Контроль мощности эквивалентной дозы гамма-излучения на строительных объектах города Москвы

Автор: Борисенко Е.А. 
ГБУ ЦЭИИС

f5b1d093361dede1371682417cdef47f.jpg

Основную часть облучения всё население Земли получает от естественных источников радиации. Фоновое излучение сопровождало всю историю возникновения и развития жизни на Земле, являясь важным фактором мутагенеза, существенного для эволюции живых организмов в биосфере. Радиационный фон Земли складывается из трех компонентов:

  1. Естественный фон излучения – космическое излучение и излучение от рассеянных в земной коре, воздухе и других объектах внешней среды природных радионуклидов;
  2. Технологически повышенный радиационный фон – облучение от естественных радионуклидов, повышенное в результате технической деятельности человека;
  3. Излучение от искусственных (техногенных) радионуклидов и других источников излучения, созданных человеком (ядерные взрывы, сбросы и выбросы предприятиями ядерного топливного цикла и прочее).

Внешнее облучение людей происходит на открытой местности, на территории населенных пунктов, а также в жилых, общественных и производственных помещениях от космического излучения и излучения природных источников. Основной вклад в дозу внешнего излучения вносят гамма-кванты (гамма-фон). Гамма-излучение – это вид электромагнитного излучения, характеризующийся чрезвычайно малой длиной волны – менее 2⋅10- 10 м. Условно различают: нормальный фон, который для большинства территорий России составляет величину, изменяющуюся в пределах (0,05 ÷ 0,30) мкЗв/ч; повышенный – до (1,5 ÷ 2) мкЗв/ч и аномально высокий естественный радиационный фон. 

На территории России годовая доза внешнего облучения в областях с нормальным фоном варьирует от 0,4 до 2 мЗв. Средняя годовая доза внешнего облучения (космического и наземного) составляет около 1 мЗв. Основной причиной технологически повышенного радиационного фона является извлечение радиоактивной породы на поверхность земли и строительство жилых зданий. Если человек находится в помещении, доза внешнего облучения изменяется за счет двух противоположно действующих факторов: экранирование внешнего излучения конструкциями здания и облучение за счет естественных радионуклидов, находящихся в материалах, из которого сделаны конструкции здания. 

В зависимости от концентрации изотопов калия-40, радия-226 и тория-232 в различных строительных материалах мощность дозы в домах изменяется от 0,10 до 0,40 мкЗв/ч. Например, в гранитном щебне, который используется для бетонов содержится около 1000-1500 Бк/кг калия-40, тогда как в песчаниках и известняках соответственно 370 и 90 Бк/кг. Урана в гранитном щебне в 2-3 раза, а тория – в 3-10 раз больше, чем в песчаниках и известняках. В среднем в кирпичных, каменных и бетонных зданиях мощность дозы в 2-3 раза выше, чем в деревянных.Проблема контроля воздействия ионизирующего излучения на человека возникла с момента открытия «радиоактивности» французским физиком Антуан Анри Беккерелем в 1896 году. Опасность, исходящая от ионизирующего излучения, потребовала введения соответствующих защитных и ограничительных мероприятий. 

Зарождение радиационной безопасности началось с разработки первых рекомендаций по защите работников от переобучения рентгеновскими лучами и радием Британским рентгеновским обществом в 1921 году. В 1928 году на втором Международном конгрессе по радиологии в ответ на растущую обеспокоенность медицинского сообщества последствиями ионизирующего излучения был учрежден Международный комитет по рентгеновской и радиевой защите. Чтобы лучше учитывать использование излучения за пределами медицинской сферы, комитет был реорганизован в Международную Комиссию по Радиационной Защите (далее-МКРЗ) в 1950 году. 

С началом применения атомного оружия в 1945 году, а затем и мирного использования атомной энергии значительно расширился круг задач, стоящих перед обеспечением радиационной безопасностью. Новые данные по отдаленным последствиям облучения привели к пересмотру существовавших стандартов безопасности. В рекомендациях МКРЗ 1954 года были заложены основы современной беспороговой концепции, что означало признание опасности любых доз излучения, которые превышают дозы от естественного радиационного фона. Впервые было рекомендовано ограничение дозы не только для профессионалов, но и для населения в целом. Современный этап в развитии норм радиационной безопасности начался в 1958 году, с выпуском официальной первой публикации МКРЗ.

Контроль радиационной безопасности по опыту ГБУ ЦЭИИС

В данной статье будет рассмотрен вопрос контроля таких показателей радиационной безопасности, как мощность эквивалентной дозы гамма-излучения на территориях под строительство и в помещениях зданий и сооружений, вводимых в эксплуатацию. Поскольку гамма-излучение вносит наибольший вклад в формирование дозы внешнего излучения, обусловленного радиационным фоном Земли. Оценку соответствия значений мощности эквивалентной дозы гамма-излучения на территориях города Москвы, отведенных под строительство и в помещениях зданий и сооружений, вводимых в эксплуатацию, требованиям нормативной и проектной документации в рамках государственного строительного надзора, проводят специалисты Отдела Санитарно-экологического и радиационного контроля ГБУ «ЦЭИИС».

Измерение значений мощности эквивалентной дозы гамма-излучения на территориях, отведенных под строительство, осуществляются в соответствии с МУ 2.6.1.2398-08 «Радиационный контроль и санитарно-эпидемиологическая оценка земельных участков под строительство жилых домов, зданий и сооружений общественного и производственного назначения в части обеспечения радиационной безопасности». Измерения проводят в два этапа. Первый этап – это проведение поисковой гамма-съемки территории. Целью данного этапа является выявление и локализация радиационных аномалий. Измерения на первом этапе проводят при помощи поисковых дозиметров-радиометров, таких как МКС АТ1117М (рис. 1) и ДКС-96 (рис. 1а).

dac411b456bc83cc5a5a0370edf610bc.jpg

Перед проведением поисковой гамма-съемки специалисты проводят регносцировку территории, отведенной под строительство, с целью оценки доступности территории для прохода по прямолинейным профилям. Под прямолинейными профилями понимают маршрутные линии, по которым проходит специалист, проводя измерения мощности эквивалентной дозы гамма-излучения. Выполнение поисковой гамма-съемки осуществляют путём прохода территории по прямолинейным профилям, расстояние между которыми зависит от площади территории, отведенной под строительство, непрерывно контролируя показания поискового дозиметра-радиометра. 

Во время прохода по прямолинейным профилям блок детектирования дозиметра-радиометра должен совершать зигзагообразные движения перпендикулярно направлению прохождения выбранного профиля и находиться на расстоянии около 10-30 см от земли и не ближе 50 см от оператора. Исходя из полученных значений мощности эквивалентной дозы гамма-излучения, специалисты формируют вывод о наличии или отсутствии на территории радиационных аномалий.

1ec3d6da7121617e27034f67cf40fb5c.jpg

Далее переходят ко второму этапу работ – это измерение значений мощности эквивалентной дозы гамма-излучения в контрольных точках. Контрольные точки равномерно распределяют по всей обследуемой территории. В число контрольных включают точки, в которых зафиксированы максимальные значения мощности эквивалентной дозы гамма-излучения при проведении поисковой гамма-съемки. Количество контрольных точек рассчитывается исходя из 10 точек на 1 га, но не менее 5 на территории меньшей площади. Измерения в контрольной точке проводят на высоте 1 метр от поверхности земли.

1442dd6ac0bb4ee9bf801c394c0d756c.jpg

Измерение значений мощности эквивалентной дозы гамма-излучения в помещениях зданий и сооружений, проводят в соответствии с МУ 2.6.1.2838-11 «Радиационный контроль и санитарно-эпидемиологическая оценка жилых, общественных и производственных зданий и сооружений после окончания их строительства, капитального ремонта, реконструкции по показателям радиационной безопасности».

Определение надфоновой мощности эквивалентной дозы гамма-излучения в помещениях зданий и сооружений подразделяется на два вида работ: измерение значений мощности эквивалентной дозы гамма-излучения на территории обследуемого здания или сооружения и измерение значений мощности эквивалентной дозы гамма-излучения в помещениях обследуемого здания или сооружения. Под надфоновой мощностью эквивалентной дозы гамма-излучения понимают превышение значений мощности эквивалентной дозы гамма-излучения в помещениях зданий или сооружений над фоном местности, то есть над значениями мощности эквивалентной дозы гамма-излучения на территории обследуемого здания или сооружения. 

Для получения значений фоновой мощности эквивалентной дозы гамма-излучения на территории обследуемого здания или сооружения измерения проводят не менее чем в пяти контрольных точках. Контрольные точки располагают на расстоянии от 30 до 100 метров от обследуемого здания (сооружения), предпочтительно на территории с естественным грунтом.Далее работы проводят непосредственно в здании (сооружении). Работы по измерению значений мощности эквивалентной дозы гамма-излучения в помещениях зданий (сооружений) проводят в два этапа. На первом этапе осуществляют поисковую гамма-съемку поверхностей ограждающих конструкций во всех помещениях обследуемого здания (сооружения). 

Обследуемые помещения обходят по их периметру, поводя измерения значений мощности эквивалентной дозы гамма-излучения от поверхностей стен помещения на высоте от 10 см до 1,0 м от пола и на расстоянии от стен помещения от 10 см до 30 см. Далее помещения проходят по диагоналям, проводя измерения на высоте от 10 см до 30 см от поверхности пола помещения. По результатам поисковой гамма-съемки формируют вывод о наличии или отсутствии локальных радиационных аномалии в ограждающих конструкциях помещений здания (сооружения).

385a01a7def7e8dad73eb2b0b603fe80.jpg

На втором этапе работ в помещениях зданий (сооружений) проводят измерения значений мощности эквивалентной дозы гамма-излучения в контрольных точках. Объем контролируемых помещений в здании или сооружении зависит от общего числа квартир или помещений, наличия достоверных сведений о показателях радиационной безопасности территории, отведенной под строительство, и содержании природных радионуклидов в строительном сырье и материалах. В число контролируемых обязательно включают помещения, в которых зафиксированы максимальные показания поисковых дозиметров-радиометров. 

Измерения мощности эквивалентной дозы гамма-излучения в каждом выбранном для контроля помещении проводят в контрольной точке, расположенной в центре помещения на высоте 1 м от пола. Количество измерений в каждой контрольной точке и время проведения измерений зависит от вида применяемого дозиметра-радиометра или дозиметра. К дозиметрам (дозиметрам-радиометрам), используемым для проведения измерений в контрольных точках на территории и в помещениях зданий (сооружений) относятся дозиметр-радиометр ДСК-96 с блоком детектирования БДМГ-96, дозиметр-радиометр МКС-АТ6130А (рис. 5), дозиметр гамма-излучения ДКГ-02У «Арбитр» (рис. 5а) и другие с аналогичными характеристиками.

1a8e4988f1da34a1f164a3b232e16b00.jpg

Полученные в ходе выполнения работ результаты изменений сопоставляются с нормативными значениями мощности эквивалентной дозы гамма-излучения в помещениях зданий и сооружений и на территориях, отведенных под строительство, установленными следующими основными документами:

  • СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)»;
  • СП 2.6.1.2612-10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)»;
  • СанПиН 2.6.1.2800-10 «Гигиенические требования по ограничению облучения населения за счёт природных источников ионизирующего излучения».

За период с начала 2022 года специалистами Отдела Санитарно-экологического и радиационного контроля ГБУ «ЦЭИИС» проведено более 200 проверок значений мощности эквивалентной дозы гамма-излучения на строительных объектах города Москвы. Результаты проверок территорий, отведенных под строительство, показали, что значения соответствуют нормальному радиационному фону и находятся в пределах от 0,05 до 0,2 мкЗв/ч, при допустимой норме 0,3 мкЗв/ч - для территорий под строительство жилых и общественных зданий и 0,6 мкЗв/ч – для территорий под строительство производственных зданий и сооружений. Проверки зданий и сооружений не выявили отклонений значений мощности эквивалентной дозы гамма-излучения от допустимых норм: 0,2 мкЗв/ч – в помещениях жилых и общественных зданий и 0,6 мкЗв/ч – в помещениях производственных зданий и сооружений.

Выводы

Подводя итоги рассмотрения вопроса о контроле значений мощности эквивалентной дозы гамма-излучения на территориях предназначенных для строительства жилых зданий и в помещениях зданий и сооружений можно сделать следующие выводы:

  1. В практике строительства превышение допустимых норм встречается достаточно редко.
  2. Не выявленное вовремя нарушение может привести к необратимым последствиям для здоровья человека и будущих поколений.
  3. Контроль показателей радиационной безопасности является абсолютно необходимым мероприятием при строительстве зданий и сооружений.

_______________________________________________

Список использованной литературы

  1. Голиков И.Г. Лекции по дозиметрии и защите. СПб.: Политехн. ун-т, 2016.
  2. Ким Д., Геращенко Л.А. Радиационная экология: учеб. пособие. Братск: ГОУ ВПО «БрГУ», 2010.
  3. Давыдов М.Г., Бураева Е.А., Зорина Л.В., Малышевский В.С., Стасов В.В. Радиоэкология: учебник для вузов. Ростов-на-Дону: Феникс, 2013.
  4. Кузнецов В. М., Никитин В. С., Хвостова М. С. Радиоэкология и радиационная безопасность. Москва: ООО «НИПКЦ Восход-А», 2011.
  5. Методические указания. МУ 2.6.1.2398-08 «Радиационный контроль и санитарно-эпидемиологическая оценка земельных участков под строительство жилых домов, зданий и сооружений общественного и производственного назначения в части обеспечения радиационной безопасности».
  6. Методические указания. МУ 2.6.1.2838-11 «Радиационный контроль и санитарно-эпидемиологическая оценка жилых, общественных и производственных зданий и сооружений после окончания их строительства, капитального ремонта, реконструкции по показателям радиационной безопасности».
  7. Санитарные нормы. СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)».
  8. Свод правил. СП 2.6.1.2612-10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)».
  9. Санитарные нормы. СанПиН 2.6.1.2800-10 «Гигиенические требования по ограничению облучения населения за счёт природных источников ионизирующего излучения».
  10. Рекомендации.РМГ 78-2005 «Рекомендации по межгосударственной стандартизации. Государственная система обеспечения единства измерений. Излучения ионизирующие и их измерения. Термины и определения».

Автор статьи: инженер-эксперт отдела «Санитарно-экологического и радиационного контроля» ГБУ ЦЭИИС Борисенко Е.А.

Комментарии (0)

Пожалуйста, авторизуйтесь или зарегистрируйтесь для комментирования!