 |
Вспомогательные показатели оценки радиационной обстановки.
|
|
|
|
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. по величине ожидаемого числа спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток 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 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):
Аm = А/m; = А /V, где
Аm – удельная активность, Бк/кг, А – измеренная активность радионуклида Бк, Аv – 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 загрязнениемпонимается 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 загрязнение поверхности неснимаемое (фиксированное) и снимаемое (нефиксированное). При фиксированном загрязнении присутствуют радиоактивные вещества, 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 (част./(мин*см2) [4,5].
2. Нормы допустимого внешнего и внутреннего облучения.
В практике контроля, 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 (табл.2).
|
|
|
В основу нормирования положены следующие основные принципы: непревышение 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.
Таблица 2
Классы нормативов ионизирующих излучений.
| Класс нормативов | Персонал (категория А) | Население |
| Основные пределы доз | Пределы доз (ПД) | Пределы доз (ПД) |
| Допустимые уровни | Предел годового поступления (ПГП) | Предел годового поступления (ПГП) |
| Допустимая мощность дозы (ДМДперс) | Допустимая мощность дозы (ДМДнас) | |
| Допустимая среднегодовая объемная активность в воздухе (ДОАперс) | Допустимая среднегодовая объемная активность в воздухе (воде, пище) ДОАнас | |
| Допустимая среднегодовая удельная активность в воздухе (ДУАперс) | ||
| Минимально значимая удельная активность | ||
| Минимально значимая активность | ||
| Допустимые уровни загрязнения поверхностей | ||
| Контрольные уровни | Пределы доз (ПД) | |
| Предел годового поступления (ПГП) | ||
| Допустимая мощность дозы (ДМДперс) | ||
| Допустимая среднегодовая объемная активность в воздухе (ДОАперс) | ||
| Допустимая среднегодовая удельная активность в воздухе (ДУАперс) | ||
| Минимально значимая удельная активность | ||
| Минимально значимая активность | ||
| Допустимые уровни загрязнения поверхностей |
Риск детерминированных опасных воздействий ионизирующих излучений приработе в условиях, регламентируемых "Нормами радиационной безопасности" НРБ-99, значительно ниже, чем при воздействии нерадиационных факторов [1].
2.1. Основные пределы доз.
Нормы допустимого внешнего и внутреннего облучения дифференцированы для различных категорий облучаемых лиц с учетом степени их контакта с источниками ионизирующего излучения. Установлены нормативные значения для трех категорий облучаемых лиц.
|
|
|
Лица постоянно или временно работающие непосредственно с источника ионизирующего излучения называются персоналом (категория 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, но категории Б.
Население области, края, республики, страны (включая категории «персонал» А и «персонал» Б, находящиеся за пределами рабочего места) представляют категорию "население".
Как уже отмечалось, опасность воздействия ионизирующих излучений в значительной степени зависит от того, какой орган (ткань) подвергается облучению. Учитывая, что 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.
С учетом 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 (ГПД) - это значение индивидуальной эквивалентной или эффективной дозы техногенного облучения за год, которая при равномерном воздействии на «персонал» А и Б в течении 50 лет (на «население» в течении 70 лет) не вызовет в состоянии здоровья детерминированных эффектов, при этом вероятность проявления стохастических эффектов обеспечивается на приемлемом уровне.
Основные 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 работа в условиях облучения 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 (не более 2 мЗв/месяц) и снижаются в 20 раз допустимые годовые уровни поступления радионуклидов.
|
|
|
Таблица 3
|
|
|
