Обоснование соответствия питьевой воды требованиям радиационной безопасности
На основании ст. 9 Федерального закона «О радиационной безопасности населения» №3-ФЗ от 09.01.1996г. государственное нормирование в области обеспечения радиационной безопасности осуществляется путем установления санитарных правил, норм, гигиенических нормативов, правил радиационной безопасности, государственных стандартов, строительных норм и правил, правил охраны труда, распорядительных, инструктивных, методических и иных документов по радиационной безопасности.
На территории Российской Федерации устанавливаются следующие основные гигиенические нормативы (допустимые пределы доз) облучения в результате использования источников ионизирующего излучения - для населения средняя годовая эффективная доза равна 0,001зиверта или эффективная доза за период жизни (70 лет) – 0,07 зиверта.
Регламентируемые значения не включают в себя дозы, создаваемые естественным радиационным и техногенно измененным радиационным фоном.
В соответствии с ст. 16 Федерального закона «О радиационной безопасности населения» №3-ФЗ от 09.01.1996г. продовольственное сырье, пищевые продукты, вода должны отвечать требованиям к обеспечению радиационной безопасности и подлежат производственному контролю.
Согласно Методическим указаниям МУ 2.6.1.1981-05 «Радиационный контроль и гигиеническая оценка источников питьевого водоснабжения и питьевой воды по показателям радиационной безопасности. Оптимизация защитных мероприятий источников питьевого водоснабжения с повышенным содержанием радионуклидов» (далее МУ) - подготовка питьевой воды - технологический процесс обработки воды для приведения ее состояния в соответствие с установленными нормативами качества питьевой воды. Природные радионуклиды - радиоактивные элементы рядов урана (238U) и тория (232Th), а также калий-40 (40K), тритий (3H), углерод-14 (14C) и др., существующие в природе независимо от деятельности человека.
Повышенные уровни содержания природных радионуклидов (в рамках данного документа) - удельная активность природных радионуклидов, превышающая уровни вмешательства УВвода, приведенные в приложении П-2а НРБ-99/09.
Требования по обеспечению радиационной безопасности населения при потреблении питьевой воды регламентированы НРБ-99/09 и СП 2.6.1.1292-2003 и включают следующие основные положения:
- при содержании природных и искусственных радионуклидов в питьевой воде, создающих эффективную дозу облучения населения меньше 0,1 мЗв/год, не требуется проведения мероприятий по снижению ее радиоактивности;
- критерием непревышения указанной дозы за счет питьевой воды является содержание отдельных радионуклидов в воде ниже уровня вмешательства (УВ) для стандартного водопотребления 730 кг в год;
- при совместном присутствии в воде нескольких радионуклидов доза облучения населения не превысит 0,1 мЗв/год, если для них выполняется условие:
SUMi (Ai/УВi) <= 1, (1)
где: Аi - удельная активность i-го радионуклида в воде, Бк/кг;
УВi - соответствующий уровень вмешательства для i-го радионуклида, Бк/кг.
При этом эффективная доза облучения населения за счет содержания искусственных радионуклидов в питьевой воде не должна превышать 0,1 мЗв/год.
При невыполнении условия (1) проводится оценка доз внутреннего облучения населения за счет потребления воды и рассматривается вопрос о целесообразности разработки и осуществления защитных мероприятий с учетом принципа оптимизации.
Если содержание природных радионуклидов в питьевой воде создает эффективную дозу облучения населения более 1,0 мЗв/год, то поиск и переход на альтернативный источник водоснабжения населения осуществляется в безотлагательном порядке.
Для предварительной оценки соответствия питьевой воды требованиям радиационной безопасности используются измеренные значения удельной суммарной альфа - (Аальфа) и бета-активности (Абета) проб и абсолютные неопределенности их измерения (Uальфа) и (Uбета).
Вода соответствует требованиям радиационной безопасности, если одновременно выполняются следующие условия:
Аальфа + Uальфа <= 0,1 Бк/кг; (2)
Абета + Uбета <= 1,0 Бк/кг; (3)
АR№ + UR№ <= 60 Бк/кг. (4)
Оценка доз облучения населения за счет потребления питьевой воды
В случае стабильного присутствия радионуклидов в питьевой воде выше УВвода производится оценка доз внутреннего облучения населения и/или отдельных групп населения, подвергающихся наибольшему облучению за счет потребления питьевой воды с повышенным содержанием радионуклидов.
Среднее значение индивидуальной годовой эффективной дозы внутреннего облучения (Е) при потреблении питьевой воды рассчитывается по формуле:
Е = 103 х SUMi di x M x Ai , мЗв/год, (5)
где:
М - среднее годовое потребление питьевой воды, кг/год;
Аi - среднегодовое значение удельной активности i-го радионуклида в воде источников питьевого водоснабжения жителей населенного пункта (района и т.п.), Бк/кг;
d - дозовые коэффициенты, численные значения которых принимаются в соответствии с Приложениями 3а и 3б настоящих МУ, Зв/Бк.
При отсутствии данных о годовом потреблении питьевой воды расчеты допускается проводить исходя из данных стандартного потребления питьевой воды 730 кг в год.
По формуле (5) рассчитывается вклад всех природных радионуклидов в облучение населения за счет питьевой воды, кроме радона.
Критическим путем облучения населения за счет радона, содержащегося в питьевой воде, является переход его в воздух помещений и последующее ингаляционное поступление короткоживущих дочерних продуктов радона в организм.
Вклад питьевой воды в содержание радона в воздухе помещений ориентировочно можно оценить по скорости поступления радона в процессе дегазации воды:
Uв = АR№ x Qв х эпсилон / V, (6)
где:
АR№ - концентрация радона в воде, Бк/куб. м;
Q - количество воды, используемой в единицу времени, куб. в м/ч;
эпсилон - эффективность дегазации;
V - объем эталонного дома (квартиры), 250 куб. м.
ПРИЛОЖЕНИЕ 3а (МУ)
Дозовые коэффициенты для отдельных радионуклидов
рядов урана и тория при их пероральном поступлении
в организм взрослых жителей, Зв/Бк
|
|
Дозовые коэффициенты для основных радионуклидов ряда 238U, Зв/Бк
Дозовые коэффициенты для основных радионуклидов ряда 232Th, Зв/Бк
ПРИЛОЖЕНИЕ 3б (МУ)
Дозовые коэффициенты для отдельных радионуклидов
рядов урана и тория при их пероральном поступлении
в организм критической группы, Зв/Бк
Дозовые коэффициенты для основных радионуклидов ряда 238U, Зв/Бк
Дозовые коэффициенты для основных радионуклидов ряда 232Th, Зв/Бк
ПРИЛОЖЕНИЕ 2а к НРБ – 99/09
Значения дозовых коэффициентов эпсилон (мЗв/Бк) при поступлении радионуклидов в организм взрослых людей с водой и
уровни вмешательства УВ (Бк/кг)
по содержанию радионуклидов
в питьевой воде
|
Нуклид |
эпсилон, |
УВ, Бк/кг |
Нуклид |
эпсилон, |
УВ, Бк/кг |
|
H-3 |
1,8 - 8 |
7600 |
Tc-97 |
6,8 - 8 |
2000 |
|
Be-7 |
2,8 - 8 |
4900 |
Tc-97m |
5,5 - 7 |
250 |
|
C-14 |
5,8 - 7 |
240 |
Tc-99 |
6,4 - 7 |
210 |
|
Na-22 |
3,2 - 6 |
43 |
Ru-97 |
1,5 - 7 |
910 |
|
P-32 |
2,4 - 6 |
57 |
Ru-103 |
7,3 - 7 |
190 |
|
P-33 |
2,4 - 7 |
570 |
Ru-106 |
7,0 - 6 |
20 |
|
S-35 |
7,7 - 7 |
178 |
Rh-105 |
3,7 - 7 |
370 |
|
Cl-36 |
9,3 - 7 |
150 |
Pd-103 |
1,9 - 7 |
720 |
|
Ca-45 |
7,1 - 7 |
190 |
Ag-105 |
4,7 - 7 |
290 |
|
Ca-47 |
1,6 - 6 |
86 |
Ag-110m |
2,8 - 6 |
49 |
|
Sc-46 |
1,5 - 6 |
91 |
Ag-111 |
1,3 - 6 |
110 |
|
Sc-47 |
5,4 - 7 |
250 |
Cd-109 |
2,0 - 6 |
69 |
|
Sc-48 |
1,7 - 6 |
81 |
Cd-115 |
1,4 - 6 |
98 |
|
V-48 |
2,0 - 6 |
69 |
Cd-115m |
3,3 - 6 |
42 |
|
Cr-51 |
3,8 - 8 |
3600 |
In-111 |
2,9 - 7 |
470 |
|
Mn-51 |
9,3 - 8 |
1500 |
In-114m |
4,1 - 6 |
33 |
|
Mn-52 |
1,8 - 6 |
76 |
Sn-113 |
7,3 - 7 |
190 |
|
Mn-53 |
3,0 - 8 |
4600 |
Sn-125 |
3,1 - 6 |
44 |
|
Mn-54 |
7,1 - 7 |
193 |
Sb-122 |
1,7 - 6 |
81 |
|
Fe-55 |
3,3 - 7 |
420 |
Sb-124 |
2,5 - 6 |
55 |
|
Fe-59 |
1,8 - 6 |
76 |
Sb-125 |
1,1 - 6 |
120 |
|
Co-56 |
2,5 - 6 |
55 |
Te-123m |
1,6 - 6 |
86 |
|
Co-57 |
2,1 - 7 |
650 |
Te-127 |
1,7 - 7 |
810 |
|
Co-58 |
7,4 - 7 |
190 |
Te-127m |
2,3 - 6 |
60 |
|
Co-60 |
3,4 - 6 |
40 |
Te-129 |
6,3 - 8 |
2100 |
|
Ni-59 |
6,3 - 8 |
2200 |
Te-129m |
3,0 - 6 |
46 |
|
Ni-63 |
1,5 - 7 |
910 |
Te-131 |
8,7 - 8 |
1600 |
|
Zn-65 |
3,9 - 6 |
35 |
Te-131m |
1,9 - 6 |
72 |
|
Ge-71 |
1,2 - 8 |
11400 |
Те-132 |
3,8 - 6 |
36 |
|
As-73 |
2,6 - 7 |
530 |
I-123 |
2,1 - 7 |
650 |
|
As-74 |
1,3 - 6 |
110 |
I-125 |
1,5 - 5 |
9,1 |
|
As-76 |
1,6 - 6 |
86 |
I-126 |
2,9 - 5 |
4,7 |
|
As-77 |
4,0 - 7 |
340 |
I-129 |
1,1 - 4 |
1,3 |
|
Se-75 |
2,6 - 6 |
53 |
I-130 |
2,0 - 6 |
69 |
|
Br-82 |
5,4 - 7 |
250 |
I-131 |
2,2 - 5 |
6,2 |
|
Rb-86 |
2,8 - 6 |
49 |
Cs-129 |
6,0 - 8 |
230 |
|
Sr-85 |
5,6 - 7 |
240 |
Cs-131 |
5,8 - 8 |
240 |
|
Sr-89 |
2,6 - 6 |
53 |
Cs-132 |
5,0 - 7 |
27 <...> |
|
Sr-90 |
2,8 - 5 |
4,9 |
Cs-134 |
1,9 - 5 |
7,2 |
|
Y-90 |
2,7 - 6 |
51 |
Cs-135 |
2,0 - 6 |
69 |
|
Y-91 |
2,4 - 6 |
57 |
Cs-136 |
3,0 - 6 |
46 |
|
Zr-93 |
1,1 - 6 |
120 |
Cs-137 |
1,3 - 5 |
1 |
|
Zr-95 |
9,5 - 7 |
140 |
Cs-138 |
9,2 - 8 |
150 |
|
Nb-93m |
1,2 - 7 |
1100 |
Ba-131 |
4,5 - 7 |
30 |
|
Nb-94 |
1,7 - 6 |
81 |
Ba-140 |
2,6 - 6 |
5 |
|
Nb-95 |
5,8 - 7 |
240 |
La-140 |
2,0 - 6 |
6 |
|
Mo-93 |
3,1 - 6 |
44 |
Ce-139 |
2,6 - 7 |
53 |
|
Mo-99 |
6,0 - 7 |
220 |
Ce-141 |
7,1 - 7 |
19 |
|
Tc-96 |
1,1 - 6 |
120 |
Ce-143 |
1,1 - 6 |
12 |