Основные нормы радиационного контроля

Основными нормативными документами в области радиационной безопасности являются «Нормы радиационной безопасности» НРБ-99 (взамен НРБ-76/87) и «Основные санитарные правило обеспечения радиационной безопасности» ОСПОРБ-99 (взамен «Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» ОСП-72/87).

Основу системы радиационной безопасности (НРБ-99) составляют современные международные рекомендации, опыт стран, достигших высокого уровня радиационной защиты населения, а также отечественный опыт.

Как и в прежних законодательных документах нормирование по НРБ-99 осуществляется дифференцированно для отдельных категорий облучаемых лиц, поскольку они существенно различаются по степени и продолжительности контакта с источниками ИИ. Установлены следующие категории облучаемых лиц:

· персонал (группы А и Б);

· все население, включая лиц из персонала, все сферы и условий их производственной деятельности.

К категории А относятся лица, которые непосредственно работают с РВ и источниками ИИ. К категории Б отнесены лица, которые не работают непосредственно с РВ и источниками ИИ, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться радиационному воздействию. Таким образом, к категории Б относятся работники вспомогательных или административно-хозяйственных подразделений, дислоцирующихся в санитарно-защитной зоне данного предприятия или учреждения или в помещениях, смежных с теми, где ведутся работы с РВ и эксплуатируются источники ИИ. К категории Б также относится часть населения, проживающая в зоне наблюдения, т.е. на территории, где возможно влияние радиоактивных сбросов и выбросов предприятия и где облучение проживающего населения может достигать установленного предела дозы.

Для указанных категорий облучаемых лиц устанавливаются 3 класса нормативов:

1. основные пределы доз (ПД), приведенные в табл. 3;

2. допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющихся производными от основных пределов доз.

· пределы годового поступления;

· допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА);

· среднегодовые удельные активности (ДУА) и др.

3. Контрольные уровни (дозы, активности, плотности потоков и др.). Их значения должны учитывать достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

* допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.

** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б равны ¼ значения для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории – персонал приводятся только для группы А.

*** Отдельные дополнения к указанным нормативам для краткости в настоящей инструкции не приводятся.

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) – 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) – 70 мЗв.

При одновременно воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать указанных (табл. 3) пределов доз.

Радиобиологические исследования показывают, что при хроническом облучении в малых дозах биологический эффект обусловлен только суммарной дозой облучения, получаемой за много лет. Поэтому в НРБ – 99 регламентируется только годовая предельно допустимая доза (ПДД) без ограничений уровня облучения за рабочий день, неделю, квартал. Это означает, что нормами допускается и одноразовое облучение в дозе, равной ПДД. Но при этом дополнительно к ранее существовавшим нормам накладывается ограничение на облучение женщин в возрасте до 40 лет в течение календарного года с целью уменьшения вероятности генетических последствий.

По нормативным значениям эквивалентной дозы определяют мощность экспозиционной дозы, т.е. допустимую мощность источника ИИ.

Допустимая мощность эффективной эквивалентной дозы (ДМД) внешнего облучения всего тела для лиц категории А при работе в течение года с ионизирующими излучениями в течение 1700 ч/год не должна превышать 0,05 Зв/год = 30 мкЗв/ч = 0,03 мбэр/ч. Допустимая мощность экспозиционной дозы для лиц категории А составит:

(1)

Для лиц категории Б, находящихся на территории учреждения и в пределах санитарно-защитной зоны в течение стандартного времени (2000 час/год), ДМД не должна превышать 0,005 Зв/год = 2,4 мкЗв/час.

(2)

При нахождении в жилых помещениях вне санитарно-защитной зоны (категория В) в течение стандартного времени (8000 час/год) ДМД не должна превышать 0,0005 Зв/год = 0,6 мкЗв/час.

(3)

2.3. Расчет мер защиты от внешнего излучения

Для расчета необходимых мер защиты используются следующие характеристики источников излучений.

Полная ионизационная гамма-постоянная(или просто гамма-постоянная) данного изотопа определяется как мощность экспозиционной дозы в Р/час, которая создается точечным источником гамма-излучения с активностью в 1 мКи на расстоянии 1 см без начальной фильтрации:

(4)

где: Р - мощность экспозиционной дозы, Р/ч; R - расстояние, R = 1 см;

А - активность, мКи.

Гамма-эквивалентисточника определяется относительно эталонного (в качестве эталона принят точечный источник радия активностью 1 мКи с фильтром из платины толщиной 0,5 мм, находящийся в равновесии со своими продуктами распада и создающий на расстоянии 1 см мощность экспозиционной дозы, равную 8,4 р/ч) при одинаковых условиях и выражается в миллиграмм-эквивалентах радия (мг-экв. Ra):

(5)

где:m_ист - гамма-эквивалент исходного источника, мг-экв. Ra;

А- активность радионуклида, мКи;

8,4 - мощность дозы радиевого эталона, Р/(ч-мг-экв. Ra);

R - эталонное расстояние при определении гамма эквивалента, принимается равным 1 см.

Энергия γ-квантов W_ф оценивается по формуле (6) с учетом величины флюенса излучения Ф, фотон/см². Флюенсом называют поток частиц (фотонов) через единицу площади, создающий определенную эквивалентную дозу.

(6)

где: До(аБ)-допустимая доза в Зв/год (см. п. 1.2);

К_к- коэффициент качества излучения (табл. 1);

К - кратность ослабления;

Ф - флюенс, фотон/см² (см. варианты в табл. 7).

Меры защиты определяются на основе расчета следующих показателей:

Допустимое время непосредственной работы персонала с источником t рассчитывается по формуле:

(7)

где: Д_ОА - допустимая мощность дозы для персонала, Д_ОА = 0,1 Р/нед;

r_ф - фактическое расстояние между работником и источником, м (см.варианты);

m_ист - гамма-эквивалент заданного источника, мг-экв. Ra.

Максимальная мощность источникаm’_ист, с которой может работать персонал полную рабочую неделю:

(8)

где t_H - продолжительность рабочей недели, час/нед, t_H = 36 час/нед.

Минимально допустимое расстояние r_рас, на котором должны находиться лица на территории учреждения в пределах санитарно-защитной зоны, производим по формуле (9):

(9)

где: Д_об - допустимая мощность дозы для лиц категории Б, Д_об=0,01 Р/нед.

Толщина экрана из заданного материала d₃ определяется через толщину экрана из свинца d_CB, для чего производится расчет мощности дозы заданного источника Д по формуле:

(10)

Затем осуществляют расчет необходимой кратности ослабления излучения по формуле:

(11)

Необходимая толщина свинцового экрана d_св выбирается из табл. 4 по величине кратности ослабления излучения К и энергии γ-излучения W. Энергия одного γ-кванта за период 1700 часов работы в год рассчитывается по формуле (6).

Если для защиты используют экраны из других материалов, то толщина такого экрана d₃, определится по фор­муле:

(12)

где: р_св - плотность свинца, кг/дм³;

р_э - плотность материала экрана, кг/дм³.

Таблица 4

Плотности материалов для экранов приведены в табл. 5,

Таблица 5

Поиск по сайту: