Допустимые уровни радиационного воздействия

Неблагоприятное воздействие ионизирующих излучений на организм человека в процессе производственной деятельности и во всех иных случаях строго регламентируется пределом дозы.

Основными нормативными документами в нашей стране являются "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99)" и "Основные санитарные правила обращения с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСПОРБ-99". НРБ-99 предусматривают следующие основные принципы радиационной безопасности

• непревышение установленного предела индивидуальной дозы;

• исключение всякого необоснованного облучения;

• снижение дозы облучения до возможно низкого уровня, определяемого экономическими или социальными факторами.

• В зависимости от допустимых уровней облучения вводятся категории облучаемых лиц:

• персонал (группы А и Б) - лица, подвергающиеся облучению в процессе производственной деятельности;

• все население.

Для каждой категории устанавливаются три класса нормативов:

основные пределы доз (ПД);

допустимые уровни многофакторного воздействия;

контрольные уровни (дозы, плотности потоков и др.), которые учитывают достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и должны обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Таблица 1

Основные пределы доз

Нормируемая величина		Пределы доз
		Персонал (группа А)		Население
Эффективная доза		20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год		1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год: в хрусталике глаза в коже в кистях и стопах	150 мЗв 500 мЗв 500 мЗв		15 мЗв 50 мЗв 50 мЗв

Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения для персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А.

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

Методика расчета дозы возможного облучения

1. Установить количество лабораторных работ k = 1, 2, 3, … , n, подлежащих выполнению за учебный год.

2. Установить тип излучения, поток и энергию частиц источника, используемого в данной лабораторной работе.

3. Установить время t, необходимое для выполнения данной лабораторной работы.

4. Установить, какой орган, кожа или все тело будут подвержены внешнему облучению при выполнении лабораторной работы.

5. Установить с помощью таблицы 1 годовое значение предела дозы для персонала группы А.

6. Определить годовой предел дозы D_Б для персонала группы Б.

7. Определить допустимый предел дозы D_Б,k при выполнении данной лабораторной работы,

   DБ,k = DБ/n.

   (5)

8. Выбрать из таблиц 2 – 4 Приложения I величину дозы D₁ на единичный флюенс частиц Ф₁ с учетом типа излучения и энергии частиц.

Флюенс частиц Ф – количество частиц dN, попадающих в объем, ограниченный сферой с площадью поперечного сечения dS, за время облучения:

(6)

Доза D₁ на единичный флюенс Ф₁ – средняя доза, которая создается в объеме вещества, ограниченного сферой с единичной площадью поперечного сечения, при попадании в объем одной частицы данного вида и данной энергии.

9. Найти предельную величину флюенса частиц на рабочем месте при выполнении данной лабораторной работы:

.

(7)

10. Найти среднюю величину допустимой плотности потока частиц на рабочем месте за время t, необходимого для выполнения данной лабораторной работы

(8)

Плотность потока частиц φ – количество частиц dN, попадающих в объем dV, ограниченный сферой с площадью поперечного сечения dS, за интервал времени dt:

.

(9)

11. Рассчитать плотность потока частиц на рабочем месте

(10)

где I – число частиц, испускаемых источником в ед. времени (поток частиц); r - расстояние от источника до места нахождения лица, выполняющего данную лабораторную работу. Если частицы возникают в результате радиоактивного распада, то

(11)

где A – активность источника; n - среднее число частиц, возникающих при распаде одного ядро. Если для получения частиц (например, нейтронов) используется ядерная реакция, то

(12)

где Ń – число частиц в ед. времени, используемых для возбуждения ядерной реакции, а Υ – выход ядерной реакции.

Рассчитанная по формуле (10) величина не должна превышать , т.е. необходимо, чтобы , что является свидетельством того, что суммарная годовая доза от внешнего облучения, которая может быть получена за время выполнения всех лабораторных работ, не превысит установленного предела дозы и требования норм радиационной безопасности будут соблюдены.