САНИТАРНО-ЭПИДЕМИОЛОГИЧЕСКОЕ ЗАКЛЮЧЕНИЕ | |||
| __________________________________________________________________ | |||
| __________________________________________________________________ | |||
| __________________________________________________________________ | |||
| __________________________________________________________________ | |||
(полное наименование органа государственного санитарного надзора, адрес, телефон) | |||
Экз. | |||
Санитарно-эпидемиологическое заключение №— на право работы с источниками ионизирующего излучения (ИИИ) | |||
| 1. Организация __________________________________________________________________ | |||
| __________________________________________________________________ | |||
| __________________________________________________________________ | |||
| __________________________________________________________________ | |||
(полное и сокращенное наименование, административный район, адрес, телефон) | |||
| 2. Министерство, ведомство __________________________________________ | |||
| ____________________________________________________________________________________________________________________________________ | |||
(полное и сокращенное наименование, адрес) | |||
3. | |||
| __________________________________________________________________ | |||
| __________________________________________________________________ | |||
(полное и сокращенное наименование, адрес, телефон) | |||
| 4. Подразделение организации (объект), получающее санитарно-эпидемиологическое заключение | |||
| __________________________________________________________________ | |||
| __________________________________________________________________ | |||
| __________________________________________________________________ | |||
(наименование, подчиненность в структуре организации, административный район, адрес, телефон) | |||
5. Должностное лицо, ответственное за радиационную безопасность на объекте | |||
| __________________________________________________________________ | |||
| __________________________________________________________________ | |||
| __________________________________________________________________ | |||
(должность, номер, дата приказа по организации о возложении ответственности, телефон) | |||
| 6. Разрешаются работы с ИИИ | |||
| Вид и характеристика ИИИ | Вид и характер работ | Место проведения работ | Ограничительные условия |
I. Работы с открытыми ИИИ________________ | |||
| II. Работы с закрытыми ИИИ ________________ | |||
| III. Работы с устройствами, генерирующими излучение ________________ | |||
| IV. Другие работы с ИИИ ________________ | |||
| 7. Санитарно-эпидемиологическое заключение выдано на основании ______ | |||
| __________________________________________________________________ | |||
| __________________________________________________________________ | |||
| __________________________________________________________________ | |||
(актов приемки, обследований и других документов с указанием номеров и дат, органов надзора) | |||
8. Санитарно-эпидемиологическое заключение действительно до «_____» ______________ 2 _____ г. | |||
| Главный государственный санитарный врач ____________________________ | |||
(Ф.И.О.) | |||
| М.П. | |||
№ _____
Вышестоящая (непосредственно над организацией) организация _________Таблица доз облучения
Таблица сравнения — доз облучения при томографии зубов и других воздействий.
Таблица сравнения доз рентген-облучения при компьютерной диагностике и другом воздействии
| Воздействие облучения | Доза (микрозиверт) |
|---|---|
| Доза облучения при прицельном снимке на визиографе (GXS-700) | 5 мкЗв |
| Доза облучения при ортопантомограмме зубов (ОПТГ, панорамный снимок) на Kodak 90003D | 35 мкЗв |
| Доза облучения при 3D томографии зубов (КТ) двух челюстей на Kodak 90003D | 60 мкЗв |
| Доза облучения при флюорографии грудной клетки | 80 мкЗв |
| Доза облучения на спиральном томографе | 400 мкЗв |
| Доза облучения на последовательном конвенционном томографе | 1000 мкЗв |
| Максимально допустимая в РФ годовая доза облучения при проведении профилактических медицинских рентгенологических процедур | 1000 мкЗв |
| Доза облучения при трехчасовом перелете на современном авиалайнере | 10 мкЗв |
| Доза облучения при проживание в бетонном или кирпичном доме в течение года | 80 мкЗв |
| Доза облучения при естественном годовом фоновом ионизирующем излучении | 2 400 мкЗв |
| Максимально допустимая средняя годовая доза облучения для работников атомной промышленности в РФ | 20 000 мкЗв |
| Минимальная годовая доза облучения, для которой надежно установлено повышение риска раковых заболеваний | 100 000 мкЗв |
| Легкая степень лучевой болезни | 1 000 000 мкЗв |
| Тяжелая степень лучевой болезни (не выживает 50% облученных) | 4 500 000 мкЗв |
| Абсолютно смертельная доза | 7 000 000 мкЗв |
Илюстрация воздействия радиации на человека (откроется в новом окне)
Статья 17.
Обеспечение радиационной безопасности граждан при проведении медицинских рентгенорадиологических процедур
- При проведении медицинских рентгенорадиологических процедур следует использовать средства защиты граждан (пациентов). Дозы облучения граждан (пациентов) при проведении медицинских рентгенорадиологических процедур должны соответствовать нормам, правилам и нормативам в области радиационной безопасности.
- По требованию гражданина (пациента) ему предоставляется полная информация об ожидаемой или о получаемой им дозе облучения и о возможных последствиях при проведении медицинских рентгенорадиологических процедур.
- Гражданин (пациент) имеет право отказаться от медицинских рентгенорадиологических процедур, за исключением профилактических исследований, проводимых в целях выявления заболеваний, опасных в эпидемиологическом отношении.
Статья 18. Контроль и учет индивидуальных доз облучения
- Контроль и учет индивидуальных доз облучения, полученных гражданами при использовании источников ионизирующего излучения, проведении медицинских рентгенорадиологических процедур, а также обусловленных естественным радиационным и техногенно измененным радиационным фоном, осуществляются в рамках единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения, создаваемой в порядке, определяемом Правительством Российской Федерации.
Статья 22. Право граждан на радиационную безопасность
- Граждане Российской Федерации, иностранные граждане и лица без гражданства, проживающие на территории Российской Федерации, имеют право на радиационную безопасность. Это право обеспечивается за счет проведения комплекса мероприятий по предотвращению радиационного воздействия на организм человека ионизирующего излучения выше установленных норм, правил и нормативов, выполнения гражданами и организациями, осуществляющими деятельность с использованием источников ионизирующего излучения, требований к обеспечению радиационной безопасности.
Для записи на прием или для консультации
позвоните прямо сейчас по телефонам:
+7 (812) 300-03-03
+7 (812) 655-08-87
Лабораторная работа № 7 — Электронный учебно-методический комплекс по дисциплине «Безопасность жизнедеятельности»
Цель работы:
Ознакомиться с определением условий работы на зараженной территории.
Определение возможных доз облучения при действиях на РЭМ
Экспозиционная доза радиации Д за время от t1 до t
Экспозиционная доза гамма излучения Д∞, полученная за промежуток времени от t1 до времени полного распада радиоактивных веществ, когда Р2 – 0, равна
(3)На практике для вычисления часто используют упрощенные формулы:
(4)где Рср – средний уровень радиации, определяемый как среднее арифметическое из измерений уровня радиации:
(5)где Рср – уровень радиации в момент входа
Р 1, Р2 –уровни радиации на различное время
Рвых — уровень радиации при входе на РЭМ
п — число измерений
Т- время пребывания на РЭМ
Косл – коэффициент ослабления радиации
Изменение уровня радиации на РЭМ определяется по формуле (1) задания 3:
Рt=Ро*Кt
Уровень радиации снижается в 10 раз при семикратном увеличении времени, т.
е. если через час после Р3 Ро=300р/ч, то через 7 ч уровень радиации Р=10р/ч.
Задача 1. На объекте через 1 час после Р3 замерен уровень радиации 300 р/ч. Определить дозы, которые получат рабочие объекта в производственном одноэтажном здании за 4 часа, если известно, что облучение началось через 8 часов после Р
Решение:
1. Определим Твх = 8 час, Твых = 8+4 =12 час
2. Найдем по формуле (1) задания 3 значение уровней радиации на время входа и выхода:
Р8 = Р1(t8/t1)-1,2 = 300(8/1)-1,2 = 24,7 р/ч
Р12 = Р1(t12 /t1)-1,2 = 300(12/1)-1,2 =15,2 р/ч
3. По формуле (2) вычислим экспозиционную дозу, которую получат рабочие за 4 часа, если для производственного одноэтажного здания
Косл= 7: Д=(5*24,7*8-5*15,2*12)/7=10,9 р.
Задача 2. Определить дозу радиации, которую могут получить люди за 4 часа спасательных работ на открытой местности, если команда прибыла в район работ с уровнем радиации в момент входа Р вх далее уровень радиации измеряли каждый час.
Решение:
Вычислить с использованием приведенных выше формул.
Таблица 1. Исходные данные к задачам 1,2
Продолжение табл. 1
Примечание. Работы начали производить через 8 час. после Р3
Для решения этой задачи исходными данными являются:
- Уровень радиации в момент входа Рвх;
- Заданная доза облучения Дзад;
- Коэффициент ослабления дозы радиации Косл;
- Время начала обучения Твх.
При этом необходимым является условие, чтобы полученная доза радиации Д, определенная по формуле (2), не превышала заданную:
Д = (5Рвх*tвх-5 Р
Согласно (1) задания 3
Рвых = Рвх (tвых/tвх)-1,2
tвых= tвх+Т
где Т – продолжительность обучения.
Решив систему уравнений, получаем значение допустимой продолжительности облучения:
Т = tвх6/(tвх-Дзад*Косл/5Рвх)5-tвх (7)
Допустимое время пребывания на РЭМ можно приближено определить по формуле (8), полученной на основании формулы (6):
Т = Дзад*Косл/Рвх (8)
Задача 3. Определить допустимую продолжительность пребывания рабочих на зараженной территории завода, если работы начались через 3 часа после Р, а уровень радиации в это время составлял 100 р/ч. Установлена допустимая доза 20 р. Работы ведутся внутри каменных 3-х этажных зданий. (Исходные данные приведены в табл.2).
Решение.
- По табл.4 (1) Косл=6
- По формуле (7) вычислим Т=1,6ч.
- Можно решить задачу по формуле (8): Т=1,2ч.
Таблица 2. Исходные данные к задаче 3
| Вариант | Рвх, р/ч | Дзад, р | tвх, ч | Степень защиты |
| 1 | 100 | 20 | 3 | Взять из табл.2,задания 3 |
| 2 | 120 | 10 | 1 | |
| 3 | 200 | 20 | 2 | |
| 4 | 120 | 10 | 2 | |
| 5 | 150 | 25 | 3 | |
| 6 | 100 | 20 | 4 | |
| 7 | 130 | 25 | 2 | |
| 8 | 150 | 20 | 3 | |
| 9 | 140 | 20 | 2 | |
| 10 | 120 | 25 | 3 |
Определение допустимого времени начала преодоления зон Р
3 Эта задача решается в целях исключения облучения людей сверх установленных доз при преодолении зон заражения.
Исходными данными являются данные радиационной разведки по уровням радиации на маршруте движения и заданная экспозиционная доза излучения.
Задача 4. Р3 произошло в 7ч.00м. По условиям обстановки следует преодолеть участок РЭМ. Уровни радиации на 1 час. после Р на маршруте движения составили: в точке 1-80 р/ч, 2-290 р/ч, 3-375 р/ч, 4-280 р/ч, 5-50 р/ч, 6-5 р-ч.
Определить допустимое время начала преодоления участка РЭМ при условии, что доза облучения за время преодоления зон не превысит 10р. Преодоление участка будет осуществляться на автомобиле со скоростью 20 км/ч, длина маршрута 10 км.
Решение.
- Определяем средний уровень радиации Рср на 1 час после Р3 по формуле (5): Рср = 180 р/ч
- Продолжительность движения через участок РЭМ: 10/20=0,5 ч.
- Косл=2
- Доза облучения + на 1 час после РЗ, определенная по формуле (4): Д1=(180*0,5)/2=45
- Отношение дозы через 1 ч после РЗ к заданной: Д1/Дзад= 45/10= 4,5
- Коэффициент для пересчета уровней радиации пропорционален изменению уровня радиации во времени после Р3, а следовательно, и изменению экспозиционной дозы излучения. Тогда Кt = 4,5. По формуле (2) задания 3 Кt = (t1/tзад )-1,2 = 4,5; tзад = 3,5ч.
Тогда Кt = 4,5. По формуле (2) задания 3 Кt = (t1/tзад )-1,2 = 4,5; tзад = 3,5ч.Преодоление участка можно начать через 3,5 ч, т.е. в 10ч.30мин.
Таблица 3. Исходные данные к задаче 4
Величина и структура доз облучения ликвидаторов в зависимости от этапа ликвидации последствий радиационной аварии и вида работ Текст научной статьи по специальности «Науки о Земле и смежные экологические науки»
Величина и структура доз облучения ликвидаторов в зависимости от этапа ликвидации последствий радиационной аварии и вида работ
Мешков Н.А.
НИИ экологии человека и гигиены окружающей среды им. А.Н.Сысина РАМН, Москва
Выполнено исследование величины и структуры доз облучения участников ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС.
Установлено, что поступление через органы дыхания и содержание в организме ликвидаторов, работавших в июне-июле 1986 г. на пром-площадке ЧАЭС, 90Бг, 13 Сэ и 239Ри не превышало пределов, установленных на тот период НРБ-76/87. Средние значения доз облучения ликвидаторов в 1986, 1987 и 1988 гг. составили, соответственно, 186, 98 и 47 мГр. Наиболее высокой радиационной опасности подвергались ликвидаторы, участвовавшие в июне-июле 1986 г. в дезактивации 3-го энергоблока ЧАЭС.
Дозы облучения у них составляли от 205,0±10,0 до 242,0±5,6 мГр. Структура дозовой нагрузки ликвидаторов в 1986 г. складывалась из экспозиционной дозы внешнего у-облучения (86 %), дозы внешнего в-облучения (10 %) и дозы внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления радионуклидов в организм (4 %). Установлено, что факторами, влияющими на формирование дозовой нагрузки, являются: уровни радиоактивного загрязнения воздуха и местности, период ликвидации последствий аварии, характер выполняемой работы и эффективность средств индивидуальной защиты.
Ключевые слова: чернобыльская авария, радионуклиды, объемная активность, поступление в организм, участники ликвидации последствий, характер работ, содержание в организме 1370в, дозы облучения, структура доз облучения.
Величина и структура доз облучения участников ликвидации последствий радиационной аварии (РА) зависит от целого ряда факторов, к числу которых относятся: масштабы и этап развития аварии, радионуклидный состав выброса и пути радиационного воздействия на человека, а также характер работ по ликвидации последствий аварии (ЛПА).
Масштаб радиационной аварии определяется площадью и уровнем радиоактивного загрязнения территории. Наиболее масштабными с начала эксплуатации атомных реакторов считаются аварии на предприятии ядерного топливного цикла в Уиндскейле (Великобритания, 1957), на военном реакторе Б!-! в Айдахо-Фолсе (США, 1961), на 2-м энергоблоке атомной электростанции (АЭС) «Три Майл Айленд» в Гаррисберге (США, 1979) и авария на Чернобыльской АЭС (СССР, 1986).
Характеристика масштабов этих наиболее крупных РА представлена в таблице 1.
Таблица 1
Характеристика масштабов радиационных аварий
Радиационная авария Максимальное превышение естественного радиационного фона, разы Площадь опасного загрязнения, км2 Период формирования загрязнения
Чернобыль, 1986 > 100000* 3100 Несколько суток
Уиндскейл, 1957 400 518 Часы
Айдахо-Фолс, 1961 10 40 Часы
Гаррисберг, 1979 3 — Сутки
Примечание: * — за пределами промплощадки АЭС.
Мешков Н.А. — заслуженный врач Российской Федерации, доктор медицинских наук, профессор НИИ экологии человека и гигиены окружающей среды им.
А.Н.Сысина РАМН.
* Контакты: 119992, Москва, ул. Погодинская, 10; e-mail: professorl [email protected].
Как видно из таблицы 1, масштабы чернобыльской аварии не имеют прецедентов в мировой практике за весь период использования атомной энергии.
Радиационная обстановка формируется в зависимости от типа и продолжительности кампании ядерного реактора, которые определяют количество и радиоизотопный состав продуктов деления ядерного горючего. Радионуклидный состав выброса при крупномасштабных РА может существенно отличаться от состава продуктов деления в активной зоне, что обусловлено характером различных физических и химических процессов и, в частности, степенью летучести радионуклидов (РН), процессами естественной конденсации, растворимостью РН и т.п., а также типом повреждения защитной оболочки реактора.
Состав выброса активности в окружающую среду в момент аварий в Уиндскейле, Айдахо-Фолсе, Гаррисберге и Чернобыле представлен в таблице 2.
Таблица 2
Вклад отдельных РН в суммарную активность выбросов при некоторых крупномасштабных РА, % [3]
Из приведенных в таблице 2 данных видно, что при авариях в Уиндскейле и Айдахо-Фолсе основной вклад в суммарный выброс вносил 1311, в Гаррисберге — инертный газ 133Хе. Изотопный состав выброса в момент аварии на Чернобыльской АЭС (ЧАЭС) был в основном представлен инертными радиоактивными газами, 2-е место по вкладу в суммарный выброс занимал 1311.
Вклад РН, содержавшихся в последующих выбросах из разрушенного реактора ЧАЭС, в загрязнение объектов окружающей среды представлен в таблице 3.
Из приведенных в таблице 3 данных видно, что в структуре загрязнения атмосферного воздуха, почвы и воды 1-е и 2-е места по вкладу в суммарный состав РН занимают 144Се и 95ЫЬ, на 3-м месте в структуре загрязнения атмосферного воздуха находится 957г, а воды — 106Яи.
В структуре загрязнения растительности 1-3 места заняли соответственно 106Яи, 144Се и 95ЫЬ.
Таблица 3
Вклад радионуклидов, выброшенных при аварии на ЧАЭС, в загрязнение объектов окружающей среды
Радионуклиды Доля в общей активности, %
атмосферный воздух почва вода растительность
89Sr 4,4 4,4 4,6 4,3
90Sr 3,3 3,2 3,4 3,3
95Zr 12,7 13,2 11,5 11,3
95Nb 17,0 19,8 13,5 16
103Ru 4,6 9,8 7,9 10,6
106Ru 7,5 10,9 12,2 22,1
134Cs 1,2 5,1 4 1,2
137Cs 2,7 11,8 6,8 3,4
140Ba 1,1 0,7 2,3 0,5
141Ce 8,1 4,4 6,2 6,8
144Ce 36,4 15,7 26,6 19,5
234,235,238y 0,03 0,04 0,08 0,03
238Pu 0,06 0,07 0,04 0,07
239Pu 0,07 0,05 0,1 0,05
242Cm 0,83 0,82 0,77 0,83
244Cm 0,01 0,02 0,01 0,02
Наиболее значимыми в формировании радиационной обстановки по своим физикохимическим свойствам являются легкоплавкие элементы, такие как йод, цезий и рутений, что нашло подтверждение в эксперименте с нагревом облученного топлива [5].
Содержание этих РН в выбросе при типовой РА, нормированное по йоду, имело значение от <1 до 2. На основании этой оценки Stewart C.G. и Simpson S.D. [5] предложили ввести коэффициент 2 для биологически важных изотопов цезия.
Биологическая значимость различных радионуклидов, попадающих во внешнюю среду с выбросами при радиационных авариях, определяется при внутреннем поступлении четырьмя основными факторами:
— количеством различных изотопов в выбросе;
— временем с момента выброса изотопов в окружающую среду и их попаданием в организм человека;
— содержанием изотопов в пищевых продуктах;
— величиной дозы, которую дает однократное поступление i-го изотопа.
В биологическом отношении опасность радионуклидов обусловлена величиной периода эффективного полувыведения: чем больше эта величина, тем опаснее радионуклид.
Исходя из этого, основными изотопами формирователями дозы при внутреннем поступлении являются 90Sr, 137Cs и изотопы плутония.
На начальном этапе ликвидации последствий аварии на ЧАЭС (июнь-июль 1986 г.) активность ряда РН в приземном слое воздуха на территории промплощадки АЭС существенно превышала допустимые уровни (ДКа), установленные на тот период НРБ-76/87 (табл. 4).
Таблица 4
Активность радионуклидов, содержавшихся в воздухе на территории промплощадки ЧАЭС в июне-июле 1986 г. [3]
Радионуклиды Активность в воздухе, Ки/л ДКа (НРБ-76/87) Кратность отношения
89Бг 1,1 — 2,6×10-12 2,8×10′» 0,04 — 0,09
90Бг 0,82 — 2,0×10″12 1,2×10″12 0,7 — 1,7
952г 3,2 — 7,6×10″12 3,2×10″11 0,1 — 0,2
95МЬ 1,0 — 4,2×10″12 1,0×10″10 0,01 — 0,04
103Яи 1,2 — 2,8×10″12 5,2×10″11 0,02 — 0,05
106Яи 1,9 — 4,5×10″12 5,6×10″12 0,3 — 0,8
134Сэ 0,3 — 4,5×10″12 1,3×10-11 0,02 — 0,3
137Сэ 0,7 — 1,6×10″12 1,4×10″11 0,05 — 0,1
140Ва 0,07 — 2,8×10″13 4,4×10″11 0,0002 — 0,006
141Се 2,0 — 4,9×10″12 1,6×10″10 0,01 — 0,03
144Се 0,91 — 2,2×10″11 6,4×10″12 1,4 — 3,4
235и 0,36 — 1,8×10-14 6,0×10″14 0,06 — 0,3
238Ри 1,5 — 3,6×10-14 1,0×10-15 15,0 — 36,0
239Ри 4,2 — 4,8×10″14 9,0×10″16 46,7 — 53,3
242Ст 2,0 — 5,0×10″13 6,0×10″14 3,3 — 8,3
244Ст 2,5 — 6,0×10″15 4,6×10″15 0,5 — 1,3
Наиболее высоким содержанием в атмосферном воздухе по сравнению с ДКа отличались, как видно из таблицы 4, изотопы плутония: минимальная концентрация 239Ри превышала нормативный уровень в 46,7 раза, а максимальная — в 53,3 раза.
Превышение 238Ри достигало соответственно 15 и 36 раз. Максимальная концентрация 90Бг была выше допустимого уровня в 1,7 раза, тогда как 134Сэ и 137Сэ составляла соответственно 0,3 и 0,1 ДКа. Следует отметить, что после завершения строительства объекта «Укрытие» удельная активность РН в воздухе снизилась до значений, которые существенно ниже допустимых.
Оценка количественных показателей возможного поступления в организм через органы дыхания и содержания в легких основных дозообразующих радионуклидов при условии использования респираторов (ШБ-1, ШБ-2 или Р-2) представлена в таблице 5.
Таблица 5
Поступление через органы дыхания и содержание в легких основных дозообразующих радионуклидов, находившихся в воздухе на территории промплощадки ЧАЭС в июне-июле 1986 г.
Радионуклиды Поступление через органы дыхания, мкКи/год Содержание в легких, мкКи Кратность отношения к:
ПДП (НРБ-76/87) ДС (НРБ-76/87)
89Бг 0,17 0,01 0,002 0,009
90Бг 0,13 0,01 0,009 0,01
134Сэ 0,29 0,02 0,003 0,02
137Сэ 0,10 0,01 0,003 0,004
238Ри 0,002 0,0002 0,05 0,03
239Ри 0,003 0,0002 0,06 0,03
При сравнении с допустимыми уровнями, установленными НРБ-76/87, превышений нормативных показателей, как видно из таблицы 5, не выявлено.
5,0Е 12 X
4.0Е 12 3,ОЕ-12 2.0Е-12 1,0Е-12 0,0Е + 00
О 0-5 5-9 10-14 15-19 20-30
КМ
—♦—Июнь Июль
Рис. 1. Объемная активность атмосферного воздуха на разном удалении от ЧАЭС в июне-июле 1986 г.
Как показано на рисунке 1, уровень загрязнения атмосферного воздуха снижался по мере удаления от АЭС. Так, доля объемной активности воздуха ближе к границе 30-километровой зоны в июне составляла 0,1 % от объемной активности на промплощадке АЭС. В июле объемная активность воздуха на промплощадке АЭС снизилась в 1,4 раза, но на удалении 20-30 км ее вклад составил 6,3 % от исходной величины.
Важную роль в формировании дозы облучения при радиационных авариях играют путь радиационного воздействия и период (этап) развития аварии.
Как правило, на раннем этапе аварии превалирует внешнее облучение, внутреннему облучению в этот период организм подвергается преимущественно за счет ингаляционного поступления РН. Характеристика путей радиационного воздействия на раннем этапе развития аварии на ядерных реакторах разного типа представлена в таблице 6.
Таблица 6
Структура путей радиационного воздействия на раннем этапе развития аварии, %
Радиационные аварии Пути радиационного воздействия
внешний внутренний
Уиндскейл, 1957 40,0 60,0
Айдахо-Фолс, 1961 93,0 7,0
Гаррисберг, 1979 97,7 2,3
Анализ данных таблицы 6 показывает, что на раннем этапе радиационных аварий ведущим путем воздействия является внешнее облучение, за исключением аварии на реакторе в Уиндскейле.
Изучение опыта ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС военнослужащими, призванными на специальные сборы, показало, что важную роль в формировании дозо-вой нагрузки играет характер выполняемой работы. Основными видами работ, выполнявшимися в зоне чернобыльской аварии, были радиационная разведка и дезактивационные мероприятия. Анализ структуры дозы облучения в зависимости от характера работ по ликвидации последствий аварии на ЧАЭС в июне-июле 1986 г. представлен в таблице 7.
Таблица 7
Структура дозы облучения в зависимости от характера работ по ликвидации последствий аварии на ЧАЭС в июне-июле 1986 г.
Характер основных работ в 30-километровой зоне аварии на ЧАЭС Вклад в дозу облучения, %
внешнего внутреннего
Радиационная разведка Дезактивация территории и помещений ЧАЭС Дезактивация техники на пунктах специальной обработки Водители автотранспорта 84.
0 (78,5 — 89,5) 94,3 (92,1 — 96,5) 94.1 (91,4 — 96,8) 95,6 (91,9 — 99,3) 16,0 (10,5 — 21,5) 5,7 (3,5 — 7,9) 5,9 (3,2 — 8,6) 4,4 (0,7 — 8,1)
Как видно из таблицы 7, наиболее высокий вклад внешнего облучения в суммарную дозу у водителей автотранспорта (95,6 %), а наименьший — у ликвидаторов, в задачу которых входило проведение радиационной разведки на территории ЧАЭС (84,0 %). У разведчиков соответственно выше вклад внутреннего облучения (16,0 %), тогда как у водителей автотранспорта он в 3,6 раза меньше.
Выявленные различия обусловлены разными условиями труда. Ликвидаторы, проводившие радиационную разведку, осуществляли свою деятельность на территории с высокими уровнями радиации. Так, например, в июне-июле 1986 г. у АБК-2 они составляли 2,8-3,6 р/ч, а у ХОЯТ — 5-10 р/ч. Вместе с тем они работали в условиях высокого пылеобразования, тогда как водители были защищены от пыли, находясь большую часть времени в кабине автомобиля, которая к тому же экранировала внешнее облучение.
Военнослужащие, выполнявшие дезакти-вационные работы, находились в индивидуальных средствах защиты не только органов дыхания, но и кожи, поэтому в меньшей степени подвергались воздействию пыли в отличие от разведчиков, которые работали только в респираторах (ШБ-1, ШБ-2 или Р-2).
Установлено, что обмундирование не в полной мере обеспечивает защиту кожных покровов от загрязнения радиоактивной пылью и на кожу может попасть от 3 % до 8 % активности от плотности радиоактивного загрязнения самого обмундирования.
Исследование особенностей формирования дозовой нагрузки ликвидаторов в 1986 г. показало, что она складывалась из экспозиционной дозы внешнего у-облучения, дозы внешнего Р-облучения и дозы внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления радионуклидов в организм (рис. 2).
Рис. 2. Структура дозы облучения ликвидаторов в 1986 г.
, %.
Как показано на рисунке 2, суммарный вклад внешнего у- и р-облучения составляет 96 %, а внутреннего облучения — соответственно 4,0 %.
Исследование величины дозовой нагрузки в разные периоды ликвидации последствий выполнены по записям в карточках учета доз радиоактивного облучения на каждого военнослужащего и журналах учета доз облучения на подразделение. Всего изучены учетные документы около 150 тысяч военнослужащих. Распределение доз облучения имеет 1од-нормальный характер. Средние значения доз облучения в 1986-1988 гг. представлены на рисунке 3.
186,0
98,0
1986 1987 1988
Рис. 3. Средние значения доз облучения ликвидаторов в разные периоды ЛПА, мГ р.
На рисунке 3 показано, что средняя величина дозы облучения в 1986 г. превышала аналогичные величины в 1987 и 1988 гг. соответственно в 2 и 4 раза. Средняя доза облучения за весь 3-летний период ЛПА составила 110,3 мГр, что полностью совпадает с данными Национального радиационно-эпидемиологического регистра. Сравнение с установленными в 19861988 гг. допустимыми пределами доз показало, что средние значения доз облучения ликвидаторов были ниже этих пределов соответственно на 25,6 %, 2,0 % и 6,0 %.
Вместе с тем, согласно литературным данным [2], средние индивидуальные дозы в 1986 и 1987 гг. были в 2 раза ниже и составляли соответственно 80 и 47 мЗв. Доза облучения, составившая по оценкам исследователей [2] в 1986 г. 80 мЗв, в 2 раза меньше средней дозы облучения ликвидаторов 1986 г., составляющей по оценкам Национального радиационно-эпидемиологического регистра 0,16 Гр [1]. Эта величина совпадает с данными [4], согласно которым доза облучения в 1986 г.
достигала 170 мЗв. Обе эти величины близки к среднему значению дозы облучения ликвидаторов в 1986 г., представленному на рисунке 3.
Величины доз облучения и содержание в июне-июле 1986 г. варьировали в зависимости от места выполняемых работ по ликвидации последствий аварии (табл. 8).
Таблица 8
Дозы облучения в зависимости от места работ по ликвидации последствий аварии на ЧАЭС в июне-июле 1986 г.
Место работы Доза облучения, мГр
3-й энергоблок (снаружи) 242,0±5,6
3-й энергоблок (внутри) 205,0±10,0*
2-й энергоблок (снаружи) 183,0±8,92*
1-й энергоблок (снаружи) 125,0±5,62*
За пределами промплощадки АЭС (30-километровая зона) 102,0±3,12*
Примечание: * — р=0,01; 2* р=0,001.
Как видно из таблицы 8, дозы облучения ликвидаторов, работавших снаружи 3-го энергоблока, достоверно выше доз на других местах проведения ЛПА, особенно по сравнению с работами снаружи 1-го энергоблока (1=14,77; р=0,001) и в 30-километровой зоне за пределами промплощадки АЭС (1=21,87; р=0,001). Дозы облучения, полученные во время работ в помещениях 3-го энергоблока, в 1,6 раза выше доз у ликвидаторов, работавших в районе 1-го энергоблока (1=6,98; р=0,001), и в 2 раза — у работавших за пределами промплощадки АЭС (1=9,84; р=0,001).
Содержание 137Сэ в организме в июне-июле 1986 г. в зависимости от места выполняемых работ по ликвидации последствий аварии представлено в таблице 9.
Таблица 9
Содержание 1370э в организме в зависимости от места работ по ликвидации последствий аварии на ЧАЭС в июне-июле 1986 г.
в организме ликвидаторов, работавших внутри 3-го энергоблока, достоверно превышало его содержание у ликвидаторов, работавших в районе 1-го энергоблока (1=5,42; р=0,001).
Структура доз облучения на разных этапах ликвидации последствий аварии на ЧАЭС представлена на рисунке 4.
1986 1987 1988
Рис. 4. Структура доз облучения в разные периоды ЛПА на ЧАЭС, %.
На рисунке 4 видно, что вклад внутреннего облучения в 1987 и 1988 гг. снизился соответственно в 10 и 13 раз, очевидно, вследствие прекращения выбросов после завершения строительства объекта «Укрытие» и повышения эффективности мероприятий по пылеподавлению.
Таким образом, радиационно-гигиеническая оценка условий и особенностей труда ликвидаторов последствий аварии на ЧАЭС показала, что наиболее значимыми факторами, влияющими на формирование дозовой нагрузки, являются уровни радиоактивного загрязнения воздуха, местности и рабочей одежды, этап ликвидации последствий аварии и соответствующие ему характер и вид выполняемой работы, а также эффективность применявшихся средств индивидуальной защиты.
составляло 34,6 % и 11,4 % от ДКа.
2. Уровни поступления в организм ликвидаторов через органы дыхания и содержание основных дозообразующих радионуклидов (стронция, цезия и плутония), содержавшихся в воздухе на территории промплощадки ЧАЭС в июне-июле 1986 г., не превышали допустимых пределов, установленных НРБ-76/87, действовавших в период ликвидации последствий аварии на ЧАЭС (1986-1988 гг.). Максимальное поступление изотопов стронция и цезия составляло 0,9 % и 0,3 % от ПДП, плутония — 5,8 %, а максимальное содержание этих изотопов в легких — соответственно 1,3 %, 1,5 % и 2,6 % от допустимого уровня (ДС).
3. Дозы облучения ликвидаторов в период ликвидации последствий аварии на ЧАЭС более чем на 96 % формировались за счет внешнего облучения вследствие радиоактивного воздействия радионуклидов, содержавшихся в объектах окружающей среды (атмосферный воздух, почва и вода). Вклад внутреннего облучения за счет поступления основных дозообразующих радионуклидов через органы дыхания составлял от 4,4 % до 16,0 %.
4. Наиболее высокой радиационной опасности подвергались ликвидаторы, проводившие дезактивацию помещений и территории на промплощадке АЭС в июне-июле 1986 г., дозы облучения которых варьировали от 150 до 256 мГр за период работы. За пределами промплощадки АЭС (30-километровая зона) эти показатели находились в пределах от 80 до 120 мГр. Установлено, что содержание 137Cs у ликвидаторов, работавших снаружи 3-го энергоблока, более чем в 2 раза превышало содержание этого радионуклида у работавших на других участках (р=0,001).
5. Существенных различий в структуре суммарных доз облучения при выполнении наиболее радиационно опасных работ не выявлено, за исключением деятельности химиков-разведчиков, существенное возрастание вклада внутреннего облучения у которых было обусловлено, возможно, за счет повышенной ингаляции радиоактивной пыли вследствие несовершенства средств защиты органов дыхания.
Вклад внутреннего облучения у водителей автотранспорта был наименьшим и составлял 75-77 % от внутреннего облучения при выполнении дезактивационных работ вследствие того, что характер и условия их труда обеспечивают более оптимальную защиту от ингаляции радионуклидов.
Автор статьи в июне-июле 1986 г. принимал участие в ликвидации последствий аварии на ЧАЭС в качестве главного радиолога Особой зоны (промплощадка АЭС).
Литература
1. Иванов В.К., Цыб А.Ф. Медицинские радиологические последствия Чернобыля для населения России: оценка радиационных рисков. М.: Медицина, 2000. 392 с.
2. Ильин Л.А. Радиационные аварии: медицинские последствия и опыт противорадиационной защиты //Атомная энергия. 2002. Т. 92, вып. 2. С. 143-152.
3.
Мешков Н.А. Сравнительная характеристика биологической значимости некоторых радионуклидов при крупномасштабных радиационных авариях с выходом активности в окружающую среду //Радиобиологический съезд. Киев, 20-25 сентября 1993 г. : Тезисы докладов. Пущино, 1993. С. 661.
4. Яворовский З. Реалистическая оценка воздействия аварии на Чернобыльской АЭС на здоровье людей //Атомная энергия. 1999. Т. 86, вып. 2. С. 140-150.
5. Stewart C.G., Simpson S.D. Некоторые биологические последствия выброса продуктов деления в атмосферу //Защита населения при радиационных авариях: Труды семинара, созванного по инициативе Продовольственной и сельскохозяйственной организации ООН, МАГАТЭ и ВОЗ. Женева, 1966. 388 с.
Value and structure of radiation dose for emergency workers as a function of the radiation emergency mitigation phase and activity
Meshkov N.
A.
A.N.Sysin Research Institute of Human Ecology and Environmental Hygiene,
Russian Academy of Medical Sciences, Moscow
There was performed a research of the radiation dose size and radiation dose structure of those who participated in the elimination of the Chernobyl disaster consequences. It was established that
90 137 239
the levels of Sr, Cs and Pu received by means of inhaling by the «liquidators» worked at the Chernobyl atomic power station site in June and July of 1986 did not exceed the limits set by radiation standards-76/87 of that time. The average radiation doses of the «liquidators» in 1986, 1987 and 1988 were 186, 98 and 47 mGy, respectively. The most dangerous exposure to radiation was received by those who participated in the decontamination of the third power generating unit of the Chernobyl atomic power station in June and July of 1986, their radiation doses being from 205,0±10,0 to 242,0±5,6 mGy.
The body burden structure of the «liquidators» participated in the elimination in 1986 consisted of exposure radiation dose of external gamma irradiation (86 %), external beta irradiation (10 %) and internal irradiation caused by inhaling radionuclides (4 %). It was established that body burden was influenced by the following factors: the level of air and area radioactive contamination, duration of work in the contaminated areas, the nature of work being performed and personal protective equipment efficacy.
Key words: Chernobyl disaster, radionuclides, volumetric activity, entering organism, participants in the elimination of consequences («liquidators»), the nature of work being performed, 137Cs content in organism, radiation doses, radiation dose structure.
Пределы дозы — ICRPaedia
Пределы дозы помогают гарантировать, что ни один человек не подвергнется чрезмерному облучению в обычных, запланированных ситуациях.
Это самая строгая форма ограничения дозы для человека. Превышение предельной дозы противоречит нормам большинства стран.
| Тип предела дозы | Предел дозы от профессионального облучения | Предел дозы при облучении населения |
|---|---|---|
| Эффективная доза | 20 мЗв в год, в среднем за определенные периоды в 5 лет, ни один год не превышает 50 мЗв После того, как работник объявляет о беременности, доза на эмбрион / плод не должна превышать примерно 1 мЗв в течение оставшейся части беременности | 1 мЗв в год В особых случаях более высокое значение может быть разрешено в течение одного года при условии, что среднее значение за 5 лет не превышает 1 мЗв в год |
| Эквивалентная доза для хрусталика глаза | 20 мЗв в год, усредненные за определенные периоды в 5 лет, при этом ни один год не превышает 50 мЗв | 15 мЗв в год |
| Эквивалентная доза для кожи Среднее значение на 1 см 2 кожи независимо от площади воздействия | 500 мЗв в год | 50 мЗв в год |
| Эквивалентная доза для рук и ног | 500 мЗв в год | — |
Одних пределов дозы недостаточно для обеспечения адекватной защиты.
Они функционируют в сочетании с фундаментальными принципами обоснования и оптимизации.
Эти пределы применяются только к дозам, полученным выше нормального местного естественного радиационного фона.
Пределы эффективной дозы в сочетании с оптимизацией защиты разработаны, чтобы избежать риска стохастических эффектов, которые могут считаться недопустимыми в ситуации планируемого облучения.
Пределы эквивалентной дозы для органа в сочетании с оптимизацией защиты предназначены для предотвращения возникновения детерминированных эффектов.
Пределы дозы применяются только в ситуациях планируемого облучения. В других ситуациях ограничения на индивидуальную дозу называются референтными уровнями. Они обеспечивают дополнительную гибкость, необходимую в аварийных ситуациях и в ситуациях существующего облучения, чтобы оптимизировать защиту.
Пределы дозы не применяются к медицинскому облучению. В противном случае эффективность диагностики или лечения может снизиться, что принесет пациенту больше вреда, чем пользы.
Акцент делается на обоснование лечебных процедур и оптимизацию защиты.
Цитаты из публикаций МКРЗ
Публикация МКРЗ 103 , параграф 243
Пределы дозы применяются только в ситуациях планируемого облучения, но не в отношении медицинского облучения пациентов. … пределы дозы … рекомендованные в Публикации 60 … продолжают обеспечивать соответствующий уровень защиты. … В рамках категории облучения, профессионального или общественного, пределы дозы применяются к сумме облучений от источников, связанных с уже обоснованной практикой…
Публикация МКРЗ 103 , параграф 247
Пределы дозы не применяются в ситуациях аварийного облучения, когда информированный, облученный человек участвует в добровольных действиях по спасению жизни или пытается предотвратить катастрофическую ситуацию. Для информированных добровольцев, предпринимающих срочные спасательные операции, обычное ограничение дозы может быть ослаблено .
..Публикация МКРЗ 103 , параграф 248
Для информированных лиц из числа населения, участвующих в уходе и утешении пациентов, выписанных из больницы после терапии незапечатанными радионуклидами, обычное ограничение дозы может быть ослаблено, и такие люди, как правило, не должны подпадать под действие предела дозы для населения…
Публикация МКРЗ 103 , параграф 186
… После того, как работодатель был уведомлен о беременности, следует рассмотреть возможность дополнительной защиты эмбриона / плода. Условия труда беременной работницы после объявления беременности должны быть такими, чтобы дополнительная доза для эмбриона / плода не превышала примерно 1 мЗв в течение оставшейся части беременности …
См. Также
Пределы дозы| Здоровье и безопасность окружающей среды
EH&S управляет программой мониторинга персонала радиационных работников в Университете штата Айова.
Программа включает дозиметрические устройства и биологические анализы на основе нормативных указаний Министерства здравоохранения штата Айова.
Пределы дозы для персонала
Текущие пределы профессионального облучения установлены на уровнях, которые, в свете современных знаний, будут: (1) предотвращать острые радиационные эффекты (эритема, эпиляция) и (2) ограничивать риски поздних эффектов, таких как рак или генетические повреждение до очень низкого, «приемлемого» уровня. Эти ограничения можно найти в Разделе 10, части 20 Свода федеральных правил, а также в главе 136C Административного кодекса штата Айова.Эти лимиты основаны на внешнем, внутреннем и внешнем плюс внутреннем рисках.
В таблице ниже приведены текущие годовые пределы дозы на рабочем месте для внешнего и внутреннего облучения.
Годовые предельные профессиональные дозы для взрослых работников
Лимит | бэр * | Зиверт (св) |
Эквивалент мелкой дозы, для всего тела | 50 | 0.5 |
Эквивалент малой дозы, макс. Конечность | 50 | 0,5 |
Доза для глаза эквивалентна линзе глаза | 15 | 0,15 |
Полная органная доза, эквивалентная | 50 | 0.5 |
Полная эффективная доза, эквивалентная | 5 | 0,05 |
* rem = общепринятая единица эквивалента дозы. Зиверт — единица эквивалента дозы S.I. (100 бэр = 1 зиверт)
Пределы доз для заявленных беременных женщин
Из-за повышенной восприимчивости человеческого эмбриона и плода к повреждению ионизирующим излучением Национальный совет по радиационной защите и измерениям (NCRP) рекомендует, чтобы доза облучения всего тела, полученная работницей в течение девяти месяцев ее беременности, не превышают 500 миллибэр (мбэр) (5 мЗв), или 10% годовой предельной дозы на рабочем месте.
Безопасность пациентов — Доза облучения при рентгеновских и компьютерных исследованиях
Что такое рентгеновские лучи и для чего они нужны?
Рентгеновские лучи — это форма энергии, подобная свету и радиоволнам. Рентгеновские лучи еще называют радиацией. В отличие от световых волн, у рентгеновских лучей достаточно энергии, чтобы пройти через ваше тело. Когда излучение проходит через ваше тело, оно по-разному проходит через кости, ткани и органы, что позволяет рентгенологу создавать их изображения.Радиолог — это специально обученный врач, который может исследовать эти изображения на мониторе. Монитор похож на дисплей компьютера. Это позволяет рентгенологу видеть очень мельчайшие детали структур вашего тела.
Рентгенологические исследования предоставляют ценную информацию о вашем здоровье и помогают вашему врачу поставить точный диагноз. Рентгеновские лучи иногда используются для размещения трубок или других устройств в организме или для лечения болезней.
Дополнительную информацию см. В разделе «Безопасность в рентгеновских лучах, интервенционной радиологии и процедурах ядерной медицины».
вверх страницы
Измеритель дозы излучения
Когда излучение проходит через тело, часть его поглощается. Рентгеновские лучи, которые не поглощаются, используются для создания изображения. Поглощенное количество влияет на дозу облучения пациента. Радиация, проходящая через тело, не проходит. Научной единицей измерения дозы облучения всего тела, называемой «эффективной дозой», является миллизиверт (мЗв). Другие единицы измерения дозы излучения включают рад, бэр, рентген, зиверт и серый.
Врачи используют «эффективную дозу», когда говорят о риске облучения всего тела. Риск относится к возможным побочным эффектам, таким как вероятность развития рака в более позднем возрасте. Эффективная доза учитывает, насколько чувствительны различные ткани к радиации. Если у вас есть рентгеновское обследование, которое включает ткани или органы, более чувствительные к радиации, ваша эффективная доза будет выше. Эффективная доза позволяет врачу оценить ваш риск и сравнить его с обычными повседневными источниками воздействия, такими как естественный фоновый радиационный фон.
вверх страницы
Естественное «фоновое» излучение
Мы постоянно подвергаемся воздействию естественных источников радиации. По последним оценкам, средний человек в США получает эффективную дозу около 3 мЗв в год от естественного излучения, включая космическое излучение из космоса. Эти естественные «фоновые дозы» варьируются в зависимости от того, где вы живете.
Люди, живущие на больших высотах, таких как Колорадо или Нью-Мексико, получают около 1.На 5 мЗв больше в год, чем у людей, живущих на уровне моря. При полете по направлению от побережья к побережью туда и обратно из-за воздействия космических лучей происходит около 0,03 мЗв. Самый большой источник радиационного фона — это радон в наших домах (около 2 мЗв в год). Как и другие источники фонового излучения, количество облучения радоном широко варьируется в зависимости от того, где вы живете.
Проще говоря, количество радиации от одного рентгеновского снимка грудной клетки взрослого (0,1 мЗв) примерно такое же, как 10 дней естественного радиационного фона, которому мы все подвергаемся как часть нашей повседневной жизни.
вверх страницы
Эффективная доза облучения взрослых
Вот некоторые приблизительные сравнения радиационного фона и эффективной дозы облучения у взрослых для нескольких радиологических процедур, описанных на этом веб-сайте.
Примечание для педиатрических пациентов : Педиатрические пациенты различаются по размеру. Дозы для педиатрических пациентов будут значительно отличаться от доз для взрослых. Для получения дополнительной информации о радиационной безопасности в педиатрической визуализации посетите сайт http: // www.imagegently.org/Roles-What-can-I-do/Parent .
Обратите внимание, что эта таблица пытается упростить очень сложную тему. Если у вас есть вопросы о радиационных рисках, спросите своего медицинского физика и / или радиолога об этих рисках и преимуществах вашей процедуры медицинской визуализации.
* Эффективные дозы являются типичными значениями для взрослого человека среднего роста. Фактические дозы могут существенно отличаться.
В отчете 103 Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ) говорится: «Использование эффективной дозы для оценки облучения пациентов имеет серьезные ограничения, которые необходимо учитывать при количественной оценке медицинского облучения.»В отчете предупреждается, что не все ткани, подвергающиеся облучению, получают одинаковое распределение одинаковых характеристик излучения. Другими словами, эффективная доза не всегда одинакова для всех. Она может варьироваться в зависимости от роста и веса человека, оборудования и способа проведения процедуры. выполняется, а область тела подвергается облучению.
Для получения дополнительной информации см. Это свободно доступное резюме отчета 184 Национального совета по радиационной защите и измерениям (NCRP).
вверх страницы
Выгода против риска
Риск, связанный с процедурами медицинской визуализации, относится к возможным долгосрочным или краткосрочным побочным эффектам.Большинство процедур визуализации имеют относительно низкий риск. Больницы и центры визуализации применяют принципы ALARA (разумно достижимый низкий уровень). Это означает, что они прилагают все усилия для снижения радиационного риска. Важно помнить, что человек подвергается риску, если врач не может точно диагностировать болезнь или травму. Таким образом, можно сказать, что польза от медицинской визуализации, которая является точным диагнозом, больше, чем небольшой риск, связанный с ее использованием. Поговорите со своим врачом или радиологом о любых опасениях, которые могут у вас возникнуть по поводу рисков процедуры.
Дополнительную информацию о преимуществах и рисках см. В разделе «Преимущества и риски».
вверх страницы
Эта страница была просмотрена 20 марта 2019 г.
Пределы нормативной дозы
Однократное облучение высокого уровня (т.е. более 100 мЗв), доставленное на все тело в течение очень короткого периода времени, может иметь потенциальный риск для здоровья. Из наблюдений за выжившими после атомной бомбардировки мы знаем, что очень высокие дозы радиации могут увеличить частоту возникновения определенных видов заболеваний (например.g., рак) и, возможно, отрицательные генетические эффекты. Для защиты населения и радиационных работников (и окружающей среды) от потенциальных последствий хронического низкоуровневого облучения (т. Е. Менее 100 мЗв) текущая практика радиационной безопасности предполагает разумное предположение, что аналогичные неблагоприятные последствия возможны при длительном низкоуровневом облучении к радиации. Таким образом, риски, связанные с низкоуровневым медицинским, профессиональным облучением и облучением окружающей среды, консервативно рассчитываются и пропорциональны рискам, наблюдаемым при высоком уровне облучения.Эти рассчитанные риски сравниваются с другими известными профессиональными опасностями и опасностями для окружающей среды, и соответствующие стандарты и политика безопасности были установлены международными и национальными организациями радиационной защиты (например, Международной комиссией по радиологической защите и Национальным советом по радиационной защите и измерениям) для контроля и ограничения потенциальные вредные радиационные эффекты.
Нормативные пределы доз для населения и работников устанавливаются федеральными (т.е. Агентством по охране окружающей среды [EPA], Комиссией по ядерному регулированию [NRC] и Министерством энергетики [DOE]) и агентствами штата (например, Агентство по охране окружающей среды [EPA], Комиссия по ядерному регулированию [NRC] и Министерство энергетики [DOE])g., Соглашение государств), чтобы ограничить риск рака. Для ограничения других потенциальных биологических воздействий на кожу и хрусталик глаза рабочих применяются другие предельные дозы облучения.
| Годовые пределы дозы излучения | Агентство |
|---|---|
| Работник-радиолог — 50 мЗв | (NRC, подвергается «профессиональному воздействию») |
| Для населения — 1 мЗв | (NRC, представитель общественности) |
| Для широкой публики — 0.25 мЗв | (NRC, вывод из эксплуатации и дезактивация всех путей) |
| Для населения — 0,10 мЗв | (EPA, воздушный тракт) |
| Для населения — 0,04 мЗв | (EPA, канал питьевой воды) |
Информация, размещенная на этой веб-странице, предназначена только в качестве общей справочной информации. Конкретные факты и обстоятельства могут повлиять на применимость описанных здесь концепций, материалов и информации. Предоставленная информация не заменяет профессиональную консультацию, и на нее нельзя полагаться в отсутствие такой профессиональной консультации.Насколько нам известно, ответы верны на момент публикации. Имейте в виду, что со временем требования могут измениться, могут появиться новые данные, а ссылки в Интернете могут измениться, что повлияет на правильность ответов. Ответы — это профессиональное мнение эксперта, отвечающего на каждый вопрос; они не обязательно отражают позицию Общества физиков здоровья.
Название: Раздел 16.7 — Пределы доз радиации для отдельных лиц из населения
16.7 Пределы доз радиации для отдельных лиц из населения.
(a) Пределы дозы для отдельных лиц из населения.
(1) За исключением доз, полученных от пациентов, освобожденных в соответствии с положениями раздела 16.123 настоящей Части, каждый лицензиат или зарегистрированный участник должен проводить операции таким образом, чтобы:
(i) Доза в любой зоне без ограничений от внешних источников не превышает 0,02 мЗв (0,002 бэр) в любой час; и
(ii) Полная эффективная доза, эквивалентная отдельным представителям населения от лицензированной или зарегистрированной операции, за исключением вклада дозы от захоронения радиоактивного материала лицензиатом или зарегистрированным лицом в канализацию в соответствии с разделом 16.8, не превышает 1 мЗв (0,1 бэр) в год, за исключением случаев, когда требуются структурные изменения здания или оборудования существующих объектов, на которых радиационное оборудование было установлено до 1 января 1994 г., а использование источника излучения не изменение после 1 января 1994 г., в результате чего общая эффективная доза, эквивалентная для члена населения, не превышает 5 мЗв (0,5 бэр) в год.
(2) Если радиоактивные материалы выбрасываются в воздух или воду кем-либо таким образом, что радиоактивные материалы могут быть повторно сконцентрированы в окружающей среде или могут быть добавлены к любым другим радиоактивным материалам, выпущенным в окружающую среду, департамент может ограничить освобождение от такого лица, чтобы гарантировать, что пределы, установленные в этой Части, не превышены.
(b) Соблюдение пределов доз для отдельных лиц из населения.
(1) Лицензиат или регистрант должен проводить или обеспечивать проведение обследований уровней радиации в неограниченных зонах и радиоактивных материалов в сточных водах, выпущенных в неограниченные зоны, которые должны использоваться для подтверждения соблюдения предельных доз для отдельных лиц из населения. в разделе 16.7 (а).
(2) Лицензиат или регистрант должен вести записи измерений и расчетов, используемых для демонстрации соблюдения годового предела дозы, указанного в разделе 16.7 (а).
(3) Лицензиат или регистрант может обратиться в департамент с просьбой скорректировать значения концентрации сточных вод в Приложении 16-C, Таблица 2, ниже, для представителей общественности, чтобы учесть фактические физические и химические характеристики сточных вод, такие как as, распределение аэрозолей по размерам, растворимость, плотность, равновесие радиоактивного распада и химическая форма.
Раздел DHS 157.23 — Пределы доз радиации для отдельных лиц из населения, Администрация штата Висконсин. Кодекс DHS § DHS 157.23
Действует до 26 апреля 2021 г.
Раздел DHS 157.23 — Пределы дозы излучения для отдельных лиц из населения (1) ПРЕДЕЛЫ ДОЗЫ ДЛЯ ОТДЕЛЬНЫХ ЧЛЕНОВ ОБЩЕСТВЕННОСТИ. (a) Лицензиат или регистрант должен проводить операции для удовлетворения всех следующих требований: 1. Общая эффективная доза, эквивалентная отдельным представителям населения от лицензированной или зарегистрированной операции, не может превышать одного мЗв (100 мбэр) в в год, за исключением вклада в дозу от фонового излучения, медицинского радиационного облучения, облучения лиц, которым введен радиоактивный материал и выпущен в соответствии с п.DHS 157.62 (8), добровольное участие в программах медицинских исследований и удаление радиоактивных материалов лицензиатом или зарегистрированным лицом в канализацию в соответствии с п. DHS 157.30 (3). Объекты с радиационными установками, установленными до даты вступления в силу 1 августа 2002 г., которые отвечают требованиям 5 мЗв (500 мбэр) в год, освобождаются от этого требования. 2. Доза в любой неограниченной зоне от внешних источников не превышает 0,02 мЗв (2 мбэр) в течение одного часа, не считая вкладов дозы от пациентов, которым вводили радиоактивный материал и высвобождались в соответствии с п.DHS 157,62 (8). (b) Если лицензиат или регистрант разрешает представителям общественности иметь доступ к контролируемым зонам, ограничения, указанные в п. (а) 1. для представителей общественности продолжать применять к этим лицам. (c) Лицензиат, регистрант или заявитель на лицензию или регистрацию может подать заявку на предварительное разрешение департамента на работу с предельной годовой дозой для отдельного представителя населения в 5 мЗв (500 мбэр). В заявлении должна быть указана вся следующая информация: 1. Подтверждение необходимости и ожидаемой продолжительности операций, превышающих лимит, установленный в п. (а). 2. Программа лицензиата или зарегистрированного лица по оценке и контролю дозы в пределах годового лимита 5 мЗв (500 мбэр). 3. Процедуры, которым необходимо следовать для поддержания дозы ALARA. (d) В дополнение к требованиям этого раздела, лицензиат или регистрант, подпадающий под положения общеприменимых стандартов экологического излучения агентства США по охране окружающей среды в 40 CFR 190, должен соблюдать эти стандарты. (e) Департамент может наложить дополнительные ограничения на уровни излучения в неограниченных зонах и на общее количество радионуклидов, которые лицензиат или зарегистрированный участник может выбросить в сточные воды, чтобы ограничить коллективную дозу. (f) Лицензиат или регистрант может разрешить посещение лиц, которые не могут быть освобождены в соответствии с s. DHS 157,62 (8). Посетитель может получить дозу облучения более одного мЗв (100 мбэр), если выполняются оба следующих условия: 1. Доза облучения, полученная посетителем, не превышает 5 мЗв (0.5 бэр). 2. Авторизованный пользователь заранее определил, что визит уместен. (2) СОБЛЮДЕНИЕ ПРЕДЕЛОВ ДОЗЫ ДЛЯ ИНДИВИДУАЛЬНЫХ ЧЛЕНОВ ОБЩЕСТВА. (a) Лицензиат или регистрант должен проводить или обеспечивать проведение, в зависимости от обстоятельств, исследований уровней радиации в неограниченных и контролируемых зонах и радиоактивных материалов в сточных водах, выбрасываемых в неограниченные и контролируемые зоны, чтобы продемонстрировать соблюдение пределов доз для отдельных членов. публики в суб.(1). (b) Лицензиат или регистрант должен продемонстрировать соблюдение предела годовой дозы в подпункте. (1) любым из следующих способов: 1. Демонстрация путем измерения или расчета того, что общая эффективная доза, эквивалентная человеку, который может получить наивысшую дозу от лицензированной или зарегистрированной операции, не превышает годовой предел дозы. 2. Демонстрирует оба следующих элемента: a. Среднегодовые концентрации радиоактивных материалов, выброшенных в газообразные и жидкие сточные воды на границе неограниченной зоны, не превышают значений, указанных в Таблице II гл.DHS 157 Приложение E. b. Если бы человек постоянно находился в неограниченной зоне, доза от внешних источников не превышала бы 0,02 мЗв (2 мбэр) в час и 0,5 мЗв (50 мбэр) в год. (c) С одобрения департамента лицензиат или регистрант может корректировать значения концентрации сточных вод в Таблице II гл. DHS 157 Приложение E для представителей общественности, чтобы принять во внимание фактические физические и химические характеристики сточных вод, такие как гранулометрический состав, растворимость, плотность и химическая форма аэрозоля.Wis. Admin. Кодекс Департамента здравоохранения § DHS 157.23
CR 01-108: cr. Реестр июль 2002 г. № 559, эфф. 8-1-02. Изменено, исправление в (2) (b) 2. a., (C) сделано в соответствии с п. 35.17, Стат., Регистр. Январь 2018 № 745, эфф. 01.02.2018Радиационная защита | Ключ радиологии
16.1. ЭКВИВАЛЕНТ ДОЗЫ
Поскольку биологические эффекты излучения зависят не только от дозы, но и от типа излучения, дозиметрическая величина, имеющая отношение к радиационной защите, является эквивалентом дозы (H).Он определяется как
, где D — поглощенная доза, а Q — добротность излучения. 2
Единица СИ для дозы и эквивалента дозы — джоули на килограмм, но специальное название для единицы эквивалента дозы СИ — зиверт (Зв):
1 Зв = 1 Дж / кг
Старая единица измерения эквивалент дозы составляет бэр:
1 бэр = 10 -2 Зв
Использование коэффициента качества в радиационной защите аналогично использованию относительной биологической эффективности (ОБЭ) в радиационной биологии.Однако коэффициент качества представляет собой несколько произвольно выбранную консервативную величину, основанную на диапазоне ОБЭ, связанных с линейной передачей энергии (ЛПЭ) излучения. Таким образом, фактор Q включает ОБЭ в очень широком смысле, независимо от органа или ткани или рассматриваемой биологической конечной точки.
Хотя эквивалент дозы для конкретных ситуаций можно рассчитать (1), для быстрых и грубых расчетов удобно иметь таблицу практических показателей качества.В таблице 16.1 приведены приблизительные коэффициенты для различных видов излучения, используемых в лучевой терапии.
2 Коэффициент распределения (N), когда-то использовавшийся в этом уравнении, был удален.
16.2. ЭКВИВАЛЕНТ ЭФФЕКТИВНОЙ ДОЗЫ
Воздействие на все тело редко бывает однородным. Для данного полученного воздействия, внутреннего или внешнего, эквиваленты дозы для различных тканей могут заметно различаться. Кроме того, ткани различаются по чувствительности к радиационным воздействиям. Чтобы учесть эти неоднородные ситуации облучения, МКРЗ и NCRP приняли концепцию эквивалентной эффективной дозы.Эффективный эквивалент дозы (H E ) определяется как «сумма взвешенных эквивалентов дозы для облученных тканей или органов» (2). Математически
| ТАБЛИЦА 16.1 Рекомендуемые коэффициенты качества a | |||||||||||||||||||||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| |||||||||||||||||||||||||||||
где W T — весовой коэффициент ткани T, а H T — средний эквивалент дозы, полученной тканью T.
Весовые коэффициенты представляют пропорциональный риск (стохастический) ткани при равномерном облучении тела.Они выводятся из коэффициентов риска (т. Е. Риска на единицу эквивалента дозы). В таблице 16.2 приведены весовые коэффициенты и соответствующие коэффициенты риска для различных типов тканей и органов.
A. ОЦЕНКА РИСКА
Оценки риска, приведенные в таблице 16.2, включают предположение о полном выражении риска рака и предположение о распределении населения по всем возрастам и обоим полам. Генетический компонент включает серьезные генетические эффекты для первых двух поколений.В общем коэффициенте риска соматический риск для работающего населения составляет 4 × 10 -2 Sv -1 (4 × 10 -4 rem -1 ). Генетический компонент риска составляет 0,8 × 10 -2 Sv -1 (0,8 × 10 -4 rem -1 ).
ТАБЛИЦА 16.2 Рекомендуемые значения весовых коэффициентов W T , для расчета эквивалента эффективной дозы | |||||||||||||||||||||||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| |||||||||||||||||||||||||||||||
| ТАБЛИЦА 16.3 Расчетная полная эффективная эквивалентная доза для члена населения в США и Канаде a из различных источников естественного фонового излучения | |||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| |||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
16.3. ФОНОВОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ
Радиация — это часть окружающей среды. Это фоновое излучение в основном обусловлено тремя источниками: земным излучением, космическим излучением и излучением радиоактивных элементов в наших телах.В таблице 16.3 приведены средние значения радиационного фона, которому ежегодно подвергаются различные части тела. Общая эффективная эквивалентная доза для члена населения США от различных источников естественного фонового излучения составляет приблизительно 3,0 мЗв / год (300 мбэр / год).
Земная радиация варьируется по Земле из-за различий в количестве естественных радиоактивных элементов на поверхности земли. Кроме того, строительные материалы могут содержать радиоактивные материалы природного происхождения.Многие здания могут иметь повышенные уровни радона, выделяемого естественным ураном-238 в почве. Было подсчитано (3), что средняя годовая доза, эквивалентная бронхиальному эпителию от продуктов распада радона, составляет примерно 24 мЗв (2,4 бэр).
Уровни космической радиации меняются с высотой. Например, авиаперелеты подвергают людей повышенному радиационному облучению. Было подсчитано, что на высоте 30 000 футов эквивалент дозы составляет приблизительно 5 мкЗв / ч (0,5 мбэр / ч) (4).
Внутреннее облучение происходит в основном от 40 К в нашем теле, которое испускает β- и γ-лучи и распадается с периодом полураспада 1.3 × 10 9 лет.
Помимо радиационного фона, население подвергается облучению в результате различных медицинских процедур — планового облучения пациентов, в отличие от профессионального облучения, полученного медицинским персоналом. По оценкам Службы общественного здравоохранения США, средняя годовая эквивалентная генетически значимая доза 3 в 1970 году составляла примерно 0,2 мЗв / год (20 мбэр / год) от радиологических процедур.
В обычных обстоятельствах облучение от естественного радиационного фона и медицинских процедур не включается в контроль профессионального облучения для отдельных случаев.
3 Генетически значимый эквивалент дозы — это эквивалент дозы на душу населения, когда долгосрочные генетические эффекты радиации усредняются по всей популяции. Ожидается, что эта доза вызовет тот же общий генетический ущерб населению, что и фактические дозы, полученные различными людьми (5).
16.4. НИЗКОУРОВНЕВЫЕ РАДИАЦИОННЫЕ ЭФФЕКТЫ
О биологических эффектах радиации существует обширная литература. Обсуждения, касающиеся радиационной защиты, можно найти в отчетах Научного комитета ООН по действию атомной радиации (6).
В то время как большие дозы радиации вызывают идентифицируемые эффекты в течение относительно короткого периода времени, эффекты трудно установить при низких дозах (например, <10 сГр). Трудность в основном связана с чрезвычайно низкой частотой, с которой могут возникать эти эффекты. Статистические проблемы огромны при выявлении небольших эффектов при постоянном наличии спонтанно возникающих эффектов. Однако определенные эффекты были продемонстрированы на людях и других млекопитающих при дозах ниже, чем те, которые требуются для развития острого лучевого синдрома, но значительно превышающих пределы доз, рекомендованные органами, устанавливающими стандарты.Таким образом, облучение низкого уровня может вызвать (а) генетические эффекты, такие как радиационно-индуцированные генные мутации, хромосомные разрывы и аномалии; (б) опухолевые заболевания, такие как повышенная заболеваемость лейкемией, опухолями щитовидной железы и кожными поражениями; (c) влияние на рост и развитие, такое как неблагоприятное воздействие на плод и маленьких детей; (d) влияние на продолжительность жизни, такое как сокращение продолжительности жизни или преждевременное старение; и (e) катаракта или помутнение хрусталика глаза.
Вредное воздействие излучения можно разделить на две основные категории: стохастические эффекты и нестохастические эффекты.NCRP (2) определяет эти эффекты следующим образом.
Стохастический эффект — это эффект, при котором «вероятность возникновения увеличивается с увеличением поглощенной дозы, но степень тяжести у пораженных лиц не зависит от величины поглощенной дозы». Другими словами, стохастический эффект — это комплексное явление, такое как развитие рака или генетический эффект. Хотя вероятность возникновения таких эффектов увеличивается с увеличением дозы, их тяжесть не увеличивается.
Нестохастический эффект — это эффект, «который усиливается с увеличением поглощенной дозы у пораженных людей из-за повреждения все большего числа клеток и тканей.Примерами нестохастических эффектов являются вызванные облучением дегенеративные изменения, такие как атрофия органов, фиброз, помутнение хрусталика, изменения крови и уменьшение количества сперматозоидов.
В то время как невозможно предсказать пороговую дозу для стохастических эффектов, можно установить пороговые пределы для нестохастических эффектов, которые являются значительными или серьезно вредят здоровью. Однако для целей радиационной защиты сделано осторожное предположение, что «зависимость доза-риск строго пропорциональна (линейна) без порога во всем диапазоне значений эквивалентной дозы и мощностей эквивалента дозы, важных для повседневной радиационной защиты.
Многие аналитики считают, что эти два предположения могут переоценить биологические эффекты при низких уровнях доз. Некоторые предложили линейно-квадратичную кривую «доза-ответ», которая приписывает относительно пониженный эффект низким дозам. Однако в отсутствие более надежных данных кажется разумным принять консервативную модель, беспороговый линейный ответ, для прогнозирования эффектов низких доз. Для дальнейшего обсуждения моделей доза-реакция читатель отсылается к ссылкам (7, 8, 9, 10).
16.5. ЭФФЕКТИВНЫЕ ПРЕДЕЛЫ ЭКВИВАЛЕНТНОЙ ДОЗЫ
NCRP (2) рекомендации по пределам облучения работников, работающих с радиацией, основаны на следующих критериях: (a) при низких уровнях радиации нестохастические эффекты практически исключаются; (b) прогнозируемый риск стохастических эффектов не должен превышать средний риск несчастного случая смерти среди рабочих в «безопасных» отраслях; и (c) следует соблюдать принцип ALARA, согласно которому риски поддерживаются на разумно достижимом низком уровне с учетом социальных и экономических факторов.
При установлении стандартов радиационной защиты важно сравнивать радиационные риски с рисками в других отраслях промышленности. В таблице 16.4 приведены данные о ежегодных показателях смертности от несчастных случаев на разных профессиях. На основе этих данных «безопасные» отрасли определяются как «отрасли, связанные с ежегодным уровнем несчастного случая со смертельным исходом не более 1 на 10 000 рабочих, то есть средний годовой риск составляет 10 -4 » (2). С этой точки зрения радиационная промышленность выгодно отличается от «безопасной».Для целей радиационной защиты предполагается, что общий коэффициент риска составляет 1 × 10 -2 Зв -1 (1 × 10 -4 rem -1 ).
A. ПРОФЕССИОНАЛЬНЫЕ И ОБЩЕСТВЕННЫЕ ПРЕДЕЛЫ ДОЗЫ
В Таблице 16.5 приведены пределы эквивалентных доз для профессионального персонала и населения, рекомендованные в отчете NCRP 116 (2). Эти пределы не включают воздействие, полученное в результате медицинских процедур или естественного фона. Радиационные работники ограничены годовой эффективной эквивалентной дозой 50 мЗв (5 бэр), а население в целом не должно превышать одну десятую этого значения (0.5 бэр) при нечастом воздействии и 1 мЗв (0,1 бэр) при продолжительном или частом воздействии. Более высокие пределы установлены для некоторых органов и участков тела, которые обладают нестохастическим действием и менее чувствительны к радиации, чем другие. Например, годовой предел профессионального эквивалента дозы для хрусталика глаза составляет 150 мЗв (15 бэр), а для других органов — 500 мЗв (50 бэр).
NCRP отменил свою предыдущую рекомендацию по формуле пропорционального распределения по возрасту для кумулятивного предела, то есть (возраст — 18) × 5 бэр.Согласно новому руководству числовое значение
суммарного эквивалента эффективной дозы в течение всей жизни отдельного работника в мЗв не превышает 10-кратное значение его или ее возраста в годах.
| ТАБЛИЦА 16.4 Годовой уровень смертности в результате несчастных случаев на различных должностях a | ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
| ТАБЛИЦА 16.5 Краткое изложение рекомендаций a | ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
Учащиеся в возрасте до 18 лет, которые могут подвергнуться радиационному воздействию в результате их учебной или профессиональной деятельности, не должны получать более 1 мЗв (0,1 бэр) в год. .
B. ПРЕДЕЛЫ ДОЗЫ ДЛЯ БЕРЕМЕННЫХ
Беременная женщина, работающая в области радиации, может рассматриваться как лицо, подвергшееся профессиональному облучению, а плод — нет.Предел суммарного эквивалента дозы для эмбриона-плода составляет 5 мЗв
(0,5 бэр) с дополнительной рекомендацией о том, что воздействие на плод не должно превышать 0,5 мЗв (0,05 бэр) в течение любого 1 месяца.
Женщины в пременопаузе должны быть проинформированы о потенциальном риске воздействия на плод и доступных методах минимизации воздействия. Если есть вероятность того, что плод получит более 5 мЗв (0,5 бэр) в период беременности, сотрудница должна обсудить свои варианты со своим работодателем. После того, как беременность станет известна, предел эквивалентной дозы равен 0.Руководящим принципом должно быть 5 мЗв (0,05 бэр) в любой 1 месяц. Даже если вероятность превышения этого предела практически отсутствует, разумно поручать беременным работницам обязанности, предполагающие потенциальное воздействие намного ниже рекомендованного предела. Например, некоторые учреждения разработали политику, согласно которой беременных технологов не назначают для работы с аппаратами телетерапии на кобальте-60 (из-за постоянной утечки излучения из корпуса источника) или для работы с источниками брахитерапии. Такие меры подпадают под принцип ALARA, то есть принцип ограничения дозы облученных лиц (в данном случае плода) до разумно достижимых уровней с учетом экономических и социальных факторов.
C. НЕЗНАЧИТЕЛЬНЫЙ ИНДИВИДУАЛЬНЫЙ УРОВЕНЬ РИСКА
Незначительный индивидуальный уровень риска (NIRL) определяется NCRP (2) как «уровень среднегодового избыточного риска фатальных последствий для здоровья, связанных с облучением, ниже которого дальнейшие усилия по снижению облучение человека неоправданно ». NCRP также заявляет, что «NIRL рассматривается как тривиальная задача по сравнению с риском летального исхода, связанного с обычной, нормальной общественной деятельностью, и поэтому может быть исключена из рассмотрения.
Концепция NIRL применяется к радиационной защите из-за необходимости иметь достаточно незначительный уровень риска, который можно рассматривать как порог, ниже которого усилия по дальнейшему снижению риска не будут оправданы или, говоря словами NCRP, «Будет умышленно и конкретно урезан».
Чтобы избежать неправильной интерпретации взаимосвязей между NIRL, ALARA и максимально допустимыми уровнями, NCRP указывает, что NIRL не следует рассматривать как приемлемый уровень риска, уровень значимости или предел.Это также не должно быть целью ALARA, хотя он и обеспечивает нижний предел для применения процесса ALARA. Принцип ALARA поощряет усилия по сохранению радиационного облучения на разумно достижимом низком уровне с учетом экономических и социальных факторов.
Годовой NIRL был установлен на уровне риска 10 -7 , что соответствует эквивалентной дозе 0,01 мЗв (0,001 бэр). Это соответствует риску на протяжении жизни (70 лет) 0,7 × 10 -5 .
ПРИМЕР
Рассчитайте риск для (a) работников, работающих с радиацией, (b) представителей населения и (c) NIRL, соответствующих соответствующим годовым пределам эффективного эквивалента дозы (Таблица 16.5). Принять коэффициент риска 10 -2 Sv -1 (10 -4 rem -1 ).
Предел годового эквивалента эффективной дозы для: Радиационных рабочих = 50 мЗв (5 бэр) Годовой риск = 5 бэр × (10 -4 бэр -1 ) = 5 × 10 -4
Предел годовой эффективной эквивалентной дозы для лиц: население = 1 мЗв (0,1 бэр) Годовой риск = 0,1 бэр × (10 -4 бэр -1 ) 7 = 10 -5
Предел годовой эффективной эквивалентной дозы для NIRL: = 0.01 мЗв (0,001 бэр) Годовой риск = 0,001 бэр × (10 -4 бэр -1 ) = 10 -7
16,6. КОНСТРУКЦИЯ КОНСТРУКЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ
Рекомендации по радиационной защите для проектирования структурной защиты радиационных установок обсуждаются в отчетах NCRP 49, 51, 102 и 151 (11, 12, 13, 14). Эти отчеты содержат необходимую техническую информацию, а также рекомендации по планированию новых объектов и реконструкции существующих объектов. Читателю предлагается ознакомиться с этими отчетами для получения исчерпывающей информации по этому вопросу.В этом разделе обсуждаются только некоторые из основных факторов, которые учитываются при расчете толщины барьера. Защитные барьеры предназначены для обеспечения того, чтобы эквивалент дозы, полученный любым человеком, не превышал применимое максимально допустимое значение. Области, окружающие комнату, обозначаются как контролируемые или неконтролируемые, в зависимости от того, находится ли облучение людей в этой зоне под наблюдением инспектора по радиационной защите. Для расчетов защиты максимально допустимый эквивалент дозы (P) принимается равным 0.1 мЗв / нед (5 мЗв / год) для контролируемых зон и 0,02 мЗв / нед (1 мЗв / год) для неконтролируемых территорий. Эти значения P рекомендуются NCRP 151 (12).
Требуется защита от трех типов излучения: первичного излучения, рассеянного излучения и утечки излучения через корпус источника. Барьер, достаточный для ослабления полезного луча до требуемой степени, называется первичным барьером. Требуемый барьер против паразитного излучения (утечки и рассеяния) называется вторичным барьером.При расчете толщины барьера учитываются следующие факторы.
Рабочая нагрузка (Вт). Для рентгеновского оборудования, работающего ниже 500 кВп, рабочая нагрузка обычно выражается в миллиампер-минутах в неделю, которые можно вычислить, умножив максимальное значение мА на приблизительное время включения луча в минутах / нед. Для мегавольтных машин рабочая нагрузка обычно выражается в недельной дозе облучения на расстоянии 1 м от источника. Это можно оценить, умножив количество пациентов, получающих лечение в неделю, на дозу, полученную на пациента на расстоянии 1 мес.W выражается в дозе в неделю на 1 мес.
-
Коэффициент использования (U). Доля времени работы, в течение которой рассматриваемое излучение направлено на конкретный барьер. Хотя коэффициенты использования меняются в зависимости от методов, используемых на данном предприятии, типичные значения для интервалов угла поворота портала 90 градусов приведены в таблице 16.6. -
Коэффициент занятости (T).