Основные дозовые пределы

Таблица 1

Нормируемые величины	Дозовые пределы
Персонал (группа А)	Население
Эффективная доза	20 мЗв/год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более50 мЗв/год	1 мЗв/год в среднем за лю­бые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв/год
Эквивалентная доза за год в хрусталике, коже, кистях и стопах	150мЗв 500 мЗв	15мЗв 50мЗв

Основные дозовые пределы не включают в себя дозы от природ­ных, медицинских источников и вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения. При одновременном воздействии источников внешнего и внутреннего облу­чения должно выполняться условие - отношение дозы внешнего облуче­ния к пределу дозы и отношения годовых поступлений отдельных ра­диоактивных изотопов к их пределам в сумме не должны превышать единицы.

Для студентов и учащихся в возрасте до 21 года, обучающихся с использованием источников ионизирующего излучения, годовые накоп­ленные дозы не должны превышать значений, установленных для насе­ления.

156. Поглощенная доза D=dE/dm - средняя энергия d E, передання излучением веществу в некотором малом объеме, отнесенная к массе вещества dm в этом объеме (измеряется в джоулях на килограмм или в специ­альных единицах системы СИ.- греях [Дж/кг = Гр]).

157. Активность радиоактивною вещества А= dNdt - число спонтанных ядерных превращений dN за промежуток времени dt (измеряется в беккерелях [Бк = 1/с]);

158. Основные дозовые пределы не включают в себя дозы от природ­ных, медицинских источников и вследствие радиационных аварий.

159. Эквивалентная доза Н_TR = W_RD - произведение поглощенной биоло­гической тканью дозы D на безразмерный взвешивающий коэффициент для данного вида излучения W_R - введена для оценки опасности облуче­ния биологических тканей ионизирующим излучением произвольного состава (измеряется в зивертах [Зв]). Коэффициент W_R, характepизует за­висимость неблагоприятных биологических последствий облучения ор­ганизма от поглощенной дозы. Для рентгеновского, гамма-излучения и электронов любых энергий W_R = 1, для протонов с энергией до 2 МэВ W_R= 5, для нейтронов с энергией 0.01-0.1 и 2-20 МэВ W_R= 10, для аль­фа-частиц, тяжелых ядер отдачи и нейтронов с энергией (0.1-2) МэВ W_R = 20.

160.Эффективная ожидаемая доза , где H_T(t) – мощность эквивалентной дозы в биологической ткани T, τ – продолжительность воздействия. Если продолжительность воздействия неизвестна, то она принимается равной 50 годам для взрослых и 70 годам для детей (измеряется в зивертах). Применяется для оценки дозовой нагрузки организма при проживании человека на заражённой местности или ликвидации радиационной аварии.

161. Эффективная доза E=∑W_TH_Tτ, где H_Tτ – эквивалентная доза в биологической ткани Т за время τ, а W_T - взвешивающий коэффициент для этой ткани. Применяется для оценки риска возникновения отдалённых последствий облучения тела человека или его отдельных органов с учётом их радиочувствительности, измеряется в зивертах.

162. Коллективная эффективная доза S=ΣE_iN_i, где E_i - средняя эффективная доза для i-й группы людей, а Ni – число людей в этой группе. Коллективная эффективная доза применяется для оценки степени риска облучения группы людей (измеряется в [чел.·Зв]).

163. Для двенадцати органов человеческого тела в зависимости от их чувствительности к облучению установлены взвешивающие коэффициенты W_T=0,01-0,2. Для прочих органов значение W_T принимается равным 0,05.

164. Планируемое повышенное (сверх установленных дозовых пределов) облучение персонала при ликвидации аварии может быть разрешено при невозможности принять меры, исключающие превышение и может быть оправдано только спасением жизни людей, предотвращением дальнейшего развития аварии и облучения большого числа людей. Оно допускается только для мужчин старше 30 лет при их добро­вольном письменном согласии после информации о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

165. При дозах облучения до 0,5 Зв риск возникновения стохастиче­ских неблагоприятных эффектов определяется как r=p(E)r_ЕE для одного человека или R =р(S_Е)r_E S_E для группы людей, где р (E) и р (S_Е) - вероят­ность события, создающего дозу Е или S_E соответственно, r_E = 5,6 10^-1 1/чел· Зв для персонала и r_E = 7,3·10^-2 1/чел· Зв для населения - коэффици­ент риска смерти от рака и наследственных эффектов. Для событий с тя­желыми детерминированными последствиями принимается r=р(Е) и R=p(S_Е)N, где N - число людей, получивших дозу Е>0,5 Зв. Значения r не должны превышать 10^-3 за год для персонала и 5·10^-5 для населения. Минимальный уровень риска, ниже которого риск считается пренебрежимым и его дальнейшее снижение нецелесообразно, равен 10^-6 за год.

166. Эффективная ожидаемая доза, которую получит ребенок за 30 лет, составит

Полагая, что мощность дозы остается неизменной все эти годы и равной H_T(t)=0,3 мкЗв/ч, за τ =30 лет полу­чим Н_Tτ=0,3·10 ^-6· 24×365×30=78,8·10^-3 [Зв]. Так как мы не знаем радио-нуклидный состав источника излучения и не можем уточнить распре­деление этой дозы по тканям, то предположим, что все пораженные ткани имеют одинаковую радиочувствительность, определяемую взвешивающим коэффициентом W_T=0,05. Тогда эффективная доза E =ΣW_TH_Tτ= 0,05·78,8·10^-3=3,9·10^-3 [Зв], и риск заболевания смертельным раком за 30 лет r=p(E)r_E E=0,5·7,3·10^-2·3,9·10^-3=l4,3·10^-5 (по условия задачи р(Е)=0,5, а для населения г_E =7,3·10^-2). Допустимый риск для населения не должен превышать 5·10^-5 за год. Фактическое значение в расчете на один год жизни ~0,5·10^-5, что почти в 10 раз ниже допустимого и превышает минимально значимый, равный 10^-6, только в 5 раз. Однако, если предположить, что вся поглощенная до­за сосредоточена в гонадах, имеющих взвешивающий коэффициент W_T=0,2, то тогда риск в расчете на год достигает величины 1,9·10^-5 и приближается к опасному пределу.

167. Порядок хранения, транспортировки и захоронения радиоак­тивных веществ установлен санитарными нормами ОСП-72/87. Сбор отходов, их удаление для небольших предприятий производится центра­лизованно специализированными службами. Крупные потребители ра­диоактивных веществ осуществляют захоронение и утилизацию отходов самостоятельно. Перед утилизацией изотопы разделяют по степени активности, периоду полураспада и т.п. Для сокращения объема отходов их упаривают, сжигают, прессуют и т.п. Для предотвращения миграции радиоактивных изотопов с грунтовыми водами малоактивные отходы фиксируют с помощью битума или цемента в блоки, подлежащие даль­нейшему захоронению. Высокоактивные отходы остекловывают. Сброс радиоактивных веществ в составе сточных вод запрещен. Для захоронения радиоактивных веществ используются специальные могильники. Пункт захоронения должен располагаться не ближе 20 км от городов в районе, не подлежащем застройке, с санитарно-защитной зоной не менее 1 км от населенных пунктов и мест постоянного пребывания скота.

168. Предельно допустимые уровни ионизирующих излучений устанавливаются «Нормами радиационной безопасности» (НРБ-96) и гигиеническими нормативами ГН 2.6.1.054-96. Эти документы являются основными правовыми нормативными актами в области радиационной безопасности нашей страны.

Для защиты населения от природных источников излучения среднегодовая объемная активность изотопов радона и торона должна быть А_Rn +4,6А_Tn <100 Бк/м³ в воздухе вновь строящихся помещений и ме­нее 200 Бк/м³ в существующих, а мощность дозы гамма-излучения не должна превышать мощность дозы на открытой местности более чем на 0,3 мкЗв/ч. Вопрос о переселении жильцов (с их согласия) рассматрива­ется, если практически невозможно снизить это превышение до значений менее 0,6 мкЗв/ч. При облучении населения в медицинских целях не ус­танавливаются предельные дозовые значения и используются принципы обоснования по показаниям медицинских радиологических процедур. При проведении профилактических медицинских и научных исследова­ний для лиц, не имеющих медицинских противопоказаний, эффективная доза облучения не должна превышать 1 мЗв.