sb000136

Примечание. Исходные данные для заданий формируются в виде набора букв и чисел, соответствующих позиции и ее значениям, приведенным в табл. 2.20. Задание 1 формируется из всех букв таблицы, например, А2−Б2−В1−Г3−Д2−Е1−З2−И1−К2−Л2−М4.

Задания 3 и 4 должны включать позиции, обозначенные следующим набором букв: А, Б, В, Г, Е, Ж, З, К, Л.

3.ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

3.1.Общие сведения об опасности воздействия ионизирующих излучений

иоценка последствий

3.1.1. Природная и техногенная радиация

Космические лучи − поток протонов и ядер тяжелых элементов, при взаимодействии с воздухом вызывающий появление нейтронов, электронов, радиоактивных изотопов (углерод-14, тритий-3, радон-222 и др.).

21

Среднее годовое значение дозы от космического излучения составляет

0.2…0.3 мГр.

Радиоактивное излучение Земли зависит от распределения радиоактивных руд с содержанием калия-40, кальция-48. Многие горные породы (граниты − кальций, глина − калий) используются для строительства зданий. Поэтому облучение в кирпичных домах достигает до 1 мГр/год, в железобетонных − до 1.7 мГр/год. Наименьший фон отмечается в деревянных домах − 0.5 мГр/год. Содержание газов, аэрозолей и облучение от них увеличивается в помещениях с понижением этажности (в подвалах радиоактивность в 20 раз выше, чем в наружном воздухе).

Радиоактивность атмосферы зависит от содержания радия, тория, из которых выделяются радон-222, торон-220. За счет воздуха возможно излучение до 0.3 мГр/год.

Радиоактивность воды зависит от содержания радия-226 и калия-40 в породах ложах рек и многих других факторов и составляет до 0.6 Бк/л.

Среднее значение естественного радиоактивного γ-фона в России составляет 1.5 мГр/год, во Франции − от 1.0 до 3.5 мГр/год, в Бразилии − максимальный γ-фон достигает 10 мГр/год.

К естественному облучению добавляется доза, получаемая человеком при медицинских радиологических исследованиях (лечении): рентгеноскопия желудка − 0.3 Зв, зубов − 0.03 Зв, флюорография легких − 0.004 Зв. Суммарное среднее значение этого облучения может составлять до 1.5…1.9 мЗв в год.

Организм человека подвергается внешнему (γ, оn1) и внутреннему (α и β) облучениям. Радиоактивное вещество может попасть внутрь организма человека с водой и пищей, с вдыхаемым воздухом или через поврежденные участки кожи. Радиоактивные изотопы скапливаются в различных органах. Йод-131 накапливается в щитовидной железе; стронций-90, фосфор-32, плу- тоний-239 − в костях; углерод-14 − в жировой ткани; кобальт-60 − в селезенке, поджелудочной железе; церий − 144 – в печени; цезий-137 − в мышцах.

Главными техногенными источниками ионизирующих излучений и радиоактивного загрязнения (заражения) являются предприятия ядерного топливного цикла: атомные станции (реакторы, хранилища отработанного ядерного топлива, хранилища отходов), предприятия по изготовлению ядерного топлива (урановые рудники, предприятия по обогащению урана и изготовлению тепловыделяющих элементов ядерных реакторов), предприятия по переработке и захоронению радиоактивных отходов (радиохимические заводы, хранилища радиоактивных отходов). Кроме того, источниками радиоактивного загрязнения могут быть исследовательские ядерные реакторы, транс-

22

портные ядерно-химические установки (корабли Морфлота, ВМФ, космические корабли) и военные объекты (хранилища ядерных боеприпасов, ракетные старты и т. д.).

Таким образом, источниками ионизирующих излучений в обычных условиях могут быть: естественные источники (50 % от общей дозы), меди-

цинские радиологические исследования (49 %), глобальные радиоактивные осадки (0.7…0.8 %), профессиональные облучения (0.2…0.3 %).

Основным государственным документом, регламентирующим уровни воздействия ионизирующих излучений, являются “Нормы радиационной без-

опасности НРБ − 99/2009” (Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09), которые распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего излучения на человека:

∙техногенные источники за счет нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;

∙техногенные источники в результате радиационной аварии;

∙природные источники;

∙медицинские источники.

3.1.2. Термины и определения

Активность − мера радиоактивности. Для определенного количества радионуклида в определенном энергетическом состоянии в заданный момент времени активность (А) задается в виде

А = dN , dt

где dN − ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния за интервал времени dt. Единицей измерения ак-

тивности в СИ является беккерель (Бк).

1 Бк равен одному ядерному превращению за 1 с: 1 Бк = 2.7 × 10-11 Ки. Внесистемной единицей измерения активности радионуклида является

кюри (Ки).

1 Ки равен 3.7 × 1010 ядерных превращений за 1 с: 1 Ки = 3.7×1010 Бк. Активность радиоактивных элементов, веществ и материалов может

быть определена как

А = ωМn / a ,

где ω = ln2/T1/2 − постоянная распада (T1/2 − период полураспада), М − масса

радиоактивного источника; a − атомная масса, n = 6.022×1023 − число Авогадро.

23

Экспозиционная доза (Х) − количественная характеристика γ- и рентгеновского излучений, основанная на их ионизирующем действии в воздухе. Экспозиционная доза − отношение полного заряда dQ всех ионов одного знака, создаваемых в воздухе, когда все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в элементарном объеме воздуха массой dm, полностью остановились, к массе воздуха dm в этом объеме: Х = dQ/dm. Единица экспо-

зиционной дозы в единицах СИ − кулон на килограмм (Кл/кг). Внесистемная единица экспозиционной дозы − рентген, 1 P = 2.57976×10 -4 Кл/кг.

При экспозиционной дозе в 1 Р в воздухе при нормальных условиях поглощается 0.114 эрг/см3 = 88 эрг/г = 0.88 рад. Эти величины называются

энергетическими эквивалентами рентгена.

Доза поглощенная (D) – энергия ионизирующего излучения, переданная веществу и определяемая по формуле

D = de , dm

где de − средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме; dт − масса вещества в этом элементарном объеме.

Энергия может быть усреднена по любому определенному объему. В единицах СИ поглощенная доза выражается в джоулях, деленных на кило-

грамм (Дж /кг), и имеет специальное название − грей (Гр). Внесистемная единица измерения поглощенной дозы – рад: 1 рад = 100 эрг/г = 0.01 Дж/кг.

Доза эквивалентная ( Нт, R ) − мера воздействия излучения на биологи-

ческий объект, определяемая как поглощенная доза в органе или ткани,

умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного излучения (WR ):

Нт, R = WR Dт, R ,

где Dт, R − средняя поглощенная доза в органе или ткани.

Если поле излучения состоит из нескольких излучений с разными значениями WR , то эквивалентная доза определятся в виде

Нт = ∑WR Dт, R .

R

В единицах СИ эквивалентная доза выражается в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), и имеет специальное название − зиверт (Зв).

Внесистемная единица измерения эквивалентной дозы − бэр: 1 бэр = = 0.01 Дж/кг.

24

Доза эффективная (Е) − величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органе Нт за время τ на

соответствующий взвешивающий коэффициент Wт для данного органа или ткани:

Е = ∑WтH т

т

Единица измерения эффективной дозы – зиверт (Зв).

Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы:

∙ фотоны любых энергий……………………………………… 1

∙электроны и мюоны любых энергий……………………….. 1

∙нейтроны энергией

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы (Wт ):

Доза эффективная (эквивалентная) годовая − сумма эффективной (эк-

вивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и

25

ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

Единица измерения годовой эффективной дозы − зиверт (Зв). Мощность дозы − доза излучения (поглощенная, эквивалентная, эф-

фективная) за единицу времени:

Мощность поглощенной дозы γ-излучения в воздухе прямо пропорциональна активности точечного нуклида А и обратно пропорциональна квадрату расстояния r от изотропного источника до приемника:

где Гδ − керма-постоянная или гамма-постоянная радионуклида в СИ. Гамма-постоянная Kγ − мощность экспозиционной дозы, создаваемая

γ-излучением точечного изотропного радионуклидного источника активностью 1 мКи на расстоянии 1 см от него без начальной фильтрации излучения. Эта величина выражается в Р × см2 /(мКи × ч).

Если величина А выражена в беккерелях, керма-постоянная Гδ − в

аГр ×м2/(Бк × с), а расстояние в метрах, то мощность поглощенной дозы будет выражаться в аГр/с.

Мощность экспозиционной дозы рентгеновского и γ-излучения Dэ в

СИ имеет размерность А/кг, внесистемная единица измерения − Р/с: 1 Р/с = = 2.57976×10−4 А/кг или 1 А/кг = 3876 Р/с.

На практике за единицу времени могут приниматься час, сутки, год. Доза в органе или ткани ( Dт ) − средняя поглощенная доза в опреде-

ленной ткани или органе человеческого тела, задаваемая в виде

Доза эквивалентная (НT (t)) или эффективная ожидаемая (Е(τ)) – доза за время t, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм:

26

где t0 − момент поступления; H т (t) − мощность эквивалентной дозы к моменту времени t на орган или ткань.

Когда τ не определено, то его следует принять равным 50 годам для взрослых и (70–t0 ) годам для детей.

Предел годового поступления (ПГП) – допустимый уровень поступления данного радионуклида в течение года в организм условного человека, которое приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы.

Предел годовой эффективной (или эквивалентной) дозы (ПД) –

эффективная (или эквивалентная) доза техногенного облучения, которая не должна превышаться за год в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов; вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

3.1.3. Основные дозовые пределы в соответствии с НРБ-99/2009

Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

∙персонал (группы А и Б);

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

Для категорий облучаемых лиц устанавливаются два класса нормати-

вов:

∙основные пределы доз (ПД), приведенные в табл. 3.1;

∙допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие.

27

Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни воздействия персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А.

Основные дозовые пределы облучения лиц из персонала и населения не включают в себя дозы от природных, медицинских источников ионизирующего излучения и дозу вследствие радиационных аварий, на которые устанавливаются специальные ограничения.

Для обеспечения условий, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого, с учетом достигнутого в организации уровня радиационной безопасности, администрацией организации дополнительно устанавливаются контрольные уровни (дозы, уровни активности, плотности потоков и др.).

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период тру-

довой деятельности (50 лет) − 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) − 70 мЗв. Начало периодов вводится с 1 января 2000 г.

Годовая эффективная доза облучения персонала за счет нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения не должна превышать пределов доз, указанных в табл. 3.1.

В стандартных условиях монофакторного поступления радионуклидов годовое поступление их через органы дыхания и среднегодовая объемная ак-

тивность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать числовых значений ПГП и ДОА, приведенных в прил. 1 и 2 СанПиН 2.6.1.2523-09, где пределы доз

взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год для населения.

В условиях нестандартного поступления радионуклидов величины ПГП и ДОА устанавливаются в соответствии с санитарным законодательством.

Для персонала группы А значения ПГП и ДОА дочерних продуктов изотопов радона (222Rn и 220Rn) − 210Po(RaA); 214Pb(RaB); 214Bi(RaC); 212Pb(ThB); 212Bi(ThC) составляют:

∙ПГП: 0.10 ПRаА + 0.52ПRаВ + 0.38ПRаС = 3.0 МБк,

0.91ПThВ + 0.09 ПThC = 0.68 МБк;

∙ДОА: 0.10 АRаА + 0.52 АRаB + 0.38 АRаС = 1200 Бк/м3,

0.91AThB + 0.09 АThC = 270 Бк/м3 ,

где Пi и Аi − годовые поступления и среднегодовые объемные активности в зоне дыхания соответствующих дочерних продуктов изотопов радона.

28

Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала.

Кроме этого на период беременности и грудного вскармливания ребенка женщины должны переводиться на работу, не связанную с источниками ионизирующего излучения.

Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

Планируемое повышенное облучение персонала группы А выше установленных пределов доз (см. табл. 3.1) при предотвращении развития аварии или ликвидации ее последствий может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин, как правило, старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений, приведенных в табл. 3.1, допускается организациями (структурными подразделениями) федеральных органов исполнительной власти, осуществляющих государственный санитарно-эпидемиологический надзор на уровне субъекта Российской Федерации, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз по табл. 3.1 – допускается только федеральными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

Повышенное облучение не допускается:

-для работников, ранее уже облученных в течение года в результате

аварии или запланированного повышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз, приведенные в табл. 3.1;

-для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с источниками излучения.

Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100 мЗв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв за год.

Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться

29

на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке.

Эффективная доза облучения природными источниками излучения всех работников, включая персонал, не должна превышать 5 мЗв в год в производственных условиях (любые профессии и производства).

Средние значения радиационных факторов в течение года, соответствующие при монофакторном воздействии эффективной дозе 5 мЗв за год при продолжительности работы 2000 ч/год, средней скорости дыхания 1,2 м3/ч и радиоактивном равновесии радионуклидов уранового и ториевого рядов в производственной пыли, составляют:

–мощность эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте –

2,5 мкЗв/ч;

–ЭРОАRn в воздухе зоны дыхания – 310 Бк/м3;

–ЭРОАTn в воздухе зоны дыхания – 68 Бк/м3;

–удельная активность в производственной пыли урана-238, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда, – 40/f кБк/кг, где f –

среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания, мг/м3;

– удельная активность в производственной пыли тория-232, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда, – 27/f, кБк/кг.

При многофакторном воздействии должно выполняться условие: сумма отношений воздействующих факторов к значениям, приведенным ранее, не должна превышать 1.

Годовая доза облучения населения не должна превышать основные пределы доз (табл. 3.1). Указанные пределы доз относятся к средней дозе критической группы населения, рассматриваемой как сумма доз внешнего облучения за текущий год и ожидаемой дозы до 70 лет вследствие поступления радионуклидов в организм за текущий год.

Облучение населения техногенными источниками излучения ограничивается путем обеспечения сохранности источников излучения, контроля технологических процессов и ограничения выброса (сброса) радионуклидов в окружающую среду, а также другими мероприятиями на стадии проектирования, эксплуатации и прекращения использования источников излучения.

Допустимые значения содержания радионуклидов в пищевых продуктах, питьевой воде и воздухе, соответствующие пределу дозы техногенного облучения населения 1 мЗв/год, рассчитываются на основании значений дозовых коэффициентов при поступлении радионуклидов через органы пищеварения с учетом их распределения по компонентам рациона питания и питьевой воде, а также с учетом поступления радионуклидов через органы дыхания и внешнего облучения людей. Значения дозовых коэффициентов для

30