НОРМИРОВАНИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

 

Основным нормативным документом являются «Нормы радиационной безопасности – НРБ-99». Они распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего излучения на человека: облучение персонала и населения в условиях нормальной эксплуатации техногенных ионизирующих излучений; облучение персонала и населения в условиях радиационной аварии; облучение работников промышленных предприятий и населения природными ионизирующими излучениями; медицинское облучение населения.

Требования по обеспечению радиационной безопасности в НРБ-99 сформулированы для каждого из этих видов облучения.

Однако, по сравнению с НРБ 76/87 в НРБ-96 исключены такие термины и определения, как «коэффициент качества излучения» (к), «экспозиционная доза», внесистемные единицы измерения дозы облучения (рентген - Р, бэр и их производные), внесистемная единица активности - кюри (Ки) и другие.

Не пересмотрены пока нормативно-технические документы (основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений –СП 2.66.1168-2002, санитарные правила обращения с радиоактивными отходами – СПОРО-2002 и другие).

На практике же до настоящего времени при работе с ионизирующими излучениями используется дозиметрическая аппаратура для измерения экспозиционной дозы, Кл/кг

 

X = dQ/dm, (8.13)

 

где Q – полный заряд ионов одного знака, возникающий в воздухе в данной точке пространства при полном торможении всех вторичных электронов, образованных фотонами в малом объеме воздуха, деленный на массу воздуха в этом объеме.

Используется также пока и внесистемная единица экспозиционной дозы рентген (Р) – это такая доза (количество энергии) гамма-излучения, при поглощении которой в 1 см³ сухого воздуха (при температуре 0^оС и давлении 760 мм рт.ст.) образуется 2, 083 миллиарда пар ионов, каждый из которых имеет заряд, равный заряду электрона.

1Р = 2, 58∙ 10 ^-4 Кл/кг; 1Кл/кг = 3876 Р.

Поэтому для пересчета активности и поля излучений из внесистемных единиц измерения в единицы «системы измерения Си» можно использовать соотношения:

1 Гр = 100 рад = 110 Р (для гамма-излучения);

1 Зв = 1 Гр∙ К = 100 бэр » 110 Р (для гамма-излучения при К = 1);

1 Ки = 3, 7∙ 10 ¹⁰ Бк и другие.

Согласно НРБ-96 различают 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.

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

Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками ионизирующего излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза в коже на поверхности в нижней части живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм не должно превышать за год 1/20 предела годового поступления для персонала. При этом эквивалентная доза облучения плода за месяцы невыявленной беременности не превысит 1 мЗв.

При установлении беременности женщина обязана информировать администрацию и должна переводиться на работу, не связанную с излучением, на весь период беременности и на весь период грудного вскармливания ребенка. Для студентов и учащихся в возрасте до 21 года, проходящих обучение с использованием источников ионизирующего излучения, годовые накопленные дозы не должны превышать значений, установленных для лиц из населения. Лица, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, приравниваются к персоналу. Эти лица должны быть обучены для работы в зоне радиационной аварии и пройти медицинский осмотр.

 

Таблица 8.3

Основные дозовые пределы

 

Нормируемые величины	Дозовые пределы
Лица из персонала* (группа А)	Лица из населения
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 последователь ные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год в хрусталике, коже**, костях и стопы	150 мЗв 500 мЗв 500 мЗв	15 мЗв 50 мЗв 50 мЗв
Примечание: *дозы облучения, как и все остальные допустимые производные уровни, персонала группы Б не должны превышать 1/4 значений для персонала группы А; ** относится к среднему значению в слое толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2; на ладонях толщина покровного слоя-40 мг/см2.

 

Нормами радиационной безопасности определены критерии вмешательства на загрязненных территориях. На территории, где годовая эффективная доза не превышает 1 мЗв (100 мбэр), проводится обычный радиационный контроль. При дозах более 1 мЗв территории подразделяются на 4 зоны:

1) зона радиационного контроля – от 1 до 5 мЗв;

2) зона ограниченного проживания населения – от 5 до 20 мЗв;

3) зона добровольного отселения – от 20 до 50 мЗв;

4) зона отселения – более 50 мЗв.

Нормируются также критерии вмешательства при обнаружении локальных радиоактивных загрязнений:

- уровень исследования - от 0, 1 до 0, 3 мЗв/год – это такой уровень радиационного воздействия источника на население, при достижении которого требуется выполнить исследование источника с целью уточнения оценки величины годовой эффективной дозы и определение величины дозы, ожидаемой за 70 лет;

- уровень вмешательства – более 0, 3 мЗв/год – это такой уровень радиационного воздействия, при превышении которого требуется проведение защитных мероприятий с целью ограничения облучения населения. Характер мероприятий определяется с учетом интенсивности радиационного воздействия на население по величине ожидаемой коллективной эффективной дозы за 70 лет.

Решение о необходимости, объеме, характере и очередности защитных мероприятий принимают органы Роспотребнадзора.

⇐ Предыдущая16171819202122232425Следующая ⇒

Поделиться: