Коллективные дозы. Основные дозовые нормативы.

(2 часа)

Анализ риска возникновения отрицательных эффектов под действием ионизирующих излучений по значениям индивидуальных коллективных доз и учет накопленного опыта в обеспечении радиационной безопасности позволяет ограничивать облучение до безопасного уровня для здоровья людей.

Цель занятия. Уяснение понятия коллективной дозы, ознакомление с принципами радиационной безопасности и основными дозовыми нормативами.

Вопросы, подлежащие изучению:

1. Коллективные дозы и единицы их измерения.

2. Полувековые дозы.

3. Нормы радиационной безопасности.

4. Допустимые и контрольные уровни облучения.

Указания к выполнению заданий

1. Для количественной оценки возможных соматико-стохастических эффектов в результате воздействия ионизирующих излучений на группы людей в широком диапазоне доз вводится понятие коллективной дозы.

При использовании такой величины предполагается наличие линейной зависимости доза-эффект для любой ткани, облучаемой любым видом ионизирующего излучения, как правило, в дозах, не превышающих допустимые значения для профессионального воздействия.

Понятие коллективной дозы предлагается на том основании, что облучение отдельных индивидуумов в облучаемой популяции (или группе) может быть не одинаковым, а, следовательно, полученные дозы облучения – разными. В этом случае никакая отдельная доза излучения не может в полной мере отразить распределение доз в популяции и, как следствие этого, с ее помощью не может быть оценен риск воздействия ионизирующих излучений.

Поэтому, в ряде случаев для определения степени облучения группы лиц предложено использовать понятие коллективной дозы.

На основании данных о распределении облучаемых лиц по индивидуальным дозам, которые были получены (или будут получены) от какого-либо источника радиационного воздействия устанавливаем спектр дозы N(D) данного коллектива и рассчитываем коллективную дозу Ds по формуле:

, (2.1)

где N- число лиц данного коллектива, выражение N(D)dD означает, число лиц N, облученных в диапазоне доз от D до D+dD.

Единицы измерения коллективной дозы: чел-Зв, чел-Гр, чел-бэр и др.

Коллективная доза может быть отнесена к популяции людей, к населению всего земного шара (глобальная доза) и к одному человеку. Важно иметь ввиду, что одни и те же люди или группы людей могут находиться в сфере воздействия ряда различных источников радиации.

По отношению к конкретной величине можно определить: коллективную поглощенную дозу, коллективную эквивалентную дозу, коллективную эффективную эквивалентную дозу.

Коллективная доза, распространенная на популяцию, называется популяционной дозой, распространенная на отдельный регион - региональной.

На основании результатов индивидуального дозиметрического контроля на каком либо предприятии для расчета коллективной дозы используют дискретное выражение формулы (2.1):

, (2.2)

где Di - среднее значение индивидуальной дозы для i-го интервала дозы; N(Di) -число лиц, получивших дозу Di в i-м дозовом интервале; n- полное число интервалов, в котором находятся все значения индивидуальных доз.

Если большое число лиц N(Р) находится в поле излучения с мощностью дозы от P до P+dP, то величина Ps, определяемая как:

, (2.3)

есть коллективная мощность дозы, где P -мощность индивидуальной дозы излучения.

Коллективная доза Ds за некоторый период времени от t₁ до t₂ есть результат интегрирования по времени коллективной мощности дозы:

(2.4)

Если коллективная доза накапливается от конкретного источника радиации, то ее называют парциальной коллективной дозой. При наличии нескольких источников общая коллективная доза равна сумме парциальных.

Парциальная доза накапливается за все время действия источника и может выступать как прогнозируемая или ожидаемая доза(the dose commitment), и определяется как неопределенный по времени интеграл мощности коллективной дозы:

, (2.5)

где Psk - парциальная коллективная мощность дозы в момент времени t; Dsk - ожидаемая коллективная доза.

2. Одной из наиболее важных величин, введенных в практику радиационной защиты МКРЗ в публикации №26, является полувековая или ожидаемая эквивалентная доза внутреннего облучения H₅₀. Этот показатель предложен для оценки риска возникновения нежелательных биологических эффектов, которые, как считают, линейно зависят от эквивалентной дозы, усредненной по данному органу или ткани, вне зависимости от времени, за которое получена доза. Свое название (полувековая доза) она получила потому, что верхний предел интегрирования принят равным средней продолжительности периода профессиональной деятельности человека – 50 лет. При определении ожидаемой эквивалентной дозы внутреннего облучения учитывают суммарную поглощенную дозу за 50 лет в рассматриваемом органе или ткани, массу органа (ткани), коэффициент качества каждого ионизирующего излучения, произведение модифицирующих факторов, учитывающих мощность дозы, фракционирование и пр.

Если значения эквивалентных доз не превышают нормативы для профессиональных работников, то МКРЗ рекомендует произведение модифицирующих факторов принимать равным единице. При этом полувековая доза Н₅₀ рассчитывается по формуле:

, (2.6)

где _50,_i - суммарная поглощенная доза за 50 лет после поступления радионуклида в тело взрослого человека, усредненная по рассматриваемому органу или ткани для каждого вида ионизирующего излучения -i; k_i - коэффициент качества i-того излучения.

Задание. Обосновать целесообразность использования в практике радиационной защиты величин коллективных доз.

3. В настоящее время все страны, использующие атомную энергию,

имеют национальные нормы и правила радиационной безопасности, основанные на рекомендациях МКРЗ.

В России действуют " Нормы радиационной безопасности (НРБ-96)". Они являются основополагающим документом регламентирующим требования закона Российской Федерации " О радиационной безопасности населения" в форме основных дозовых пределов, допустимых уровней воздействия ионизирующего излучения и других требований по ограничению облучения человека. В их основу положен отечественный и зарубежный опыт обеспечения условий радиационной безопасности.

Нормы радиационной безопасности устанавливают систему дозовых нагрузок и принципы их применения.

НРБ-96 основаны на следующих принципах радиационной безопасности:

- не превышение допустимого предела индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения (принцип нормирования);

- запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная польза ниже риска возможного вреда от дополнительного облучения (принцип обоснования);

- поддержание на низком уровне индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любых источников излучения (принцип оптимизации).

Нормами радиационной безопасности установлены следующие категории облучаемых лиц:

- персонал (лица, работающие с техногенными источниками – группа А или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия – группа Б);

- все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.

Для категорий облучаемых лиц установлены 3 класса нормативов:

1) основной дозовый предел (таблица 2.1);

2) допустимые уровни (для одного радионуклида или одного вида внешнего излучения) пути поступления или воздействия, являющиеся производными от основного дозового предела; пределы годового поступления; допустимая среднегодовая объемная активность (ДОА) и удельная активность (ДУА) и т.д.;

3) контрольный уровень (дозы и уровни), устанавливаемый администрацией учреждения по согласованию с органами Госсанэпиднадзора РФ. Их величина должна учитывать достигнутый в учреждении уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Таблица 2.1 - Основные дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения

Нормируемая величина Дозовый предел для лиц

Из персонала΄ (группа А) Из населения

Эффективная доза Эквивалентная доза за год: в хрусталике в коже в кистях и стопах 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год 150 мЗв 500 мЗв 500 мЗв 1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год 15 мЗв 50 мЗв 50 мЗв

Дозы облучения, как и все остальные допустимые производные уровни персонала группы Б, не должны превышать ¼ значения для персонала группы А.

Предельная эффективная доза персонала группы Б составляет 5 м Зв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 12.5 мЗв/год. Предельные эквивалентные дозы в хрусталике глаза, в коже, кистях и стопах, накопленные за год не должны превышать 37.5 мЗв и по 125 мЗв соответственно.

Основные дозовые пределы облучения персонала и населения не включают в себя дозы от природных, медицинских источников ионизирующего излучения и дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения предусмотрены специальные ограничения.

Задание. Уяснить принципы радиационной безопасности и основные дозовые нормативы.

4. Допустимые уровни – нормативные значения поступления радионуклидов в организм человека за календарный год, их концентрации (объемной и удельной активности), мощности дозы при внешнем облучении и т.п., являющиеся производными показателями от основных дозовых пределов.

Предел годового поступления (ПГП ) – поступление данного радионуклида в течение года в организм условного человека, которое приводит к облучению в ожидаемой дозе, равной соответствующему пределу годовой эффективной (или эквивалентной) дозы (дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться за год в условиях нормальной работы). Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов.

НРБ-96 установлены: допустимые уровни мощности дозы при внешнем облучении всего тела от техногенных источников, допустимые уровни облучения персонала моноэнергетическими фотонами, нейтронами, электронами, а также бета-частицами и протонами, определяемые по эквивалентной дозе на единичный флюенс частиц и по допустимой плотности потока ДПП перс., част/ см²· с.

Для каждого из важнейших радионуклидов определены допустимые значения объемной активности (ДОА) во вдыхаемом воздухе, Бк/м³ для лиц из персонала. Ограничивающими дозовыми нормативами для населения служат величины допустимой объемной активности в воздухе и воде и допустимой удельной активности (ДУА), Бк/кг, поступающих с пищей радионуклидов. Кроме этого нормированию подлежат радиоактивные загрязнения рабочих поверхностей, кожи, спецодежды и средств индивидуальной защиты.

Числовые значения допустимых уровней для конкретных путей облучения определены таким образом, чтобы величина дозы, накопленной за этот год, при воздействии только одного фактора облучения, равнялась величине соответствующего годового предела дозы, указанного в табл. 2.1. Значения допустимых уровней для всех путей облучения определены с учетом стандартных параметров – объема вдыхаемого воздуха и массы воды (рациона), с которыми радионуклиды поступают в организм в течение календарного года. Числовые значения дозовых коэффициентов и допустимых уровней приведены в таблице 2.2 для персонала и населения.

При поступлении радионуклидов через органы дыхания их химические соединения разделены на три ингаляционных класса в зависимости от длительности биологического периода полувыведения Тэфф из легких. К классу “М”(медленный) отнесены соединения с Тэфф более 100 суток (нитраты бериллия, оксиды кобальта, все соединения цинка и т.д.); к классу “П”(промежуточный) – с Тэфф от 10 до 100 суток (гидроксиды кремния, сера в элементарной форме, галагениды рутения, все соединения радия и т.д.); к “Б”(быстрый) – с Тэфф менее 10 суток (все соединения калия, рубидия, натрия, UF₆, UO₂ F₂, UO₂ (NO₃ )₂.

При подсчете вклада в общее (внешнее и внутреннее) облучение от поступления в организм радионуклидов берут сумму произведений поступлений каждого радионуклида за год на его дозовый коэффициент. Годовая эффективная доза облучения равна сумме эффективной дозы внешнего облучения, накопленной за календарный год, и величине ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же период. Интервал времени при определении величины ожидаемой эффективной дозы установлен равным 50 годам для лиц из персонала и 70 годам для лиц из населения.

Таблица 2.2 - Значения предельного годового поступления, допустимой объемной и удельной активности отдельных радионуклидов

Радионуклид, период полураспада	Поступление с вдыхаемым воздухом	Поступление с водой и пищей
Класс при ингаля- ции	Дозовый коэф. Зв/Бк	Предельное год. поступление, ПГПперс./ /ПГПнас Бк/год	Допустимая объемная активность, ДОАперс./ /ДОАнас., Бк/м³	Дозовый коэффициент Зв/Бк	Предельное годовое поступление ПГПнас, Бк/год	Допустимая удельная активность ДУА нас, Бк/кг

²²Na 2, 60 лет ⁴⁰K 1, 28+9 лет ⁹⁰Sr 29, 1 лет ⁹⁵Zr 64, 0 сут ¹³¹I 8, 04 сут ¹³⁴Cs 2, 06 лет ¹³⁷Cs 30, 0 лет ¹⁴¹Ce 32, 5 сут ¹⁴⁰Ba 12, 7 сут	Б Б Б Б П М Б Б Б П М Б	1, 3-9 2, 1-9 2,.4-8 2, 5-9 4, 5-9 5, 5-9 7, 6-9 6, 8-9 4, 8-9 3,! -9 3,.6-9 1, 0-9	1, 5+77, 7+5 9, 5+6/4, 8+5 8, 3+5/4, 2+4 8, 0+6/4, 0+5 4, 4+6/2, 2+5 3, 3+6/1, 8+5 2, 6+6/1, 3+5 2, 9+6/1, 5+5 4, 2+6/2, 1+5 6, 5+6/3, 2+5 5, 6+6/2, 8+5 2, 0+7/1, 0+6	6, 2+3/1, 1+2 3, 8+3/6, 5+1 3, 3+2/5, 7 3, 2+3/5, 5+1 1, 8+3/3, 0+1 1, 5+3/2, 5+1 1, 1+3/1, 8+1 1, 2+3/2, 0+1 1, 7+3/2, 9+1 2, 6+3/4, 4+1 2, 2+3/3, 8+1 8, 0+3/1, 5+2	3, 2-9 6, 2-9 2, 8-8 9, 5-10 2, 2-8 1, 9-8 1, 3-8 7, 1-10 2,.6-9	3, 1+5 1, 6+5 3, 6+4 1, 1+6 4, 5+4 5, 3+4 7, 7+4 1, 4+6 3, 8+5	3, 9+2 2, 0+2 4, 5+1 1, 3+3 5, 7+1 6, 6+1 9, 6+1 1, 8+3 4, 8+2
²³⁹Np 2, 36 сут ²⁴⁰Pu 6, 54+3 лет ²⁴¹Am 4, 32+2 лет	П П М П	9, 0-10 4, 7-5 1, 5-5 3, 9-5	2, 2+7/1, 1+6 4, 3+2/2,! +1 1, 3+3/6, 7+1 5, 1+2/2,.6+1	8, 9+3/1, 5+2 1, 7-1/2, 9-3 5, 3-1/9, 1-3 2, 1-1/3, 5-3	8, 0-10 2, 5-7 2, 0-7	1, 3+6 4, 0+3 5, 0+3	1, 6+3 5, 0 6, 3

Для каждой категории облучаемых лиц допустимое годовое поступление радионуклида рассчитывают делением годового предела дозы на соответствующий дозовый коэффициент.

Годовое поступление радионуклидов через органы дыхания и их среднегодовая объемная активность во вдыхаемом воздухе персонала не должны превышать предела годового поступления и допустимой среднегодовой объемной активности.

Для персонала численные значения ПГП дочерних продуктов ²²²Rn и ²²⁰Rn (торона) составляют 3, 1 МБк и 0, 68 МБк, а допустимая объемная активность при этом – 1240 Бк/м³ и 270 Бк/м³ соответственно.

При одновременном воздействии источников внешнего и внутреннего облучения должно выполняться условие, чтобы отношение дозы внешнего облучения к пределу дозы и отношение годовых поступлений нуклидов к их пределу в сумме не превышали 1.

Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками ионизирующего излучения, введены дополнительные ограничения: эквивалентная доза в коже на поверхности нижней части живота не должна превышать 1 мЗв в 1 мес., а поступление радионуклидов в организм не должно превышать за год 1/20 ПГП для персонала.

Допустимый уровень мощности дозы при внешнем облучении всего тела от техногенных источников в стандартных условиях в помещениях постоянного пребывания персонала не должен быть выше 10 мкГр/ч, а в жилых помещениях и на территории где постоянно находятся лица из населения – 0, 1 мкГр/ч.

Нормами радиационной безопасности предусматриваются параметры допустимого радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи, спецодежды, спецобуви, средств индивидуальной защиты, что имеет значение при работе с радиоактивными веществами. Для кожи, спецодежды, спецобуви, средств индивидуальной защиты нормируется общее (снимаемое и не снимаемое) радиоактивное загрязнение (таблица 2.3). Уровни общего радиоактивного загрязнения кожи определены с учетом проникновения доли радионуклида в кожу и в организм. Расчет произведен в предположении, что общая площадь загрязнения не должна превосходить 300 см².

К отдельным относятся альфа-активные нуклиды, среднегодовая допустимая объемная активность которых в воздухе рабочих помещений < 0, 0003 Бк/л.

Допустимые уровни загрязнения кожи, спецбелья и внутренней поверхности лицевых частей средств индивидуальной защиты для Sr-90+Y-90 в 5 раз меньше: 40 част/(мин·см²).

Загрязнение кожи тритием не нормируется, так как его содержание в воздухе рабочих помещений контролируется отдельно.

Контрольные уровни – численные значения контролируемых величин дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения поверхностей, концентрации радионуклидов в воздухе, воде и рационе, радиоактивного выброса и сброса и т.д., устанавливаемые руководством учреждения и органами Госсанэпиднадзора для оперативного радиационного контроля, закрепления достигнутого в учреждении уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды.

Нормы радиационной безопасности НРБ-96 составлены с учетом положений Международных Основных Норм Безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасности источников излучений. В них учтен накопленный опыт по осуществлению радиационного контроля на предприятиях и во внешней среде и опыт ликвидации последствий аварии на ЧАЭС.

Никакие частные нормативные и методические документы не должны противоречить Нормам радиационной безопасности.

Таблица 2.3 - Допустимые уровни общего загрязнения рабочих поверхностей, кожи (в течение рабочей смены), спецодежды и средств индивидуальной защиты, част/(мин · см²)

Объект загрязнения	Альфа- активные нуклиды	Бета- активные нуклиды
отдельные	прочие

Неповрежденная кожа, спецбелье, полотенца
Основная спецодежда, наружная поверхность спецобуви
Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования
Поверхности помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования			10 000
Наружная поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты			10 000

Задание. Получить представление о допустимых и контрольных уровнях облучения. Усвоить принцип определения годовых эффективных доз при общем облучении. Ознакомиться с параметрами допустимого радиоактивного загрязнения поверхностей помещений, оборудования, кожи, спецодежды и т.п.

⇐ Предыдущая 1 234 Следующая ⇒