1.4.6. Эффективная доза внутреннего облучения техногенными радионуклидами

Определенные в Нормах и Правилах для целей нормирования внутреннего облучения техногенными радионуклидами внутреннее облшучение характеризуются следующими параметрами:

объемом вдыхаемого воздуха, с которым радионуклид может поступить в органы дыхания персонала группы А на протяжении календарного года: V_перс = 2,410³ м³, для населения скорость дыхания зависит от возраста и приведена в табл.1.5, для поступления с водой для населения принято 730 кг/год.

• временем облучения в течение календарного года, равным 1700 ч для персонала группы А и 2000 ч - для персонала группы Б;

• логарифмически нормальным распределением активности по размерам частиц дисперсной фазы аэрозоля с медианным по активности аэродинамическим диаметром (АМАД), равным 1 мкм, и стандартным геометрическим отклонением, равным 2,5.

К техногенным радиоактивным аэрозолям относятся аэрозоли, в которых источник ионизирующего излучения, является специально созданным для полезного применения или является побочным продуктом этой деятельности. Операционной величиной при контроле дозы внутреннего облучения техногенными радионуклидами является для персонала и населения концентрация радионуклидов в воздухе и для населения концентрация радионуклидов в воде и пищевых продуктах.

Эффективная доза за счет ингаляционного и перорального поступления радионуклидов может быть рассчитана с использованием данных по объемной активности в воздухе рабочих помещений, в воде и пищевых продуктах, с использованием результатов обследования персонала в биофизических лабораториях с применением прямого и косвенного методов дозиметрии внутреннего облучения.

Эффективная доза внутреннего облучения Е_внут при ингаляционном поступлении радионуклидов за время t в организм рассчитывается на основе измерения фактического содержания радионуклидов во вдыхаемом воздухе. Для соединений радионуклида i, которые при ингаляции следует отнести к типу j

, (1.22)

где E_внутр - эффективная доза внутреннего облучения при ингаляционном поступлении смеси радионуклидов в организм, Зв/год;

K₁- коэффициент, учитывающий защитные свойства средств индивидуальной защиты (СИЗ) органов дыхания: K₁=1 в случае, когда СИЗ органов дыхания отсутствует; K₁=0,15 в случае, когда используется респиратор “Лепесток-200” и отсутствуют сведения о его эффективности улавливания аэрозолей;

V_A - скорость дыхания персонала, м³/ч;

t - продолжительность ингаляции, ч;

С_ij - среднегодовая концентрация i-го радионуклида соединения типа j в воздухе рабочих помещений, Бк/м³;

е_i,j- дозовый коэффициент внутреннего облучения при ингаляции соединений радионуклида i, которые при ингаляции следует отнести к типу j, Зв/Бк

Для целей нормирования поступления радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных аэрозолей их химические соединения разделены на три типа в зависимости от скорости перехода радионуклида из легких в кровь. Принято, что основная масса вещества, отнесенного к типу "М" (медленно растворимые соединения), поступает в кровь со скоростью 0,0001 сут^-1; основная масса вещества, отнесенного к типу "П" (соединения, растворимые с промежуточной скоростью), поступает в кровь со скоростью 0,005 сут^-1; масса вещества, отнесенного к типу "Б" (быстро растворимые соединения), поступает в кровь со скоростью 100 сут^-1.

Для аэрозолей, образующихся при работе реактора, к быстрорасворимым соединениям можно отнести радионуклиды натрия. цезия, йода. К соединениям с промежуточной растворимостью радионуклиды марганца и циркония. К медленно растворимым соединениям радионуклидов относятся радионуклиды кобальта, железа, хрома, меди, вольфрама, никеля. Соединения урана и плутония в виде окислов и гидроокисей относятся к медленно растворимым соединениям.

Значения дозовых коэффициентов внутреннего облучения при ингаляции радионуклидов с наиболее вероятным типом растворимости для персонала гр.А приведены в табл.П6, для населения - в табл.П7. Для населения дозовые коэффициенты приведены для критических возрастных групп населения. Значения дозовых коэффициентов рассчитаны для тех возрастных групп, облучения которых ведет к наибольшему риску возникновения отдаленных последствий. При расчете эффективной дозы скорость дыхания берется из табл.1.5 для критической возрастной группы.

Таблица.1.5.

Годовой объем вдыхаемого воздуха для разных возрастных групп населения

Возраст, лет	до 1	1—2	2-7	7-12	12-17	Взрослые (более 17)
Объем вдыхаемого воздухаV, тыс.м3/год	1,0	1,9	3,2	5,2	7,3	8,1

Эффективная доза внутреннего облучения при групповом контроле при пероральном поступлении радионуклидов (с пищей и водой) за время t в организм рассчитывается на основе измерения фактического содержания радионуклидов в пище (воде) . Расчет годовой эффективной дозы внутреннего облучения проводится по формуле

(1.23)

где G_j- количество годового потребленного продукта j-го типа, м³/год;

С_i,j – концентрация i-го радионуклида в j-м продукте, Бк/м³.

е_i,j- дозовый коэффициент внутреннего облучения при пероральном поступлении продукта j-го типа i-го радионуклида, Зв/Бк.

Пример 13. В воздухе рабочих помещений постоянного пребывания персонала (1700 ч/год) концентрация радионуклидов ¹³⁷Сs+^137mВа, ⁶⁰Сo и ⁹⁰Sr составила 300, 100 и 10 Бк/м³, соответственно. Средства индивидуальной защиты не используются, радионуклиды ⁶⁰Сo и ⁹⁰Sr находятся в форме плохорастворимых соединений (тип «М»), ¹³⁷Сs+^137mВа в форме хорошо растворимого соединения (тип «Б»). Какую годовую эффективную дозу внутреннего облучения получит персонал при ингаляционном поступлении радионуклидов в организм?

Решение. Годовую эффективную дозу внутреннего облучения Е_внутр рассчитываем по (1.22), значения дозовых коэффициентов соответствующих типов соединений приведены в табл.П6 и равны для ¹³⁷Сs+^137mВа, ⁶⁰Сo и ⁹⁰Sr 4,8·10^-9, 2,9·10^-8, 1,5·10^-7 Зв/Бк, соответственно. Тогда