- •Введение
- •Глава 1. Виды ионизирующих излучений и единицы измерения
- •Доза излучения
- •[Рентген, Гр, рад, Зв, бэр]
- •Количественные показатели в радиоэкологии
- •Радиоэкологическое нормирование
- •Потоковые характеристики поля излучения
- •Дозовые характеристики поля излучения
- •2, 5, 6, 8 – Фотоэффект; 3, 4, 7, 9 – Комптон эффект;
- •Зависимость коэффициента качества к от полной лпэ,к(l)
- •Коэффициенты качества различных видов ионизирующих излучений при хроническом облучении всего тела
- •Коэффициенты качества ионизирующего излучения
- •Коэффициенты w для различных органов
- •Радиационный риск
- •Расчет мощности дозы -излучения
- •Линейные коэффициенты ослабления и массовые коэффициенты поглощения энергии am для узкого пучка -излучения
- •Характеристики -излучения некоторых радиоактивных нуклидов
- •1.5 Расчет дозы ионизирующих излучений
- •Глава 2 явление радиоактивности и законы радиоактивного распада
- •2.1 Строение атомного ядра
- •2.2 Естественная радиоактивность
- •2.4 Законы радиоактивного распада
- •Характеристика некоторых радионуклидов
- •2.5 Равновесие при радиоактивном распаде
- •2.6 Частные случаи радиоактивного равновесия
- •2.7 Вид и энергия излучения радионуклида
- •Глава 3 радиоактивное загрязнение
- •3.1 Источники ионизирующих излучений в окружающей среде
- •3.1.1 Естественные источники излучений
- •3.1.2 Антропогенные источники ионизирующих излучений
- •3.2 Радиационная обстановка на территории России и стран снг
- •Основные источники излучений и средняя облучаемость населения стран снг (КривохатскийА.С., 1993)
- •Стран снг и рекомендуемых дозовых пределов.
- •Связанного с аварией на по «Маяк» в 1957 г.
- •Загрязнением радионуклидами выброса Чернобыльской аварии.
- •Средние эффективные эквивалентные дозы в течение первого года после Чернобыльской аэс для ряда стран Европы, мкЗв*
- •Опасности в российском секторе Арктики.
- •На территории Российской Федерации.
- •Глава 4 радиационная безопасность и защита от ионизирующих излучений
- •4.1 Миграция радионуклидов в экосистеме
- •4.2 Биологическое действие радиации
- •Радиобиологические эффекты
- •Радиочувствительность биологических видов к гамма-излучению
- •4.2.1 Внешнее и внутреннее облучение
- •4.3 Нормы радиационной безопасности (нбр)
- •4.3.1 Основные принципы и определения
- •4.3.2 Дозовые пределы облучения
- •Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения, Зв за год
- •4.3.3 Допустимые уровни внутреннего и внешнего облучения
- •Допустимое загрязнение поверхности дза, част./(см2мин)
- •4.4 Защита от внешнего облучения
- •Пробеги - частиц r и максимальные пробеги - частиц r в воздухе, мягкой биологической ткани и алюминии
- •4.5 Проживание и ведение сельскохозяйственного производства на территориях, загрязненных радионуклидами
- •Мероприятия по снижению содержания радионуклидов в продукции растениеводства
- •Мероприятия по снижению содержания радионуклидов в продукции животноводства
- •Глава 5. Отбор и подготовка проб для определения суммарной объемной (оа) и удельной (уа) активности экспрессными методами
- •5. 1 Отбор и подготовка проб для радиохимического анализа
- •Сроки и нормы отбора проб объектов ветеринарного надзора исследования на радиоактивность.
- •Примерный выход золы из некоторых видов проб (% к сырой массе)
- •5.2 Подготовка проб к исследованию
- •5.3 Методы обнаружения и регистрации ионизирующих излучений
- •5. 4 Сцинтилляционный (люминесцентный) метод регистрации излучений
- •Глава 6 Лабораторно-практические задания
- •6.1 Задачи и упражнения для самостоятельного решения
- •Характеристика радионуклидов
- •6.2 Вопросы для тестовых заданий:
- •6.3 Лабораторная работа «Обнаружение и оценка уровня ионизирующего излучения»
- •Словарь понятий и терминов
- •Приложения
- •Соотношение между единицами измерения дозиметрических величин
- •Множители и приставки для обозначения десятичных кратных и дольных единиц
- •Примеры расчетов при переходе от внесистемных единиц к единицам си
- •Толщина защиты из свинца (в мм) в зависимости от кратности ослабления и энергии гамма-излучения (широкий пучок от точечного источника)
- •Некоторые допустимые уровни и дозовые характеристики
- •Основные Защитные экраны атмосферы от жесткой солнечной радиации
- •Интенсивность энергии в спектре солнечной радиации
- •Взаимосвязь солнечного ветра с магнитном полем Земли
- •Основные элементы цепи распада 239Pu
- •Критерии оценки безопасности
- •Водо-водяном энергетическом реакторе (ввэр)
- •Средние эффективные эквивалентные дозы в течение первого года после Чернобыльской аэс для ряда стран Европы, мкЗв*
- •Атомные электростанции, расположенные на территории России
- •Радиационная экология Учебно-методическое пособие
Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения, Зв за год
Дозовые пределы |
Группа критических органов |
||
I |
II |
III |
|
Предельно допустимая доза для категории А, ПДД |
0,05 |
0,15 |
0,30 |
Предел дозы для категории Б, ПД |
0,005 |
0,015 |
0,03 |
*1Зв=100 бэр.
Задачей практической дозиметрии является определение величины Dэкв м = Нм, в реальных условиях облучения и сравнение результата с установленными дозовыми пределами. Эквивалентную дозу внешнего облучения можно измерить соответствующими приборами или определить, пользуясь формулами. При комбинированном воздействии внешнего излучения смешанного состава и внутреннего облучения данного органа значение эквивалентной дозы в критическом органе рассчитывается как сумма эквивалентных доз отдельных компонент.
Из таблицы 15 следует, что дозовые пределы для I, II и III группы критических органов относятся как 1:3:6 (в рекомендациях МКРЗ различие в радиочувствительности органов учитывается эффективной дозой Нэфф) (Прилож. 16).
Для персонала (категория А), согласно таблице 15, индивидуальная эквивалентная доза за год при облучении I группы критических органов не должна превышать значения:
ПДД1 = 0,05 Зв/год=50 мЗв/год=5 бэр/год (58)
Это основной норматив радиационной безопасности.
Эквивалентная доза Н, накопленная в организме или критическом органе за время Т (лет) с начала профессиональной работы, не должна превышать значения, получаемого по формуле Н = ПДДТ.
При хроническом облучении персонала трудно измерить и проконтролировать индивидуальную годовую дозу. Хотя распределение предельно допустимой дозы в течение года не регламентируется, на практике для эффективного контроля радиационной безопасности удобно пользоваться значением допустимой недельной эквивалентной дозы при облучении всего тела (I группа органов):
Dэкв,0 = ПДД : 50 = 1 мЗв/нед. = 100 мбэр/нед. (59)
(Индекс «0» здесь и далее обозначает допустимую величину).
Значение Dэкв, 0 получено из расчета равномерного облучения в течение 50 недель в году. Разумеется, профессионал в отдельных случаях может получить за рабочую неделю дозу, превышающую 100 мбэр, но годовая доза не должна превышать ПДД (5 бэр)!
Допустимая недельная экспозиционная доза у-излучения для категории А приближенно составляет:
Dэкв,0 =0,1 Р/нед. = 100 мР/нед. (60)
Для лиц категории Б значения пределов доз ПД в 10 раз меньше соответствующих значений ПДД и, следовательно, Dэкс,0Б = 0,01 Р/нед. Значение ПД соответствует очень малому риску стохастических эффектов. Оценка радиационной обстановки проводится но среднему значению индивидуальной эквивалентной дозы для критической группы людей из этой категории на основании измерений мощности дозы внешнего излучения и концентрации радионуклидов в воздухе и питьевой воде.
Для населения (категория В) регламентация облучения необходима вследствие возможного возникновения отдаленных стохастических последствий. Соответствующие нормы и контроль за облучением населения относятся к компетенции Министерства здравоохранения и социального развития. Во всех случаях необходимо принимать меры для снижения индивидуальных доз излучения и числа облучаемых лиц.
Величина ПДД1 для категории А приблизительно в 50 раз превышает дозу естественного фона излучения. Отметим, что дозы, получаемые пациентами при медицинском обследовании, сравнимы с ПДД, а при рентгено- и радиотерапии некоторых заболеваний значительно превышают ее.