Нормы радиационной безопасности.

Основным документом, регламентирующим допустимые уровни воздействия излучений на организм человека, в нашей стране, является «Нормы радиационной безопасности» (НРБ - 99). С целью снижения необоснованного облучения нормирование осуществляется дифференцированно для различных категорий облучаемых лиц, в зависимости от условий контакта с источниками излучений и места проживания. Нормы устанавливают следующие категории облучаемых лиц:

- персонал (группы А и Б);

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

Нормы облучения также дифференцированы в отношении различной радиочувствительности органов и частей тела человека.

Для каждой категории облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов: основные дозовые пределы, допустимые уровни и контрольные уровни. Основные дозовые пределы приведены в таблице 2.

Предельно допустимая доза (ПДД) - наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которое при рaвномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

Предел дозы (ПД) - предельная эквивалентная доза за год для ограниченной части населения. ПД устанавливают меньшим, чем ПДД в 10 раз для предотвращения необоснованного облучения этого контингента людей. Значения ПДД и ПД в зависимости от группы критических органов приведены ниже в таблице 2.

Закономерности биологического эффекта излучения на живую ткань определяют основные принципы защиты - снижение плотности потока излучения и времени его действия. Время контакта с излучением в режиме нормальной эксплуатации установки является регулируемым и контролируемым параметром. Плотность облучающего потока зависит от мощности источника, его физических характеристик и инженерной защиты источника.

Таблица 2.

Основные пределы доз

Нормируемые величины	Пределы доз
	Персонал (группа А)*	лица из населения
Эффективная доза	20 мЗм в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более50 м Зв в год	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год: - в хрусталике глаза, - коже, - кистях и стопах	150 мЗв 500 мЗв 500 мЗв	15 мЗв 50 мЗв 50 мЗв

* Примечание: дозы облучения для персонала группы Б не должны превышать ¼ значений для персонала группы А.

Защитные мероприятия.

Под инженерной защитой понимают любую среду (материал), расположенную между источником и зоной размещения людей или оборудования для ослабления потоков ионизирующих излучений. Защиту принято классифицировать по назначению, типу, компоновке, форме и геометрии. По назначению защиту подразделяют на биологическую, радиационную и тепловую.

Биологическая защита должна обеспечивать уменьшение дозы облучения персонала до предельно допустимых уровней. При радиационной защите должна быть обеспечена степень радиационных повреждений различных объектов, подвергающихся облучению, до допустимых уровней. Тепловая защита обеспечивает снижение радиационного энерговыделения в защитных композициях до допустимых уровней.

Основными свойствами излучений, определяющими условия безопасности обращения с ними, являются ионизирующая и проникающая способность. Ионизирующая способность излучения отражена в значении взвешивающего коэффициента, а проникающая - характеризуется величиной линейного коэффициента поглощения.

Закон ослабления излучения в веществе, в зависимости от его толщины (х), можно записать в следующем виде:

(1)

где j(0),j(х) - плотности потока излучения, соответственно, на входеj(0) и на выходеj(х) из вещества толщиной х;

m- линейный коэффициент ослабления излучения в веществе.

Формула (1) может быть записана в следующем виде:

(2)

где n - скорость счета импульсов тока при наличии защитного материала толщиной х, имп/с,

n_ф - скорость счета импульсов тока за пределами зоны влияния источника излучения, т.е. фона, имп/с,

n_о- скорость счета импульсов тока без защитнoго материала , имп/с.

Из формулы (2) выводим выражение для расчета линейного коэффициента ослабления:

(3)

Значение линейного коэффициента ослабления может быть также определено из графической зависимости:

,

представленной по результатам измерений ослабления излучения за различными толщинами для одного материала. В этом случае эта зависимость будет иметь вид прямой с наклоном определяемым значением линейного коэффициента ослабления, т.е. m=tqа.

Поглощение излучения в веществе зависит от природы излучения, а также от состава и плотности самого вещества. Ниже в таблице 3 представлена зависимость коэффициента ослабления для излучения фотонной природы:

Поглощение корпускулярных ионизирующих излучений происходит значительно интенсивнее фотонных. Это можно объяснить либо наличием у частиц, ионизирующих вещество, электрического заряда, либо при его отсутствии наличием значительной массы ионизирующих частиц (нейтронов). Поглощение корпускулярных излучений удобно характеризовать величиной свободного пробега частиц в веществе.

Таблица 3

Энергия гамма-излучения, МэВ	Коэффициент ослабления, см-1
	Воздух	оргстекло	железо	свинец
0,1	0,198	0,172	2,81	59,9
0,5	0,111	0,006	0,82	1,67
1,0	0,081	0,07	0,45	0,75
2,0	0,057	0,05	0,33	0,51
5,0	0,036	0,03	0,24	0,48
10,0	0,026	0,022	0,23	0,62

В таблице 4 представлены харaктерные значения свободных пробегов частиц в воздухе для a -, b - и протонного излучений.

Таблица 4

Вид ионизирующего излучения	Диапазон энергии, МэВ	Диапазон свободных пробегов, см
a	4,0 -10,0	2,5-10,6
b	0,01-8,00	22-1400
протонное	1,0-15,0	0,002-0,003