Нормирование радиационной опасности

В основу защиты персонала, населения от ионизирующих излучений нормативными документами заложены три принципа радиационной безопасности: исключение необоснованного облучения; непревышение дозового предела; снижение дозы облучения до возможно низкого уровня. Согласно НРБ – 76 облучаемые лица подразделяются на три категории (А, Б, В), а органы и тело человека в порядке убывания чувствительности к излучениям – на три группы критических органов (I, II, III).

В качестве основных дозовых пределов в зависимости от группы критических органов для категории А устанавливаются за год предельно допустимая доза (ПДД), а для категории Б – предел зоны (ПД).

ПДД характеризует наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которая при равномерном воздействии в течении 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

ПД устанавливается меньше ПДД для предотвращения необоснованного облучения лиц категории Б и контролируется по усредненной для критической группы дозе внешнего излучения и уровню радиоактивных выбросов и загрязнения объектов внешней среды.

Значения ПДД и ПД приведены в табл.1.

Таблица 1 - Основные дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения

	Группа критических органов
Годовой дозовый предел	I	II	III
	Зв	бэр	Зв	бэр	Зв	Бэр
ПДД для категории А	0,05		0,15		0,3
ПД для категории Б	0,005	0,5	0,015	1,15	0,03

При работе с радиоактивными изотопами на строительстве объектов геологоразведочного и нефтегазового производства установлена следующая доза облучения; для работающих с гамма-источниками – 0,1 бэр/нед, для кистей рук при условии, что весь организм получает не более 0,1 – 0,5 бэр/нед; суммарная доза для профессионального облучения не должна превышать 5 х (Я – 18) при условии максимальной дозы облучения 5 бэр в год (Я – возраст работающего).

В среднем нормальная облученность человека от естественного радиационного фона и дозы, получаемой пациентом во время медицинских процедур за год, составляет 0,001 грей.

При проектировании защиты от внешнего ионизирующего излучения согласно нормируются мощности эквивалентной дозы (табл.2).

Все работы с открытыми радиоактивными изотопами в зависимости от группы радиационной опасности согласно подразделяются на 3 класса (табл.5). Наиболее сложные требования предъявляются к работам I класса. Работы на буровых предприятиях, как правило, относятся к III классу.

Таблица 2 - Мощность эквивалентной дозы – Р_н, используемых при проектировании защиты от внешнего излучения

Категория облучаемых	Наименование помещений	Рн
лиц	и территорий	мк^. Зв/ч	м-бэр/ч
Категория А (t=36 ч в неделю; 50 недель в году)	Помещения постоянного пребывания персонала категории А		1,4
	Помещения, где персонал пребывает не более половины рабочего времени		2,8
Категория Б (t=41 ч в неделю; 32 недели в году)	Любые помещения, учреждения, лаборатории и территории С 33	1,2	0,12
Категория Б (t=168 ч в неделю)	Любые помещения (в т.ч. жилые) и территории в пределах зоны наблюдения	0,3	0,03

При работе с установками, использующими рентгеновское излучение (для геофизических исследований; в бурении, добыче и транспорте; для рентгеноструктурного анализа, дефектоскопии, химических и лабораторных анализов и др.), нормируется согласно ГОСТ 12.2.018-76 мощность экспозиционной дозы следующим образом: на рабочих местах; у опорных стенок, пультов и флуоресцирующих экранов со стороны рабочих мест персонала – 2,37 ^. 10^-10 Кл/(кг ^. с) или (3,3 мР/ч); на расстоянии 5 см от корпуса аппарата – 17,8 ^. 10^-10 Кл/(кг ^. с) или 25 кР/ч; при работе электронных ламп – 14,3 ^. 10^-10 Кл/(кг ^. с) или 25 мР/ч; у видеоконтролирующего устройства телевизионной системы на стороне, обращение к оператору, - 0,36 ^. 10^-10 Кл/(кг ^. с) или 0,5 мР/ч.

Таблица 3 - Классы работ в зависимости от групп радиационной опасности радионуклида и фактической его активности на рабочем месте

Группа	Минимально	Примеры	Активность на рабочем месте 3,7 х 10^4 Бк
радиацион.	значимая	изотопов	Класс работ
опасности	активность		I	II	III
А	0,1	90С2, 210Ро ,22^АРа	Более 10^4	10 - 10^4	0,1 – 10
Б	1,0	137Cs, 22Na, 45Ca, 60Co	Более 10^5	10^2 - 10^5	1 – 100
В	10,0	32р, 59Fe, 7Be, 15O	Более 10^6	10^3 - 10^5	10 –100
Г	100,0	3H, 11C, 51Cr	Более 10^7	10^4 - 10^7	100 – 1000

Требования к сбору, временному хранению и удалению жидких и твердых радиоактивных отходов следующие. Жидкие отходы учреждения считаются радиоактивными, если содержание в них радиоактивных веществ превышает допустимые концентрации ДК_Б для воды; твердые растворы – в случаях, когда удельная активность отходов превышает соответствующие ее значения: 74 кБк/кг – для бета-активных веществ, 3,7 кБк/кг для гамма-активных веществ и 7,4 кБк/кг – для альфа-активных веществ, если уровень загрязнения поверхностей превышают 5 альфа-частиц (см² мин) или 60 бета-частиц (см² мин), определяемых на площади в 100 см².

Для установок, в которых рентгеновское излучение является второстепенным фактором (высоковольтные электронные лампы, микроскопы, осциллографы, электронно-лучевые установки) нормируется мощность экспозиционной дозы (Р_х). При этом в любой точке пространства на расстоянии 5 см от корпуса установки зависимости от продолжительности рабочей недели допустимые значения Р_х составляют: при 41 ч/нед. – 0,206^.10^-10 Кл/(кг^.с) или 0,288 мР/ч; при 36 ч/нед. – 0,18^.10^-10 Кл/(кг^.с) или 0,252 кР/ч.

При контроле внешнего облучения и проектировании защиты в качестве допустимого уровня используется допустимая мощность дозы (ДМД) излучения, определяемая как соотношение ПДД или ПД по времени облучения в течение года. Для 36-часовой рабочей недели ДМД равна 2,8^.10^-5 Зв/ч. Для альфа-, бета-, нейтронов и др. рассчитаны величины допустимых плотностей потоков (ДПП), при которых принимается ДМД. Значения ДПП нейтронов, разделенных энергией, соответствующих ДМД, приведены в табл.4.

Для контроля внутреннего облучения в качестве допустимых уровней используются величины предельно допустимого годового поступления (ПДП) для категории А и предела годового поступления (ПГП) для категории Б. Численные значения допустимых уровней внутреннего облучения (допустимое содержание радионуклида в критическом органе – ДС_А, допустимые концентрации – ДК_А, а также ПДП для персонала и ПГП, ДК_Б для ограниченной части населения.

Таблица 4 - ДПД ионоэнергетических нейтронов, соответствующие

ДМД – 2,8^.10^-5 Зв/ч

Энергия нейтронов, МэВ	ДПП, Н/см^2 с	Энергия нейтронов, МэВ	ДПП, Н/см^2 с
Тепловые
2,5

Вопросы:

1. Ядерный взрыв - это

2. Сколько процентов приблизительно содержит естественный уран

3. Сколько процентов содержит изотоп

4. Основными поражающими факторами ядерного взрыва являются:

5. Что представляет собой возникающее на очень короткое время мощное электрическое поле?

6. Что представляет собой область сильного сжатия воздуха, распространяющаяся с большой скоростью во все стороны от центра взрыва?

7. Рентген - это…

8. В чем измеряется эквивалентная доза (Зиверт, Зв)?

9. Допустимая доза внешнего облучения для человека

10. Допустимая доза внутреннего облучения для человека

Дата добавления: 2014-01-07