Современная экологическая обстановка в отдельных странах и регионах оставляет желать лучшего. Миссия нашего сайте — обеспечить русскоязычных жителей планеты Земля актуальной информацией о защите окружающей среды, экологической безопасности и экологии в целом.

Полезные ресурсы и публикации:
-

Ю.А. Александров
Основы радиационной экологии

Учебное пособие. – Йошкар-Ола: Мар. гос. ун-т, 2007. – 268 с.

Предыдущая

Раздел 2. Источники ионизирующих излучений и загрязнений окружающей среды радиоактивными веществами

2.6. Защита от радиационного излучения

2.6.1. Принципы нормирования в области радиационной безопасности

Проблема защиты населения от действия ионизирующих излучений имеет глобальный характер, а потому соответствующие научно-исследовательские и организационные мероприятия разрабатываются международными организациями, рекомендации которых используются отдельными странами при составлении собственных национальных регламентов.

Первый международный акт такого рода был предпринят в 1928 г., когда на II Международном радиологическом конгрессе в Стокгольме был создан Комитет по защите от рентгеновских лучей и радия. В 1950 году Комитет был реорганизован в Международную Комиссию по радиологической защите (МКРЗ). В 1956 году МКРЗ вступила в организационные отношения со Всемирной организацией здравоохранения (ВОЗ) в качестве «неправительственной соучаствующей организации». Согласно уставу, МКРЗ анализирует и обобщает все достижения в области защиты от ионизирующих излучений и периодически разрабатывает соответствующие рекомендации, исходя из основных научных принципов. В декларациях МКРЗ подчеркивается, что она предоставляет национальным комиссиям по защите от излучений отдельных стран право и ответственность за применение рекомендуемых в ее публикациях инструкций или правил соответственно внутригосударственным условиям. Такая комиссия по радиационной защите (РНКРЗ) существует и в России.

МКРЗ в настоящее время состоит из главной комиссии и четырех комитетов, состав которых обновляется один раз в четыре года. В число членов МКРЗ входят и представители России. Членом Главной комиссии МКРЗ в период с 1993 по 2001 гг. был академик РАМН Л.А. Ильин, а с 2001 г. этот пост занимает академик РАСХН P.M. Алексахин.

МКРЗ тесно сотрудничает с Международной комиссией по радиационным единицам и измерениям (МКРЕ).

В 1955 году при ООН организован Научный комитет по действию атомной радиации (НКДАР), осуществляющий сбор и анализ международной информации о различных аспектах действия ионизирующих излучений на живые организмы. НКДАР периодически получает задания от Генеральной Ассамблеи ООН и осуществляет их выполнение, привлекая для этих целей МКРЗ, МКРЕ и другие организации в тесном сотрудничестве с ВОЗ. Изучением последствий облучения занимается и американский Комитет по биологическому действию ионизирующих излучений (BEIR).

Все перечисленные международные организации в своих публикациях и других документах предлагают лишь рекомендации по основным принципам регламентирования действия радиации, а также обосновывают проблемы, нуждающиеся в дальнейшей научной разработке. Эти рекомендации не являются обязательными для принятия в законодательные акты и документы отдельных стран.

Существует еще одна международная организация – Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ), курирующая вопросы, связанные с радиационной безопасностью на всех этапах работ по мирному использованию атомной энергии. МАГАТЭ является официальной организацией ООН, и все страны – члены МАГАТЭ – обязаны выполнять утвержденные ею официальные нормы и правила обращения с источниками ионизирующих излучений, если возникающие при этом вопросы касаются межгосударственных отношений.

Наиболее представительной и авторитетной международной организацией, обобщающей и анализирующей научные данные по действию ионизирующих излучений на организм человека и человечество в целом, является НКДАР ООН. В плане подготовки конкретных рекомендаций для разработки национальных стандартов и регламентов при работе с ионизирующими излучениями такой организацией является МКРЗ, а в плане официальных международных соглашений по вопросам использования атомной энергии – МАГАТЭ.

Вопросами гигиенического нормирования (регламентации) ионизирующих излучений в России занимается научная комиссия по радиационной защите, действующая в качестве консультативного органа при РАМН.

К 2004 году существуют следующие основные регламентирующие документы:

1. Федеральный закон  «О радиационной безопасности населения» – ФЗ №3 от  09.01.1996 г.

2. Федеральный закон  «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения»  – ФЗ №52 от 30.03.1999 г.

3. «Основные  санитарные правила обеспечения радиационной безопасности» – ОСПОРБ-99 г.

4. «Нормы радиационной безопасности»  – НРБ-99 г.

НРБ-99 являются основополагающим документом, регламентирующим требования Федерального  закона  «О радиационной безопасности населения» – ФЗ №3 от  09.01.1996 г. 

Нормы устанавливают, что обеспечение радиационной безопасности основывается на 3 принципах:

Принцип нормирования – непревышение допустимых пределов
индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения.

Принцип обоснования – запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества  польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением.

Принцип оптимизации – поддержание на возможно низком  и достижимом уровне, с учетом экономических и социальных факторов,
индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц.

Нормы (НРБ-99) распространяются на облучение человека:

−       в условиях радиационной аварии;

−       от природных источников облучения;

−       при облучении в медицинских целях.

Для нормальных  условий работы источников излучения установлены три  категории облучаемых лиц: персонал, подразделяемый на группы А и Б, и население, которое включает и лиц из персонала, но вне сферы их производственной деятельности.

Устанавливаются три класса нормативов.

Основные пределы доз  для персонала и населения. Для персонала группы Б  основные пределы доз равны 1/4 значений для персонала группы А. Пределы годовой эффективной дозы, приведенные в таблице 29 не должны превышаться и в случаях одновременного воздействия на человека источников внешнего и внутреннего облучения.

По нормам радиационной безопасности (НРБ-99) установлены
основные пределы доз (табл. 29)

Таблица 29  – Основные пределы доз для персонала и населения

Нормируемые
величины

Пределы доз

персонал  (группа А)

население (группа В)

Эффективная доза

20 мЗв  в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год

1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год

Эквивалентная  доза за год в:

хрусталике глаза

коже

кистях и стопах

150

500

500

15

50

50

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) 1000 мЗв, а для населения за период
жизни (70 лет) – 70 мЗв. Начало периодов вводится с 1 января 2000 года.

Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв/мес, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала. В этих условиях эквивалентная доза облучения плода за 2 мес.  невыявленной беременности не превысит 1 мЗв. Для сравнения приведем дозы, получаемые жителями Москвы за одну рентгенодиагностическую процедуру в 1999 г.: при рентгенографии – 1,33 мЗв; рентгеноскопии – 5,02 мЗв; флюорографии – 0,6; компьютерной томографии – 3 мЗв. Наибольшую дозу человек получал при обзорной рентгенографии почек и урографии – 46 мЗв. В среднем на одного жителя эффективная годовая доза составила 2 мЗв.

Основные дозовые пределы приведены в единицах эквивалентной дозы (Зв), используемой при радиационном нормировании и оценке опасности хронического воздействия ионизирующего излучения произвольного состава.

Эквивалентную дозу (Н) в органе или ткани определяют из уравнения:

Н = D × WR,

где     Dсредняя поглощенная доза в органе или ткани,

    WRвзвешивающий коэффициент для излучения R. При воздействии нескольких видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз. Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучений, учитывающие их относительную эффективность в индуцировании биологических эффектов, представлены ниже. Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) – 70 мЗв  (начало периодов вводится с 1 января 2000 г.).

Помимо перечисленных понятий, в радиационной безопасности широко используются термины годовой и коллективной эффективной или эквивиалентной дозы.

Годовая эффективная (эквивалентная) доза – это сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением за этот же год в организм радионуклидов.

Коллективная эффективная доза – это мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения, равная сумме индивидуальных коллективных доз; она измеряется в человеко-зивертах (чел. × Зв).

Единицей эффективной дозы также является зиверт (Зв).

Взвешивающие коэффициенты (WT), используемые для учета различной чувствительности органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации, приведены ниже.

Допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), они являются производными от основных пределов доз: пределов годового поступления радионуклидов (ПГП), допустимой среднегодовой  объемной активности (ДОА) и среднегодовой удельной активности (ДУА) и др.

Контрольные уровни  (дозы, уровни, активности, плотности потоков и др.). Их значения должны учитывать достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Особые меры предосторожности требуются при работе с радиоактивными препаратами в лабораториях, где обслуживающий персонал подвергается ежедневному длительному воздействию ионизирующего излучения. При работе с альфа-излучающими препаратами особого экранирования не требуется, поскольку пробег альфа-частиц в воздухе не превышает нескольких сантиметров. В этом случае достаточной мерой защиты можно считать удаление от источника радиации. Для защиты от бета-излучения необходимы не очень толстые экраны из материалов, не содержащих тяжелые элементы (во избежание возникновения тормозного излучения). Наиболее подходящий материал для защиты от бета-лучей – оргстекло. Для изоляции персонала от гамма-квантов требуются толстые экраны (желательно свинцовые).

Следует строго контролировать время пребывания людей вблизи
источников радиоактивного излучения.

Предельно допустимые концентрации радионуклидов (ПДК) в почвах, воде, воздухе, продуктах питания и в организме человека, а также предельно допустимые дозы облучения для разных категорий населения приведены в специальном справочнике «Нормы радиационной безопасности» (НРБ-99) и в «Основных санитарных правилах обеспечения
радиационной безопасности» (ОСПОРБ-99).

Основную дозу облучения население получает от естественных источников радиации. Поскольку современный человек проводит большую часть времени в помещениях, то радиационный фон внутри зданий играет первостепенную роль в облучении людей. Поле гамма-излучения внутри помещений в основном создается строительными материалами, используемыми для сооружения зданий. Среднемировое значение объемной активности изотопов радона в воздухе жилых помещений составляет 50 Бк/м3. Среднемировая величина годовой эффективной дозы облучения населения за счет изотопов радона и его короткоживущих дочерних продуктов распада равна 1,26 мЗв/год. Для населения России эта доза значительно выше – 1,89 мЗв/год. В первую очередь это зависит от конструкции жилых и общественных зданий, подчиняющихся климатическим условиям. В свою очередь климатические условия имеют широтную зависимость. Таким образом, объемная активность изотопов радона в закрытых помещениях возрастает с увеличением широты местности. Территория России находится в высоких широтах, поэтому для нее характерны довольно большие значения объемной активности радона в воздухе закрытых помещений.

Пригодность природных материалов, а также отходов промышленности для изготовления строительных материалов оценивается с помощью удельной эффективной активности естественных радионуклидов, которая определяется по формуле:

Аэфф. = ARa  + 1,31ATh + 0,085AK,

где  ARa и  ATh удельные активности радия-226 и тория-232, находящиеся в равновесии с остальными членами уранового и ториевого естественных рядов;

AK – удельная активность калия-40 (Бк/кг).

Нормы радиационной безопасности рекомендуют применять для строительства зданий материалы с активностью  менее 370 Бк/кг, для дорожного строительства в пределах населенных пунктов – менее 740 Бк/кг, для дорожного строительства вне населенных пунктов – менее 1500 Бк/кг. При 1500 Бк/кг < Аэфф. < 4000 Бк/кг вопрос об использовании материалов решается по согласованию с федеральным органом Госсанэпиднадзора. При Аэфф. > 4000 Бк/кг материалы не должны использоваться в дорожном строительстве. Нормативы пригодности минерального сырья для строительства желательно применять еще на стадии поисков и разведки месторождений. Согласно Нормам радиационной безопасности максимальная интенсивность гамма-излучения в помещениях не должна превышать мощность дозы на
открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч  (20 мкР/ч).

В таблице 30 приведены данные по радиоактивности горных пород, которыми можно пользоваться при подборе природного материала для строительства. Максимальной удельной эффективной активностью обладают щелочные и кислые магматические породы (сиениты и граниты), которые не желательно использовать для сооружения зданий. Минимальное количество радионуклидов будет содержать щебень, приготовленный из ультраосновных и основных горных пород, а также известняков и мраморов (карбонатные породы). Для строительства зданий предпочтительнее еще применение строительных материалов из ультраосновных и основных магматических пород и, с другой стороны – они обладают высокой плотностью, а значит  эффективнее защищают помещение от внешних источников радиации.

Таблица 30 – Ориентировочная радиоактивность горных пород, 
применяемых в строительстве

Горные породы

Удельная активность, Бк/кг

Ra-226

Th-232

K-40

Aэфф.

Сиениты          

150

160

850

431

Граниты           

130

140

800

381

Плагиограниты       

80

85

210

209

Базальты, габбро   

30

40

180

94

Пироксениты       

20

8

170

45

Известняки        

25

10

50

42

Мраморы          

26

12

55

46

Песок кварцевый            

15

11

170

42

Песок аркозовый     

40

43

440

133

Основную активность обуславливают радиоактивные газы: радон и торон. Поставщиками радиоактивных газов являются стены, сооруженные из природных строительных материалов, а на первых этажах существенная роль в накоплении радона принадлежит горным породам, подстилающим здание, которые непрерывно эманируют.

Выделение радона из стен внутрь помещения можно уменьшить соответствующей отделкой (окраска стен, покрытие их обоями, пластиком и другими искусственными материалами), а также тщательной изоляцией пола первого этажа от подстилающих здание горных пород. Важное значение для уменьшения дозы облучения от радона имеет вентиляция и проветривание жилых и производственных помещений.

Таблица  31 – Требования НРБ-99 по ограничению облучения людей
от радона и торона

Величины

Значения                     нормируемого  показателя

Эффективные      дозы за год

Нормы для персонала группы А, работающего с радоном, чел. /год

Допустимая среднегодовая объемная активность (ДОА) в воздухе1:
Rn: ДОА = 0,10 А RaA + 0,52 А RaB + 0,38 A RaC

1200 Бк/м3

20 мЗв

Tn: ДОА = 0,91 А TnB + 0,09 А TnC

270 Бк/м3

20 мЗв

Пределы годового поступления (ПГП):

Rn: ПГП = 0,10ПRаА + 0,52ПRаВ + 0,38ПRаС

Тn: ПГП = 0,91ПTnВ + 0,09ПTnС                         

3,0 МБк

0,68 МБк

20 мЗв

20 мЗв

Нормы для любых работников в производственных условиях, чел./год

Предел дозы на рабочих местах от всех естественных   источников излучений

5 мЗв/год

5 мЗв

В том числе при монофакторном воздействии
изотопов радона:

  среднегодовая ЭРОА для Rn2 

  среднегодовая ЭРОА для Тn2               



310 Бк/м3

68 Бк/м3


5 мЗв

5 мЗв

Нормы для населения, чел./год

При проектировании новых зданий  ЭРОА3 изотопов радона не должна превышать        

100 Бк/м3

5,3 мЗв

В эксплуатируемых зданиях ЭРОА3 изотопов радона  не должна превышать

200 Бк/м3

11 мЗв4

Примечания. 1. При облучениях от различных источников сумма отношений регламентируемой для каждого источника величины к ее годовому пределу не должна превышать единицу.

2. Сумма отношений регламентируемой величины к ее допустимому пределу для всех природных источников не должна превышать единицу.

3. Годовые эффективные дозы для населения рассчитаны с учетом лозовых коэффициентов (в НРБ-99 не указаны).

4. В отмеченных случаях под ЭРОА подразумевается сумма (ЭРОА Rn + 4,6 ЭРОА Tn).

Нормами радиационной безопасности (НРБ-99) допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных радионуклидов, для населения не устанавливается, но вводится система ограничений на облучение населения от отдельных природных источников ионизирующего излучения. Так при отводе участков под строительство жилых домов и зданий общественного и производственного назначения необходима проверка территории на мощность дозы гамма-излучения, которая не должна превышать 0,3 мкГр/ч. Плотность потока радона с поверхности почвы не должна превышать 80 мБк/м2×с при строительстве жилых домов и зданий общественного назначения и 250 мБк/м2×с при строительстве производственных зданий. При проектировании новых зданий жилищного и общественного назначения должно быть предусмотрено, чтобы среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних изотопов радона и торона в воздухе помещений ЭРОАRn + 4,6 ЭPOATn не превышала 100 Бк/м3, а мощность эффективной дозы гамма-излучения не превышала таковую 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 усиление их вентиляции. Защитные мероприятия должны проводиться также в случае превышения мощности эффективной дозы гамма-излучения в помещениях по сравнению с открытой местностью на 0,2 мкЗв/ч.

Для своевременного принятия мер против сверхнормативного накопления радиоактивной эманации в воздухе внутри зданий необходимо постоянно или периодически замерять объемную активность радона специальными приборами. Активность радона в пробах воздуха измеряется альфа-радиометрами (радиометрами радона). Для определения объемной активности радона через барботер с активированным углем прокачивается проба воздуха. Находящийся в воздухе радон полностью сорбируется углем. Затем с помощью азота сорбированный радон переводится в вакуумную камеру прибора, где и замеряется его объемная активность в Бк/м3. Чувствительность такого метода очень высокая (до 0,01 Бк/м3). Объемную активность радона можно замерять более производительными, но менее чувствительными методами на гамма-спектрометрах, которые основаны на определении концентрации твердых продуктов распада радона.

Современные приборы позволяют производить непрерывное слежение за активностью эманации с автоматической регистрацией суммарной активности газообразных радионуклидов за равные промежутки времени (например, за 1 час, 1 сутки и т.д.). Результаты слежения выводятся на печатающее устройство или монитор. Кроме того, отечественная промышленность выпускает сигнализатор-экспозиметр радона «СЭР-01» для оповещения об опасном превышении концентрации радона внутри зданий.

Уровень радиоактивности внутри помещений в первую очередь зависит от качества строительных материалов, содержащих естественные радионуклиды. Радиоактивность природных материалов обычно характеризуется удельной активностью нормируемых радионуклидов, к которым относятся: радий-226, торий-232 (или торий-228) и калий-40. Удельная активность естественных радионуклидов определяется с помощью гамма-спектрометров, которые работают по принципу сравнения скорости счета от калибровочного источника и исследуемой пробы в стандартных каналах, соответствующих определенным энергетическим диапазонам гамма-спектра. Обычно гамма-спектрометры  настроены на следующие энергетические окна:

для регистрации калия-40 – 1461 кэВ;

для регистрации тория-232 – 2600 кэВ;

для регистрации радия-226 – 1760 и 1120 кэВ.

Источниками облучения населения могут быть материалы и изделия с повышенным содержанием как искусственных, так и естественных радионуклидов. Критерием для принятия решения о возможности применения в хозяйственной деятельности сырья, материалов и изделий, содержащих радионуклиды, является ожидаемая индивидуальная годовая эффективная доза облучения, которая при планируемом виде их использования не должна превышать 10 мкЗв. На использование любых материалов, изделий и сырья с удельной активностью менее 0,3 кБк/кг не вводится никаких ограничений. Сырье, материалы и изделия с удельной бета-активностью от 0,3 до 100 кБк/кг или с удельной альфа-активностю от 0,3 до 10 кБк/кг, или с активностью трансурановых радионуклидов от 0 до 1 кБк/кг подлежат обязательному радиационному контролю и могут ограниченно использоваться только с разрешения органов государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

В случае аварийных ситуаций на объектах атомной энергетики и техногенных загрязнений население может быть подвергнуто радиационному воздействию в дозах, во много раз превосходящих допустимые уровни. При прохождении радиоактивного облака люди подвергаются внешнему облучению и внутреннему действию вдыхаемых радиоактивных газов и пыли. Внутреннее облучение может усиливаться в результате потребления загрязненных радионуклидами воды и пищевых продуктов. Основная роль во внешнем и внутреннем облучении человека в этом случае принадлежит твердым радиоизотопам цезия, стронция, йода, плутония, америция, циркония, бария, рутения, ниобия, а также радиоактивным газам – криптону-85 и ксенону-133.

Таблица 32 – Эффективный период полувыведения искусственных
радионуклидов, сутки

Радионуклид   

Орган накопления     

Тфиз.     

Тбиол.

Тэфф.

3Н (тритий)

все тело

4,5´103

12

12

24Na

все тело

0,63

11

0,6

32Р

кости

14,3

1155

14,1

131J

щитовидная железа

8

138

7,6

137Cs

селезенка

1,1´104

140

140

210Ро

мышцы

138,4

60

42

На время прохождения радиоактивного облака необходимо укрыться в помещениях с закрытыми окнами и дверьми или в подвалах.

В дальнейшем рекомендуется прием средств, повышающих устойчивость организма по отношению к радиации (радиопротекторов). Особенно важно как можно быстрее ввести в организм стабильный изотоп йода в дозе 125 мг для взрослых и 40 мг для детей и затем повторять эту процедуру ежесуточно в течение всего срока пребывания на загрязненной радионуклидами территории (но не более 10 суток для взрослых и 2 суток для детей до 3 лет и беременных женщин). Своевременный прием стабильного изотопа йода может обеспечить 100% защиту щитовидной железы от радионуклида J-131.

Для защиты органов дыхания от радиоактивной пыли следует применять респираторы. Большое значение для защиты тела от радиации имеет личная гигиена, главная цель которой – своевременное удаление с поверхности кожи и одежды радиоактивной пыли. Для этой процедуры рекомендуются дезактивирующие средства в виде паст или обыкновенное хозяйственное мыло.

После прохождения радиоактивного облака происходит загрязнение радионуклидами земной поверхности, а, следовательно, пастбищ, садов, огородов и полей. Постепенно радиоактивные вещества проникают вглубь почвы, откуда впитываются корнями растений, а затем по пищевой цепочке  проникают в организм человека. Продвижение радионуклидов по пищевым цепям сопровождается увеличением их концентрации в каждом звене цепи. К примеру, в пищевой цепи арктической зоны, лишайник – олень – человек, концентрация цезия-137 увеличивается в 10 раз. Значительно снижают тяжесть лучевого воздействия так называемые радиопротекторы (радиационные защитники). В первую очередь к таким веществам относятся витамины и растения, содержащие в своей структуре большое количество пектинов: гранат, черноплодная рябина, смородина, клюква, свекольный и морковный соки, настойки женьшеня, золотого корня, элеутерококка китайского. На основе природных лекарственных веществ разработаны всевозможные препараты, рекомендуемые в качестве средств защиты при хроническом действии ионизирующих излучений. Ю.Б. Кудряшов и Е.Н. Гончаренко (1999) называют их адаптогенами. К числу зооадаптогенов относятся: препарат Турдыева, выделенный из тканей черепахи, ядов змей, пауков, скорпионов. Из фитопрепаратов для профилактики и лечения лучевой болезни рекомендуются микстуры «Ку-шен» и «Кушенсу», выделенные из корней бобовых растений, полисахаридные экстракты из съедобных грибов (в том числе препарат «Джинер»), микстура «ЭЧХЛ» из чистотела, экстракт Као, выделенный из корневища горца многоцветного, и многие другие средства, приготовленные из природного материала.

При проживании в условиях повышенной радиации необходимо сбалансированное питание, обильное питье. Нужно как можно больше употреблять соков, витаминов, грецких орехов, редьку, хрен, чеснок, лук, гречневую и овсяную крупы, творог, масло, сметану. Костные бульоны, холодец, кофе, яйца и косточковые фрукты должны быть исключены из рациона. Очень полезна сауна.

Чтобы правильно выбрать состав дневного рациона при проживании на местности, загрязненной радионуклидами, важно ориентироваться в способности накопления этих элементов различными растениями и организмами разных животных. Особому контролю на содержание радионуклидов подлежит питьевая вода. Нормы радиационной безопасности строго лимитируют содержание искусственных радионуклидов в питьевой воде, создающих эффективную дозу меньше 0,1 мЗв за год, не требуется проведения мероприятий по снижению ее радиоактивности. Этому значению дозы при потреблении воды в количестве 2 кг в сутки соответствуют средние значения удельной активности за год. При совместном присутствии в воде нескольких радионуклидов должно
выполняться условие:

å  (Аi : УВi) £ 1,

где  Аi удельная активность i-того радионуклида в воде;

УВi – соответствующий уровень вмешательства (приведен в табл. П-2 НРБ-99).

Предварительная оценка допустимости использования воды для питьевых целей может быть дана по удельной суммарной альфа- и бета-активности, которая не должна превышать 0,1 и 1,0 Бк/кг соответственно. При обнаружении в воде трития, углерода-14 и тория-232 определение удельной активности этих радионуклидов в воде обязательно. Уровень вмешательства для радона-222 в питьевой воде составляет 60 Бк/кг. Для минеральных и лечебных вод устанавливаются специальные нормативы.

В чрезвычайных ситуациях реальное количество радионуклидов в поверхностных водах может превышать эти нормы в десятки и сотни раз. В этих условиях население должно быть оснащено фильтрами коллективного и индивидуального пользования. Для заполнения фильтров применяются тонкодисперсные сорбенты на основе природных цеолитов или искусственных материалов – полипропилена и полиэтилентетрафталата. Эти же сорбенты используют для очистки воды от радионуклидов на водозаборах и водоочистных станциях.

Одной из актуальных проблем современной радиоэкологии является защита населения от распространения радионуклидов через подземные воды. Водоносные горизонты должны быть надежно защищены от источников радиации. Для этого через пробуренные скважины предлагается закачивать полимерный отверждающий реагент «Буретан», который при соприкосновении с водой способен быстро образовывать пластичную каучукообразную массу, которая затем переходит в твердое состояние, создавая водонепроницаемые барьеры (Шарипов, 1999).

Предыдущая