Министерство образования и науки Российской Федерации

КОСТРОМСКОЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ

Кафедра промышленной экологии и безопасности

Репин В.М., Г.К. Букалов, Е.В. Кривошеина, И.В. Сусоева

ЗАЩИТА ПРОИЗВОДСТВЕННОГО ПЕРСОНАЛА

ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХИЗЛУЧЕНИЙ

Методические указания к выполнению лабораторной работы

Кострома

КГТУ

2012

УДК 658.387(075)

В.М. Репин, Г.К. Букалов. Е.В. Кривошеина, И.В. Сусоева "Защита производственного персонала от ионизирующих излучений". - Кострома: Изд-во Костром. гос. технол. ун-та, 2012. – 14 с.

Лабораторная работа "Защита производственного персонала от ионизирующих излучений " соответствует учебным планам по дисциплинам "Безопасность жизнедеятельности" для студентов всех специальностей и факультетов и «Производственная санитария и гигиена труда» для студентов специальности 280102

Рецензенты: к.т.н., доцент кафедры БЖД и Т ФГБОУ ВПО Костромская ГСХА С.Н. Румянцев; заведующий каф. ПЭ и Б к.т.н., доцент В.Б. Соколов

Рассмотрено и рекомендовано к изданию редакционно-издательским советом КГТУ.

Костромской государственный технологический университет, 2012

Введение

При использовании в промышленности радиоактивных материалов возникают специфические опасные и вредные факторы. Для предотвращения поражения и возникновения радиофобии всем работающим необходимо уметь пользоваться приборами для контроля ионизирующих излучений и правильно оценивать опасность радиационного поражения организма.

1. Требования безопасности

   1. . Перед началом работы

1.Студентам запрещается приступать к выполнению лабораторной работы до момента окончания изучения настоящей методической разработки. К работе с лабораторным оборудованием разрешает приступить преподаватель после проверки наличия росписи каждого студента в журнале по технике безопасности и после проведения соответствующего инструктажа.

1.2.Во время работы

2.Категорически запрещается без указания преподавателя или лаборанта включать или выключать приборы лабораторного стенда.

3.Запрещается: подвергать механическому разрушению защитный экран, перемещать лабораторный стенд, помещать части тела на пути излучения.

4.Излучение должно быть направлено в сторону, свободную от людей.

5.Необходимо соблюдать правила электробезопасности, т.к. электропитание установки осуществляется от сети переменного тока с напряжением 220В.

6.Работа по дозиметрическому контролю проводится непосредственно под руководством преподавателя или лаборанта.

1.3.После окончания работы

7.Отключить стенд от электросети.

8.Сдать образцы экранов преподавателю.

2. Цель работы

Ознакомление с наиболее распространенными методами и средствами зашиты персонала от рентгеновских и гамма-излучений: защита расстоянием и защитными экранами. Изучение приборов, предназначенных для измерения мощности дозы рентгеновского и гамма-излучения при отсутствии защитных экранов и их наличии.

2. План выполнения работы

2.1. Исследование зависимости мощности дозы рентгеновского излучения от расстояния до источника излучения.

2.2. Исследование зависимости мощности дозы рентгеновского излучения от экрана.

4. Краткие теоретические сведения

Под термином «радиация» обычно понимают ионизирующее излучение, способное вызывать определенные изменения в живой и неживой материи.

Ионизирующим излучением (ИИ) считается любое излучение, взаимо­действие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков. В законе РФ «О радиационной безопасности населения» дано определение: «Ионизирующее излучение - излучение, которое создается при радиоактивном распаде, ядерных превращениях, торможении заряженных частиц в веществе и образует при взаимодействии со средой ионы разных знаков».

Способность веществ испускать ионизирующие излучения называется радиоактивностью. Вещества, испускающие ионизирующие излучения, назы­ваются радиоактивными веществами.

Процессы, в результате которых возникает радиация, называются радио­активными процессами, или радиоактивностью. Радиоактивность - это про­цесс распада ядер атомов, сопровождающийся ионизирующим излучением. Ра­диоактивность может быть естественной или искусственной (наведенной).

Источником радиации (источником ионизирующих излучений (ИИИ)) называют объект, содержащий радиоактивный материал или техническое уст­ройство, испускающее или способное в определенных условиях испускать ио­низирующее излучение.

Мощность источника ионизирующих излучений характеризуется его активностью (А). Под активностью А понимается среднее число атомов радиоак­тивноговещества (РВ), распадающихся в единицу времени. Единица активно­сти радионуклида - беккерель (Бк). Беккерель равен активности источника, в котором за время 1с происходит одно спонтанное ядерное превращение.

где dN- число атомов РВ, распавшееся за интервал времени dt.

Внесистемная единица активности - кюри (Ки). Кюри - это активность источника, в котором за время 1с происходит 3,7*10¹⁰ спонтанных ядерных превращений [беккерель, 1 Бк = 1 распад/с], (1 Ки = 3,7*10¹⁰ Бк), (1 Ки/км² = 37000 Бк/м²).

Отношение активности к массе, объему, площади или длине источника называется удельной, объемной, поверхностной или линейной активностью ис­точника соответственно.

Удельная активность радионуклида — отношение активности радио­нуклида в образце к массе образца, Бк/кг: А_m = А/m.

Объемная активность радионуклида - отношение активности радио­нуклида в образце к объему образца, Бк/м³: A_v = A/v.

Поверхностная активность радионуклида - отношение активности ра­дионуклида, содержащегося на поверхности образца, к площади поверхности этого образца, Бк/м²: A_s = A/s.

Линейная активность радионуклида - отношение активности радио­нуклида, содержащейся на длине образца, к его длине, Бк/м: A_L = A/L.

Изменение активности во времени описывается экспоненциальной зави­симостью, получившей название закон радиоактивного распада:

А_t= А₀exp(-λt),

где А₀ - активность радионуклида в источнике в начальный момент времени (t=0);

λ - постоянная распада.

λ =0,693/Т_1/2 ,

где Т_1/2- период полураспада радионуклида (время, в течение которого число ядер в результате радиоактивного распада уменьшается в 2 раза). 0,693 = 1n2.

На практике часто вместо экспоненциального закона изменение активно­сти во времени определяют степенной зависимостью предложенной Вигнером и Веем:

где А₀ - активность осколков деления в момент времени to;

A_t- активность осколков деления в момент времени t;

n- коэффициент, зависящий от изотопного состава источника ионизирую­щего излучения и от времени, прошедшего после аварийного выброса или ядерного взрыва. Для практических расчетов в широком диапазоне времени

принимают: n = 0,4 (для радиационной аварии);n = 1,2 (для ядерного взрыва).

Масса m радионуклида в граммах (без учета массы неактивного носителя) связана с его активностью А соотношением:

(1.5)

=Nm_а (m_а – масса одного атома в граммах); m_а=M_a/N_a

- молекулярная масса,

N_a – постоянная Авогадро, N_a=6,022*10²³моль^-1.

Различают непосредственно ионизирующее и косвенно ионизирующее, фотонное и корпускулярное излучения.

Непосредственно ионизирующее излучение - это ионизирующее излу­чение, состоящее из заряженных частиц с кинетической энергией, достаточной для создания ионизации при столкновении.

Косвенно ионизирующее излучение - это ионизирующее излучение, со­стоящее из квантов и незаряженных частиц, взаимодействие которых со средой приводит к образованию непосредственно ионизирующего излучения.

Фотонным излучением называется электромагнитное косвенно ионизи­рующее излучение. К фотонному излучению относятся: гамма-излучение, воз­никающее при изменении энергетического состояния атомных ядер, а также при аннигиляции частиц или ядерных превращениях; рентгеновское излучение, состоящее из тормозного и (или) характеристического излучений

Тормозное излучение с непрерывным энергетическим спектром возникает при уменьшении кинетической энергии заряженных частиц. Характеристическое излучение с дискретным энергетическим спектром возникает при изменении энергетического состояния атомов (переходе электронов с внешних уровней навнутренние).

Корпускулярное излучение - ионизирующее излучение, состоящее из частиц с массой покоя, отличной от нуля. К корпускулярному ионизирующему излучению относятся альфа-излучение, бета-излучение, протонное, нейтронное излучения.

Альфа-излучение - корпускулярное излучение, состоящее из ядер ато­мов гелия.

Бета-излучение - излучение, состоящее из электронов или позитронов.

р-излучение - излучение, состоящее из протонов.

n-излучение - излучение, состоящее из нейтронов.

Одной из основных характеристик ионизирующего излучения, наряду с его энергией, является проникающая способность. Альфа-частицы относи­тельно тяжелые и имеют сравнительно большой заряд, поэтому они интенсивно взаимодействуют со средой, быстро тратят энергию, вследствие чего имеют малую проникающую способность. Эта способность характеризуется длиной свободного пробега. R - длина траектории альфа-частицы в данной среде.R можно рассматривать как минимальную толщину материала, которая полностью поглощает альфа-излучение данной энергии. Чем выше энергия альфа частиц, тем больше R.

Пробеги альфа-частиц в воздухе составляют всего несколько сантимет­ров, а в мягкой биологической ткани - десятки микрон (порядка 0,01-0,05 мм). Таким образом, для защиты от альфа-излучения достаточен тончайший слой твердого вещества (фольга, лист бумаги, ткань и т.п.) или 2-10 см воздуха.

Бета-излучение - излучение, состоящее из электронов или позитронов, которые возникают при бета-минус-распаде, бета-плюс-распаде и электронном захвате.

Бета-минус-распад (p - распад) является наиболее распространенным ви­дом распада, и в дальнейшем слово «минус» мы будем опускать, понимая под «бета-распадом» именно «бета-минус-распад». Он представляет собой само­произвольный распад ядер, сопровождающийся испусканием электрона.

Этот процесс сводится к тому, что нейтрон n в составе ядра претерпевает превращение, образуя протон р, электрон е- и антинейтрино v:

n → р + е- + v.

Электрон е-, образованный в результате бета-распада, называется бета- частицей (точнее, бета-минус-частицей) и обозначается символом β-. Таким об­разом, бета-частица обладает элементарным отрицательным зарядом (-1) и примерно в 7000 раз легче альфа-частицы.

Радионуклид, претерпевающий бета-распад, называют бета-активным нуклидом.

Проникающая способность бета-частиц характеризуется максимальной длиной пробега - Rmах - это минимальная толщина поглотителя, при которой полностью задерживаются бета-частицы данного радионуклида.

Гамма-излучение - это электромагнитное излучение высокой энергии, которое образуется в результате перехода ядра из возбужденного состояния в менее возбужденное или основное (невозбужденное) состояние. В возбужден­ном состоянии ядро может оказаться в результате радиоактивного распада (альфа-распада или бета-распада). Энергия возбужденного состояния ядра превращается в квант электромагнитного излучения (фотон), называемый «гамма-квант». Поток гам­ма-квантов - это гамма-излучение.

Вследствие радиоактивных распадов ядер образуются и другие виды электромагнитного и электронного излучения, связанные с перестройкой элек­тронной оболочки атома. Их энергия и вклад малы по сравнению с основным излучением (альфа-, бета-, гамма-), но они играют важную роль при идентифи­кации радионуклидов в научных (в том числе радиоэкологических) исследова­ниях. Механизмы образования этих видов излучения рассматриваются в рамках ядерной физики.

Нейтронное излучение является корпускулярным излучением, возникающим в процессе деления или синтеза ядер.

Нейтронное излучение, не имея электрического заряда, легко проникает ядра атомов облучаемого вещества. Достигая ядер атомов, нейтроны либо поглощаются ими, либо рассеиваются на них, теряя значительную часть энергии и скорость. Особенно большое количество энергии (до 50%) нейтроны теряют при столкновении с почти равными им по весу ядрами атомов элементов. По­этому вещества, имеющие минимальное количество электронов вокруг ядра (вода графит, азот), широко используются как для защиты от нейтронного из­лучения, так и для замедления движения нейтронов.

Нейтронный поток так же, как и гамма-излучение, обладает большой про­никающей способностью через различные вещества и преграды, в том числе и через тело человека. При этом в результате облучения нейтронами атомных ядер химических элементов окружающей среды возникает наведенная радиа­ция. Когда последние сами становятся источниками ионизирующих излучений.

Объектом защиты от ИИ является человек. Мерой воздействия ИИ на че­ловека является доза. Дозы могут быть индивидуальными и коллективными.

Различают следующие виды доз: экспозиционная, керма, поглощенная, эффективная, эквивалентная.

Экспозиционная доза X - это отношение суммарного заряда dQ всех ио­нов одного знака, созданных в сухом воздухе, когда все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в элементарном объеме воздуха с массой dm полностью остановились в воздухе, к массе воздуха в этом объеме:

X = dQ/dm.

Единицы измерения: Кл/кг; рентген [1Р = 2,58·10^-4 Кл/кг].

Понятием экспозиционной дозы желательно пользоваться для фотонного излучения в воздухе, при энергии фотонов до 3 МэВ.

В настоящее время (с 1.01.1990 г.) использование экспозиционной дозы не рекомендуется. Это связано с тем, что экспозиционная доза была введена только для фотонного излучения, поэтому она не может использоваться в полях смешанного излучения разных видов.

Для оценки воздействия на среду косвенно ионизирующих излучений всех видов используют понятие «керма» (kerma - аббревиатура от английских слов kinetic energy released in material).

Керма К - это отношение суммы первоначальных кинетических энергий dW_k ионизирующих частиц, образованных под действием косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме вещества, к массе dm вещества в этом объеме: К = dW_k/ dm.

Керма удобна тем, что она применима как для фотонов, так и для нейтро­нов в любом диапазоне доз и энергий излучения. Единицы измерения: грей.

1Гр= 1 Дж/кг.

Основной физической величиной, определяющей степень радиационного воздействия, является поглощенная доза ионизирующего излучения.

Поглощенная доза ионизирующего излучения D - это отношение сред­ней энергии dW, переданной ионизирующим излучением веществу в элемен­тарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

D = dW/dm,

т.е. поглощенная доза - это отношение энергии поглощенной веществом, к мас­се этого вещества. Единицы измерения: грей и внесистемная единица - рад.

1 Гр = 1 Дж/кг = 100 рад.

Для разных видов излучения биологический эффект при прочих равных условиях, в том числе и при одинаковой поглощенной дозе, оказывается раз­личным. Для сравнения биологических эффектов, производимых одинаковой поглощенной дозой различных видов излучения, используют понятие относи­тельной биологической эффективности излучения (ОБЭ).

Под ОБЭ излучения понимают отношение поглощенной дозы образцово­го рентгеновского излучения, вызывающего определенный биологический эф­фект, к поглощенной дозе рассматриваемого вида излучения, вызывающего тот же биологический эффект.

Регламентированные значения ОБЭ, установленные для контроля степени радиационной опасности при хроническом облучении, называют коэффициен­том качества излучения. В НРБ-99 этот коэффициент получил название «взве­шивающий коэффициент для отдельных видов излучения при расчете эк­вивалентной дозы (W_R)».

В задачах радиационной безопасности для оценки биологического дейст­вия излучения любого состава используют понятие «эквивалентная доза».

Эквивалентная доза H_TR - это поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного ви­да излучения, W_R.

H_TR= W_R*D_TR ,

где D_TR - средняя поглощенная доза в органе или ткани Т,

W_R - взвешивающий коэффициент для излучения R.

В системе СИ эквивалентная доза измеряется в зивертах. Внесистемной единицей является 1 бэр. 1 Зв = 100 бэр или 1бэр = 0,01 Зв.

При воздействии различных видов излучения эквивалентная доза опреде­ляется как сумма эквивалентных доз для каждого из видов излучения: Н_т= ΣH_TR

При одной и той же поглощенной дозе радиобиологический эффект тем выше, чем плотнее ионизация, создаваемая излучением. Для количественно оценки этого эффекта потребовалось введение понятия коэффициента относительной биологической эффективности (ОБЭ) или коэффициента качества излучения W_R. Для ɣ-квантов и β-частиц любых энергий W_R = 1; для нейтронов 5 до 10, для альфа-частиц - 20.

Разные органы или ткани имеют разные чувствительности к излучению. Поэтому в последние годы для случаев неравномерного облучения разных органов или тканей тела человека введено понятие эффективной дозы.

Эффективная доза Е, Зв - сумма произведений эквивалентной дозы органах и тканях на взвешивающие коэффициенты для этих органов и тканей.

E = ΣW_TH_T,

где Н_т - эквивалентная доза в органе или ткани Т;

W_T - взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т.

W_T представляет собой отношение стохастического риска смерти в ре­зультате облучения Т-го органа или ткани к риску смерти от равномерного об­лучения тела при одинаковых эквивалентных дозах. Таким образом, W_T опре­деляет весомый вклад данного органа или ткани в риск неблагоприятных по­следствий для организма при равномерном облучении. Сумма всех коэффици­ентов W_Т равна единице. При равномерном облучении всего организма эквива­лентная доза в каждом органе или ткани одна и та же Н_т = Н, и, следовательно, Е = Н. Эффективная доза используется как мера риска возникновения отдален­ных последствий облучения организма человека и отдельных его органов с уче­том их радиочувствительности.

Коэффициент W_T имеет следующие значения: половые железы - 0,2; ко­стный мозг 0,12; кишечник - 0,12; желудок - 0,12; легкие - 0,12; мочевой пу­зырь - 0,05; молочные железы - 0,05; печень - 0,05; пищевод - 0,05; щитовид­ная железа- 0,05; кожа- 0,01; кости- 0,01; остальные органы- 0,05.

ΣW_T =0,2+4-0,12+5-0,05+0,07=1.

Единица измерения эффективной дозы - зиверт.

Для определения понятия эффективной эквивалентной дозы необходимо ввести понятие "риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов". Риск — это вероятность возникновения неблагоприятных последствий для генофонда вследствие облучения. Само по­нятие вероятности предполагает, что риск связан со стохастическим характером повреждения.

Эквивалентная и эффективная дозы характеризуют меру ожидаемого эф­фекта облучения для одного индивидуума, они являются индивидуальными до­зами. Для оценки стохастических ожидаемых эффектов облучения групп людей часто используется эффективная коллективная доза.

Эффективная коллективная доза (S) - это эффективная доза, полученнаягруппой людей какого-либо источника радиации. Эффективная коллективная доза является мерой коллективного риска возникновения стохастических эффек­тов облучения. Она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица измерения эффективной коллективной дозы - человеко-зиверт (чел-Зв), внесис­темная - человеко-бэр (чел-бэр):

где n - число людей.

Мощность (К, X, D, Н, Е) за интервал времени dt к величине этого интервала.

Мощность экспозиционной дозы, Р/ч

X = dX/dt. Мощность кермы, Гр/ч K = dK/dt. Мощность поглощенной дозы, Г р/ч D= dD/dt. Мощность эквивалентной дозы, Зв/ч Н = dH/dt. Мощность эффективной дозы, Зв/ч E = dЕ/dt.

Связь активности с дозовыми величинами осуществляется через гамма- постоянную радионуклида .

Мощность экспозиционной дозы гамма-излучения, создаваемой фотона­ми от точечного изотропного излучающего источника с активностью А, нахо­дящегося в вакууме на расстоянии R от источника, равна:

где гамма-постоянная радионуклида, Р см /(ч·мКи);

R - расстояние от источника до точки измерения, см;

А- активность точечного источника, мКи.

Условия безопасности при использовании радиоактивные изотопов в промышленности, кроме защиты временем и защиты расстоянием, рассмотренных вданной лабораторной работе, достигаются применением комплекса мероприятий. К ним относятся установление предельно допустимых доз облучения, применение технических средств защиты и использование средств индивидуальной защиты.

Выбор материала для изготовления защитных экранов обуславливается прежде всего следующими факторами: преобладающий вид излучения (альфа- бета- или гамма-излучения); энергия излучения; активность источника; адсорбционная способность материала и др.

Для защиты от альфа-излучения достаточен слой воздуха, равный или более11см или экраны из стекла, оргстекла толщиной 1-2мм, алюминия или фольги толщиной в сотые доли миллиметра.

Экраны для зашиты от бета-излучения изготавливают двухслойными комбинированными, у которых со стороны источника располагают материал с малой атомной массой (например, из алюминия), а со стороны работающего - материал с большой атомной массой (например, свинец, вольфрам, железо, сплавы меди и др.).

Применение комбинированных экранов объясняется тем,что внутренний экран излегких материалов обеспечивает надежную защиту от высокоинтенсивных ионизирующих излучений, а наружный экран из тяжелых материалов обеспечиваетзащиту от излучений, кванты которых характеризуются большой энергией, высокой проникающей способностью, но меньшей интенсивностью ионизирующих излучений.

Для защиты от гамма-излучений, характеризующихся потоком гамма-квантов, которые обладают большой энергией и высокой проникающей способностью, используют экраны из материалов с большой атомной массой (например, свинец, вольфрам). Часто используют более легкие и дешевые, но менее дефицитные материалы (например, сталь, чугун, сплавы меди и др.), при этом толщина их должна увеличиваться.

Смотровые окна изготавливаются из прозрачных материалов: свинцового стекла, стекла с жидким наполнителем (бромистым или хлористым цинком), обладающими не только хорошими защитными, но и высокими оптическими показателями.

Надежность защитных экранов во всех случаях контролируют дозиметрическими приборами. При определении параметров защитных экранов необходимо учитывать спектральный состав излучения, его интенсивность, расстояние персонала от источника и время пребывания в сфере воздействия излучения. Толщину экранов определяют на основании закона ослабления излучения в материале экрана или по справочным таблицам и номограммам [1].

Процесс изменения числа и энергии квантов при прохождении через вещество называется ослаблением излучения. Ослабление потока излучения (част./см²*с) зависит от геометрических размеров и формы источника, защитного экрана и детектора и т.п.

Ослабление потока излучения от точечного источника происходит по экспоненциальному закону:

Lx=L₀*exp(-n*x) (1)

где: L_x - интенсивность излучения, замеренная при наличии защитного экрана толщиной х см.; L₀ - интенсивность излучения, измеренная прибором в отсутствии защитных экранов; n- линейный коэффициент ослабления излучения, которыйхарактеризует относительные изменения интенсивности на единицу толщины защитного экрана, 1/см.

Логарифмируя уравнение (1) и преобразовав его, получаем зависимость для определения n:

n =ln(L₀/L_x)/x (2)

Воздействие радиоактивных излучений на организм человека характеризуется проникающей и ионизирующей способностью. Согласно СанПин 2.6.1.2523-09. "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009) и Основным санитарным правилам работы с радиационными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/80 под ионизирующим излучением следует понимать любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов различных знаков и определяется удельной ионизацией, т.е. числом пар ионов, создаваемых частицей в единице объема или массы. Излучение различных видов радиоактивных веществ обладает различной ионизирующей способностью.

Проникающая способность радиоактивных излучений определяется длиной свободного пробега частиц. По мере увеличения длины пробега в веществе скорость частиц уменьшается и на некотором расстоянии от начала пути становится равной скорости движения атомов и молекул в среде. Это расстояние называется длиной пробега.

Под действием ионизирующих излучений происходит ионизация клеток мышечной ткани и изменение химического состава тканевой жидкости, в том числе и крови. Существенное влияние на биологическое изменение живого организма оказывает радиолиз, который сопровождается разложением тканевой жидкости на водород и гидроксил, обладающие высокой химической активностью.

При этом образуются соединения, не свойственные здоровой живой ткани.

Воздействие ионизирующих облучений живого организма может сопровождаться внешним, внутренним и комбинированным облучением. Внешнее облучение человека возникает, как плавило, от источников радиоактивного излучения, находящихся непосредственно на рабочих местах, в цехах и лабораториях; внутреннее облучение возникает в результате проникновения радиоактивной пыли в организм работающих вместе с вдыхаемым воздухом или пищей; комбинированное облучение –это облучение, состоящее из внешнего и внутреннего облучения.

Доза эффективная (эквивалентная) годовая - сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год. Единица годовой эффективной дозы - зиверт (Зв).

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) - 70 мЗв. Началом периодов считается 1 января 2000 года.При воздействии на биологические объекты нейтроны примерно в 10 раз более эффективны, чем гамма-излучение в плане поражения.

Предел дозы (ПД) - значение эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения населения и персонала за счет нормальной эксплуатации радиационного объекта, которое не должно превышаться. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне. Значения ПД внешнего облучения для трех категорий облучения (А, Б, В) приведены в табл.1 Приложения.

Защита людей от внешнего ионизирующего излучения достигается ограничением времени пребывания работающего в опасной зоне радиоактивного излучения и увеличением расстояния от человека до источника.