Виды излучений

     При ежегодном поступлении на уровне любого из допустимых поступлений средняя эквивалентная доза за любой календарный год у критической группы лиц категории Б будет равна или меньше предела дозы в зависимости от времени достижения равновесного содержания радионуклида в организме.

     При расчетах предела дозы учитывается вид излучения, физико-химические свойства радиоактивных веществ и биологические константы, характеризующие их поведение в организме. Важнейшие из них – это коэффициенты всасывания в кровь, доля вещества, депонирующего в критическом органе, эффективный период полувыведения из критического органа Т_эфф.

     Для подавляющего большинства радионуклидов  значение Т_эфф равен от долей до 100 суток. Для таких радионуклидов допустимое поступление рассчитывают исходя из равновесного накопления его в критическом органе. При нормировании поступления радионуклидов с большим T_эфф осуществляется более жесткий подход. В этом случае при недопустимом накоплении радионуклида в организме может возникнуть необходимость исключить дальнейший его контакт с источниками излучений, а это трудно сочетать с требованием законодательства – обеспечить возможностью работы такого человека по избранной специальности в течение всего трудоспособного периода.

     На  практике измерение величин допустимых поступлений, как правило, бывает затруднительно. Для этих случаев необходимо ограничивать содержание радионуклидов и осуществлять их контроль в средах обитания человека. Так для осуществления оперативного радиационного контроля внутреннего облучения установлена среднегодовая допустимая концентрация радионуклидов в воздухе рабочих помещений и в питьевой воде.

     Допустимое  поступление через  органы дыхания – допустимый уровень, обеспечивающий непревышение дозового предела при любых сочетаниях возраста, AMAD и типа соединения ингалируемой примеси. Для персонала рассматривается только референтный возраст «Взрослый», где референтный возраст – один из шести фиксированных возрастов, используемых в системе нормирования облучения.

     Медианный по активности аэродинамический диаметр (AMAD) – характеристика статистического распределения активности полидисперсного аэрозоля по аэродинамическому диаметру d_ae. Половина активности рассматриваемого аэрозоля ассоциирована с частицами, имеющими d_ае больший, чем AMAD. Используется когда доминирующими механизмами, определяющими отложения в органах дыхания, является инерционное и гравитационное осаждения, как правило, при AMAD больших 0,5 мкм. При отсутствии фактических данных предполагается логнормальное распределение частиц.

     При ингаляции всех выбранных аэрозолей  максимальные значения ожидаемых эффективных доз на единицу содержания в воздухе, приходится на интервал 0,01 – 0,1 мкм.

     Доза  на единицу перорального / ингаляционного поступления – годовая эффективная доза, рассчитанная при единичном (1Бк) пероральном или ингаляционном поступлении для одного из шести референтных возрастов t.

     Допустимая  концентрация в питьевой воде – допустимый уровень, обеспечивающий непревышение дозового предела для любого из референтных возрастов населения.

     Допустимая  концентрация в воздухе – допустимый уровень, обеспечивающий непревышение дозового предела при любых сочетаниях возраста, AMAD и типа соединения ингалируемой примеси. Для населения рассматриваются все референтные возрасты, для персонала — только референтный возраст «Взрослый».

     Референтные объемы потребления воды, время облучения  и объемы вдыхаемого воздуха приведены в таблице 3 и таблице 4. 
 
 
 
 
 

     Таблица 3

Референтные объемы потребляемой воды на

протяжении одного года 

 
 

     Таблица 4

Референтное распределение времени  облучения

и соответствующие  объемы дыхания 

     При внешнем облучении человека мощность дозы излучения в различных точках рабочего  помещения или территории вокруг предприятия хорошо характеризуют уровень возможного воздействия. Поэтому для контроля внешнего облучения в период работы при нормальной эксплуатации, а также при проектировании биологической защиты и оценки ее эффективности в нормативные документы введены допустимый уровень – мощность эквивалентной дозы.

     Допустимая  мощность дозы (ДМД) – допустимый уровень усредненной за год мощности эквивалентной дозы на все тело при внешнем облучении. Численно равняется отношению предела дозы (ПД) к времени облучения (t) на протяжении календарного года:

     ДМД = ПД/t. (1)

     Для лиц категории А значения t = 1700 час./год,  для лиц категории Б –                 t = 8760 час./год.

     Действие  на организм человека изотопов инертных радиоактивных газов (ИРГ) – аргона, криптона, ксенона и короткоживущих нуклидов азота, кислорода определяется внешним β, γ-облучением, т.к. эти радионуклиды мало накапливаются в организме. Допустимая концентрация РБГ ограничивается допустимой мощностью дозы внешнего излучения для таких критических органов как: кожа, подкожные ткани, гонады. В этих случаях допустимая концентрация производится по модели «погружение в радиоактивное облако». При этом допустимая концентрация увеличивается с увеличением размеров помещений. При этом может измениться и критический орган. На открытой местности – это, как правило, гонады или все тело, а в помещениях небольшого размера – кожа из-за облучения ее β-частицами.

     В НРБ-99 значения допустимых уровней приведены для случая воздействия одного радиоактивного фактора: одного вида внешнего облучения или поступления в организм одного определенного вида радионуклида.

     Для смеси радионуклидов известного состава числовое значение допустимого поступления рассчитывается по формуле:

          (2)

     где ДП – допустимое поступление данной смеси радионуклидов;

     P_j – относительное содержание в смеси j-го радионуклида к общей активности смеси, %;

     ДП_j – допустимое поступление j-гo радионуклида.

     Допустимое  радиоактивное загрязнение  поверхности (ДЗ) – допустимый уровень, установленный на уровне, не допускающем превышения предела дозы за счет радиоактивного загрязнения поверхности рабочих помещений, оборудования, индивидуальных средств защиты и кожных покровов.

     Допустимая  плотность потока частиц (фотонов) (ДПП) – допустимый уровень усредненной за год плотности потока частиц. ДПП численно равняется отношению допустимой мощности дозы (ДМД) к удельной максимальной дозе h_м (Зв·см²/част.) от внешнего облучения:

     ДПП = ДМД/h_M. (3)

     Допустимый  сброс (ДС) – регламентированный максимальный уровень жидкостного сброса. ДС – сброс, при котором суммарная годовая эффективная доза представителя критической группы населения за счет всех радионуклидов, присутствующих в выбросе, не превышает квоту предела дозы.

     Контрольные уровни

     В соответствии с концепцией беспорогового  действия ионизирующих излучений, заключающейся в том, что облучение должно поддерживаться на сколь возможно низком уровне, рекомендуется устанавливать значения измеряемых величин, при превышении которых должны быть предприняты какие-то особые действия и решения, называя их контрольными уровнями. Рекомендуется ориентироваться на такие уровни:

• уровни регистрации, при превышении которых результат должен быть записан;
• уровни исследования, выше которых должны исследоваться причины или значения результата;
• уровни вмешательства, при превышении которых должны рассматриваться действия на исправление положения.

     Использование этих уровней поможет избежать ненужной или непродуктивной работы и эффективно распределить ресурсы.

     Контрольные уровни – радиационно-гигиенические регламенты первой группы, численные значения которых устанавливаются исходя из фактически достигнутого на данном радиационно-ядерном объекте или территории уровня радиационного благополучия.

     Система контрольных уровней на практике применяется довольно широко.

     Контрольные уровни устанавливают с целью  фиксации достигнутого уровня радиационной безопасности на данном радиационном объекте, в населенном пункте и окружающей среде.

     На  основе существующей радиационной ситуации на конкретном радиационно-ядерном объекте для отдельных его помещений, санитарно-защитной зоны, зоны наблюдения и других объектов для планирования мероприятий защиты и оперативного контроля за радиационным состоянием устанавливаются контрольные уровни и соответствующие им допустимые уровни для всех или отдельных категорий облученных лиц.

     Значения  контрольных уровней устанавливаются  меньшими соответствующих дозовых пределов и допустимых уровней. Можно устанавливать контрольные уровни для отдельного радионуклида и (или) пути его поступления, включая введение контрольных уровней на содержание радионуклида в отдельном продукте питания или на отдельной территории.

     Контрольные уровни могут устанавливаться для отдельных технологических операций, режимов эксплуатации и отдельных подразделений радиационно-опасных производств.

     При превышении контрольного уровня администрацией радиационно-опасного производства проводится расследование с целью определения и устранения причин, приведших к превышению.

     Превышение  контрольного уровня еще не представляет непосредственной опасности для  здоровья людей, а является лишь сигналом об ухудшении радиационной обстановки и необходимости принятия мер по ее улучшению. Обычно, на практике, контрольные уровни устанавливаются для тех радиационных факторов, которые присущи данному предприятию или являются ведущими, остальными, менее существенными, можно пренебречь.

     При установлении контрольных уровней  рекомендуют придерживаться следующего алгоритма (рис. 4):

Рис. 4. Алгоритм установления контрольных уровней 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

ЗАКЛЮЧЕНИЕ 
 

     Изучая  различную литературу о радиационной безопасности, можно прийти к выводу, что малые дозы облучения не представляют серьезной опасности для населения.

     Многие  легко мирятся с факторами, связанными с гораздо большим риском для жизни и здоровья, такими, например, как курение или езда на автомобиле. Для гражданина какой-либо промышленно развитой страны, получающего сполна всю среднюю индивидуальную дозу облучения как от естественных, так и от техногенных источников радиации, вероятность погибнуть в автомобильной катастрофе в пять раз, а вероятность преждевременной смерти из-за курения (при выкуривании 20 сигарет в день) более чем в 100 раз превышает вероятность умереть от рака вследствие облучения.

     Мало  кто обращает внимание на естественную радиацию, вклад от которой в среднегодовую эффективную эквивалентную дозу облучения населения земного шара составляет примерно ⁴/₅. Много ли людей переселяется, к примеру, из мест с повышенным естественным радиационным фоном в места с более низким уровнем естественной радиации с целью уменьшения риска заболевания раком? Почти не привлекают к себе внимания и такие аспекты, как последствия экономии энергии и чрезмерного облучения при рентгенологических обследованиях, - два основных фактора, ведущие к неоправданному облучению населения. Создается впечатление, что все внимание общественности и все опасения по поводу радиационной опасности сосредоточились главным образом на атомной энергетике, вклад от которой в суммарную дозу облучения населения один из самых скромных.