рисков, рассчитанные по моделям МКРЗ, в среднем в 2 раза меньше коэффициентов, рассчитанных по моделям БЭИР VII. Коэффициенты радиационных рисков заболеваемости солидными раками и лейкозами, для населения Красноярского края и для населения России в целом, различаются не более чем на 3%, что по порядку величины соответствует различиям в показателях заболеваемости и общей смертности между этими двумя популяциями. Выбор модели вносит основную неопределённость в расчёт коэффициентов радиационных рисков (до 200%). Поэтому для расчёта российских национальных коэффициентов радиационных рисков модели радиационных рисков должны быть идентифицированы с использованием радиационно-эпидемиологических данных по российским же популяциям и когортам.

Ключевые слова: радиационный риск, атрибутивная доля, коэффициент радиационного риска, однократное облучение, пролонгированное облучение.

Введение

В настоящее время модели радиационных рисков, опубликованные в отчётах и рекомендациях международных организаций, в основном идентифицированы на данных исследований японской когорты лиц, переживших атомные бомбардировки . Когорта, первоначально сформированная в 1950 г., получила название Life Span Study (LSS) — когорта пожизненного исследования. Рекомендации Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ) 2007 г. основаны на исследовании заболеваемости в когорте LSS, проведённом D.L. Preston с соавторами за период наблюдения 1958-1998 гг. . Последний отчёт американского Национального исследовательского комитета (NRC) по биологическим эффектам ионизирующей радиации, БЭИР VII , основан на самостоятельном анализе тех же японских данных.

Модели радиационных рисков записываются через интенсивные показатели радиационно-обусловленной заболеваемости и смертности. В отсутствие облучения основным показателем риска является показатель фоновой или спонтанной онкологической заболеваемости (или смертности) Ло, т.е. частота заболеваний или смертей в год. Воздействие радиации приводит к увеличению Ло на дополнительную величину, которая называется избыточным абсолютным риском и обычно обозначается аббревиатурой EAR (Excess Absolute Risk). Полный показатель риска Л является суммой фонового показателя Ло и избыточного абсолютного риска EAR:

Л = Ло + EAR. (1)

*Контакты: 249036, Калужская обл., Обнинск, ул. Королева, 4. Тел.: (48439) 9-30-79; e-mail: nrer@obninsk.com.

Модели МКРЗ и БЭИР VII используют фоновые показатели для локализации I, зависящие от достигнутого возраста а и пола s: т.е. Л = Л(l,a,s). Радиационный риск EAR при этом

зависит от локализации — I, пола — s, эквивалентной дозы — d, возраста на момент облучения -g и достигнутого возраста — а:

Л(д, a, l, s, d) = Л (a, l, s)+ EAR(g, a, l, s, d).

Радиогенный риск EAR вносит вклад в полный риск Л в двух формах: аддитивной и мультипликативной. В аддитивной модели полный риск задаётся простым выражением:

Л = Л + EARadd , (2)

где EARadd — избыточный абсолютный риск аддитивной модели (верхний индекс add).

В мультипликативной модели EAR явно зависит от фонового риска Л и полный риск Л записывается в виде:

Л = Л+ EARmult =Л+Л’ ERR , (3)

где EARmult = Л • ERR — избыточный абсолютный риск мультипликативной модели (верхний

индекс mult), выраженный через фоновый риск Ло и безразмерную величину относительного избыточного риска ERR (Excess Relative Risk).

После облучения радиационный риск, как в форме EARadd, так и в форме ERR, может реализоваться только через определённое время — латентный период TLS.

Модели радиационных рисков МКРЗ 2007 (Публикация 103 МКРЗ)

Модель МКРЗ 2007 для оценки рисков заболеваемости солидными раками является моделью D.L. Preston , а для лейкозов используется более ранняя модель D.L. Preston .

Для переноса модели рисков на другие популяции величина избыточного абсолютного риска заболеваемости, EARnc, в модели МКРЗ 2007 получается как взвешенное среднее аддитивной и мультипликативной моделей:

EARinc = (1 — рУ EARadd + р • EARmult, (4)

или по-другому, с учётом (3):

EARinc = (1 -р)• EARadd + р•Л • ERR. (5)

В формулах (4) и (5) верхние индексы add и mult обозначают аддитивную и мультипликативную модели соответственно, а p — вес мультипликативной модели сумме, зависящий от локализации опухоли .

Радиационный риск мультипликативной и аддитивной моделей в работе D.L. Preston

iНе можете найти то, что вам нужно? Попробуйте сервис подбора литературы.

эффект, т.е. f (d )=р•d.

В рамках модели МКРЗ 2007 избыточный риск ER, как абсолютный EARadd, так и относительный ERR, можно записать в виде общей формулы:

ER(g,s,a,d) = fis • d • exp. (6)

где s — пол, a — достигнутый возраст в годах, р — коэффициент риска в достигнутом возрасте 70 лет при облучении в возрасте 30 лет, g — возраст при облучении, g=(g — 30)/10; коэффициенты у и т характеризуют зависимость риска от возраста при облучении и достигнутого возраста соответственно.

В Рекомендациях МКРЗ 2007 г. для аддитивной модели fis даёт EARadd на 10 тысяч

человек в год на Зв в достигнутом возрасте 70 лет при облучении в возрасте 30 лет, а для мультипликативной модели — ERR на Зв, в тех же возрастах.

Численные значения параметров семейства моделей (6) для солидных раков приведены в таблице 1. В Рекомендациях МКРЗ 2007 г. детальное описание моделей радиационного риска лейкозов не приводится. Оно занимает большой объём и может быть найдено в оригинальной работе D.L. Preston .

Таблица 1

Параметры мультипликативной и аддитивной моделей МКРЗ 2007 для радиационного риска солидных раков

Мультипликативная модель Аддитивная модель

Р у Р у т

Мужской 0,35 -0,19 -1,65 43,20 -0,27 2,38

Женский 0,58 -0,19 -1,65 59,83 -0,27 2,38

Латентный период для солидных раков TLS=10 лет, для лейкозов — 2 года, а фактор эффективности дозы и мощности дозы (DDREF) равен 2.

Модели радиационных рисков БЭИР VII

В отчёте БЭИР VII отмечено, что аддитивная и мультипликативная модели риска, в форме (2) и (3), одинаково хорошо аппроксимируют японские данные. Для переноса риска на другие популяции используется среднегеометрическое значение прогнозов, выполненных по этим моделям.

Модели заболеваемости для солидных раков, кроме рака молочной железы и рака щитовидной железы, имеют общий вид, аналогичный моделям МКРЗ 2007 , как в форме EAR, так и в форме ERR, который ниже обозначен как ER:

ER(s,d,д,a) = Д • d• exp(^-g*)• (a/60)’, (7)

где s — пол, Д — коэффициент риска в достигнутом возрасте 60 лет при облучении в возрасте 30 лет (размерность для модели ERR — на Зв, или для модели EAR — на 104 человеко-лет на Зв), d — эквивалентная доза в Зв, а — достигнутый возраст, g — возраст при облучении, g =(min(g,30)-30)/10; коэффициенты у и ’ характеризуют зависимость риска от возраста при облучении и достигнутого возраста соответственно.

Численные значения параметров семейства моделей (7) для солидных раков приведены в таблице 2.

Таблица 2

Параметры мультипликативной и аддитивной моделей БЭИР VII для радиационного риска солидных раков

Мультипликативная модель Аддитивная модель

Р У л Р У л

Мужской 0,33 -0,30 -1,40 22,00 -0,41 2,80

Женский 0,57 -0,30 -1,40 28,00 -0,41 2,80

В отличие от моделей МКРЗ 2007 , латентный период для солидных раков TLS=5 лет, для лейкозов — 2 года, но с усреднением двух соседних точек для 1 года после облучения, а фактор эффективности дозы и мощности дозы (DDREF) равен 1,5.

Для лейкозов в используются модели как EAR, так и ERR, так же в общей функциональной форме, качественно похожие на модель лейкозов МКРЗ 2007 , а именно, с латентным периодом Tls=2 года, с квадратичной зависимостью от дозы и с зависимостью от времени, прошедшего после облучения:

ER(s,d,g,t) = р • d • (1 + в• d)• exp(y • g* + 5 • ln(t/25) + ф• g* • ln(t/25)), (8)

где d- доза на красный костный мозг, t- время после облучения, t>5 лет; для 2<t<5:

iНе можете найти то, что вам нужно? Попробуйте сервис подбора литературы.

EAR(s,d,g,t) = EAR(s,d,g,5) и ERR(s,d,g,t) = ERR(s,d,g,5) • *°(s’g + 5), 4>(s> g+2)

остальные обозначения — как в формуле (7) для солидных раков. Численные значения параметров семейства моделей (8) для лейкозов приведены в таблице 3.

Таблица 3

Параметры мультипликативной и аддитивной моделей БЭИР VII для радиационного риска лейкозов

Мультипликативная модель Аддитивная модель

Р У S Ф в Р У S Ф в

Мужской 1,10 -0,40 -0,48 0,42 0,87 1,62 -0,29 0,0 0,56 0,88

Женский 1,20 -0,40 -0,48 0,42 0,87 0,93 -0,29 0,0 0,56 0,88

Пожизненный атрибутивный риск

Для обоснования системы радиологической защиты МКРЗ использует коэффициент пожизненного атрибутивного риска, LAR (Lifetime attributable risk), на единицу эквивалентной дозы (1 Зв).

Общий метод расчёта пожизненного радиационного риска приведён в утверждённых в 2012 г. методических указаниях МУ 2.1.10.3014 — 12 «Оценка радиационного риска у населения за счёт длительного равномерного техногенного облучения в малых дозах» . МКРЗ и отчёт БЭИР VII используют более простой метод вычисления пожизненных рисков, который приблизительно совпадает с в области малых доз (менее 100 мЗв), т.к. не учитывает влияние облучения на показатели общей смертности (смертности от всех причин).

Напомним, что в моделях МКРЗ 2007 и БЭИР VII избыточный абсолютный риск заболеваемости дан в форме погодового риска от однократного облучения. Пожизненный атрибутивный риск, LAR (в обозначениях МКРЗ), является суммой погодовых рисков, по годам дожития, с учётом конкурирующих (по отношению к рассматриваемому действию радиации) демографических процессов, приводящих к изменению доли здоровых лиц в популяции или когорте.

МКРЗ рассматривает замкнутые когорты, т.е. LAR при однократном облучении определяется суммой погодовых рисков с весом вероятности дожития от возраста при облучении до каждого возраста дожития, вплоть до максимально возможного возраста Tmax, который для России принят равным 90 лет. Эту вероятность, или функцию здорового дожития, обозначим

Sinc (g, a, l, s). Здесь g — возраст на момент облучения, a — возраст здорового дожития, I -локализация рака, s — пол. Кроме того, МКРЗ считает заболеваемость различными локализациями рака аддитивной величиной.

Если облучение группы лиц пола s в дозе d произошло в возрасте g, то избыточный абсолютный риск возникновения рака локализации I, скорректированный с учётом здорового дожития до возраста а, запишется в виде:

EARSinc (g, a, l, s, d) = Sinc (g, a, l, s) • \p(l) • EAR™» (g, a, l, s, d) + (1 — p(l)) • EARadd (g, a, l, s, d)],

(9)

где p — весовой множитель, зависящий от локализации рака.

Зная скорректированный на дожитие избыточный абсолютный риск EARS, можно оценить пожизненный риск (LAR) возникновения рака локализации l после однократного облучения в возрасте g дозой d:

1 Tmax

LARinc (g, l, s, d)=—1—-J EARSinc (g, a, l, s, d), (10)

DDREF a=g+ Tls

где DDREF — коэффициент эффективности дозы и мощности дозы, учитывающий уменьшение риска в случае хронического облучения или облучения в малой дозе; значения DDREF и латентного периода для различных моделей приводились выше.

Сравнение коэффициентов радиационных рисков, рассчитанных по моделям МКРЗ 2007 и БЭИР VII для российской популяции при однократном облучении

Ниже приведено сравнение коэффициентов радиационных рисков на 1 Зв, при однократном облучении в малых дозах, рассчитанных по моделям МКРЗ 2007 и БЭИР VII для российской популяции 2008 г. . На рис. 1-4 представлены результаты расчётов по всем солидным ракам в совокупности (рис. 1 — для мужчин и рис. 2 — для женщин) и по лейкозам (рис. 3 — для мужчин и рис. 4 — для женщин).

Для солидных раков коэффициенты LAR, рассчитанные по моделям МКРЗ и БЭИР VII, в средних возрастах при облучении (20-60 лет) различаются до двух раз, в основном, из-за использования разных факторов DDREF и разных латентных периодов в этих моделях. Для лейкозов причиной расхождений в коэффициентах LAR, рассчитанных по разным моделям, является структура моделей, так как DDREF для лейкозов не используется.

Рис. 1. Коэффициенты пожизненного атрибутивного риска (LAR) заболеваемости солидными раками, на 10 тыс. человек, на 1 Зв, при однократном облучении в дозах менее 0,1 Зв, рассчитанные по моделям МКРЗ 2007 и БЭИР VII для российской популяции мужчин 2008 г., в зависимости от возраста на момент облучения (возраст в годах).

Рис. 2. Коэффициенты пожизненного атрибутивного риска (LAR) заболеваемости солидными раками, на 10 тыс. человек, на 1 Зв, при однократном облучении в дозах менее 0,1 Зв, рассчитанные по моделям МКРЗ 2007 и БЭИР VII для российской популяции женщин 2008 г., в зависимости от возраста на момент облучения (возраст в годах).

Рис. 3. Коэффициенты пожизненного атрибутивного риска (LAR) заболеваемости лейкозами, на 10 тыс. человек, на 1 Зв, при однократном облучении в дозах менее 0,1 Зв, рассчитанные по моделям МКРЗ 2007 и БЭИР VII для российской популяции мужчин 2008 г., в зависимости от возраста на момент облучения (возраст в годах).

Лейкозы, женщины

iНе можете найти то, что вам нужно? Попробуйте сервис подбора литературы.

Возраст на момент облучения

МКРЗ 2007 ——БЭИР VII

Рис. 4. Коэффициенты пожизненного атрибутивного риска (LAR) заболеваемости лейкозами, на 10 тыс. человек, на 1 Зв, при однократном облучении в дозах менее 0,1 Зв, рассчитанные по моделям МКРЗ 2007 и БЭИР VII для российской популяции женщин 2008 г., в зависимости от возраста на момент облучения (возраст в годах).

EAR(g, t, l, s{d}):

Сравнение коэффициентов пожизненных атрибутивных радиационных рисков, рассчитанных по моделям МКРЗ 2007 и БЭИР VII для российской популяции

при пролонгированном облучении

При пролонгированном облучении в течение нескольких лет, начиная с возраста g, EAR в достигнутом возрасте t (t>g) вычисляется как сумма EAR от облучения в разные годы:

rmin(t-rLS,amax)

VEAR’nc(a,g,t,I,s,da), если t >g + T.s

Й , (11)

0, если t < g + TLS

Аналогично формулам (9) и (10) для однократного облучения, зная избыточный абсолютный риск, можно оценить пожизненный риск (LAR) возникновения рака локализации l после пролонгированного облучения:

1 Tmax

LAR(g, I, s,{d }) = • V EARS(g, a, I, s, d). (12)

UUREF a=g+TLs

На рис. 5-8 представлены коэффициенты пожизненного атрибутивного риска (LAR) после пролонгированного облучения в зависимости от возраста на начало облучения (рис. 5 и 6 — для солидных раков по мужчинам и женщинам соответственно, а рис. 7 и 8 — для лейкозов по мужчинам и женщинам соответственно). При этом возраст окончания облучения — 85 лет, а суммарная доза — 1 Зв.

Рис. 5. Коэффициенты пожизненного атрибутивного риска (LAR) заболеваемости солидными раками, на 10 тыс. человек, при равномерном пролонгированном облучении в суммарной дозе 1 Зв, рассчитанные по моделям МКРЗ 2007 и БЭИР VII для российской популяции мужчин 2008 г., в зависимости от возраста на начало облучения (возраст в годах).

Рис. 6. Коэффициенты пожизненного атрибутивного риска (LAR) заболеваемости солидными раками, на 10 тыс. человек, при равномерном пролонгированном облучении в суммарной дозе 1 Зв, рассчитанные по моделям МКРЗ 2007 и БЭИР VII для российской популяции женщин 2008 г., в зависимости от возраста на начало облучения (возраст в годах).

Лейкозы, мужчины, 0-85 лет при облучении

Возраст на момент облучения

МКРЗ 2007 ——БЭИР VII

Рис. 7. Коэффициенты пожизненного атрибутивного риска (LAR) заболеваемости лейкозами, на 10 тыс. человек, при равномерном пролонгированном облучении в суммарной дозе 1 Зв, рассчитанные по моделям МКРЗ 2007 и БЭИР VII для российской популяции мужчин 2008 г., в зависимости от возраста на начало облучения (возраст в годах).

Рис. 8. Коэффициенты пожизненного атрибутивного риска (LAR) заболеваемости лейкозами, на 10 тыс. человек, при равномерном пролонгированном облучении в суммарной дозе 1 Зв, рассчитанные по моделям МКРЗ 2007 и БЭИР VII для российской популяции женщин 2008 г., в зависимости от возраста на начало облучения (возраст в годах).

Для солидных раков и лейкозов коэффициенты LAR, рассчитанные по моделям МКРЗ 2007 и БЭИР VII, в средних возрастах на начало облучения (20-60 лет) различаются до двух раз, как и при однократном облучении.

Зная пожизненный атрибутивный риск, можно определить пожизненную атрибутивную долю радиации (LARF — lifetime attributable risk fraction). Эта величина показывает долю (или %) радиационно обусловленной заболеваемости раком в течение всей оставшейся жизни после многократного облучения. Формулы для вычисления LARF для рака заданной локализации l выглядят так:

LARF(g, l, s, {d}) =—— LAR(g, l, s,{d})——— . 100 % . ^

1 f/ LAR(g, l,s,{d})+ LBR(g,l,s) ( ‘

Здесь LBR — величина пожизненного фонового риска заболеваемости раком различных локализаций, рассчитанного от возраста начала облучения д. Эта величина показывает ожидаемое число раковых заболеваний, которые могут произойти в течение всей оставшейся жизни у группы лиц одного пола (s) и возраста (д), начиная с возраста д, в случае отсутствия облучения этой группы. Этот риск вычисляется по следующей формуле:

LBR(g, l, s)= 10 5 • f#0(a, l,s)-Sinc(g, a, l, s). (14)

iНе можете найти то, что вам нужно? Попробуйте сервис подбора литературы.

a=e

Несмотря на то, что коэффициенты риска LAR для лейкозов по всем моделям почти в 10 раз меньше, чем для солидных раков, пожизненная атрибутивная доля радиации LARF для заболеваемости лейкозами значительно превышает таковую для солидных раков. В возрастах при облучении до 70 лет LARF для лейкозов на 30-40% превышает LARF для солидных раков;

для старших возрастов разница достигает 60-70% (рис. 9 — мужчины и рис. 10 — женщины). В среднем, LARF для лейкозов в 5 раз превышает LARF для солидных раков.

Рис. 9. Пожизненные атрибутивные доли радиации (LARF) в заболеваемости лейкозами и в заболеваемости солидными раками, при равномерном пролонгированном облучении в суммарной дозе 1 Зв, рассчитанные по моделям МКРЗ 2007 и БЭИР VII, для российской популяции мужчин за 2008 г., в зависимости от возраста на начало облучения (возраст в годах).

Возраст на начало облучения

МКРЗ 2007 Солидные — — — БЭИР VII Солидные

МКРЗ 2007 Лейкозы …… БЭИР VII Лейкозы

Рис. 10. Пожизненные атрибутивные доли радиации (LARF) в заболеваемости лейкозами и в заболеваемости солидными раками, при равномерном пролонгированном облучении в суммарной дозе 1 Зв, рассчитанные по моделям МКРЗ 2007 и БЭИР VII, для российской популяции женщин за 2008 г., в зависимости от возраста на начало облучения (возраст в годах).

Влияние демографических характеристик на коэффициенты пожизненных атрибутивных радиационных рисков при пролонгированном

облучении населения

Расчёт проведён на примере населения Красноярского края. Медико-демографические характеристики населения Красноярского отличаются от населения России в целом. Состав популяции и показатели смертности для населения этого региона были взяты по данным территориального органа Федеральной службы государственной статистики по Красноярскому краю за 2009 год .

Коэффициенты пожизненного атрибутивного риска (LAR) заболеваемости солидными раками и лейкозами, на 1 Зв, при пролонгированном облучении, рассчитанные по моделям МКРЗ и БЭИР VII, для популяции Красноярского края — 2009 г. и для российской популяции — 2008 г., различаются не более чем на 3% (рис. 10).

Возраст на начало облучения, лет

—I— Красн.кр.,

сол.рак, МКРЗ

——Россия, сол. рак,

МКРЗ

-О-— Красн. кр., сол. рак, БЭИР

——Россия, сол. рак,

БЭИР

—-X—- Красн.кр., лейк., МКРЗ

——Россия, лейк.,

МКРЗ

Красн.кр., лейк., БЭИР

Россия, лейк., БЭИР

Рис. 10. Коэффициенты пожизненного атрибутивного риска (LAR) заболеваемости солидными раками и лейкозами при пролонгированном облучении в суммарной дозе 1 Зв, рассчитанные по моделям МКРЗ 2007 и БЭИР VII, для населения Красноярского края (данные 2009 г.) и для населения России (данные 2008 г.), в зависимости от возраста на начало облучения.

Заключение

■ Впервые для российских когорт, с применением современных моделей радиационных рисков МКРЗ 2007 и БЭИР VII , вычислены коэффициенты радиационных рисков при однократном облучении и при профессиональном пролонгированном облучении, в зависимости от возраста на начало облучения.

■ Коэффициенты радиационных рисков меняются в зависимости от возраста на начало облучения; в частности, при изменении возраста на начало облучения от 20-ти до 60-ти лет коэффициенты рисков уменьшаются приблизительно в 4 раза по моделям МКРЗ 2007 и в 1,5 раза по моделям БЭИР VII.

■ Для российских когорт коэффициенты радиационных рисков, вычисленные по моделям МКРЗ 2007 , в среднем в 2 раза меньше коэффициентов, вычисленных по моделям БЭИР VII .

iНе можете найти то, что вам нужно? Попробуйте сервис подбора литературы.

■ Коэффициенты пожизненного атрибутивного риска (LAR) заболеваемости солидными раками и лейкозами для популяции Красноярского края и для российской популяции различаются не более чем на 3%, что по порядку величины соответствует различиям в показателях заболеваемости и общей смертности между этими двумя популяциями.

■ Несмотря на то, что коэффициенты атрибутивного пожизненного риска (LAR) для лейкозов по всем моделям почти в 10 раз меньше, чем для солидных раков, пожизненная атрибутивная доля радиации (LARF, %) в заболеваемости лейкозами в среднем в 5 раз превышает LARF для солидных раков.

Таким образом, выбор модели вносит основную неопредёленность в расчёт коэффициентов радиационных рисков (до 200%). Поэтому для расчёта российских национальных коэффициентов радиационных рисков, модели радиационных рисков должны быть идентифицированы с использованием радиационно-эпидемиологических данных по российским же популяциям и когортам.

Литература

2. Оценка радиационного риска у населения за счёт длительного равномерного техногенного облучения в малых дозах: метод. указания МУ 2.1.10.3014 — 12. М.: Федеральная служба по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, 2012. 26 с.

3. http://www.krasstat.gks.ru.

8. Preston D.L., Ron E., Tokuoka S. et al. Solid cancer incidence in atomic bomb survivors: 1958-1998 //Radiat. Res. 2007. V. 168. P. 1-64.

Radiation risks coefficients for Russian population following single or prolonged exposure to radiation

Chekin S.Yu., Menyaylo A.N., Kashcheev V.V., Maksioutov M.A.

Medical Radiological Research Center of the Russian Ministry of Health, Obninsk

РАДИАЦИОННЫЙ КОНТРОЛЬ ПИТЬЕВОЙ ВОДЫ

МЕТОДИЧЕСКИЕ РЕКОМЕНДАЦИИ

Минздрав России

Москва 2000

2. Утверждены заместителем Главного государственного санитарного врача Российской Федерации «04» апреля 2000 года.

УТВЕРЖДАЮ

Заместитель Главного государственного

санитарного врача Российской Федерации

______________ А.А. Монисов

04.04.2000 г.

РАДИАЦИОННЫЙ КОНТРОЛЬ ПИТЬЕВОЙ ВОДЫ

МЕТОДИЧЕСКИЕ РЕКОМЕНДАЦИИ

1.1. Настоящие методические указания (МР) распространяются на проведение гигиенического контроля для оценки радиационной безопасности питьевой воды, производимой и подаваемой централизованными системами питьевого водоснабжения (далее — питьевая вода), а также на питьевую воду, разливаемую в емкости промышленным способом.

1.2. МР не распространяются на воду нецентрализованных и автономных систем водоснабжения, а также на столовые, минеральные и лечебные воды.

1.3. МР относятся к обычным условиям эксплуатации существующих или вводимых в строй систем водоснабжения. На территориях, загрязненных радионуклидами вследствие радиационных аварий или иных причин, органами Госсанэпиднадзора может устанавливаться расширенный перечень контролируемых в воде радионуклидов, с учетом конкретных условий и специфики радионуклидного состава загрязнения.

1.4. МР предназначены для органов и учреждений санитарно-эпидемиологической службы, осуществляющих государственный и ведомственный санитарно-эпидемиологический надзор за состоянием централизованного питьевого водоснабжения, а также для организаций, эксплуатирующих системы водоснабжения питьевого назначения и осуществляющих производственный контроль за качеством питьевой воды.

В настоящих МР использованы ссылки на следующие нормативные документы:

— Санитарные правила и нормы СанПиН 2.1.4.559-96. Питьевая вода. Гигиенические требования к качеству воды централизованных систем питьевого водоснабжения. Контроль качества;

— Санитарные правила и нормативы СП 2.6.1.758-99. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99);

— Руководство по контролю качества питьевой воды. Всемирная организация здравоохранения. (Женева, второе аннотированное издание, 1994 г.);

— МУ 2.1.4.682-97. Методические указания по внедрению и применению Санитарных правил норм СанПиН 2.1.4.559-96 «Питьевая вода. Гигиенические требования к качеству воды централизованных систем питьевого водоснабжения. Контроль качества»;

— ГОСТ Р 51232-98. Вода питьевая. Общие требования к организации и методам контроля качества воды;

— МИ 2453-98. Методики радиационного контроля. Общие требования.

ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

Питьевая вода — вода, по своему качеству в естественном состоянии или после подготовки отвечающая гигиеническим нормативам и предназначенная для удовлетворения питьевых и бытовых потребностей человека, либо для производства продукции для потребления человеком (пищевых продуктов, напитков и иной продукции).

Источник питьевого водоснабжения — водный объект или его часть, которые содержат воду, отвечающую установленным гигиеническим нормативам для источников питьевого водоснабжения, и используются или могут быть использованы для забора воды в системы питьевого водоснабжения с соответствующей подготовкой или без нее.

Централизованная система питьевого водоснабжения — комплекс устройств, сооружений и трубопроводов, предназначенных для забора, подготовки или без нее, хранения, подачи к местам расходования питьевой воды и открытый для всеобщего пользования.

Счетный образец — определенное количество вещества, полученное в результате физических или химические воздействий на пробу согласно установленной методике и предназначенное для измерений его радиационных параметров на радиометрической установке в соответствии с регламентированной методикой выполнения измерений.

Активность радионуклида (А) — мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени:

,

где dN — ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени dt. Единицей активности является беккерель (Бк).

Активность радионуклида удельная (объемная) — отношение активности А радионуклида в веществе к массе m (объему V) вещества:

; .

Единица удельной активности — беккерель на килограмм, Бк/кг. Единица объемной активности — беккерель на метр кубический, Бк/м3.

Общая (суммарная) альфа-активность воды:

,

где Аi — активность i радионуклида, — выход альфа-частиц на распад i радионуклида.

Общая (суммарная) бета-активность воды:

где Аb — активность i радионуклида, — выход бета-частиц на распад i радионуклида.

В рамках настоящих МР применительно упрощенной системы анализа:

Общая (суммарная) альфа- или бета-активность воды — условная альфа- или бета-активность счетного образца, полученного из контролируемой пробы с помощью регламентированной методики пробоподготовки, численно равная активности назначенного образца сравнения при одинаковых показаниях используемого радиометра.

Радиометрическая установка — техническое средство (радиометр, спектрометр) для измерения активности (удельной активности) радионуклидов в счетном образце.

Минимальная измеряемая активность, Амин — активность счетного образца, при измерении которой на данной радиометрической установке за время один час относительная статистическая погрешность составляет 50 % (Р = 0,95).

Предел дозы — величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы.

Уровень вмешательства (УВ) — уровень радиационного фактора, при превышении которого следует проводить определенные защитные мероприятия.

Уровень контрольный — значение контролируемой величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.д., устанавливаемое для оперативного радиационного контроля, с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды.

Контроль радиационный — получение информации о радиационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает дозиметрический и радиометрический контроль).

Случайная (статистическая) погрешность измерения — составляющая погрешности результата измерения, изменяющаяся случайным образом при повторных измерениях одной и той же величины.

Систематическая погрешность измерения — составляющая результата погрешности измерения, постоянная или слабо меняющаяся при повторных измерениях одной и той же величины, и связанная с особенностями методики подготовки счетного образца, условий измерений и процедуры поверки.

Абсолютная погрешность измерения — погрешность результата измерения, выраженная в единицах измеряемой величины.

ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

4.1. Настоящие методические рекомендации рассматривают порядок применения общих требований и нормативов в целях обеспечения контроля показателей радиационного качества питьевой воды.

4.2. Радиационная безопасность питьевой воды регламентируется следующими нормативными документами в области санитарно-гигиенических нормативов:

— Санитарные правила и нормативы СП 2.6.1.758-99. Нормы радиационной безопасности НРБ-99;

— Санитарные правила и нормы СанПиН 2.1.4.559-96. Питьевая вода. Гигиенические требования к качеству воды централизованных систем питьевого водоснабжения. Контроль качества.

4.3. При разработке российских гигиенических нормативов питьевой воды учитывались рекомендации ВОЗ и основывались на следующих положениях:

— по данным НКДАР влияние питьевой воды на общую дозу не является преобладающим (за исключением отдельных регионов) и обусловлено в основном природными радионуклидами рядов урана и тория;

— при содержании природных и искусственных радионуклидов в питьевой воде, создающих эффективную дозу меньше 0,1 мЗв за год, не требуется проведение мероприятий по снижению ее радиоактивности;

— этому значению дозы при потреблении воды 2 кг в сутки соответствуют средние значения удельной активности за год (уровни вмешательства — УВ), приведенные в приложении П-2 НРБ-99. При совместном присутствии в воде нескольких радионуклидов должно выполняться условие: , где Аi — удельная активность i радионуклида в воде, УВi — соответствующий уровень вмешательства;

— величины 0,1 Бк/кг для общей альфа-активности и 1,0 Бк/кг для общей бега-активности рекомендованы как те уровни при мониторинге питьевой воды, ниже которых не требуется никаких дальнейших мероприятий. В случае их превышения необходим более детальный радионуклидный анализ воды.

4.4. Радиационный контроль воды проводят в местах водозабора системы водоснабжения, перед подачей ее в распределительную водопроводную сеть, а также в точках распределительной сети.

4.5. Для оценки стабильности удельной активности радионуклидов в питьевой воде в течение года рекомендуется проводить измерения ежеквартально; в дальнейшем — по согласованию с органами госсанэпиднадзора.

4.6. При проведении радиационного контроля питьевой воды выполняются следующие основные процедуры:

— отбор проб;

— приготовление счетных образцов;

— измерение общей a- и b-активности;

— идентификация радионуклидов, измерение их индивидуальных концентраций;

— расчет результатов измерений и погрешностей исследований;

— гигиеническая оценка питьевой воды по критериям радиационной безопасности.

4.7. Отбор, консервацию, хранение и транспортирование проб питьевой воды на радиационные испытания производятся по ГОСТ 24481, а также в соответствии с требованиями стандартов и других действующих нормативных документов на методы определения конкретного показателя, утвержденных в установленном порядке.

4.8. Для сопоставимости и воспроизводимости результатов измерения суммарной альфа- и бета-активности с точки зрения соответствия питьевой воды требованиям НРБ-99 и СанПиН 2.1.4.559-96 рекомендуется использование единого способа концентрирования радионуклидов — выпаривание и единых стандартов сравнения — сульфата калия (стандарт «Бета») и сульфата кальция с гомогенно распределенными 239Pu (стандарт «Альфа») как наиболее близких к реальным пробам по матричному и спектральному составу.

4.9. Контроль за содержанием радионуклидов в питьевой воде организует и (или) осуществляет организация, обеспечивающая водоснабжение населения.

4.10. Лаборатории, осуществляющие радиационный контроль питьевой воды, должны быть аккредитованы на техническую компетентность в установленном порядке в соответствующих областях измерений.

4.11. Государственный надзор за содержанием радионуклидов в питьевой воде осуществляет орган госсанэпиднадзора, который производит оценку доз внутреннего облучения населения территорий и отдельных критических групп населения, подвергающихся наибольшему облучению за счет потребления питьевой воды с повышенным содержанием радионуклидов.

ТРЕБОВАНИЯ К МЕТОДАМ И СРЕДСТВАМ РК

5.1. Методики радиационного контроля питьевой воды должны соответствовать требованиями ГОСТ Р 8.563 и МИ 2453-98, в установленном порядке метрологически аттестованы органами Госстандарта РФ и согласованы с Минздравом РФ.

5.2. Радиометрические установки, используемые для радиационного контроля питьевой воды, должны быть внесены в государственный реестр утвержденных типов средств измерений и поверены. Контрольные меры активности, стандарты сравнения и изотопные индикаторы должны быть аттестованы органами Госстандарта РФ в установленном порядке.

5.3. Радиометрические установки для измерения суммарной альфа- и бета-активности должны отвечать следующим требованиям:

— минимальная измеряемая альфа-активность Амин (Sa) для установленных стандартов сравнения не более 0,02 Бк;

— минимальная измеряемая бета-активность Амин (Sb) для установленных стандартов сравнения не более 0,2 Бк.

5.4. Методики выполнения измерений должны обеспечивать:

— определение общей альфа- и бета-активности проб воды без учета вклада 222Rn с короткоживущими продуктами его распада (218Ро, 214Pb, 214Bi, 214Pо);

— определение удельной активности легколетучих радионуклидов (131I, 222Rn и др.) при возможном присутствии их в воде.

5.5. При определении отдельных нормируемых радионуклидов методики выполнения измерений и радиометрические установки должны обеспечивать минимальную измеряемую активность Амин не выше 0,1 УВвода для данного радионуклида.

5.6. Рекомендуется использовать селективные (избирательные) методы прямого измерения контролируемых радионуклидов, избегая косвенных и расчетных.

ОПРЕДЕЛЕНИЕ СООТВЕТСТВИЯ ПИТЬЕВОЙ ВОДЫ КРИТЕРИЯМ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

6.1. Результатом измерения при определении соответствия питьевой воды критериям радиационной безопасности является измеренное значение удельной активности и погрешность измерения при доверительной вероятности (Р = 0,95).

Абсолютная погрешность измерения состоит из случайной (статистической) Ds и систематической (постоянной) Dо составляющих. Полная погрешность измерения D определяется как:

D = Ds + Dо.

Систематическую погрешность Dо следует оценивать, исходя из следующего принципа суммирования:

,

где D1 — погрешности аттестованных метрологических характеристик средств измерений, указанной в свидетельстве о поверке, D2 — методическая погрешность подготовки счетного образца. При отсутствии в методике указания последней погрешности, она принимается равной 0,10 (10 %).

6.2. Для предварительной оценки соответствия питьевой воды критериям радиационной безопасности используются измеренные значения удельной общей альфа- (Аa) и бета- (Аb) активности и абсолютные погрешности их определения Da и Db.

Для питьевой воды подземных источников водоснабжения одновременно с измерениями общей альфа- и бета-активности необходимо определять содержание радона. Результатом измерения является измеренное значение удельной активности радона (АRn) и абсолютная погрешность его определения DRn.

6.3. Вода соответствует требованиям Норм радиационной безопасности НРБ-99, если одновременно выполняются следующие условия:

Аa + Da £ 0,1Бк/кг (1)

Аb + Db £ 1,0 Бк/кг (2)

АRn + DRn £ 60 Бк/кг (3)

6.4. При содержании радона в воде выше 60 Бк/кг, необходимо провести дальнейшие исследования в соответствии с пунктами №№ 6.9-6.10 настоящих МР.

6.5. Если превышен один или оба показателя общей альфа- или бета-активности, то необходимо выполнить радионуклидный анализ.

В таблице 1 приведена рекомендованная последовательность радионуклидного анализа воды в зависимости от измеренных уровней общей альфа- и бета-активности, позволяющая свести к минимуму непроизводительные затраты и оптимизировать исследования при радиационном контроле. При формировании перечня контролируемых радионуклидов учитывались распространенность радионуклидов, их концентрации в воде и радиотоксикологические характеристики.

Таблица 1

Рекомендуемая последовательность радионуклидного анализа в зависимости от измеренных уровней общей альфа- и бета-активности

*- необходимость контроля 210Pb в данном случае вызвана его очень жестким нормативом (УВвода = 0.2 Бк/кг) и типичным для атмосферных выпадений и поверхностных вод соотношением 210Ро/210Pb = 0.2 — 0.3.

* * — превышение общей бета-активности может быть обусловлено присутствием 40К, который дает пренебрежимо малый вклад в эффективную дозу за счет питьевой воды.

6.6. При полном радионуклидном анализе рекомендуется выполнять оценку соответствия суммарной активности и суммы активностей радионуклидов по критерию:

Aa — SKiAi £ 0,2, где (4)

Аa — общая альфа-активность,

Аi — измеренная удельная активность i радионуклида в воде,

Ki — коэффициенты, характеризующие несоответствие энергетических спектров стандарта сравнения и реальной пробы (таблица 2),

0,2 — эмпирический коэффициент, учитывающий присутствие в пробе воды других альфа-излучающих нуклидов на уровне не более 5 % от значения УВвода, определение которых в процессе анализа не выполнялось (например, 232Th, 230Th, 228Th с короткоживущими продуктами его распада, возможно 239+240Pu, 238Pu, 241Am). Если условие (4) выполнено, то считается, что все основные дозообразующие альфа-излучающие нуклиды, представленные в пробе, определены, и дальнейшие измерения не требуются.

Таблица 2

Значения коэффициента Ki при использовании стандарта сравнения с Еa @ 5.15 МэВ и нижним уровнем дискриминации альфа-радиометра @ 3 МэВ

6.7. Вода признается соответствующей критерию радиационной безопасности, если:

, где (5)

Аi — измеренная удельная активность i радионуклида в воде, включая 222Rn,

УBi — соответствующий уровень вмешательства (УВвода) согласно Приложению П-2 НРБ-99,

DАi — абсолютная погрешность измерения удельной активности i радионуклида.

6.8. При выполнении условия (5) для дальнейшего мониторинга питьевой воды рекомендуется установление местных контрольных уровней для данного водоисточника по общей a- и (или) b- активности, гарантирующих непревышение уровня дозы 0,1 мЗв/год.

6.9. При невыполнении условия (5) необходимы дальнейшие исследования воды с целью определения годового поступления радионуклидов:

— Измерения должны характеризовать качество воды на протяжении всего года. Для подземных источников исследуется не менее 4 проб в год, отбираемых в каждый сезон для поверхностных источников — не менее 12 проб в год, отбираемых ежемесячно.

— Анализы должны отражать качество воды, реально потребляемой населением. При наличии обработки воды или смешения воды различных водозаборов радиационный контроль проводится перед подачей ее в водопроводную сеть а для некоторых радионуклидов (газообразных или с малым периодом полураспада, например, для 222Rn) — в точках распределительной сети.

6.10. При обнаружении в воде действующих источников водоснабжения стабильного присутствия радионуклидов выше уровней вмешательства (приложение П-2 НРБ-99) необходимо провести санитарно-эпидемиологическую экспертизу о возможности дальнейшего использования источника водоснабжения или необходимости осуществления защитных мер.

Применение рекомендаций по содержанию радионуклидов в питьевой воде, основанной на величине годового уровня дозы 0,1 мЗв.

ПРИЛОЖЕНИЕ 2

РН — распространены повсеместно, вероятность достижения или превышения значений УВвода высокая.

РН — распространены повсеместно, достижение или превышение значений УВвода возможно в отдельных случаях.

Рекомендуемые методы для радиационного контроля питьевой воды

Измеряемые характеристики

Рекомендуемые методы измерения

Средства измерения

Диапазон измерений, Бк/кг

Суммарная альфа- и бета-активность А(Sa) и А(Sb)

Альфа-бета-радиометрический с предварительным концентрированием радионуклидов (выпаривание) по регламентированной методике, из объема пробы 0.5 — 1.0 л

Низкофоновые альфа-бета-радиометры на основе ППД, сцинтилляционных детекторов или проточных пропорциональных счетчиков

0.02-103 (Sa)

0.02-103 (Sb)

Удельная активность 238U, 234U, 235U, 232Th, 230Th, 228Th, 239+240Pu, 238Pu, 241Am

Альфа-спектрометрический с предварительным радиохимическим выделением радионуклидов из объема пробы 0.5 — 1 л и использованием изотопных индикаторов 232U, 234Th, 242Pu, 236Pu, 243Am;

Альфа-спектрометры на основе ППД или ионизационных импульсных камер

Удельная активность 226Ra, 228Ra, 224Ra

Гамма-спектрометрический с предварительным количественным концентрированием изотопов радия из объема пробы 5 — 10 л, герметизацией концентрата и выдержкой для накопления равновесных дочерних продуктов распада, альфа-бета-радиометрический с селективным радиохимическим выделением изотопов радия и измерением по регламентированной методике

Гамма-спектрометры на основе ППД или сцинтилляционных детекторов, низкофоновые альфа-бета-радиометры

(0.05-0.1)-103

Удельная активность 210Ро, 210Pb

Альфа-бета-радиометрический или альфа- спектрометрический (210Ро) с предварительным селективным радиохимическим выделением радионуклидов 210Ро, 210Pb или 210Вi из объема пробы 1 — 3 л

Низкофоновые альфа-бета-радиометры на основе ППД сцинтилляционных детекторов или проточных пропорциональных счетчиков

0.02-103(a)

0.05-103(b)

Удельная активность 137Cs, 134Cs

Гамма-спектрометрический радиометрический с предварительным изотопов цезия из объема пробы 1 — 10 л

Гамма-спектрометры на основе ППД или детекторов, бета-радиометры

Удельная активность 90Sr

Бета-спектрометрический инструментальный или бета-радиометрический с предварительным селективным концентрированием 90Sr из объема пробы 1 — 5 л

Бета-спектрометры, низкофоновые бета-радиометры

Удельная активность 222Rn

Радиометрический

Радиометры радона

Перечень методик, используемых при радиационном контроле питьевой воды

1. Подготовка проб природных вод для измерения суммарной альфа- и бета-активности. Методические рекомендации ВИМС. Утверждена. Нач. Центра метрологии ионизирующих излучений ГП ВНИИФТРИ Госстандарта РФ — В.П. Ярына. 28.02.97.

2. Методика измерения суммарной альфа- и бета-активности сухих остатков водных проб с помощью проточного пропорционального счетчика NRR-610. Дополнение к методическим рекомендациям «подготовка проб природных вод для измерения суммарной альфа- и бета-активности». Утверждена. Нач. Центра метрологии ионизирующих излучений ГП ВНИИФТРИ Госстандарта РФ — В.П. Ярына. 19.03.97.

3. Методика измерения суммарной альфа- и бета-активности водных проб с помощью альфа-бета радиометра УМФ-2000. Утверждена Нач. Центра метрологии ионизирующих излучений ГП ВНИИФТРИ Госстандарта РФ — В.П. Ярына. 10.06.97.

5. Методика выполнения измерений объемной активности изотопов урана (234, 238) в пробах природных вод альфа-спектрометрическим методом с радиохимическим выделением. Утверждена. ВИМС. 12.05.99. Утверждена. Директор Центра метрологии ионизирующих излучений ГНМЦ ВНИИФТРИ Госстандарта РФ — В.П. Ярына. 07.05.99.

6. Методика выполнения измерения объемной активности радия-226 и радия-228 в пробах природных вод гамма-спектрометрическим методом с предварительным концентрированием. Проект, ВИМС.

7. Методика выполнения измерений объемной активности изотопов тория (232, 230, 228) в пробах природных вод альфа-спектрометрическим методом с радиохимическим выделением. Утверждена. ВИМС 19.11.97. Согласована. Нач. Центра метрологии ионизирующих излучений НПО ВНИИФТРИ Госстандарта РФ — В.П. Ярына. 10.10.95.

8. Методика выполнения измерений объемной активности изотопов плутония (239+240, 238) в пробах природных вод альфа-спектрометрическим методом с радиохимическим выделением. Утверждена. ВИМС 31.03.99. Утверждена. Директор Центра метрологии ионизирующих излучений ГНМЦ ВНИИФТРИ Госстандарта РФ — В.П. Ярына. 09.03.99.

10. Методические рекомендации по санитарному контролю за содержанием радиоактивных веществ в объектах внешней среды /Под ред. А.Н. Марея и А.С. Зыковой. М., 1980. Утв. Главный государственный санитарный врач СССР — П.В. Бургасов.

11. Методика измерения активности радионуклидов в счетных образцах на сцинтилляционном гамма-спектрометре с использованием программного обеспечения «Прогресс». Утверждена. Нач. Центра метрологии ионизирующих излучений ННМЦ ВНИИФТРИ Госстандарта России — В.П. Ярына. 01.05.96.

12. Методика измерения активности бета-излучающих радионуклидов в счетных образцах с использованием программного обеспечения «Прогресс». Утверждена. Нач. Центра метрологии ионизирующих излучений ННМЦ ВНИИФТРИ Госстандарта России — В.П. Ярына. 07.05.96.

13. Методические рекомендации по применению радиологических комплексов с программным обеспечением Прогресс для определения соответствия проб питьевой воды требованиям радиационной безопасности согласно СанПиН 2.1.4.559-96, СанПиН 2.3.2.560-96 и ГН 2.6.1.054-96 (НРБ-96). Утверждена. Директор Центра метрологии ионизирующих излучений ГНМЦ ВНИИФТРИ Госстандарта РФ — В.П. Ярына.

14. Методика экспрессного измерения объемной активности 222Rn в воде с помощью радиометра радона РРА-01М. Утверждена. Директор Центра метрологии ионизирующих излучений ГНМЦ ВНИИФТРИ Госстандарта РФ — В.П. Ярына. 05.03.93.

Примеры по определению соответствия питьевой воды критериям радиационной безопасности

Пример 1.

1). При выполнении анализа питьевой воды было установлено:

Аa + Da = 0,17 Бк/кг, Аb + Db = 0,16 Бк/кг.

2) Так как превышен контрольный уровень суммарной альфа-активности, необходимо провести радионуклидный анализ. При выборе радионуклидов, подлежащих определению в пробе, руководствуемся п. 6.5. настоящих МР:

0,10 < Аa + Da = 0,17 £ 0,20 — выполняем сокращенный радионуклидный анализ (в пробе определяем 210Ро, 210Рb)

3). Последующий анализ показал присутствие данных радионуклидов в следующих концентрациях:

210Ро — 0,002 ± 0,001 Бк/кг,

210Pb — 0,030 ± 0,015 Бк/кг.

4). Проверяем выполнение условия (5) настоящих МР:

Так как присутствие в пробе любых других альфа-излучающих радионуклидов гарантирует выполнение условия (5) настоящих МР, дальнейших исследований не требуется.

Доза, соответствующая этому значению, < 0,1 мЗв. Вода пригодна, никакие дополнительные действия не требуются.

5). Установление контрольного уровня суммарной альфа-активности для данного водоисточника — 0,17 Бк/кг.

Пример 2.

1). При выполнении анализа питьевой воды было установлено:

Аa + Da = 0,27 Бк/кг, Аb + Db = 0,18 Бк/кг.

2) Так как превышен контрольный уровень суммарной альфа-активности, необходимо провести радионуклидный анализ. При выборе радионуклидов, подлежащих определению в пробе, руководствуемся п. 6.5. настоящих МР:

0,20 < Аa + Da = 0,27 £ 0,40 — выполняем расширенный радионуклидный анализ (в пробе определяем 210Ро, 210Рb, 226Ra, 228Ra).

3). Последующий анализ показал присутствие данных радионуклидов в следующих концентрациях:

210 Ро — 0,012 ± 0,004 Бк/кг,

210 Pb — 0,020 ± 0,010 Бк/кг,

226Ra — 0,117 ± 0,030 Бк/кг,

228Ra — 0,050 ± 0,020 Бк/кг.

4). Проверяем выполнение условия (5) настоящих МР:

Доза, соответствующая этому значению, < 0,1 мЗв. Вода пригодна, никакие дополнительные действия не требуются.

5). Установление контрольного уровня суммарной альфа-активности для данного водоисточника — 0,27 Бк/кг.

Пример 3.

1). При выполнении анализа питьевой воды было установлено:

Аa + Da = 0,049 + 0,008 = 0,57 Бк/кг, Аb + Db = 0,52 Бк/кг.

2). Так как превышен контрольный уровень суммарной альфа-активности, необходимо провести радионуклидный анализ. При выборе радионуклидов, подлежащих определению в пробе, руководствуемся п. 6.5. настоящих МР:

Аa + Da = 0,57 > 0,4 — выполняем полный радионуклидный анализ (в пробе определяем 210Ро, 210Рb, 226Ra, 228Ra, 238U, 234U).

3). Последующий анализ показал присутствие данных радионуклидов в следующих концентрациях:

210 Ро — 170 ± 0,030 Бк/кг, 210Pb — 0,010 ± 0,005 Бк/кг,

226Ra — 0,202 ± 0,030 Бк/кг, 228Ra — 0,033 ± 0,013 Бк/кг,

238U — 0,041 ± 0,006 Бк/кг, 234U — 0,059 ± 0,008 Бк/кг.

4). Выполняем оценку соответствия суммарной активности и суммы активностей радионуклидов по критерию (4) настоящих МР:

Аa — SKiAi = 0,49 — (0,17 ´ 1,0 + 0,202 ´ 0,90 + 0,041 ´ 0,65 + 0,059 ´ 0,90) = 0,14 £ 0,2

Основные дозообразующие радионуклиды, представленные в пробе, определены.

5). Проверяем выполнение условия (5) настоящих МР:

6). Необходимо проведение санитарно-эпидемиологической экспертизы с целью определения возможности дальнейшей эксплуатации водоисточника или необходимости принятия защитных мер.

Оставьте комментарий