Сахаров Введение в теорию переноса и физику засчиты от 2013

Таблица 6.20 Среднегодовые допустимые плотности потоков излучений для лиц из

персонала при внешнем облучении, см-2 с-1

*Получено исходя из эффективной дозы.

Видно, что ДППперс отличаются в разы, а для фотонов даже на порядки в зависимости от облучаемого органа.

Предельно допустимые концентрации радионуклидов в воде, воздухе и продуктах питания

Описанные в § 4.5 подходы к расчету эффективных доз внутреннего облучения позволяют, исходя из значения ПДД и параметров табл.6.19, рассчитывать допустимые концентрации радионуклидов в элементах окружающей среды и их допустимое по-

ступление в организм человека.

В частности, в НРБ-99/2009 приведены рассчитанные для лиц из персонала предельные годовые поступления – ПГПперс, и допустимая среднегодовая удельная активность радионуклидов в возду-

хе – ДОАперс.

Предел годового поступления (ПГП) – уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который при монофакторном (отдельный радионуклид, один из путей поступления) воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы.

Следует отметить, что в отличие от упрощенного подхода, описанного в §4.5, для получения величин использовались более точные многокамерные модели миграции и накопления радионуклидов в отдельных органах человека при поступлении радионуклидов ингаляционным путем, частично отраженные в разделе 4.5.2 §4.5.

Расчеты выполнены для аэрозолей с логарифмически нормальным распределением частиц по активности при медианном по активности аэродинамическом диаметре 1 мкм и стандартном гео-

261

метрическом отклонении, равном 2,5. В расчетах использована модель органов дыхания МКРЗ.

Химические формы радиоактивных аэрозолей и их химические соединения разделены на три типа в зависимости от скорости перехода радионуклида из легких в кровь:

–тип "М" (медленно растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, наблюдается ком-

понента активности радионуклида, поступающая в кровь со скоростью 0,0001 сут-1;

–тип "П" (соединения, растворимые с промежуточной скоростью): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому ти-

пу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 0,005 сут-1;

–тип "Б" (быстро растворимые соединения): при растворении в

легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 100 сут-1.

Для целей нормирования поступления радионуклидов через ор-

ганы дыхания в форме радиоактивных газов выделены типы "Г" (Г1-Г3) газов и паров соединений некоторых элементов.

В основу расчетов величин ПГПперс, и ДОАперс в воздухе положены вычисленные удельные дозовые коэффициенты евозд (см.

формулу (4.46)), т.е. эффективные дозы внутреннего облучения от единичного поступления радионуклидов в организм с вдыхаемым воздухом.

Как сильно сказывается тип радионуклида на рассчитанных величинах демонстрируют выборочные данные, приведенные в табл.6.21.

Разница в скорости перехода радионуклида из легких в кровь

приводит к изменению ПГПперс в несколько раз, причем для быстрорастворимых аэрозолей предельное поступление выше, чем для

медленнорастворимых. В значительно большей степени на рассматриваемые величины влияет форма радиоактивных газов. Здесь разница достигает порядков.

Аналогичные данные рассчитаны и приведены в НРБ-99/2009 и для критических групп из населения, указанных в табл.6.19. За критическую группу принимается группа лиц из населения (не менее 10 чел.), однородная по одному или нескольким признакам – полу, возрасту, социальным или профессиональным условиям, месту проживания, рациону питания, которая подвергается наиболь-

262

шему радиационному воздействию по данному пути облучения от данного источника излучения. При этом из всех типов аэрозолей и газов взяты дающие наименьшие ПГПнас и ДОАнас.

Таблица 6.21 Значения удельных дозовых коэффициентов, предела годового поступления с воздухом и допустимой среднегодовой объемной активности в воздухе отдельных радионуклидов для персонала

Кроме того, по аналогичным методикам рассчитаны удельные дозовые коэффициенты еводы и уровни вмешательства УВ (Бк/кг) для взрослых по содержанию отдельных радионуклидов в питьевой воде. Для примера в табл.6.22 приведены некоторые из полученных результатов для значимых радионуклидов.

Если в воде или воздухе содержится смесь из L радионуклидов с известным процентным составом по активности р1, то допустимая концентрация для смеси ДКсм может быть оценена по формуле:

263

Таблица 6.22 Значения дозовых коэффициентов eводы при поступлении радионуклидов

в организм взрослых людей с водой и уровни вмешательства УВ по содержанию отдельных радионуклидов в питьевой воде

6.4.4. Комбинированное воздействие излучений

Предельно допустимые уровни внешних потоков излучений и допустимые концентрации радионуклидов в окружающей среде устанавливаются в НРБ для монофакторного воздействия. В реальных сиуациях (особенно в профессиональных условиях) организм находится одновременно под воздействием многих факторов (разные виды излучений, разные радионуклиды, внутреннее и внешнее облучение). Поэтому для предотвращения переоблучения при работе в смешанных полях излучений требования радиационной безопасности формулируются из условия непревышения суммарной эффективной дозы, что с использованием производных характеристик поля выражается следующим образом:

Или, разделяя по разным видам излучений и учитывая простоту оценки каждой составляющей:

Здесь Ек – годовая эффективная доза внешнего облучения, создаваемого к-м видом излучения, ПДД – годовая предельно допустимая доза, Ij – поступление j-го радионуклида в организм, ПДПj –

264

предельно допустимое годовое поступление j-го радионуклида в организм по всем возможным путям поступления, Еγ – годовая эффективная доза внешнего облучения, создаваемого n-м гаммаизлучателем, φβi – плотность потока β-частиц с максимальной энергией Еβmaxi, δβi – удельная эффективная доза β-частиц с максималь-

ной энергией Еβmaxi, nm – плотность потока нейтронов m-й энерге-

тической группы, ДППm – допустимая плотность потока нейтронов m-й энергетической группы, Кl –фактическая концентрация l-го радионуклида в воздухе, ДОАl – допустимая объемная активность l-го радионуклида в воздухе.

Контрольные вопросы к § 6.4

1.На какие источники излучений распространяется действие НРБ-99/2009?

2.Какие категории облучаемых лиц выделяют действующие

НРБ?

3.Какие радиационные риски приняты для персонала и населе-

ния?

4.Какие пределы эффективных доз приняты для персонала и населения?

5.Во сколько раз снизилась ПДД для персонала с начала нор-

мирования до настоящего времени?

6.Какие дозы не включаются в дозовые пределы НРБ-99/2009?

7.Чему равны допустимые пределы эффективных доз при радиационных инцидентах?

8.Как влияет тип радиоактивного аэрозоля на величину предельного годового поступления при ингаляции?

9.Каким образом формулируются условия радиационной безопасности при работе в смешанных полях излучений?

265

РЕКОМЕНДУЕМАЯ ЛИТЕРАТУРА

1.Машкович В.П., Кудрявцева А.В. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1995

2.Гусев Н.Г., Климанов В.А., Машкович В.П., Суворов А.П. Защита от излучений ядерно-технических установок. Физические

основы защиты от излучений. Учебник для вузов. Том 1. 3-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1989

3.Нормы радиационной безопасности - НРБ-99. СП 2.6.1.75899 - Минздрав России, 1999

4.Сахаров В.К. Радиоэкология. С.-Петербург: Изд.-во «Лань».

2006

5.Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. Учебник для вузов. 3-е изд. М.: Энергоатомиздат, 2002

6.Рекомендации Международной комиссии по радиологической защите 1990 года. Часть 1. Публикация 60. Пер. с англ. М.:

Энергоиздат,1994.

7.United Nations. Sources and Effects of Ionizing Radiation. United Nations Scientific Committee on Effects of Atomic Radiation, 2000 Report to the General Assembly, with scientific annexes. United Nations sales publication E.00.IX.3. United Nations. New York, 2000.

8.Международные основные нормы безопасности для защиты

от ионизирующих излучений и безопасного обращения с источниками излучения // Серия изданий по безопасности № 115. - МАГАТЭ, Вена, 1997.

9.Сахаров В.К. Радиоэкология. М.: МИФИ, 1995.

266

ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ КОНСТАНТЫ И ОБОЗНАЧЕНИЯ

268