Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения

№ п/п	Вид излучения**	Wв*
1	Фотоны любых энергий	1
2	Электроны и мюоны любых энергий	1
3	Нейтроны с энергией менее 10 кэВ	5
4	Нейтроны с энергией от 10 кэВ до 100 кэВ	10
5	Нейтроны с энергией от 100 кэВ до 2 МэВ	20
6	Нейтроны с энергией от 2 до 20 МэВ	10
7	Нейтроны с энергией более 20 МэВ	5
8	Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи	5
9	Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра	20

^* Все значения W_в относятся к излучению, воздействующему на тело, а в случае внутреннего облучения – испускаемому при ядерном превращении,

^** Рентгеновское и гамма-излучение относят к фотонам, или электромагнитным ионизирующим излучениям, а все остальные виды ионизирующих излучений – к корпускулярным.

Единицами измерения эквивалентной дозы являются бэр и Зиверт (Зв), связанные следующим соотношением:

1 Зв = (1Дж ⁄ кг) ⁄ W_в = Гр ⁄ W_в = 10² бэр.

При воздействии нескольких видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения:

Н_э = ∑ Н_эn,

где Н_эn – эквивалентные дозы n различных видов излучения.

1.2. Реакция на воздействие одних и тех же эквивалентных доз на различные органы человека неодинакова. В связи с этим риск возникновения стохастических отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности оценивается по величине эффективной дозы (Е). Она представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты W_Т:

E = ∑ Н_э· W_Т,

где Н_э – эквивалентная доза в органе или ткани Т, a W_Т – взвешивающий коэффициент, учитывающий радиочувствительность органа или ткани. Единицей измерения эффективной дозы также является зиверт (Зв) или бэр. Значения взвешивающего коэффициента W_Т, используемые в радиационной защите для учета различной чувствительности органов и тканей человека в возникновении стохастических эффектов, приведены в табл. 2.

Таблица 2

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов

№ п/п	Орган, ткань	WТ
1	Гонады	0.20
2	Костный мозг (красный)	0,12
3	Толстый кишечник	0,12
4	Легкие	0,12
5	Желудок	0,12
6	Мочевой пузырь	0,05
7	Грудная железа	0,05
8	Печень	0,05
9	Пищевод	0,05
10	Щитовидная железа	0,05
11	Кожа	0,01
12	Клетки костных поверхностей	0,01
13	Остальное	0,05

В табл.2 «остальное» включает надпочечники, головной мозг, экстраторокальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечную ткань, поджелудочную железу, селезенку, вилочковую железу и матку.

1.3. Оперативный контроль радиационной обстановки по опасности внешнего облучения, планирование мероприятий по биологической защите и оценке ее эффективности удобно осуществлять по величине мощности эквивалентной дозы. Мощность эквивалентной дозы является отношением величины эквивалентной дозы к времени, в течение которого она была накоплена. Единицей мощности эквивалентной дозы в системе СИ является Зв/с, а внесистемной единицей, используемой на практике, – бэр/с.

Большинство радионуклидов, поступающих в организм, с определенной степенью избирательности накапливается в различных органах и тканях. Сведения о «содержании» радионуклидов в организме используются для оценки степени опасности внутреннего облучения. Содержание радионуклидов измеряется в единицах активности, т. е. величиной ожидаемого числа спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, которые происходят в единицу времени. Единицей измерения активности является беккерель, Бк (1Бк = 1 ядерному превращению в секунду) или кюри – внесистемная единица активности, Ки (1 Kи = 3,7·10¹⁰ ядерных превращений в секунду). Измерение содержания радиоактивных веществ осуществляется непосредственным инструментальным измерением активности радионуклида в органе (ткани) или биофизическим анализом (измерение содержания в выделениях организма).

Для более точной оценки дозы внутреннего облучения необходимы сведения об интенсивности изменения содержания радионуклидов в организме во времени. Эти изменения можно оценить по величине «поступления» радионуклидов в организм (Бк/год). Контроль поступления радионуклидов в организм человека также осуществляется прямым или косвенным измерением содержания радионуклидов в органе (ткани) или расчетом по измеренной величине удельной (объемной) активности радионуклидов в воздухе.

Оценка опасности внутреннего облучения на рабочем месте по измеренной величине удельной (объемной) активности радионуклидов в воздухе является ориентировочным методом. Этот метод используется для оперативного радиационного контроля. Удельная (объемная) активности радионуклидов в воздухе оценивается как отношение активности радионуклида к массе (объему) воздуха (Бк ⁄ кг, Бк ⁄ л):

А_m = А ⁄ m; А_v = А ⁄ V,

где А_m – удельная активность, Бк ⁄ кг; А – измеренная активность радионуклида, Бк; А_v – объемная активность, Бк ⁄ л; m и V – соответственно масса и объем воздуха.

Одним из источников внешнего и внутреннего облучения являются загрязненные радионуклидами рабочие поверхности, спецодежда и кожные покровы. С целью ограничения загрязнения в процессе выполнения работ с открытым источником ионизирующего излучения производится контроль радиоактивного загрязнения. Под радиоактивным загрязнением понимается присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни, установленные НРБ-99. При этом различают неснимаемое (фиксированное) и снимаемое (нефиксированное) загрязнение поверхности. Фиксированное загрязнение свидетельствует о присутствии радиоактивных веществ, которые не переносятся при контакте на другие предметы и не удаляются при дезактивации. При нефиксированном загрязнении радиоактивные вещества переносятся при контакте на другие предметы и удаляются при дезактивации.

Загрязнение оценивается активностью радионуклидов на единице площади в единицу времени (частиц/(мин•см²) [1, 3, 4].

2. В практике контроля радиационной обстановки, планирования и оценки качества защитных мероприятий при работе с источниками ионизирующего излучения используются три класса гигиенически обоснованных нормативов: основные пределы доз, допустимые уровни воздействия и контрольные уровни.

В основу нормирования положены следующие основные принципы: не превышение основного предела доз, исключение всякого необоснованного облучения и снижение дозы облучения до возможно низкого уровня. Эти принципы находятся в полном соответствии с рекомендациями Международной комиссии радиационной защиты (МКРЗ) о необходимости создания условий работы, при которых доза облучения не должна превышать значений, допустимых с позиций социально приемлемого риска.

Риск детерминированных опасных воздействий ионизирующих излучений при работе в условиях, регламентируемых «Нормами радиационной безопасности», значительно ниже, чем при воздействии нерадиационных факторов [1].

2.1. Допустимые уровни внешнего и внутреннего облучения нормируются для различных категорий облучаемых лиц с учетом степени их контакта с источниками ионизирующего излучения. Установлены нормативные значения для трех категорий облучаемых лиц (персонал А, персонал Б и население).

Лица, постоянно или временно работающие непосредственно с источниками ионизирующего излучения, называются персоналом категории А. Другая группа лиц, которые не работают непосредственно с источниками ионизирующего излучения, но по условиям проживания или расположения рабочих мест могут подвергнуться воздействию ионизирующего излучения, отнесена к персоналу категории Б.

Население области, края, республики, страны (включая категории «персонал А» и «персонал Б», находящиеся за пределами рабочего места) представляет категорию «население».

Как уже отмечалось, опасность воздействия ионизирующих излучений в значительной степени зависит от того, какой орган (ткань) подвергается облучению. Поскольку органы человека обладают различной чувствительностью к воздействию ионизирующих излучений и роль их в поддержании нормальной жизнедеятельности различна, пределы доз установлены с учетом вида облучаемых органов.

В зависимости от категории облучаемых лиц и разновидности облучаемых органов установлены годовые пределы доз (ГПД). При этом ГПД тем жестче, чем чувствительнее орган к воздействию ионизирующих излучений (табл. 3).

Годовой предел дозы — это значение индивидуальной эквивалентной или эффективной дозы техногенного облучения за год, которая при равномерном воздействии на «персонал А и Б» в течение 50 лет (на «население» в течение 70 лет) не вызывает детерминированных эффектов, при этом вероятность проявления стохастических эффектов обеспечивается на приемлемом уровне.

Пределы доз являются нормативными значениями, превышение которых не допускается. Превышение годового предела дозы увеличивает риск проявления детерминированных и стохастических последствий облучения и расценивается как несчастный случай.

Хроническое облучение дозами, не превышающими ГПД, по своим последствиям не зависит от ритма облучения, поэтому допускается облучение персонала дозой, равной 1 ГПД, за любой промежуток года. Кроме того, в течение 2 лет допускается облучение всего тела дозой, нормируемой как предел дозы на 5 лет облучения. В этом случае обязательным условием является ограничение величины фактически полученной дозы за год (≤2,5 ГПД) и предотвращение воздействия ионизирующих излучений в течение остальных 3 лет работы. Исключение составляют женщины в репродуктивном возрасте (до 45 лет), для которых нормируются единовременные пределы эквивалентной дозы облучения низа живота (не более 2 мЗв/месяц) и ограничиваются годовые уровни поступления радионуклидов (в 20 раз меньше предела годового поступления для персонала).

Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны ¼ значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонал приводятся только для группы А.

Таблица 3

Основные пределы дозы для различных категорий облучаемых лиц

Нормируемые величины	Персонал (группа А)	Население
1	2	3
Годовой предел эффективной дозы	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 последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эффективная доза, накопленная за 50 лет работы персонала (группы А) и 70 лет проживания населения	1000 мЗв	70 мЗв
Годовой предел эквивалентной дозы в хрусталике глаза	150 мЗв	15 мЗв
Предел эквивалентной дозы за год облучения кожи	500 мЗв	50 мЗв
Предел эквивалентной дозы за год облучения кистей и стоп	500 мЗв	50 мЗв
Предел эквивалентной дозы за месяц облучения поверхности нижней части области живота женщин в репродуктивном возрасте (до 45 лет)	1 мЗв/месяц	–

При организации работ с источниками ионизирующего излучения необходимо учитывать, что допускается одновременное облучение по всем нормируемым величинам до указанных в табл. 3 пределов.

2.2. Оперативный контроль радиационной обстановки и качества систем защиты от внешнего и внутреннего облучения осуществляется сравнением фактических уровней облучения с их нормируемыми допустимыми уровнями (табл. 4). Допустимые уровни – это нормативные значения мощности дозы, поступления радионуклидов в организм, их концентрация в воздухе (для населения и в воде), загрязненность поверхности и т. п., рассчитанные из значений основных пределов доз.

Мощность дозы используется для оперативного контроля радиационной обстановки при внешнем облучении. Присутствие человека в условиях, в которых не превышается допустимая мощность дозы (ДМД), не будет сопровождаться накоплением доз, превышающих основные пределы доз. Величина ДМД используется только для ориентировочной оценки радиационной обстановки, и кратковременные превышения ДМД не позволят судить, имело ли место переоблучение персонала. ДМД может быть рассчитана из соотношения ДМД = ГПД/Т, где Т – время облучения, для категории А Т = 1700 ч = 10⁵ мин = 6,1·10⁶ с.

Поступление радиоактивных веществ в организм в течение года не должно превышать предела годового поступления ПГП. Величина поступлений на уровне ПГП в течение года при монофакторном воздействии приравнивается к облучению дозой, равной ГПД. При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать пределов доз [4, 5].

Таблица 4