Зависимость эффектов от дозы однократного 1(кратковременного) облучения человека

Д О З А		Э Ф Ф Е К Т
Грей	рад
50	5000	Пороговая доза поражения центральной нервной системы («электронная смерть»)
6,0	600	Минимальная абсолютно-смертельная доза
4.0	400	Средне смертельная доза (доза 50% выживания)
1,5	150	Доза возникновения первичной лучевой реакции (в зависимости от дозы облучения различают четыре степени острой лучевой болезни: 100-200 рад – 1ст., 200-400 рад –2 ст., 400-600 рад –3 ст., свыше 600 рад –4 ст.)
1,0	100	Порог клинических эффектов
0,1	10	Уровень удвоения генных мутаций

Расчет дозы

Установлено, что спад уровней радиации на местности (аналогично и активности) подчиняется зависимости (закону Вея – Вигнера, по имени

английских физиков).

, (1)

где и Рt– уровни радиации (мощности дозы) на местности на времяt0 иt;

t0 иt– время, прошедшее после взрыва (аварии реактора);

n= { 1,2 – для ядерного взрыва; 0,4-0,5 – для атомных реакторов}.

Данная зависимость позволяет определить уровень радиации (мощность дозы) на любое время, прошедшее после взрыва (аварии), если уровень радиации (мощность дозы) была установлена (измерена) на какое – то время t0 , прошедшее после аварии (взрыва).

Р(А)

Р0 Д Рк

0 Tн tk t

(t0) (t)

Получаемая доза облучения по сути величина интеграла (площади), ограниченной кривой Рt(t) и временами началаtн и конца облученияtk.

Если в зависимости (1) t0= 1 час, то Рt=(t)^-n. Так как Р =dD/dt(по определению), то

Если ввести дозовый коэффициент Кдоз равный

, то полученная доза

Д = Р1Кдоз (без учета воздействия среды на радиацию).

Исследуем зависимость (2).

1. n=1,2

Нои , тогда (3)

Если , то0 иD=, а если=, тоD=, т.е.

, (4)

Вывод. Анализ формулы дает: если время после взрыва будет увеличиваться в 7ⁿ раз, то мощность дозы на местности будет уменьшаться в 10ⁿраз; максимальная доза облучения при длительном облучения не будет превышать 5 начальных мощностей и пределом ее является 5 Р1.

2. Если n=0,5, то

, (5)

т.е. спад уровней радиации на местности идет медленнее, чем после ЯВ.

Если имеется защитная среда (стены, перекрытия, техника и др.), то получаемая доза будет уменьшаться в Косл раз, т.е. итоговая формула

, (6)

Для К_доз составлены таблицы.

Замечания. Закон Вея – Вигнера дляt^-n иn<1 имеет ряд недостатков, т.е.

что не вяжется со здравым смыслом (аварии или взрыва еще нет, а мощность дозы бесконечно велика, а доза может быть бесконечной при длительном облучении).

Лучше подходит логарифмически – нормальный Закон в виде

(7)

где «корень из k» иt50 – параметры закона (t50 – время, за которое мощность дозы Р0 уменьшится в 2 раза);t– заданное время после аварии, час;

, интеграл ошибок.

По данной формуле (7) рассчитаны таблицы.

Любая защитная среда, любой материал ослабляет действие ионизирующих излучений. На этом и основана защита от воздействия этих излучений. Степень ослабления учитывается коэффициентом ослабления К_осл . Он равен

(8)

где h– толщина защиты, см;dпол – слой половинного ослабления (табличная величина).

III.Масштабы радиоактивного загрязнения местности (РЗМ) при аварии на АЭС (ЯВ) будут зависеть от типа реактора ( в н/в два типа: ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор и РБМК – реактор большой мощности канальный), характера его разрушения и условий формирования источника загрязнения (для ЯВ – от вида и мощности взрыва). При прогнозировании масштабов РЗМ при авариях выбирают самый наихудший вариант (компания 3 года, тепловой взрыв реактора, неустойчивое состояние атмосферы). Заметим, что расчеты очень сложны и носят приближенный характер. Доказано, что уровни радиации на следе РЗМ монотонно убывают от оси следа и по его оси с удалением от реактора.

Зоны РЗМ и их характеристики представлены в табл. (только для аварии реактора РБМК – 1000).

Заметим, что РЗМ (среды, воды, воздуха) помимо уровня радиации (мощности дозы) характеризуется: удельной концентрацией – мкКи/кг; Бк/кг и т.д.; объемной концентрацией – мкКи/м³, мкКи/л, Бк/см³и т.п.; поверхностной концентрацией – Ки/км², мКи/см²и т.п. производным единицам. Естественно, что должны существовать какие-то предельно допустимые нормы загрязнения окружающей среды – поверхности, концентрации и т.д. В России действуют «Нормы радиационной безопасности» НРБ – 99 и «Основные санитарные правила по радиационной безопасности». НРБ устанавливают: категории облучаемых лиц; основные дозовые пределы облучения и допустимые уровни для категорий облучаемых лиц и критических органов за год и др.

Таблица 6.4

Наименова-ние зоны, индекс	Доза излучения за 1 год после аварии на границе зоны, рад			Мощность дозы через 1час после аварии, рад/ч
	внеш-ней	внутрен-ней	в середине	на внеш. границе	на внутр. границе
Радиацион-ной опасности, М	5	50	16	1,4*10-2	0,14
Умеренного Загрязнения,А	50	500	160	0,14	1,4
Сильного Загрязнения,Б	500	1500	866	1,4	4,2
Опасного Загрязнения,В	1500	5000	2740	4,2	14
Чрезвычайно опасн. загр., Г	5000	-	9000	14	-

Таблица 6.5

Размеры зон загрязнения (глубина – ширина), км

Индекс зоны	Тип
	РМБК - 1000	ВВЭР – 1000
М	270 - 18	155 – 8,8
А	75 – 3,9	30 – 1,2
Б	17,4 – 0,7	-
В	5,8 – 0,1	-
Г	-	-

Основные нормативы по радиационной безопасности.

Они регламентируются «Законом о радиационной безопасности» и НРБ – 99 (в последующем можно их именовать просто нормами). Приведем некоторые из этих норм.

1.Установлены категории облучаемых лиц: а) персонал – это лица группы А (работающие с техногенными источниками) и группы Б (лица, находящиеся по условиям работы в сфере воздействия таких источников); б) все население, включая лиц из персонала вне сферы и условий их производственной деятельности.

2.Годовая эффективная доза облучения должна не превышать 20 мЗв (2бэр) – для группы А и 1мЗв (0,1 бэр) – для населения или 100 бэр за 50 лет и 7 бэр за 70 лет жизни соответственно. Для лиц группы Б дозы не должны превышать ¼ значений для лиц группы А.

Заметим, что в этот норматив не входит доза, получаемая от облучения радиационным фоном и медицинских исследований.

3.Повышенное аварийное облучение допускается только для мужчин старше 30 лет лишь при их письменном добровольном согласии и в пределах 100 мЗв (10 бэр) в год с разрешения территориальных органов госсанэпиднадзора и не более 200 мЗв (20 бэр) с разрешения Федеральных органов.

4.Мощность дозы излучения в жилом или рабочем помещении не должна превышать мощности дозы на открытой местности на 0,6 мкЗв/ч (60 мкбэр/ч).

Проживание и работа в таких помещениях недопустима законом. Если это превышение достигает 0,3 мкЗв/ч (30 мкбэр/ч), то должны быть проведены профилактические работы, направленные на снижение фона в помещении.

5.При радиационных авариях дозы облучения на все тело не должны превышать 1 Гр (100 рад) за двое суток.

6.При проведении профилактических медицинских рентгенологических исследованиях годовая доза облучения не должна превышать 1 мЗв (0,1 бэр).

Радиационный фон. Он складывается из трех компонентов: космического излучения; излучения от рассеяных в почве, воздухе, воде естественных радионуклидов (особо К –40; U– 238;Th-232); излучения от искусственных радионуклидов, образовавшихся при испытаниях ядерного оружия и др. случаях. Первые два компонента составляют естественный р/фон.

Выделяют, кроме этого, техногенный радиационный фон – выбросы от тепловых электростанций (при сгорании угля, нефти, газа), производства цемента, кирпича, добычи полезных ископаемых и т.д

От радиационного фона люди получают облучение как внешнее, так и внутреннее. Радиационный фон земли не является постоянным. Он изменяется в связи с циклическими колебаниями космического фона (в т.ч. колебаниями солнечной активности) и геологическими процессами (интенсивностью вулканической деятельности и др. преобразованиями). Есть на земле районы, где радиационный фон особенно повышен. В пределах Москвы фон составляет 8 – 14 мкР/ч. Структура доз, получаемых населением от различных источников неаварийного облучения в течение года приведена в табл.6.6. Данные даются по эффективной дозе.

В заключение о действии ИИ приведем следующие данные. Вероятность возникновения соматико - стохастических эффектов (злокачественных опухолей) в среднем оценивается ( по данным международной комиссии по радиационной защите – МКРЗ) в 125 случаев на 10⁴челЗв (1 млн челбэр). Т.е., если каждый из 1 млн. человек получил дозу 1 бэр или 10 тыс. – 1 Зв, то среди них можно ожидать дополнительно 125 случаев злокачественных опухолей за весь латентный (скрытый) период их реализации ( в среднем 20 лет!). Много ли это? Сравним вероятность риска гибели (среднегодовой показатель), приведенную в английском издании «Биологические эффекты радиации» (табл.6.7).

Основными регламентирующими документами по радиационной безопасности являются:

1. Закон «О радиационной безопасности». Принят Гос. думой 5.12.95

2. «Нормы радиационной безопасности». НРБ – 1999 .

3. «Основные санитарные правила по радиационной безопасности».

4. Постановление Правительства РФ «О радиационно-гигиенической паспортизации организаций и территорий» (1997).

Таблица 6.6

Источники излучения	Доза
	мЗв	мБэр
1.Естественный р/фон в среднем (колебания) 2.Медицинская рентгенодиагностика в среднем (колебания)* 3.Строительные материалы (кирпич, гранит, бетон и др)** пребывание в зданиях (колебания) 4. Дополнительные источники облучения в т.ч. Телевидение (4 часа в день) ТЭС (1МВт) на угле в R=20 км АЭС (все действующие) Полеты на высоте 12 км Осадки от испытаний ЯО Прочие	2,0 (0,7-13) 1,5 (0,03-6) 1,0 (0,5-1,5) 0,01 0,006-0,06 0,00017 0,005 0,088 0,006	200 (70 - 1300) 150 (3 – 600) 100 (50 – 150) 1,00 0,6 – 6,0 0,017 0,5 8,8 0,6
Суммарная доза (средняя)	5,0	500

Таблица 6.7

Вероятность риска гибели (среднегодовой показатель)

Фактор	Степень риска
Выкуривание 20 сигарет в сутки Транспортные происшествия Несчастные случаи в быту Несчастные случаи на производстве Утопления Отравления Каждые 20 млн возраста после 60 лет	1 из 200 1 из 6000 1 из 10000 1 из 20000 1 из 30000 1 из 100000 1 из 1000000
Максимальный риск гибели от радиационного рака, облученных дозой 0,5 бэр	1 из 320000

Основные расчетные формулы

1.Спад уровней радиации на местности подчиняется зависимости (закон Вея-Вигнера):

где, P₀;P_t– уровни радиации на местности на времяt₀;t;

t₀;t– время, прошедшее после аврии (взрыва). Еслиt₀=1 часу, тоP_t=P₁(t)^-n.n=0,4…0,5 –для АЭС и 1,2 – для ЯВ.Лучше подходит

2. Коэффициенты пересчёта мощности дозы (уровня радиации) с любого временим -t- на 1 час после аварии (взрыва) – табличные величины:

,P₁=К_пР_t.

3. Доза радиации (облучения), получаемая при нахождении на загрязнённой территории:

D==, (1)

где – дозовый коэффициент, учитывает спад мощности дозы радиации к моменту начала и за время облучения – табличная величина. МатематическиK_доз=, гдеt_k;t_H– время начала и конца облучения после аварии (взрыва). Косл – коэффициент ослабления облучения преградой. Расчетная или табличная величина.

Допускается расчёт дозы производить по упрощённой зависимости , т.е. произведение мощности дозы на время облучения (если время облучения мало).

4. Коэффициент ослабления облучения преградой:

,

где h– толщина слоя материала преграды, см – табл. величина;

d_пол– слой половинного ослабления радиации материалом – табл. величина.

Коэффициент ослабления может определяться как

K_осл=,

где Р_откр, Р_зд– мощности дозы на открытой местности и в здании (сооружении).

5. Суммарная доза облучения D_сумс учётом ранее полученной дозы облучения (остаточной дозы –D_ост):

D_сум=D_ост+D_получ,

где D_получ– получаемая доза облучения (рассчитывается во формуле 1 );

D_ост–остаточная доза облучения – табл. величина.

Время после облучения, недели	1	2	3	4	5	6	8	10	14
Остаточная доза Dост(%)	90	75	60	50	42	35	25	17	10

6. Если доза облучения задаётся заранее D_зад, то рассчитываетсяK_дозкакK_доз=и потаблицамопределяется допустимое время начала облученияt_начили допустимая продолжительность облученияt_обл(решение обратной задачи), т.е.t_нач=f(К_доз;t_обл) илиt_обл=f(К_доз;t_нач).

t_обл

t_нач K_доз

7. Если радиационный фон неоднороденна местности (обычно при движении по местности), и время облученияTмало, то получаемая доза:

D= илиD = ,^*

где- средняя мощность дозы радиации на участке(пересчитывается к одному часу после аварии, т.е.P_ср1).

Если доза облучения задана, то определяется коэффициент пересчёта K_п, как:

или

По Кп определяется время начала облучения tнач.

8. Основное условие радиационной защищённости (обычно рассчитывается на одни сутки)

СС_б

где С=- коэффициент защищённости. (2)

Здесь: 24 – число часов в сутках;

t– время пребывания на открытой местности, ч;

t_i– время пребывания в зданиях (сооружениях и т.д.),ч;

t+=24 ч;

Косл – коэффициент ослабления i– м зданием (сооружением, техникой);

С_б-коэффициент безопасной защищенности.

Здесь: D-доза радиации, получаемая на открытой местностиза сутки(или за любой расчётный защитный период); рассчитывается по

формуле (1).

D_зад– заданная доза облучения на сутки (или расчётный защитный период), рад.

9. Расчёт потребного количества смен для работы на загрязнённой территории

Вариант1. Потребное количество смен n=,

где D_сум– суммарная доза облучения, которая может быть получена на открытой территории за всё время работ (определяется по формуле (1));

D_зад– заданная доза облучения для смены.

Вариант 2. n,

где Т_общ– время, необходимое для выполнения всех работ, ч;

Т_см– допустимое время работы одной смены позаданной дозеоблучения.