Радиосенсибилизаторы - соединения, снижающие радиоустойчивость живых организмов. 5 страница

Для работы ионизационной камеры существенны: материал, толщина стенок, величина и форма камеры, природа и состояние наполняющего газа, пространственное распространение излучения в камере и способ измерения силы ионизационного тока. Обычно стенки камеры изготовляют из воздухоэквивалентного материала, 1 г которого поглощает такую же энергию, как 1 г воздуха при одинаковых условиях облучения. Такими материалами служат органические пластмассы: плексиглас, бакелит, резит, полистирол и т. п. Толщина стенок составляет 2...4 мм. Сила тока насыщения, в режиме которого работают ионизационные камеры, достигается при напряжении 150...300 В.

Ионизационные камеры в зависимости от назначения и конструкции могут работать в импульсном и токовом (интегральном) режимах. Импульсные камеры используют для регистрации отдельных тяжелых заряженных частиц (альфа-частиц, протонов и т. д.). Удельная ионизация легких частиц (электронов и позитронов) сравнительно мала, поэтому регистрация их в импульсном режиме неэффективна. Токовые камеры применяют для измерения интенсивности всех типов излучения, которые пропорциональны средней силе тока, проходящего через камеру. Поскольку сила ионизационного тока пропорциональна энергии излучения, то ионизационные камеры измеряют силу тока насыщения в единицу времени, т. е. мощность дозы данного излучения. Поэтому они могут быть отградуированы в единицах мощности дозы. Следовательно, ионизационные камеры могут быть использованы для измерения не только дозы излучения, но и ее мощности. Более подробно характеристики ионизационных камер изложены в технических инструкциях по их эксплуатации, с которыми студенты знакомятся на практических занятиях.

Пропорциональные счетчики. Они выгодно отличаются от ионизационной камеры тем, что начальное усиление первичной ионизации происходит внутри самого счетчика (К _г.у=10³...10⁴). Использование газового усиления в пропорциональных счетчиках дает возможность значительно повысить чувствительность измерений и упростить схему усиления сигнала по сравнению с ионизационными камерами. Наличие пропорциональности усиления в счетчиках позволяет определить энергию ядерных частиц и изучать их природу.

Обычно пропорциональный счетчик делают в виде цилиндра, вдоль оси которого натягивают металлическую нить – анод. Проводящее покрытие внутренней поверхности цилиндра служит катодом. При таком устройстве все электрическое поле сосредоточивается около нити и его максимальное значение оказывается тем выше, чем меньше радиус нити. Поэтому необходимые для газового усиления большие напряженности полей удается получить при сравнительно небольших разностях потенциалов между корпусом счетчика и нитью. В электрическую цепь пропорциональный счетчик включают так же, как ионизационную камеру. Пропорциональные счетчики изготовляют и торцового типа, например CAT-7 и CAT-8 (счетчик альфа-частиц торцовый), СИ-ЗБ и др. Чтобы обеспечить проникновение в полость счетчика альфа-частиц, входное слюдяное окно делают очень тонким (4...10 мкм). Наполняют счетчик смесью неона с аргоном почти до уровня атмосферного давления. Есть счетчики открытые, рабочая полость которых сообщается с внешним воздухом. Такие счетчики работают при атмосферном давлении, они допускают непрерывное протекание или циркуляцию наполняющего их газа, и поэтому их часто используют для регистрации активности газовых проб.

В целях повышения эффективности регистрации излучений пропорциональные счетчики иногда делают в виде плоских многонитных детекторов. Пропорциональные счетчики в большинстве случаев используются для регистрации альфа-частиц.

Счетчики Гейгера–Мюллера. Это газоразрядные счетчики (рис. 3), которые конструктивно мало чем отличаются от пропорциональных счетчиков цилиндрического и торцового типов. Основное отличие состоит в том, что внутренний объем счетчика Гейгера наполнен инертным газом при пониженном давлении (15...75 гПа), а работа осуществляется в области Гейгера, т. е. в режиме самостоятельного газового разряда (см. рис. 2).

Рис. 3. Схема устройства газоразрядных счетчиков:

а – цилиндрический со стеклянными стенками для регистрации гамма-излучения; б – цилиндрический с металлическими стенками для регистрации жесткого бета излучения; в–торцовый: 1–стеклянный баллон; 2– анод (вольфрамовая нить); 3– катод (металлический цилиндр); 4– колпачки выводов; 5– стеклянная бусинка; 6– тонкое слюдяное окно

Рассмотрим механизм газового разряда в счетчиках. При попадании ядерной частицы в счетчик происходит первичная ионизация газовой среды. Образовавшиеся положительные ионы движутся к катоду – к стенке счетчика, а электроны к аноду – к нити. Малая площадь анода по сравнению с поверхностью катода создает в области нити большую плотность силовых линий, поэтому здесь напряженность электрического поля достигает величин области Гейгера.

Под влиянием высокой разности потенциалов между электрода ми и пониженного давления в счетчике электроны, движущиеся y центральному электроду (аноду), приобретают большие ускорения и производят ударную вторичную ионизацию. Новые ионы, в свою очередь, приобретают скорость, при которой они способны вызвать ионизацию. Одновременно с ударной ионизацией дополнительным источником электронов становятся образовавшиеся положительные ионы.

Двигаясь со значительным ускорением к катоду, они выбивают из стенки счетчика значительно больше электронов, чем необходимо для нейтрализации положительных ионов. Эти электроны еще более увеличивают лавинный эффект. Кроме того, в результате соударений атомов и молекул газовой среды с быстро движущимися ионами происходит возбуждение атомов и молекул, которое сопровождается испусканием ультрафиолетового излучения, способного также вызвать ионизацию. Эффект первоначальной единичной ионизации увеличивается во много раз, в результате чего весь чувствительный объем счетчика охватывается разрядом. Коэффициент газового усиления может достигать 10⁸...10¹⁰.

Если во время быстро нарастающей вторичной ионизации в счетчик проникнет следующая ядерная частица, то она не будет зарегистрирована счетной установкой, поскольку произведенная ею ионизация уже не изменит имеющейся картины. Для обнаружения второй ядерной частицы необходимо «погасить» процесс ионизации от первой, что достигается введением в счетчик небольшого количества гасящего газа. Обычно применяют пары многоатомных спиртов в соотношении: 90 % аргона и 10 % паров спирта.

Органическая добавка (гасящий компонент) обеспечивает нейтрализацию положительных ионов аргона путем отдачи слабосвязанных электронов, а также поглощение квантов ультрафиолетового излучения, выбивающих из стенок счетчика электроны. Таким образом, молекулы многоатомного газа (спирта) приостанавливают вторичную ионизацию («гасят» разряды) и счетчик становится готовым к регистрации следующей частицы.

Время, в течение которого счетчик не может зарегистрировать попавшей в него частицы (квант), называют мертвым временем счетчика. Мертвое время газоразрядных счетчиков составляет 10^-4 с.

Время, в продолжение которого счетчик способен регистрировать частицы (кванты) раздельно, характеризует его разрешающую способность.

Процентное отношение числа зарегистрированных счетчиком импульсов к общему числу частиц (квантов), попавших за тот же отрезок времени в рабочий объем счетчика, называют эффективностью счетчика. Эффективность определяют путем измерения излучения радиоактивных препаратов с известной активностью эталонов.

В процессе работы счетчика пары спирта гасящей добавки диссоциируют на более простые радикалы. Это приводит к изменению состава рабочей газовой смеси и ухудшению ее гасящих свойств. Поэтому счетчик со временем выходит из строя. Обычно это случается после регистрации 10⁸…10⁹ ядерных частиц. Чтобы продлить срок работы счетчика, не следует подавать излишне высокие напряжения. С этой целью необходимо перед началом работы снять счетную характеристику и определить рабочее напряжение счетчика.

Счетная характеристика выражает зависимость скорости счета (числа импульсов в минуту) от напряжения, приложенного к счетчику. Область напряжений, в которой устанавливается постоянство скорости счета в единицу времени, получила название «плато счетчика» (рис. 4). Чем больше протяженность и меньше наклон плато, тем лучше счетчик. В самогасящихся счетчиках протяженность плато достигает 200...300В, наклон плато – 3...5% для торцовых и 12...15% для цилиндрических счетчиков на каждые 100В. Рабочее напряжение обычно выбирают на расстоянии 1/3 от начала 1 плато.

Напряжение

Рис. 4. Счетная характеристика счетчика Гейгера–Мюллера:

U ₀ – начало счета; U _а – U _б– плато счетчика

Счетчики Гейгера–Мюллера применяют для регистрации всех видов излучений, но чаще бета- и гамма-излучений. Конструкция счетчиков определяется теми задачами, которые они призваны решать. Для счета альфа- и бета-частиц малых энергий (0,1...0,2 МэВ) применяют торцовые счетчики (МСТ-17, СБТ и др.) с тонким входным окном (1...5 мг/см²). Эти счетчики могут регистрировать и жесткое бета-излучение.

Для обнаружения бета-излучений средней и большой энергии используют цилиндрические счетчики (СБМ-19, СБМ-20 и др.), имеющие стенки из нержавеющей стали и алюминия толщиной 40...45 мг/см².

Счетчики для регистрации гамма-излучения имеют некоторую особенность в конструкции. Регистрация гамма-излучения возможна в результате выбивания вторичных электронов из катода счетчика на основе известных трех механизмов взаимодействия этого излучения с веществом: фотоэффекта, комптонэффекта, образования электронно-позитронныхпар. Вторичные электроны (фотоэлектроны, электроны отдачи, электронно-позитронные пары), попадая в чувствительный объем счетчика, вызывают газовый разряд (ударную ионизацию), который и регистрируется радиометрическим устройством. Вследствие того что гамма-кванты слабо поглощаются веществом, эффективность гамма-счетчиков очень мала и не превышает 1%. Для повышения эффективности счета гамма-квантов стенки гамма-счетчиков делают из материалов с большим атомным номером и более толстыми (с учетом величины максимального пробега вторичных электронов в данном веществе). Промышленные гамма-счетчики, как правило, цилиндрические и имеют стеклянные стенки. Катодом у них служит напыленный на внутреннюю поверхность стекла слой графита, меди, никеля или вольфрама. Наполнитель – смесь аргона и паров спирта. В практической работе применяют счетчики ГС, МС-4, МС-6, МС-17, ВС-7, ВС-9 и другие, длина и диаметр которых варьируют в широких пределах – от нескольких миллиметров до нескольких сантиметров.

Галогенные счетчики. Отдельную группу составляют так называемые галогенные счетчики, у которых гасящим компонентом служат галоиды. Добавка незначительного количества (~0,1 %) таких двухатомных газов, как Cl₂, Br₂, I₂, к неону или аргону резко снижает начальный потенциал «зажигания» самостоятельного разряда и делает эти счетчики самогасящимися. Низкое рабочее напряжение (300...400 В) позволяет применять галогенные счетчики для измерений в нестационарных полевых условиях. В качестве источника питания можно использовать сухие батареи. Преимущество галогенных счетчиков состоит еще и в том, что срок их службы практически не ограничен, так как «гашение» разряда не связано с диссоциацией молекул галоида. Однако галогенные счетчики имеют и существенный недостаток – короткое плато счетной характеристики (~ 80B) с большим наклоном (12...15% на 100 В). Это ограничивает применение галогенных счетчиков для точных измерений радиоактивных образцов. Промышленность выпускает несколько типов галогенных счетчиков: СИ-1Г, СИ-1БГ, СИ-ЗБГ, СБТ и др.

Сцинтилляционные счетчики. В некоторых веществах (сцинтилляторах, фосфорах) под действием излучений происходят ионизация и возбуждение атомов. При переходе атомов из ионизированного и возбужденного состояний в основное высвечивается энергия в виде вспышки света (сцинтилляции), которая может быть зарегистрирована различными способами. Лучший из них состоит в преобразовании энергии света в электрический сигнал с помощью оптически связанного со сцинтиллятором фотоэлектронного умножителя (ФЭУ).

фотоэлектронный умножитель совмещает свойства фотоэлемента и усилителя тока с большим коэффициентом усиления (10⁶...10⁹). ФЭУ состоит из фотокатода, анода и динодов (эмиттеров), покрытых сурьмяно-цезиевой смесью либо изготовленных из специальных сплавов алюминия, магния и серы, обладающих большим коэффициентом вторичной эмиссии электронов. Вся система ФЭУ размещена в стеклянном баллоне с высоким вакуумом, необходимым для сохранения поверхностей фотослоя и динодов, а также для свободного движения электронов.

Лекция 9.

Радиационная безопасность. Нормы радиационной безопасности.

Словосочетанием «радиационная безопасность» обозначают систему законов, норм, правил, направленных на охрану здоровья людей от вредного воздействия ионизирующих излучений при практическом использовании радиации и при радиационных авариях.

Главной целью радиационной безопасности является исключение возникновения детерминированных эффектов и уменьшение вероятности возникновения стохастических эффектов действия радиации на человека.

Проблемы защиты населения от действия ионизирующих излучений имеют глобальный, международный характер, и поэтому соответствующие научно-исследовательские и организационные мероприятия разрабатываются не только в отдельных странах, но и в мировом масштабе. В мире существуют несколько организаций занимающихся проблемами радиационной безопасности человека. В 1950 году была создана Международная комиссия по радиологической защите (МКРЗ). МКРЗ состоит из главной комиссии, и в ее состав входят национальные комиссии. В своей работе МКРЗ тесно сотрудничает с другими организациями: ВОЗ (Всемирная организация здравоохранения), МКРЕ (Международная комиссия по радиационным измерениям), НКДАР (Научный комитет по действию атомной радиации при ООН). НКДАР осуществляет сбор и анализ всей информации на планете о различных аспектах действия ионизирующих излучений на живые системы. Все эти организации являются неправительственными (общественными), в своих документах они разрабатывают и предлагают рекомендации по основным принципам регламентации правил при использовании источников ионизирующей радиации. Однако, все законодательные акты и официальные документы отдельных стран основываются на тех принципах, которые разработаны и рекомендованы этими организациями. Существует официальная международная (межправительственная) организация, которая занимается вопросами радиационной безопасности при мирном использовании атомной энергии - МАГАТЭ (международное агентство по атомной энергетике). МАГАТЭ является официальной структурой Организации объединенных наций, и все страны-члены ООН обязаны выполнять утвержденные ею нормы и правила обращения с источниками ионизирующих излучений.

В Российской Федерации вопросами нормирования ионизирующих излучений и контроля за соблюдением норм радиационной безопасности занимается Государственный комитет санитарно-эпидемиологического надзора РФ (Госкомсанэпиднадзор). Основными документами, регламентирующими вопросы использования естественных и искусственных источников ионизирующего излучения, являются «Нормы радиационной безопасности» НРБ-99 и «Основные санитарные правила обращения с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» (ОСПОР-99). Эти документы составлены с учетом требований Международных Основных норм безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасности источников излучений, принятых в 1994 году совместно международными организациями: МАГАТЭ, НКДАР, ВОЗ, Международной Организацией труда, Продовольственной и Сельскохозяйственной организацией ООН, Агентством по ядерной энергии, Организацией экономического сотрудничества и развития. НРБ – 99 и ОСПОР-99 являются основополагающими документами, регламентирующими требования законов об ограничении облучения человека: «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» и «О радиационной безопасности населения». Никакие частные нормативные и методические инструкции не должны противоречить положениям этих документов.

Нормы радиационной безопасности распространяются на следующие виды воздействия ионизирующих излучений на человека:

• облучение персонала и населения в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения;

• облучение населения и персонала в условиях радиационной аварии;

• облучение персонала предприятий и населения природными источниками ионизирующего излучения;

• облучение персонала и населения при медицинских процедурах.

Требования по обеспечению радиационной безопасности формулируются отдельно для каждого из этих способов облучения. Например, при подсчете дозовых пределов за год для профессионального работника учитываются только дозы, полученные при выполнении прямых профессиональных обязанностей, дозы полученные им при медицинских процедурах, полете в самолете и т.д. не учитывается. Суммарная доза всех названных видов облучения используется только для оценки радиационной обстановки и медицинских последствий.

Требования НРБ -99 не распространяются на техногенные и естественные источники ионизирующих излучении, создающих индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв и коллективную дозу не более I чел-Зв, а также на космическое излучение на поверхности Земли и на облучение, создаваемое инкорпорированным в организме природным радиоактивным калием.

Ответственность за соблюдение норм радиационной безопасности несут юридические лица, получившие лицензию на использование источников ионизирующего излучения. Ответственность за соблюдение требований по ограничению облучения населения природными источниками ионизирующего излучения несет администрация территорий и субъектов Российской Федерации. В соответствии с Российскими законами, должностные лица и граждане, допустившие санитарное правонарушение могут быть привлечены к дисциплинарной, административной и уголовной ответственности.

Основные регламентируемые величины техногенного облучения в контролируемых условиях

При нормальных (не аварийных) условиях эксплуатации источников ионизирующего излучения, по допустимому уровню облучения, устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

• персонал (группы А и Б) (подробно см. лек. 2)

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

Для каждой категории облучаемых лиц устанавливаются следующие нормативы:

• основные дозовые пределы (таблица I);

• допустимые уровни монофакторного (для одного радионуклида или одного вида внешнего излучения);

• пределы годового поступления (ПГГ);

• допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА) и удельные активности (ДУА).

Основные дозовые пределы облучения лиц из персонала и населения не включают в себя дозы от природных, медицинских источников ионизирующего излучения и дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения. При подсчете вклада в общее (внешнее и внутреннее) облучение от поступления в организм радионуклидов берется сумма произведений поступлений каждого радионуклида за год на его дозовый коэффициент. Годовая эффективная доза облучения равна сумме эффективной дозы внешнего облучения, накопленной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же период.

Таблица1

Основные дозовые пределы, принятые в Российской Федерации, при нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего излучения

Нормируемые величины	Группа А (персонал)	Группа Б	Населеление
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год	5 мЗв и 12,5 мЗв, соответственно	1мЗв и 5 мЗв, соответственно
Эквивалентная доза за год: В хрусталике глаза Коже, кистях и стопах	150 мЗв 500 мЗв	37,5 мЗв 125 мЗв	15 мЗв 50 мЗв

Интервал времени для определения величины ожидаемой эффективной дозы устанавливается равным 50 лет для лиц из персонала и 70 лет - для лиц из населения.

Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками ионизирующего излучения, вводятся дополнительные ограничения. Эквивалентная доза на поверхности нижней части живота у этих лиц не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм не должно превышать за год 1/20 предела годового поступления для персонала. Эквивалентная доза облучения плода за 2 месяца невыявленной беременности не должно превышать 1 мЗв. При установлении беременности будущая мать, работающая с источниками излучения, должна информировать об этом администрацию предприятия. Соответственно, админстрация обязана перевести ее на работу, не связанную с излучением, на весь период беременности вскармливания грудного ребенка.

Для студентов и учащихся в возрасте старше 16 лет, проходящих обучение с использованием источников ионизирующего излучения, годовые накопленные дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

Планируемое повышенное облучение

Планируемое повышенное облучение персонала при ликвидации аварии выше установленных дозовых пределов может быть разрешено только в тех случаях, когда нет возможности принять меры, исключающие их превышение, и может быть оправдано лишь спасением жизни людей, предотвращением дальнейшего развития аварии и облучения большого числа людей. Планируемое повышенное облучение допускается только для лиц мужского пола старше 30 лет, лишь при их добровольном письменном согласии, после инфор­мирования их о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

Планируемое повышенное облучение в дозе до 100 мЗв в год допускается с разрешения территориальных органов Госсанэпиднадзора. Облучение в дозе до 200 мЗв в год только с разрешения Госкомсанэпиднадзора России. Повышенное облучение не допускается:

• для лиц, ранее уже получивших дозу 200 мЗв в год в результате аварии или планируемого повышенного облучения;

• для лиц, имеющих медицинские противопоказания согласно списку Минздрава России.

Лица, подвергшиеся однократному облучению в дозе, превышающей 100 мЗв, в дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв/год.

Однократное облучение в дозе свыше 200 мЗв/год рассматривается как потенциально опасное для здоровья и жизни человека. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке по решению компетентной медицинской комиссии.

Требования к защите от облучения природными источниками в производственных условиях

Эффективная доза, обусловленная облучением природными источниками ионизирующего излучения в производственных условиях, для работников, не относящихся к категории «персонал», не должна превышать 5 мЗв/год.

Численные значения радиационных факторов в воздухе производственных помещений или в производственной пыли не должны превышать:

• среднегодовая мощность дозы гамма-облучения на рабочем месте – 2,5 мкЗв/ч;

• среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность радона (²²²Rn) в воздухе зоны дыхания - 310 Бк/м³;

• среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность торона (²²⁰Rn) в воздухе зоны дыхания - 68 Бк/м³;

• удельная активность в производственной пыли ²³⁸U, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего семейства - 40/f кБк/кг, где f- среднегодовая общая запы­ленность воздуха в зоне дыхания, мг/м³;

• удельная активность в производственной пыли ²³²Th, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего семейства, - 27/f, кБк/кг.

Доза космического излучения не ограничивает производственную нагрузку экипажей самолетов, осуществляющих полеты на дозвуковых скоростях (высота полета до 10—12 км).

Требования к ограничению облучения населения

Население подвергается внешнему и внутреннему облучению ионизирующим излучением природных и искусственных источников. К природным источникам относятся космическое излучение и природные радионуклиды, содержащиеся в окружающей среде и поступающие в организм человека с воздухом, водой и пищей. Искусственные источники излучения разделяются на медицинские (диагностические и радиотерапевтические процедуры) и техногенные (искусственные и специально сконцентрированные человеком природные ра­дионуклиды, генераторы ионизирующего излучения и др.). Следует различать техногенные источники, находящиеся под контролем или в процессе нормальной эксплуатации, и источники, находящиеся вне контроля (утерянные, рассеянные в окружающей среде в результате радиационной аварии и др). Радиационная безопасность населения достигается путем ограничения облучения от всех источников ионизирующих излучений..

В отношении источников облучения населения необходимо принимать меры как по снижению дозы излучения у отдельных лиц, так и по уменьшению числа лиц, подверга­ющихся облучению.

Годовая доза облучения населения от всех техногенных источников, в условиях их нормальной эксплуатации, не должна превышать основные дозовые пределы, указанные в таблице 1. Эти дозовые пределы относятся к средней дозе у «критической группы» населения и рассматриваются как сумма дозы внешнего облучения за текущий год, или ожидаемой дозы за 70 лет вследствие поступления радионуклидов в организм за текущий год.

Для ограничения облучения населения отдельными техногенными источниками при их нормальной эксплуатации федеральным органом госсанэпиднадзора могут устанавливатся квоты (доли) предела годовой дозы для разных видов источников так, чтобы сумма квот не превышала пределов дозы, указанных в таблице 1.

Облучение населения техногенными источниками при их нормальной эксплуатации ограничивается путем обеспечения сохранности источников ионизирующего излучения, контроля технологических процессов и ограничения выброса (сброса) радионуклидов в окружающую среду, другими мероприятиями на стадии проектирования, эксплуатации и прекращения использования источников ионизирующего излучения.

Допустимая удельная активность (ДУА) рассчитывается на основании значений ПГП через органы пищеварения для конкретных основных пищевых продуктов с учетом распределения по компонентам рациона питания и в питьевой воде, а также с учетом поступления радионуклида через органы дыхания и внешнего облучения. Числовые значения ПГП радионуклидов для населения через органы дыхания и пищеварения, а также соответствующие им значения, ДОА и ДУА приведены в НРБ -99.

Ограничение облучения населения природными источниками

Допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников ионизирующего излучения, для населения не устанавливается. Снижение облучения населения достигается путем установления системы ограничений на облучение населения от отдельных природных источников.

Доза космического излучения не ограничивает возможность проживания в данной местности, но она должна учитываться при подсчете дозы, обусловленной всеми ис­точниками ионизирующего излучения.

При проектировании новых зданий жилищного и общественного назначения должно быть предусмотрено, чтобы среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность изотопов радона и торона в воздухе помещений не превышала 100 Бк/м^З, а мощность дозы гамма-излучения не превышала мощности дозы на открытой местности более чем на 0,3 мкЗв/ч.

В эксплуатируемых зданиях среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность изотопов радона в воздухе жилых помещений не должна превышать 200 Бк/м³. При больших значениях объемной активности должны проводиться защитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона в воздух помещений и улучшение вен­тиляции помещений. Вопрос о переселении жильцов (с их согласия) и перепрофилировании помещений или сносе здания решается в тех случаях, когда невозможно снижение среднего­довой равновесной эквивалентной объемной активности изотопов радона до значения менее 400 Бк/м³. Защитные мероприятия должны проводиться также, если мощность дозы гамма- излучения в помещениях превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч. Вопрос о переселении жильцов рассматривается, если практически невозможно снизить это превышение до значений ниже 0,6 мкЗв/ч.

Дата добавления: 2014-11-08