- •Введение
- •Систематика задач дозиметрии
- •История деятельности комиссии по радиологической защите
- •Развитие рекомендаций комиссии рекомендация 60
- •Цели данной публикации
- •Область применения рекомендаций комиссии
- •Раздел 1. Поле ионизирующего излучения, основные понятия
- •1.1. Основные типы полей ионизирующего излучения
- •1.2. Основные единицы измерения поля излучения
- •Радиевый гамма-эквивалент. Керма-эквивалент
- •1.3. Векторные и скалярные характеристики поля излучения
- •1.3.1. Скалярные характеристики поля излучения
- •1.3.2. Векторные характеристики поля излучения
- •1.4. Связь между характеристиками поля излучения и показаниями детектора
- •Раздел 2. Классификация источников ионизирующего излучения
- •2.1. Типы радионуклидных источников
- •2.2. Геометрия узкого и широкого пучка гамма–излучения
- •Раздел 3. Основные закономерности ослабления фотонного излучения
- •3.1. Интенсивность излучения точечного изотропного моноэнергетического источника
- •3.2. Интенсивность излучения точечного источника излучения, (тонкий луч)
- •3.3. Интенсивность в точке
- •3.4. Ослабление потока фотонного излучения
- •Раздел 4. Дозовые характеристики поля излучения основные дозиметрические величины
- •4.1. Экспозиционная доза и ее мощность, единицы измерения
- •4.1.1. Экспозиционная доза.
- •4.1.2. Эффективный атомный номер вещества
- •4,1.3. Энергетические эквиваленты рентгена
- •4.1.4. Мощность экспозиционной дозы, уровень радиации
- •4.1.5. Связь между мощностью дозы и интенсивностью излучения
- •4.1.5.Гамма–постоянная и гамма–эквивалент
- •4.1.6. Керма–постоянная и керма–эквивалент
- •4.2. Поглощенная доза и ее мощность
- •4.2.1. Поглощенная доза, единицы измерения
- •4.2.2. Мощность поглощенной дозы
- •4.2.3. Распределение дозы по глубине биоткани
- •4.3. Керма и ее мощность
- •4.4. Биологическое действие ионизирующего злучения
- •4.4.1. Особенности воздействия ионизирующего излучения при действии на живой организм
- •4.4.2. Концепция безпороговой линейной зависимости доза–эффект
- •4.4.3. Зависимость доза–эффект в радиобиологии
- •4.5. Эквидозиметрия ионизирующих излучений
- •4.5.1. Эквивалентная доза, единицы измерения
- •4.5.2. Мощность эквивалентной дозы, единицы измерения
- •4.5.3. Эффективная эквивалентная доза
- •4.6. Современная система дозиметрических величин
- •4.6.1. Вспомогательные дозиметрические величины
- •4.6.2. Нормируемые дозиметрические величины
- •4.6.3. Операционные дозиметрические величины
- •5. Принципы и методы дозиметрии
- •5.1. Понятие о детекторе и основные требования
- •5.2. Схемы связи детекторов с электронными устройствами
- •5.3. Основные характеристики детекторов в дозиметрии
- •5.4. Ионизационный метод в дозиметтрии
- •5.4.1. Ионизационные камеры в дозиметрии
- •5.4.2. Газоразрядные счетчики
- •Раздел 6. Радиационная безопасности
- •6.1. Концептуальные основы радиационной безопасности
- •6.2. Цель и задачи радиационной безопасности
- •6.3. Риск, радиационный риск в ряду рисков
- •6.3.1. Концепция приемлемого риска.
- •6.4. Главные нормативные документы
- •6.4.1. Принципы нормирования в области радиационной безопасности
- •6.4.2. Основные пределы доз.
- •6.4.3. Допустимые уровни
- •6.4.4. Рабочие контрольные уровни
- •6.5. Естественные и искуственные источники радиации
- •6.5.1. Естественные источники излучений
- •6.5.2. Контроль и учет доз облучения
- •6.5.3. Индивидуальный контроль внутреннего облучения
- •6.5.4. Оценка годовых эффективных доз внешнего облучения
- •Введение
- •Раздел 1. Поле ионизирующего излучения, основные понятия
- •1.1. Основные типы полей ионизирующего излучения
- •1.2. Основные единицы измерения поля излучения
- •1.3. Векторные и скалярные характеристики поля излучения
- •1.3.1. Скалярные характеристики поля излучения
- •1.3.2. Векторные характеристики поля излучения
- •1.4. Связь между характеристиками поля излучения и показаниями детектора
- •Раздел 2. Классификация источников ионизирующего излучения
- •2.1. Типы радионуклидных источников
- •2.2. Геометрия узкого и широкого пучка гамма–излучения
- •Раздел 3. Основные закономерности ослабления фотонного излучения
- •3.1. Интенсивность излучения точечного изотропного моноэнергетического источника
- •3.2. Интенсивность излучения точечного источника излучения, (тонкий луч)
- •3.3. Интенсивность в точке
- •3.4. Ослабление потока фотонного излучения
6.2. Цель и задачи радиационной безопасности
В связи с вышеизложенным, радиационная безопасность – это комплекс научно обоснованных мероприятий по обеспечению защиты от воздействия ионизирующего излучения.
Цель радиационной защиты – это предотвращение вредных нестохастических эффектов и ограничение вероятности возникновения стохастических эффектов до уровней, считающимися приемлемыми. Исходя из этого можно сформулировать цель обеспечения радиационной безопасности – полное исключение детерминированных эффектов и снижение до разумно достижимого минимума вероятности стохастических эффектов. В обычных условиях основными эффектами облучения людей являются стохастические эффекты, поэтому обеспечение радиационной безопасности сводится к снижению эффективных доз облучения как производственного облучения, так и облучения населения всеми источниками излучения до разумно достижимого уровня.
Разработка критериев для оценки опасности различных видов ионизирующих излучений является одной из основных задач радиационной безопасности и особенно после аварии на ЧАЭС.
Она решается путем анализа результатов радиобиологических экспериментов, цель которых – изучение влияния различного вида ионизирующих излучений на живой организм и отдельные системы, а также получение данных о состоянии здоровья людей, работающих в условиях воздействия ионизирующих излучений или подвергшихся непредвиденному облучению при радиационной аварии. Наиболее существенным в этом вопросе является установление количественной связи между уровнем облучения и эффектом, обусловленным ионизирующим излучением. Для этого разработана система оценки уровня облучения и методов его измерения при различных путях радиационного воздействия
На основе установленных критериев опасности разрабатывается система допустимых пределов воздействия (законодательные документы): нормы радиационной безопасности (НРБ–2000) и основные санитарные правила (ОСП–2002), что позволяет оперативно регистрировать изменение радиационной обстановки. Таким образом, одним из важнейших вопросов радиационной безопасности является разработка системы дозиметрического контроля.
Если вредные эффекты выявляются начиная с какого-то порога дозы –это нестохастические эффекты, а повреждения без порога, то есть при любых малых дозах– стохастические эффекты.
Любые проявления поражающего действия ионизирующих излучений называют лучевой болезнью.
Многообразие этих проявлений зависит от вида излучения местное, инкорпорированное) временного фактора (однократное, повторное, хроническое), равномерности поля излучения и т.д.
Другой не менее важной задачей радиационной безопасности является разработка методов оценки и прогнозирования радиационной обстановки с целью обеспечения нормальных условий труда и жизни населения, а также защиты объектов окружающей среды от воздействия ионизирующих излучений при использовании атомной энергии. Сюда входят: характеристика источников излучения, которые могут воздействовать на персонал и население при различных аспектах использования атомной энергии и на разных этапах технологического процесса; исследование изменений уровней ионизирующих излучений в зависимости от условий их использования и режимов работы: изучение закономерности распространения радиоактивных веществ, характера и масштабов их воздействия на персонал, население и объекты окружающей среды при нормальных условиях работы и возникновении аварийных ситуаций. Все это необходимо для обоснованного выбора средств и методов индивидуальной и групповой защиты, оптимальных режимов труда, санитарно-пропускного режима и других мероприятий по защите от ионизирующих излучений. Для своевременного принятия решений по защите от воздействия ионизирующих излучений необходимо иметь объективную и исчерпывающую информацию о параметрах радиационной обстановки. Поэтому создание эффективной системы дозиметрического контроля является также одной из существенных задач радиационной безопасности. Он осуществляется дозиметрической службой учреждения или специально выделенным должностным лицом, а также ведомственными службами с применением соответствующих приборов, методик и расчетных методов. Основной задачей дозиметрической службы является контроль за соблюдением норм радиационной безопасности и основных санитарных правил работы с источниками ионизирующих излучений, выбор методов и точек контроля в пределах производственных помещений и на прилегающей территории, а также установление его периодичности. В частности, при эксплуатации гамма-дефектоскопических или гамма-терапевтических установок, в которых используются закрытые радионуклидные источники, достаточно ограничиться контролем дозы гамма-излучения.
. На радиохимических производствах, в частности на заводах по переработке отработавшего ядерного топлива, наряду с измерением уровня гамма-излучения, большое внимание уделяется контролю радиоактивного загрязнения поверхностей и воздуха рабочих помещений, окружающей территории, а также установлению мест утечки радиоактивных веществ из боксов и коммуникаций. На ядерных реакторах (в т.ч. на АЭС) в условиях нормальной эксплуатации ведущими радиационными факторами, воздействующими на персонал, являются внешнее гамма-излучение и нейтроны. В целях своевременного обнаружения утечки радиоактивных веществ из контуров реактора следует контролировать радиоактивность воздуха в рабочих помещениях и окружающей среде. Частота контроля того или иного параметра радиационной обстановки зависит от режима работы предприятия. Так, при установившемся технологическом режиме на АЭС или радиохимическом производстве можно ограничиться измерением уровня радиоактивного загрязнения поверхностей 1 раз в сутки или даже 1 раз в неделю. При ремонтных работах или возникновении неполадок контроль данного параметра осуществляется значительно чаще.
Функциональными задачами системы радиационной безопасности являются:
1) снижение уровня облучения персонала и населения до регламентируемых пределов на основе комплекса проектных, технических, медико-санитарных и организационных мероприятий;
2) создание эффективной системы радиационного контроля, позволяющей оперативно регистрировать повышение уровня облучения персонала и загрязнения объектов окружающей среды, принимать меры по нормализации радиационной обстановки. К техническим мероприятиям относятся: создание передвижных или стационарных защитных ограждений, автоматизация и механизация технологических процессов, очистка воздуха от радиоактивных веществ на выбросе и т.д. Медико-санитарные мероприятия включают установление санитарно-защитных зон, организацию принудительного санитарно–пропускного режима, установление перечня средств индивидуальной и групповой защиты, осуществление контроля за состоянием здоровья персонала с учетом характера радиационного воздействия. К организационным мероприятиям относится, в первую очередь, обеспечение при работе в условиях повышенного уровня ионизирующих излучений режима труда, исключающего облучение персонала выше допустимых пределов. Комплекс мероприятий, направленных на снижение уровня облучения, зависит от типа и назначения радиационной или атомно-энергетической установки, характера технологического процесса по переработке или получению радиоактивных веществ. При работе с закрытыми радиоактивными источниками достаточно ограничиться созданием защиты только от внешних потоков излучения. В других случаях, например на радиохимических производствах, при переработке радиоактивных отходов необходимо предусмотреть меры по исключению распространения радиоактивных веществ в окружающую среду и попадания их в организм работающих. Весьма существенна оптимизация комплекса средств, направленных на решение обеих функциональных задач, поскольку при их недостаточности может быть нанесен ущерб здоровью персонала и населения, а их избыток приведет к нерациональным финансовым затратам. Существует эффективная система радиационной безопасности для различных форм применения атомной энергии; она базируется на гипотезе, постулирующей отсутствие порога для так называемых стохастических эффектов, к которым относятся генетические последствия и возникновение рака. Согласно этой гипотезе вероятность стохастических последствий облучения в пределах малых доз линейно зависит от уровня воздействия, т.е. любое превышение дозы над фоном теоретически повышает вероятность возникновения отдаленных последствий. Международная эмиссия по радиационной защите рекомендует руководствоваться этой концепцией, хотя в настоящее время отсутствуют доказательства увеличения числа отдаленных стохастических последствий при воздействии на организм человека ионизирующих излучений в дозах меньше 5 Зв. Такая линейная беспороговая концепция заведомо исходит из переоценки последствий воздействия ионизирующего излучения и представляется наиболее гуманной, так как учитывает недостаточность наших знаний о механизме действия ионизирующих излучений на живой организм. Поэтому базирующиеся на этой концепции системы радиационной безопасности для различного типа атомных технологий имеют значительную гарантию безопасности. В результате атомная промышленность по вероятности неблагоприятных последствий, обусловленных производственными факторами, а также по воздействию на окружающую среду относится к числу относительно безопасных отраслей промышленности
