Онкологический диспансер (ркод) мз рт по улице Сибирский тракт, 29, г. Казань

Вид материала

Документы

Содержание 2Охрана атмосферного воздуха от загрязнения радиоактивными веществами Исходные данные Выделение радионуклидов в атмосферу при нормальной работе Выделение радионуклидов в атмосферу при авариях Расчет загрязнения атмосферного воздуха радиоактивными веществами Внешнее облучение D – доза внешнего облучения за год, мЗв ПДВ – предельно допустимый выброс, Бк/год G – метеорологический фактор разбавления для приземного слоя атмосферы,с/м G – фактор разбавления, с/м Санитарно-защитная зона Допустимый выброс

Подобный материал:

• Общественная Организация «За права человека», 2364.34kb.
• Предложения по комплекту оборудования. Математика, 302.26kb.
• 1. Учреждение Ханты Мансийского автономного округа Югры "Нижневартовский онкологический, 33.67kb.
• Лицензия Министерства Образования рт серия а №343479 420029, г. Казань, ул. Сибирский, 29.76kb.
• Департамент здравоохранения, 116.47kb.
• Регламент Государственного бюджетного учреждения здравоохранения «Приморский краевой, 511.6kb.
• Сибирский тракт №3 (19) 2010, 390.59kb.
• Адъювантная лучевая терапия рака желудка. 14. 00. 14 онкология 14. 00. 19 лучевая диагностика,, 304.24kb.
• Г. Томск, Московский тракт, 2 e-mail: fpk@ssmu net, 912.48kb.
• Пресс-релиз -я специализированная выставка рекламных технологий, 51.44kb.

2ОХРАНА АТМОСФЕРНОГО ВОЗДУХА ОТ ЗАГРЯЗНЕНИЯ

РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ

1. Основные положения
   

В настоящей части проектной документации произведен расчет доз выбросов радиоактивных веществ в атмосферу от ПЭТ-Центра, размещаемого в реконструируемом радиологическом корпусе ГУЗ «Республиканский клинический онкологический диспансер МЗ Республики Татарстан» г. Казань.

Расчеты радиоактивного загрязнения атмосферного воздуха проведены в соответствии с требованиями:

• «Нормы радиационной безопасности», НРБ-99/2009 [1];
  
• «Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности», ОСПОРБ-99 [2],
  
• «Руководства по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу», ДВ-98 [3].
  

В проекте приведены оценки дозовых нагрузок от выбросов при нормальной работе и при авариях.

Дозовые нагрузки от радиоактивных выбросов на персонал приведены в томе 5746-03-5.7 в части «Расчеты по радиационной безопасности».

2. Исходные данные
   

В ПЭТ-центре проводятся работы с открытыми источниками (радиофармпрепаратами) на основе ультракороткоживущих (УКЖР) нуклидов ¹⁸F, ¹¹С и ¹³N. В процессе работы происходит загрязнение воздуха радионуклидами в результате испарения радиофармпрепаратов.


Краткая характеристика физико-географических и климатических условий района площадки

Для расчета разбавления выброса радиоактивных веществ использовались следующие параметры, принятые с учетом характеристик района площадки:

Для нормальной работы:

• среднегодовая скорость ветра - 4,1 м/с
  
• максимальная повторяемость направлений ветров в одном из восьми секторов, Р = 0,25
  

Для аварии

• скорость ветра - 1,0 м/с
  

Краткое описание системы вентиляции

Воздух из помещений поступает в атмосферу через системы вентиляции без очистки. Воздух от оборудования (боксы, вытяжные шкафы) поступает в атмосферу после очистки от аэрозолей на встроенных фильтрах с коэффициентом очистки 99,99 %.

Выброс в атмосферу производится через шахту на кровле здания.

3. Выделение радионуклидов в атмосферу при нормальной работе
   

Выбросы РФП из здания обусловлены выделением аэрозолей радионуклидов в воздух оборудования (боксы синтеза) при производстве РФП и в воздух помещений при введении РФП пациентам.

Годовая нарабатываемая и потребляемая активность нуклидов, а также поступление активности в систему вентиляции приведены в томе 5746-03-5.7 в части «Технологическая».

Ультракороткоживущие радионуклиды, применяемые в ПЭТ-центре, воздействуют на организм человека, в основном, путем внешнего облучения и путем внутреннего облучения при дыхании. Они имеют одинаковые радиационные характеристики излучения. Так как поступление нуклидов ¹⁸F в атмосферный воздух больше, чем других ультракороткоживущих радионуклидов, а также учитывая период полураспада нуклидов, выброс ¹¹С и ¹³N не рассматривался.

Величины выделения радионуклидов в систему вентиляции и в атмосферу при нормальной работе приведены в таблице 4.1.

Таблица 4.1 Выброс активности в атмосферу при нормальной работе

Радионуклид	Период полураспада, мин	Поступление в вентсистему, Бк/год	Коэффициент очистки	Выброс активности в атмосферу, Бк/год
От наработки
18F	110 мин	2,4109	99,99 %	2,4105
От исследований
18F	110 мин	1,9108	-	1,9108

4. Выделение радионуклидов в атмосферу при авариях
   

При наработке радионуклидов в ПЭТ-центре на циклотроне при максимальной проектной аварии происходит прожог мишени с ¹⁸F. Принято, что вся активность мишени поступает в воздух помещения и без очистки выбрасывается в атмосферу.

Максимальными проектными авариями при работе с РФП являются аварии, связанные с проливом РФП. Принято, что за год происходит 20 частичных проливов из шприцев в процедурных. При оценке доз от частичных проливов РФП в процедурных помещениях принято, что проливается 10 % активности шприца.

Выделение активности в воздух процедурной при авариях принято равным 0,01 % от активности пролитого вещества.

Величины выделения радионуклидов в систему вентиляции и в атмосферу приведены в таблице 4.2.

Таблица 4.2 Выброс активности в атмосферу при авариях

Радио-нуклид	Активность пролитого РФП в помещении, Бк/год	Поступление в вентсистему, Бк/год	Выброс в атмосферу, Бк/год
синтез РФП и диагностика
18F	7,4108	7,4104	7,4104
циклотрон, прожог мишени
18F		9,01010	9,01010

5. Расчет загрязнения атмосферного воздуха радиоактивными веществами
   

1. Методика расчета предельно допустимого выброса (ПДВ) и доз внешнего облучения
   

Загрязнение атмосферного воздуха радионуклидами оценивалось по дозовым нагрузкам, получаемым человеком от выбросов нуклидов.

Выбросы в атмосферу оказывают воздействие на организм человека путем внешнего облучения от облака и внутреннего облучения от поступления при дыхании.

Внешнее облучение при нормальной работе и авариях определяется выбросом ¹⁸F.

При выбросе в атмосферу, воздух, содержащий ультракороткоживущие радионуклиды, является источником гамма-излучения. Размеры потока загрязненного воздуха ограничены в боковых направлениях, поэтому для расчета дозы внешнего облучения источник рассматривался в виде цилиндра. Сечение цилиндра принято в виде полукруга с площадью, равной площади поперечного сечения здания. Расчетная точка рассматривалась на оси цилиндра, что соответствует точке у стены здания. Доза облучения определялась по формуле для полукруглого полубесконечного цилиндра [4]:

,

где: D – доза внешнего облучения за год, мЗв;

8800 – число часов в году;

Г – гамма-постоянная, мЗв·м² /(ч·Бк), для ¹⁸F: Г= 1,610^-10 мЗв·м² /(ч·Бк),

q – среднегодовая объемная активность нуклида в воздухе, Бк/м³,

,

при нормальной работе q = 8,410^-4 Бк/м³,

при аварии q = 6,5 Бк/м³;

Q – годовой выброс, Бк,

при нормальной работе Q = 1,910⁸ Бк/год,

при аварии Q = 9,010¹⁰ Бк;

G – фактор разбавления (см. расчеты п. 4.5.2), с/м³;

G = 1,410^-4 с/м³ для нормальной работы, и 2,310^-3 с/м³ для аварии;

r – радиус полукруга, м, , r = 16,7 м,

S – поперечное сечение здания, м², S = 439 м².

При нормальной работе суммарная доза от внешнего облучения равна 9,410^-8 мЗв в год, а при аварии – 7,310^-4 мЗв в год.

При определении доз внутреннего облучения от выброса радионуклидов в соответствии с ДВ-98 [] произведен расчет годовых предельно допустимых выбросов (ПДВ) нуклидов в атмосферу, которые создают предельно допустимое загрязнение воздуха. Отношение активности выброса к ПДВ принималось равным отношению дозы от выброса к среднегодовому пределу дозы для населения, равному 1 мЗв.

Предельно допустимый выброс от проектируемого объекта определялся по
формуле []:

,

где: ПДВ – предельно допустимый выброс, Бк/год;

3,1510⁷ – расчетное время пребывания людей в расчетной точке при нормальных условиях, с/год;

G – метеорологический фактор разбавления для приземного слоя атмосферы,
с/м³, [];

ДК – среднегодовая допустимая концентрация нуклида в приземном слое воздуха по дыханию [1], Бк/м³;

Допустимая концентрация радионуклидов для населения по ¹⁸F (с малым периодом полураспада) отсутствует в нормативах. В проекте она определены пересчетом допустимой концентрации ¹⁸F для персонала, установленной в таблице приложения П-1 НРБ-99/2009. С учетом пределов доз и объемов вдыхаемого воздуха для персонала группы А и населения, допустимая концентрация по дыханию для населения в 67,5 раз меньше допустимой концентрации для персонала группы А и равна 2,110³ Бк/ м³.

2. Расчет метеорологического фактора разбавления
   

Метеорологический фактор разбавления в приземном слое атмосферы консервативно определялся для точек максимальной приземной концентрации на территории ПЭТ-центра по следующим формулам для низкого выброса [3]:

– при нормальной работе,

– при авариях;

где: G – фактор разбавления, с/м³;

Р – максимальная продолжительность ветра в одном из восьми секторов, в долях,

Р = 0,25;

U – скорость ветра в выбранном направлении для данных условий выброса, м/с; при нормальной работе U = 4,1 м/с, при аварии U = 1 м/с;

S – поперечное сечение здания, м², S = 439 м².

Фактор разбавления для нормальной работы равен 1,410^-4 с/м³,
а для аварии – 2,310^-3 с/м³.

3. Расчет дозовых нагрузок внутреннего облучения от выбросов
   

Результаты расчета дозовых нагрузок от выбросов при дыхании приведены в таблице 4.3.

Таблица 4.3 Дозы внутреннего облучения от выбросов для населения

Радио-нуклид	Допустимая концентрация, Бк/ м3	Выброс в атмосферу, Бк/год	Предельно-допустимый выброс, Бк/год	Отношение дозы от выбросов к пределу дозы
При нормальной работе
18F	2,1103	1,9108	4,81014	4,010-7
При проектных авариях за год
Циклотрон, прожог мишени
18F	2,1103	9,01010	2,91013	3,110-3

При нормальной работе суммарная годовая доза внутреннего и внешнего облучения от выбросов радионуклидов для населения составит 4,910^-7 мЗв.

При максимальных проектных авариях годовая доза для населения составит
3,110^-3 мЗв от внутреннего облучения, а от внешнего облучения – 7,310^-4 мЗв,
суммарно – 3,810^-3 мЗв.

Суммарная годовая доза внешнего и внутреннего облучения от нормальной работы за год и максимальной проектной аварии меньше предела дозы для населения, равного 1,0 мЗв в год.

6. Санитарно-защитная зона
   

ПЭТ-Центр, размещаемый в реконструируемом радиологическом корпусе ГУЗ «Республиканский клинический онкологический диспансер МЗ Республики Татарстан» г. Казань, является источником поступления радионуклидов в атмосферный воздух.

Максимальная доза от выбросов при нормальной работе и максимальной проектной аварии значительно меньше предела дозы для населения, равного 1 мЗв/год, поэтому для выбросов не требуется устанавливать санитарно-защитную зону.

Согласно расчетам по радиационной безопасности (том 5746-03-5.7, часть «Расчеты по радиационной безопасности») внешнее излучение источников в ПЭТ-Центре также не требует расширения границ территории учреждения. На границе территории обеспечивается мощность дозы меньше, чем проектная мощность дозы для населения в жилой зоне по ОСПОРБ-99 [2]. Таким образом, радиационные факторы в целом не требуют дополнительной организации санитарно-защитной зоны.

7. Допустимый выброс
   

Суммарная доза от выбросов ПЭТ-Центра меньше 10 мкЗв/год, поэтому согласно

п. 1.3 НРБ-99/2009, на выброс не распространяются требования НРБ-99/2009, и выброс радионуклидов не требует контроля и согласования.

Дозы от выбросов при нормальной работе и аварии на проектируемом объекте не оказывают влияние на радиационную обстановку. Установления допустимого выброса не требуется.

1. Список литературы
   

1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). СанПиН 2.6.1.2523-09.
   
2. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99). СП 2.6.1.799-99, Минздрав России 2000 г.
   
3. Руководство по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ДВ-98). Госкомэкологии России, Минатом России, Москва 1999 г.
   

Н.Г. Гусев и др. Защита от излучения протяженных источников. Москва. Госатомиздат. 1961 г.