Основные Дозовые пределы

Нормируемые величины	Дозовые пределы
	Лица из персонала (группа А)*	Лица из населения
Эффективная доза	20 мЭв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЭв в год	1 мЭв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЭв в год
Эквивалентная доза за год – в хрусталике	150 мЭв	15 мЭв
- коже**	500 мЭв	50 мЭв
- кистях, стопах	500 мЭв	50 мЭв

*Дозы облучения, как и все допустимые производные уровни персонала группы Б не должны превышать 1\4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категорий персонала приводятся только для группы А.

** Относится к среднему значению в слое на ладонях толщина покровного слоя – 40 мг\кв.см.

Основные дозовые пределы облучения лиц из персонала и населения не включают в себя дозы от природных, медицинских источников ИИ и дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливается специальное ограничение.

Допустимые уровни монофакторного (для одного радионуклида или одного вида внешнего излучения, пути поступления) воздействия, являются производными от основных дозовых пределов; к ним относятся пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые, объемные активности (ДОА) и удельные активности (ДУА) и т.д.

Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками ИИ, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза в коже на поверхности нижней части живота не должна превышать 1 мЭв в месяц, а поступление радионуклидов в организм не должно превышать за год 1\20 предела годового поступления (ПГП) для персоналя. При этом эквивалентная доза облучения плода за 2 месяца невыявленной беременности не превысит 1 мЭв. При установлении беременности женщина должна информировать администрацию и должна переводиться на работу, не связанную с облучением, на весь период беременности и на весь период грудного вскармливания ребенка.

Для студентов и учащихся в возрасте до 21 года, проходящих обучение с использованием источников ИИ, годовые накопленные дозы не должны превышать значения, установленные для лиц из населения.

В таблице представлены числовые значения допустимых уровней мощности дозы (ДМД) при внешнем облучении всего тела от техногенных источников в стандартных условиях.

ДОПУСТИМЫЕ УРОВНИ МОЩНОСТИ ДОЗЫ ПРИ ВНЕШНЕМ ОБЛУЧЕНИИ ВСЕГО ТЕЛА ОТ ТЕХНОГЕННЫХ ИСТОЧНИКОВ, мкГр\ч

Наименование помещений	Мощность дозы
Помещения постоянного пребывания лиц из персонала	10,0
Жилые помещения и территории, где постоянно находятся лица из населения	0,1

Контрольные уровни (дозы и уровни) – численные значения контролируемых величин дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.д., устанавливаются администрацией учреждения по согласованию с органами госсанэпиднадзора для оперативного радиационного контроля. Числовые значения этих уровней устанавливаются таким образом, чтобы было гарантировано непревышение основных дозовых пределов и реализации принципа снижения уровней облучения до возможно низкого уровня.

Обеспечение РБ при работах с закрытыми источниками ИИ достигается выполнением комплекса санитарно-гигиенических, инженерных, организационных мероприятий, вытекающих из следующих основных принципов защиты:

- уменьшение мощности источников (защита количеством)

- сокращение времени работы с источниками ИИ (защита временем)

- увеличение расстояния от источника до рабочего места (защита расстоянием)

- экранирование источников материалами, поглощающими ИИ (защита экранами)

Объем и перечень защитных мероприятий зависят от активности излучателя, вида используемого излучения, технологии и способов применения источников ИИ.

При эксплуатации стационарных аппаратов и установок с открытым или неограниченным по направлению пучком излучения, а также при значительной мощности рассеянного излучения применяются защитные экраны, монтируемые как часть строительной конструкции (стены, перекрытия полов, потолков, специальные двери, смотровые окна и пр.). Рабочая часть таких аппаратов (установок) размещается в помещениях, ограждения которых обеспечивают при любых направлениях пучка ослабление первичного и рассеянного излучения в смежные помещения и на прилегающей территории до допустимых величин. Пульт управления аппаратами (установками) в этих случаях размещается в смежном помещении, дверь которого блокируется с механизмом перемещения источника в рабочее положение или с блоком включения высокого (ускоряющего) напряжения, чтобы исключить возможность случайного облучения работающих. Предусматривается механизм для принудительного дистанционного перемещения источников ИИ в положение хранения в случае отключения энергопитания или другой аварии. Помещения оборудуются системами сигнализации о положении облучателя и превышении (повышении) заданной мощности дозы излучения. Примером применения указанного выше перечня мероприятий может служить защита при эксплуатации гамма-терапвтических, рентгенотерапевтических аппаратов, ускорителей заряженных частиц.

В нерабочем состоянии все радиоактивные источники должны находится в защитных устройствах, установки, генерирующие ИИ, обесточены. В качестве защитных устройств для хранения радионуклидов используются контейнеры.

При работе с рдионуклидами в открытом виде, кроме внешнего облучения работающих возможно поступление РВ внутрь организма через органы дыхания, ЖКТ и кожу. В связи с этим важное значение приобретают мероприятия, направленные на предотвращение загрязнения рабочих поверхностей, кожных покровов и одежды, а также попадания РВ во внешнюю среду (воздух, воду, почву).

В зависимости от суммарной активности (СА) радионуклиды делятся на 4 группы радиационной опасности.

При организации работ с РВ в открытом виде, учитывая их радиационную опасность, агрегатное состояние, количество на рабочем месте и характер проводимых работ, работы с радионуклидами в открытом виде разделяются на три класса. Класс работ определяет требования к размещению и оборудованию помещений, в которых проводятся эти работы. Наиболее жесткие требования предъявляются для работ по 1-му классу.

Эти работы должны проводиться в отдельном здании или изолированной части здания, с отдельным входом только через санитарный пропускник.

Планировка помещений осуществляется, исходя из принципа зонирования, т. е. деление на зоны в зависимости от степени возможного радиоактивного загрязнения. Как правило, выделяют 3 зоны:

- первая – камеры, боксы и др. герметичные устройства, необслуживаемые помещения для технологического оборудования

- вторая – помещения для периодического ремонта загрязненного технологического оборудования, узлы загрузки и выгрузки радиоактивных материалов, помещения для временного хранения радиоактивных отходов

- третья – помещения, где персонал работает постоянно (операторские, пульты управления и др.).

Для предупреждения загрязнения воздуха помещений, где проводятся работы с радионуклидами в открытом виде, предусматривается устройство местной вытяжной вентиляции. Удаляемый воздух должен подвергаться перед выбросом в атмосферу очистке высокоэффективными фильтрами. При наличии эманирующих и летучих РВ (хранятся в вытяжных шкафах, боксах, камерах и закрытых сосудах) должна быть предусмотрена постоянная работа вытяжной вентяляции хранилищ, рабочих помещений и боксов.

Помещения, где ведутся работы с РВ в открытом виде, должны иметь водопровод, горячее водоснабжение и хозяйственно-бытовую канализацию. Специальная канализация с очистными сооружениями оборудуется при образовании ежедневно более 200 л жидких радиоактивных отходов удельной активностью, превышающей в 10 раз и более допустимые концентрации, установленные для воды. Для сбора и удаления твердых радиоактивных отходов помещение обеспечивается закрытыми сборниками. Твердые и подлежащие захоронению жидкие радиоактивные отходы удаляются на централизованные пункты захоронения.

Своевременное и эффективное удаление РВ с кожных покровов и с поверхностей оборудования, СИЗ (дезактивация и чистка кожи) является обязательным в общей системе РБ. При работах с открытыми источниками ИИ загрязнения личной одежды и обуви не допускается.

РАСЧЕТНЫЕ МЕТОДЫ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ДОЗЫ, МОЩНОСТИ ОБЛУЧЕНИЯ, ЗАЩИТЫ ОТ ГАММА- И РЕНТГЕНОВСКИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Если невозможно измерить дозу или мощность дозы с помощью приборов (отсутствие соответствующих дозиметров, проектирование работ с гамма-излучателями и т.д.), названные величины находятся расчетным путем. Для этого необходимо иметь исходные данные (приводятся во внесистемных еденицах в связи с отсутствием в справочной литературе, доступной нам, данных в системе СИ):

- активность источника – А в мКи

- ионизационную или полную гамма-постоянную источника, К, которая выражается мощностью дозы, создаваемой этим нуклидом, активностью 1 мКи за 1 час на расстоянии 1см, Р х кв.см\ч х мКи

- расстояние от источника до интересующей исследователя точки, R, см

- время, в течение которого работающий будет находиться в данной точке, Т, ч

Если все названные величины известны, то экспозиционная доза (Дэксп) и мощность дозы (Рэксп) рассчитывается по следующим формулам:

Активность гамма-излучателей очень часто выражается не числом актов распада\, а в гамма-эквивалентах нуклида. Эта величина дается в таблицах или вычисляется по общей формуле:

Где

М – гамма-эквивалент радионуклида, мг.-экв.радия

8,4 – гамма-постоянная радия – 226 (то есть мощность экспозиционной дозы (Р\ч), измеренная на расстоянии 1 см от источника радия, активностью 1 мКи, находящегося в равновесии с основными продуктами распада и окруженного платиновым фильтром толщиной 0,5 мм).

При облучении всего тела гамма-излучением с энергией 0,1-0,3 МэВ поглощенная доза в радах равна 0,96-0,98 экспозиционной дозы гамма-излучения в рентгенах. Поэтому, учитывая взвешенные коэффициенты для различных видов излучений, которые для гамма- и рентгеновского излучений равны 1, в приведенных выше формулах, доза, выраженная в бэрах, принимается численно равной дозе, выраженной в рентгенах, и, соответственно равна 0,01 Зв. Расчет мощности эквивалентной дозы на основании плотности потока частиц производится по формуле:

Рэкв=ПП х п., где

Рэкв – мощность эквивалентной дозы

ПП – плотность потока частиц, част\(кв.см х с)

П – удельная эквивалентная доза при флюенсе, равном 1 част\кв.см.

Защита от внешнего облучения, как указывалось выше, сводится к уменьшению дозы излучения до возможно низкого (ниже допустимого) уровня. Из приведенных выше формул (определение дозы и мощности дозы излучений) следует, что уменьшение дозы облучения может быть достигнуто уменьшением активности источника («защита количеством»), времени облучения («защита временем») и увеличением расстояния источника до работающего (защита расстоянием).

Уменьшение дозы (мощности дозы) облучения достигается также экранированием («защита экранами»). На практике чаще прибегают к комбинации всех способов защиты. Для расчета безопасного гамма-эквивалента, с которым можно работать в течение заданного времени на заданном расстоянии, не рискуя получить дозу больше допустимой, расстояния и времени используют формулы, приведенные выше, после их соответствующего преобразования.

Расчет защиты от источников гамма-излучений с помощью экранов производят по кратности ослабления экспозиционной дозыт(К=Дэксп\Дэксп доп)Э мощности дозы (К=Рэксп\Рэксп доп) или «уменьшения активности источника» (К=Афак\Адоп), где Дэксп, Рэксп,Афак – максимальные величины дозы, мощности дозы и активности на рабочем месте (без экранов);

Рэксп.доп., Дэксп.доп., Адоп – допустимые уровни дозы, мощности экспозиционной дозы и активности гамма-излучателей.

В зависимости от требуемой кратности ослабления, энергия гамма-квантов радионуклидов по соответствующим таблицам определяем толщину защитных материалов.

Защита от рентгеновского излучения основывается на тех же принципах, что и от гамма- лучей, т. е. или сокращением времени облучения. Или увеличением расстояния от источника до человека, или ставится поглощающий лучи экран.

Дата добавления: 2015-07-13