CC BY
10
обонятельного анализатора для гигиенической оценки загрязнителей воздушной среды в эксперименте на животных.
Литература
1. Бирелян Р. А.. Кицера А. Е. // Жури, ушн., нос. и горл, бол. — 1976. — № 4. — С. 16—20.
2. Бонашевская Т. И., Купман Н. Б. // Гигиенические аспекты охраны окружающей среды. — М., 1974. — Вып. 2. — С. 47—51.
3. Бронштейн А. А.// Арх. анат. — 1974. — № 9. — С. 22—40.
4. Гальперин С. И., Татарский А. Э. Методики исследования высшей нервной деятельности человека и животных. — М., 1973.
5. Гринберг Г. И., Засолов Р. А. Основы физиологии и методы функционального исследования слухового, вестибулярного и обонятельного анализаторов. — Л., 1957.
6. Г[¡сев М. И., Байков Б. /(., Хачатурян М. X. // Съезд гигиенистов и санитарных врачей Грузии. — 4-й: Материалы. — Тбилиси, 1976. — С. 64—67.
7. Карпов А. П. // Системные аспекты нейрофизиологии поведения. — М„ 1979. — С'. 111 — 145.
8. Костродымов П. И. // Гиг. и сан. — 1986. — № 1. — С. 38-40.
9. Осипов А. Г., Охнянская Л. Г. //Там же. — 1954. — № 3. — С. 32—38.
10. Семина Т. К-// Общие и прикладные вопросы хемо-рецепции. — М„ 1977. — С. 30—35.
11. Экслер Н. Д., Сафонов В. А.// Науч. докл. высш. школы. Биол. науки. — 1975. — № 4. — С. 39—43.
Поступила 28.01.86
УДК 613.648+614.73+614.8761-07
Е. В. Девятайкин, Ю. В. Абрамов
О ВОЗМОЖНОМ МЕТОДИЧЕСКОМ ПОДХОДЕ К УСТАНОВЛЕНИЮ КОНТРОЛЬНЫХ УРОВНЕЙ РАДИАЦИОННЫХ ФАКТОРОВ
Институт биофизики Минздрава СССР, Москва
В предыдущей публикации [1] нами были предложены и кратко обоснованы положения, которые позволяют определить место и функциональные возможности контрольных уровней (КУ) в обеспечении радиационной безопасности персонала и населения в свете современных научно-практических знаний и принципиальных требований радиационной гигиены.
В настоящем сообщении описана математическая формализация концепции КУ, позволяющая получить численные значения КУ контролируемых параметров, необходимые для целей оперативного контроля.
Первичной информацией при оценке состояния радиационной обстановки являются значения контролируемых параметров, под которыми мы понимаем практическую характеристику контролируемого радиационного фактора, показывающую технически измеряемую (а в ряде случаев — расчетную) величину, используемую для оценки состояния радиационной обстановки по принятым критериям ее безопасности и принятия решения о ее соответствии выдвинутым требованиям или необходимости вмешательства. При этом в первую очередь возникает необходимость однозначных ответов на 3 взаимосвязанных вопроса: 1) нарушаются ли в конкретных условиях данного производства стандарты безопасности для персонала и населения; 2) каков реальный уровень радиационного воздействия в конкретных условиях труда и проживания на контролируемом участке производства (или территории); 3) в какой степени гарантирована надежность ответов на первые два вопроса на основе данных радиационного контроля.
Основой стандартов безопасности в СССР яв-
ляются Нормы радиационной безопасности (НРБ). Принципиальным положением действующих НРБ является то, что переход от значений основных дозовых пределов к допустимым уровням (ДУ) производится в предположении монофакторного радиационного воздействия в фиксированных условиях моделей перехода. Конкретная радиационная обстановка чаще всего имеет существенные отличия от модельных условий, что требует модификации значений ДУ к конкретным условиям, т. е. трансформации предельных значений ДУ в так называемые «производственные допустимые уровни» (ПДУ).
При расчете ПДУ необходимо учитывать радиационное воздействие нескольких факторов даже в случае только внешнего облучения: радиационное воздействие факторов внешнего и внутреннего облучения; фактор времени пребы- * вания индивидуума или группы лиц в данных радиационных условиях; использование индивидуальных или групповых дополнительных средств защиты; при внутреннем облучении: объемы вдыхаемого воздуха и потребляемой воды; нуклиднын состав загрязнения; дисперсность аэрозольных частиц и их физико-химические свойства; вид распределения частиц; возможное отличие индивидуальных концентраций в зоне дыхания от определяемой в стационарной точке контроля и т. д.
Кроме того, данные радиационного контроля, как правило, в силу достаточно сложных и априори непредсказуемых многочисленных причин испытывают разной степени колебания во времени и пространстве около средних значений. § В связи с этим при получении данных контроля и их интерпретации должна быть обеспечена оп-
ределенная уверенность, что планово-отчетные уровни (а они чаще всего определяются как средние арифметические значения) радиационного воздействия не будут превышены на конец отчетного срока контроля (обычно 1 год).
Контролируемые параметры при любом ранге контроля (рабочее место, участок, смена, цех, завод и т. д.) могут быть разделены на 2 класса в зависимости от степени радиационного воздействия на человека: обладающих или не обладающих свойством аддитивности. К дозиметрическому (или дозовому) классу, обладающему свойством аддитивности, относятся все результаты контроля доз или те результаты контроля, на основе которых производится их вычисление. К радиационному классу, не обладающему свойством аддитивности, относятся все результаты контроля, которые позволяют следить за динамикой изменения среды, безопасностью работы технологического оборудования, полнотой выполнения защитных мероприятий, требований инструкций, регламентов и не имеют прямой связи со степенью радиационного воздействия на человека для реальных условий его работы или проживания. ® В формализованном виде требования НРБ—76 [2] для выделенных классов контролируемых параметров можно записать следующим образом:
для дозового класса:
(КУ)„г<7г«г(ДУ); = (ПДУ)„г,
(1)
маис
Р д I V/
2
Р Д I
Уг
где рд,- — среднее по коллективу значение контролируемого параметра дозиметрического класса, соответствующего радиационному фактору I.
Использование коэффициентов р и / в формуле (2) допустимо только для полуобслуживаемых помещений. Для обслуживаемых помещений и мест постоянного пребывания персонала эти коэффициенты должны приниматься равными единице.
Модификация соотношения индекса безопасности пункта 3.11 НРБ—76 [2] применительно к КУ имеет вид
у (КУ)д{ V 2л Уг (ДУ)г - 2л
(КУ)д Уг (ПДУ)д г
< 1.
(5)
где (КУ)Д, — КУ контролируемого параметра дозового класса; а* — доля вклада ¿-го фактора в суммарное радиационное воздействие; у,- — коэффициент перехода от единиц измерения /-го радиационного фактора к единицам основных дозовых пределов или допустимых уровней; (ДУ),- — соответствующий ¿-му фактору основной дозовый предел или допустимый уровень согласно НРБ—76 [2]; щ для радиационного класса:
(КУ)р !<?лМ-(ДУ)| = (ПДУ)р г, (2)
где (КУ)Р1 — КУ контролируемого параметра г радиационного класса; р — коэффициент индивидуальной защиты от внешнего или внутреннего облучения в зависимости от рассматриваемого фактора воздействия ¿; I — параметр, учитывающий фактор времени по соотношению
(3)
в котором Т0 — годовое время работы технологического оборудования, Т макс — максимальное время пребывания человека в данных условиях за период Т0; уи а,-, ДУ, имеют тот же смысл, § что в формуле (1).
Численные значения коэффициентов а* определяются из соотношения
При выполнении соотношений (1), (2), (5) в отношении КУ «предельные» уровни радиационного воздействия на человека гарантированно не будут превышены и тем самым может быть дан однозначный ответ на первый вопрос о непревышении стандартов безопасности. Этим в основном и может быть закончена формализация требований НРБ—76 [2] в отношении КУ. В то же время приведенные соотношения и заложенные в них гигиенические посылки еще не дают основания к количественному переходу и конкретным значениям КУ в условиях практики. Они скорее дают ограничения сверху численных значений КУ, обеспечивая индивидуальную безопасность по соматическим последствиям, и никак не реализуют два из трех принципов радиационной безопасности (НРБ—76) [2]: исключение всякого необоснованного облучения; снижение дозы излучения до возможно низкого уровня. Кроме того, желательно иметь какую-то руководящую методическую основу для выполнения п. 6.3 НРБ—76, так как конкретные значения факторов радиационного воздействия (разовые или усредненные) не несут информации о численности контингента лиц, подвергшихся этому воздействию. Поэтому, хотя коллективные дозы не являются нормативными величинами радиационной безопасности, они довольно широко используются на практике как обобщенные показатели существующей или планируемой степени радиационного воздействия на коллективы, профессиональные или критические группы лиц наряду со средними показателями. При этом коллективные (наряду с популяционными) дозы в отличие от всех остальных контролируемых параметров дают возможность учесть численность облучаемых контингентов.
Коллективные дозы как обобщенный показатель оказываются полезны при планировании дозозатрат на различных участках технологиче-
ского процесса и тем самым могут служить в качестве инструмента регулирования степени радиационного воздействия, а значит, и радиационной обстановки в целом. При этом следует руководствоваться достигнутым состоянием радиационной обстановки на лучших предприятиях с однотипным производством. Однако принцип достигнутого лучшими предприятиями состояния радиационной обстановки может и должен действовать только при выполнении приведенных выше соотношений (1) — (5), т. е. в ситуациях, когда ПДУ не превышаются и радиационная обстановка достаточно благополучна. В этих случаях в качестве основного инструмента регулирования радиационной обстановки должны выступать на первый план иные критерии, нежели ПДУ, а именно КУ, учитывающие не только индивидуальное, но и коллективное воздействие радиационных факторов. Следует подчеркнуть, что расчет КУ по предлагаемой схеме не только учитывает надежность ответа на третий из перечисленных ранее вопросов, но автоматически учитывает отличие реальной обстановки от модельной (принятой в НРБ) за счет выполнения соотношений (1) — (5).
При выполнении этих соотношений, а значит при практическом выполнении первого принципа радиационной безопасности (непревышение установленного основного дозового предела), КУ годовых дозозатрат (коллективных доз) могут устанавливаться по различным профессиональным группам и категориям лиц с обязательным учетом средних значений индивидуальных доз.
Планирование; корректировка и соответствующая разбивка КУ дозозатрат и связанных с ними КУ средних индивидуальных доз нижними рангами радиационного контроля могут производиться на основе значений КУ, определенных для них верхними рангами контроля. При этом для лиц категории А можно в качестве исходного использовать следующее соотношение:
ДкА = ЕДк/- (6)
/
где Д'к — коллективная доза контингента группы А; Дк/ — часть дозозатрат, приходящаяся на участок разбиения / и в то же время
Дк/ = 2Дк/Г (7)
I
где Дк ¡1 — часть дозозатрат участка разбиения / за счет контролируемого радиационного фактора ¿.
Под участком разбиения понимается (в зависимости от назначения устанавливаемого КУ дозозатрат) завод, цех, технологический участок, определенный вид работ, группа лиц и т. д.
Планируемая величина Дк у; через соотноше-
ние (8) может быть доведена до значения средней индивидуальной дозы за год — Д;;.
Дк/,- = а/-Дуг. (8)
где N — число контролируемых лиц; Д,-,-— среднее значение за период контроля дозового вклада радиационного фактора г в индивиду- | альные дозы работающих на участке /.
Значения Д_,,- могут служить (и служат) целевым ориентиром стабилизации радиационной обстановки на планируемом уровне и должны быть выдержаны в течение действия устанавливаемых значений КУ. Тогда значение Дл может и должно являться отправным пунктом для перехода к значениям КУ всех других контролируемых параметров дозового класса, а вместе с тем хотя бы в первом приближении следует потребовать соответствующих значений КУ радиационного класса, обеспечивающих заданное значение Лц (иначе оба класса контролируемых параметров должны быть совершенно независимы).
По ряду причин наиболее просто постулировать прямо пропорциональное соответствие между КУ средней индивидуальной дозы Д^ и соот- ^ ветствующим КУ контролируемого параметра радиационного класса. С учетом этого обстоятельства расчет оперативных значений КУ для лиц категории А проводится по следующей схеме. Допустим, необходимо установить КУ для какого-либо участка производства /, на котором работает персонал различных профессий численностью N. Среди этого контингента можно выделить профессиональную группу численностью А^кр, которая по характеру выполняемых ею работ испытывает наибольшее радиационное воздействие (в частном случае может быть = = А^кр). Данные радиационного контроля за прошлый год (или ряд лет) дают возможность определить для этого контингента годовые до-зозатраты от контролируемого радиационного фактора I (например, от у-излучения) — ф
До . Тогда средняя индивидуальная доза ' кр а
от данного радиационного фактора будет равна
' ИР Л "КР
При известной периодичности контроля радиационного фактора I находят значение средней индивидуальной дозы за период контроля по соотношению:
Д\'_..
' кр Л '
где / — периодичность контроля (например, при квартальной периодичности 1 = 4).
Данные контроля индивидуальных доз за год в рассматриваемом случае содержат выборку объемом А^крЭту выборку ранжируют и нахо- 1 дят значение индивидуальной дозы >
соответствующее заданному значению доверительной вероятности г, чтобы значения индивидуальных доз были ниже этой граничной величины (^кргЛ)- • Значение <4Кр гИ и будет
(КУ),кря индивидуальных доз на рабочем
участке / от радиационного фактора ( для выделенного коллектива численностью N.
(КУ)л, . =Ш.д, .. (11)
КРЛ кР гц
Если найденная величина . в течение
КР X} I
года не будет превышена, то это, с одной стороны, соответствует стабилизации радиационной обстановки на достигнутом уровне, а с другой — гарантирует, что будут выдержаны и величины
4 . ; 3$ . ; . ;
"круг лкрл "кр н к''
В случае планирования улучшения радиационной обстановки по данному контролируемому параметру до величины предпола-
' кР н
гается, что тип распределения индивидуальных доз не изменяется, а происходит только сдвиг распределения в сторону меньших величин, и тогда соответствующий КУ рассчитывается по формуле
(КУ)" . =^л'П • +(4 ..-'К ■)< (12)
"кр;г лкр;г \ кР гИ "кГ>П'
Расчет КУ параметров радиационного класса проводится следующим образом. В случае стабилизации радиационной обстановки на достигнутом уровне считают, исходя из данных радиационного контроля (например, по данной точке контроля за прошлый год или за ряд лет), что при среднем значении контролируемого па--раметра радиационного класса за рас-
сматриваемый промежуток времени Т для контингента Мкр обеспечивается средняя величина облучения за счет воздействия радиационного фактора ¿, равная и (КУ)д, = <$
"кр-Я "кРЛ ™КРЯ
Тогда, как и б случае контролируемого параметра дозиметрического класса, ранжируя выборку данных радиационного контроля
в рассматриваемой точке, находят необходимое значение которое гарантирует с дове-
рительной вероятностью 2 непревышение этой величины в течение года (или большего периода времени). Найденное значение будет являться (КУ) я контролируемого параметра радиационного класса в данной точке.
В случае планирования улучшения радиационной обстановки по данному радиационному фактору / новое значение (КУ)^. устанавливается либо путем соответствующей модификации коэффициентов р и / в формуле (2) для планируемого снижения степени радиационного воздействия [т. е. и (КУ)Й I'
либо в случае постоянства коэффициентов р и ^ определяется по соотношению
(КУ)Я п..
(КУ)«г г = л„ + - *?,) ■ (13)
кР гН
В отношении лиц категории Б контроль выбросов и сбросов, а также их составляющих должен рассматриваться как ведущий вид радиационного контроля, позволяющий обеспечить безопасные условия проживания населения. При условии непревышения определенных и вполне конкретных для каждого производства значений предельно допустимых выбросов и сбросов по каждой их составляющей расчет КУ контролируемых параметров производится аналогично расчету КУ контролируемых параметров дозиметрического класса для лиц категории А [формулы (11), (12)]. Некоторое отличие заключается лишь в том, что годовые выборки данных контроля составляющих выбросов и сбросов состоят, как правило, из суточных интегралов.
Литература
1. Девятайкин Е. В., Абрамов Ю. В. Ц Гиг. и сан. —
1984. — № 9. — С. 92-93.
2. Нормы радиационной безопасности НРБ-76. — М., 1978.
Поступила Об. 11.85
