- •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
6.5.4. Оценка годовых эффективных доз внешнего облучения
Дозы внутреннего облучения персонала. Годовую эффективную дозу внутреннего облучения рассчитывают на основании измерения объемной активности в воздухе производственных помещений или содержания радионуклидов в организме работающих. Ожидаемую годовую коллективную дозу персонала группы людей оценивают по формуле:
DК= V∙ NJ∙ ΣCKJ ∙dKK, чел.–Зв,
где V–годовой объем воздуха, вдыхаемого работающими, (2,5∙103 м3 ); NJ –численность персонала; СКJ –среднегодовая объемная активность К–го радионуклида в воздухе производственных помещений, Бк/м3; dKК — дозовый коэффициент для ингаляции К-го радионуклида, Зв/Бк по НРБ–2000.
Среднегодовая объемная активность в воздухе контролируемых радионуклидов вычисляется как среднее арифметическое значение результатов измерения объемной активности в течение года.
Оценка годовых эффективных доз облучения населения
Годовая эффективная доза облучения населения оценивается но следующим параметрам:
– мощность дозы гамма-излучения (или дозы) на открытой местности и в здании;
– содержание Rn и продуктов его распада в атмосферном воздухе и в жилых помещениях;
– содержание радионуклидов в атмосферном воздухе и пищевых продуктах;
– структура рентгенологических процедур.
Контроль мощности эквивалентной дозы внешнего гамма-излучения в помещениях зданий и на местности
Измерение мощности эквивалентной дозы внешнего излучения должно проводиться дозиметрами, прошедшими государственную проверку (или метрологическую аттестацию при использовании нестандартизованного оборудования). Дозиметры должны иметь нижний предел измерения МЭД 0,1 мкЗв/ч и зависимость чувствительности от энергии гамма-излучения ("ход с жесткостью") не более ±30 % в диапазоне энергий от 0,06 до 1,25 МэВ.
Перед обследованием помещений определяют мощность дозы внешнего излучения, присущей данной местности на открытом воздухе, вблизи контролируемого здания.
При этом следует выбирать участки с естественным покрытием без значительных техногенных воздействий (сады, парки, газоны, пустыри и т. д.). Для проведения измерений выбирается не менее 3 контрольных точек, расположенных на ровном участке местности на расстоянии не менее 30 м от близлежащих зданий.
В каждой точке проводят не менее 5 измерений на высоте 1 м над поверхностью земли. Значение мощности дозы гамма-излучения в точке вычисляется по формуле:
NJ = 1/5 Σ N0
где j = 1, 2 .. , n — номер точки; i = 1,2 5 — номер измерения; N0— результат i-ro измерения в j-й контрольной точке, в мкЗв/ч.
Мощность дозы гамма-излучения на открытой местности вычисляют как среднее значение:
Nф - 1/n ΣNJ.
Результат измерения МЭД гамма-излучения на открытой местности представляется в следующем виде:
NФ ± Δ0, мкЗв/ч, а Δ0=t0,95S
где t0,95— коэффициент Стьюдента для доверительной вероятности 0,95; S — среднеквадратичное отклонение результата измерения от среднего значения.
Прежде чем провести измерения МЭД в помещениях, необходимо осуществить предварительную оценку радиационной обстановки с целью выявления возможных локальных источников гамма-излучения. Для этого производят обход всех помещений здания с высокочувствительным радиометром типа СРП-68 (СРП-88). Измерения проводят на высоте 1 м от пола и на расстоянии 0,25 м от стен.
Конкретные помещения выбирают, исходя из результатов предварительного обследования. При этом измерения МЭД следует выполнять выборочно: в школьных и дошкольных учреждениях в каждом помещении; в многоквартирных домах не менее чем в 10 % от общего числа квартир в каждом подъезде.
Измерения в помещениях обследуемого здания проводят на высоте 1 м от поверхности пола в центре обследуемого помещения и на расстоянии 0,25 м от стен (в трех точках).
В каждой точке проводится не менее 5 измерений. Превышение мощности дозы внешнего гамма-излучения в контролируемом помещении над мощностью дозы гамма-фона на открытой местности вычисляют по формуле:
NК = l/5 ΣNJК – NФ
Зная среднегодовые мощности эффективных доз гамма-излучения на открытой местности и в зданиях, возможно оценить годовую дозу внешнего облучения, используя следующее выражение:
D = 0,2D1+ 0,8LmD1,
а D1= 8,8•I0–3 КЕ(Рm–Р0), мЗв,
где D1 — среднегодовая доза облучения на открытой местности, мЗв; Р и Р0— среднегодовая мощность экспозиционной дозы на открытой местности на высоте 1 м от поверхности почвы за счет всех источников и фоновая соответственно, в мкР/ч; КЕ — дозовый фактор перехода от экспозиционной дозы, в мкР/ч, к эффективной КЕ 6 нЗв/мкР; Lm — среднее значение коэффициента экранирования в помещении (для города — 0,2, сел и деревень — 0,3); 0,2—0,8 — время пребывания населения вне помещений и в помещении соответственно.
Среднегодовую дозу внешнего облучения возможно также оценить с помощью термолюминесцентных детекторов.
Годовая эффективная доза внутреннего облучения населения обусловлена Rn и продуктами его распада, содержанием радионуклидов в пищевых продуктах и атмосферном воздухе. Дозу внутреннего облучения за счет радионуклидов Sr–90 и Cs–137 находят согласно модельным расчетам.
Среднегодовую эффективную дозу облучения за счет пищи определяют следующим образом:
DВН= 103 ΣdkK ΣVE•А КЕ, мЗв,
где dкК— дозовый коэффициент для поступления с пищей К-го радионуклида, Зв/Бк (согласно НРБ-2000); VЕ— среднегодовое потребление i–ro пищевого продукта взрослым представителем; АКЕ — среднегодовая удельная активная К–го радионуклида в i-пищевом продукте.
Среднегодовую эффективную дозу за счет радионуклидов в атмосферном воздухе определяли, используя значения дозовых коэффициентов, среднегодовую активность радионуклидов в атмосферном воздухе и величину объема воздуха, поступающего в организм в течение календарного года.
Доза за счет ингаляции изотопов Rn и их короткоживущих дочерних продуктов оценивается по результатам обследования представительной выборки жилых помещений. Коэффициент перехода от среднегодового значения эквивалентной равновесной активности Rn к годовой эффективной дозе принимается равным 0,043 мЗв/год на 1 Бк/м.
Годовую дозу внутреннего облучения населения возможно оценить, используя переносные и стационарные счетчики излучений человека (СИЧ).
