5. Радиационная безопасность. Нормы и правила контроля.

Необходимо понимать, что в связи как с важностью проблемы действия ионизирующих излучений на живые организмы и опасностью последствий, так и с тем, что многие государства в течение десятилетий вкладывали огромные средства в решение этой проблемы и смежных с ней, большинство аспектов действия ионизирующих излучений на состояние здоровья человека, и отчасти, на состояние окружающей среды, изучено много полнее, нежели действие опасных и вредных химических веществ. Поэтому при обеспечении безопасности населения и персонала строго в соответствии с принятыми нормами и правилами, можно добиться существенного снижения или вовсе исключения риска наступления неблагоприятных последствий при обращении с источниками ионизирующих излучений.

Основными действующими нормами по обеспечению радиационной безопасности населения в настоящее время являются Санитарные правила СП 2.6.1.758-99 "Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99)", Санитарные правила СП 2.6.1.1292-2003 «Гигиенические требования по ограничению облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения» и пр.

Для обеспечения безопасной работы персонала, имеющего отношение к эксплуатации источников ионизиружщих излучений, а также для контроля радиационного загрязнения окружающей среды разработаны специальные правила, нормы и рекомендации, такие как Методические рекомендации "Радиационный контроль питьевой воды" (утв. заместителем Главного государственного санитарного врача РФ 4 апреля 2000 г. N 11-2/42-09) или

Санитарные правила и нормы СанПиН 2.6.1.1202-03 «Гигиенические требования к использованию закрытых радионуклидных истотчников ионизирующего излучения при геофизических работах на буровых скважинах»

В Санитарных правилах СП 2.6.1.758-99 "Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99)" даются основные определения, имеющие отношения к радиационной безопасности, регламентируются приемлемые уровни облучения в зависимости от вида ионизирующего излучения, способа воздействия на организм, характера облучения, вида облучаемого органа, возраста и многого другого. В этом документе выделяется облучение техногенное, облучение от природных источников и облучение медицинское. Уровень каждого облучения нормируется. Так, допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников излучения, для населения не устанавливается. Снижение облучения населения достигается путем установления системы ограничений на облучение населения от отдельных природных источников излучения, таких например, как облучение, связанное с потребление радионуклидов с питьевой водой (При содержании природных и искусственных радионуклидов в питьевой воде, создающих эффективную дозу меньше 0,1 мЗв за год, не требуется проведения мероприятий по снижению ее радиоактивности). Документом установлено, что в случае технологического облучения пределы доз не должны превосходить указанных ниже величин (Таблица 8).

Таблица 8

Основные пределы доз

———————————————————————————————————————————————————————————————————————

|Нормируемые величины (1) | Пределы доз |

|—————————————————————————|—————————————————————————————————————————————|

| |Персонал(группа А) | Население |

| | (2) | |

|—————————————————————————|————————————————————|————————————————————————|

|Эффективная доза |20 мЗв в год в |1 мЗв в год в среднем за|

| |среднем за любые |любые последовательные 5|

| |последовательные 5 |лет, но не более 5 мЗв в|

| |лет, но не более 50 | год |

| |мЗв в год | |

|—————————————————————————|————————————————————|————————————————————————|

|Эквивалентная доза за год| | |

|в хрусталике глаза (3) | 150 мЗв | 15 мЗв |

|—————————————————————————|————————————————————|————————————————————————|

|коже (4) | 500 мЗв | 50 мЗв |

|—————————————————————————|————————————————————|————————————————————————|

|кистях и стопах | 500 мЗв | 50 мЗв |

———————————————————————————————————————————————————————————————————————

Определяется в частности, что если уровень облучения составил свыше 200 мЗв/год, то он должно рассматриваться как потенциально опасный, и получивший такую дозу персонал должен немедленно выводиться из зоны облучения и оправляться на медицинское обследование.

При проведении профилактических медицинских рентгенологических исследований и научных исследований практически здоровых лиц годовая эффективная доза облучения этих лиц не должна превышать 1 мЗв.

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) - 70 мЗв.

В документе устанавливаются также требования по ограничению облучения населения в условиях радиационной аварии, требования к контролю за выпо.лнением норм, а также значения допустимых уровней радиационного воздействия.

6. Измерение уровня гамма-фона с помощью дозиметра-радиометра ДБГ-04А.

Измерения проводятся с помощью дозиметра гамма-излучения ДБГ-04А. Этот прибор предназначен для измерения мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения; диапазон измерений – 0,10 – 99,99 мкЗв/ч. Пределы допускаемой относительной основной погрешности измерения мощности дозы гамма-излучения не превышают ±(15+10/Н), где Н - измеренная мощность дозы в мкЗв*/ч. Диапазон энергий регистрируемого γ-излучения 0,05 – 3,00 МэВ. Энергетическая зависимость показаний дозиметра при измерении энергии γ-излучения в этом диапазоне не более 25%. Время измерения мощности дозы – 20 с.

Прибор обеспечивает работу в двух режимах:

• Измерение мощности дозы;

• Индикация результата измерения мощности дозы.

Прибор обеспечивает цифровую индикацию обоих режимов работы.

Дозиметр предназначен для работы в условиях, соответствующих следующим требованиям:

• Температура окружающего воздуха от -10⁰С до +40⁰С;

• Относительная влажность окружающего воздуха 75% при 30⁰С;

• Атмосферное давление от 84 до 106,7 кПа.

При включении прибора на цифровом табло появляются цифры «00.00» и эти показания удерживаются на табло в течение примерно 3 секунд. В течение этого времени необходимо поднести дозиметр тыльной стороной к источнику предполагаемого загрязнения и удерживать дозиметр в течение времени измерения (10 – 20 с). По окончании измерения дозиметр выдает длинный звуковой сигнал и переходит в режим индикации результата измерения, остановив счет импульсов и зафиксировав на табло показания мощности дозы. По окончании времени индикации результата измерения (3 секунды) дозиметр автоматически переходит в режим измерения мощности дозы, сопровождая каждую зарегистрированную частицу коротким звуковым сигналом.

С целью снизить погрешность измерений в каждой из точек измерение проводилось 3 раза, а затем из полученных данных вычислялось среднее арифметическое.

7. Практическое задание.

7.1. Выбрать исследуемый район площадью не менее 0,25 км².

7.2. На исследуемый район наложить сетку со стороной квадрата 25 или 50 м, и в узловых точках сетки провести измерения.

7.3. Эквивалентную дозу γ-излучения измерить непосредственно у земной поверхности и на уровне 1,5 м от нее.

7.4. Если на исследуемой территории обнаружатся участки с высоким уровнем γ-фона, попытаться установить возможные источники γ-излучения. В условиях города повышенный γ-фон могут создавать памятники из природного камня (например, гранита и кварцита), мощеные природным камнем площади и тротуары, бетонные сооружения, свалки металлолома, свалки изделий технического и медицинского назначения.

СЕРЕЖ, МОЖЕТ ЗДЕСЬ СТОИТ ОСТАНОВИТЬСЯ ПО-ПОДРОБНЕЕ НА ТОМ, КАК ПРЕДСТАВИТЬ УЖЕ ПОЛУЧЕННЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ В ВИДЕ ИЗОЛИНИЙ (У СТУДЕНТОВ ЭТО ВСЕГДА ВЫЗЫВАЕТ ВОПРОСЫ!). МОЖНО ПРИВЕСТИ ПРИМЕРЫ – ВЗЯТЬ НАИБОЛЕЕ УДАВШИЕСЯ РЕЗУЛЬТАТЫ ИЗ КУРСОВЫХ (В ВИДЕ СХЕМ-ИЗОЛИНИЙ).?????