когда происходит Добровольное отселение для чего необходима эффективная доза радиоактивного излучения

Требования к ограничению облучения населения

Дозовый
предел облучения населения за счет
нормальной эксплуатации техногенных
источников равен 1 мЗв/год, за счет
потребления питьевой воды, содержащей
природные радионуклиды – 0,1 мЗв/год.

Население
подвергается внешнему и внутреннему
облучению ионизирующим излучением
природных и искусственных источников.
К природным источникам относятся
космическое излучение и природные
радионуклиды, содержащиеся в окружающей
среде и поступающие в организм человека
с воздухом, водой и пищей. Искусственные
источники излучения разделяются на
медицинские (диагностические и
радиотерапевтические процедуры) и
техногенные (искусственные)

Радиационная
безопасность населения достигается
путем ограничения облучения от всех
основных источников. Свойства основных
источников и возможности регулирования
облучения населения их излучением
существенно различны. В связи с этим
облучение населения излучением природных,
техногенных и медицинских источников
регламентируется раздельно.

В
отношении всех источников облучения
населения следует принимать меры как
по снижению дозы излучения отдельных
лиц, так и по уменьшению числа лиц,
подвергающихся облучению.

Следует
различать техногенные источники,
находящиеся под контролем или в процессе
нормальной эксплуатации, и источники,
находящиеся вне контроля (утерянные,
рассеянные в окружающей среде в результате
глобальных выпадений и радиационных
аварий).

Ограничение
облучения техногенными источниками

Годовая
доза облучения у населения от всех
техногенных источников в условиях их
нормальной эксплуатации не должна
превышать основные дозовые пределы
(табл. 3). Указанные пределы дозы относятся
к средней дозе у «критической группы»
населения, рассматриваемой как сумма
дозы внешнего излучения за текущий год
и ожидаемой дозы до 70 лет вследствие
поступления радионуклидов в организм
за текущий год.

Облучение
населения техногенными источниками
при их нормальной эксплуатации
ограничивается путем обеспечения
сохранности источников ионизирующего
излучения, контроля технологических
процессов и ограничения выброса (сброса)
радионуклидов в окружающую среду,
другими мероприятиями на стадии
проектирования, эксплуатации и прекращения
использования источников ионизирующего
излучения.

На
основании значений ПГП радионуклидов
через органы пищеварения, соответствующих
пределу дозы 1 мЗв за год и квот от этого
предела, может быть рассчитана для
конкретных условий допустимая удельная
активность (ДОУ) основных пищевых
продуктов с учетом их распределения по
компонентам рациона и в питьевой воде,
а также с учетом поступления радионуклида
через органы дыхания и внешнего облучения.

Ограничение
облучения населения природными
источниками

Допустимое
значение эффективной дозы, обусловленной
суммарным воздействием природных
источников ионизирующего излучения,
для населения не устанавливается.
Снижение облучения населения достигается
путем установления системы ограничений
на облучение населения от отдельных
природных источников.

При
выборе участков территорий под
строительство жилых домов и зданий
социально-бытового назначения
предпочтительны участки с гамма-фоном,
не превышающим 0,3 мкГр/ч и плотностью
потока радона с поверхности грунта не
более 80 мБк/(м2×с).

При
проектировании новых зданий жилищного
и общественного назначения должно быть
предусмотрено, чтобы среднегодовая
эквивалентная равновесная активность
изотопов радона и торона в воздухе
помещений не превышала 100 Бк/м3.,
а мощность эффективной дозы гамма-излучения
не превышала мощности дозы на открытой
местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

В
эксплуатируемых зданиях среднегодовая
эквивалентная равновесная объемная
активность изотопов радона в воздухе
жилых помещений не должна превышать
200 Бк/м3.
При больших значениях объемной активности
должны проводиться защитные мероприятия,
направленные на снижение поступления
радона в воздух помещений и улучшение
вентиляции помещений. Защитные мероприятия
должны проводиться также, если мощность
дозы гамма-излучения в помещениях
превышает мощность дозы на открытой
местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

Удельная
эффективная активность (Аэфф)
естественных радионуклидов в строительных
материалах, добываемых на их месторождениях
(щебень, гравий, песок, бутовый камень,
цементное и кирпичное сырье и пр.) или
являющихся побочным продуктом
промышленности, а также отходы
промышленного производства, используемые
для изготовления строительных материалов
(золы, шлаки и пр.), не должна превышать:


для материалов, используемых во вновь
строящихся жилых и общественных зданиях
(1 класс) – 370 Бк/кг (эта цифра складывается
из удельных активностей радия (Ra-226),
тория (Th-232) и калия (К-40)).


для материалов, используемых в дорожном
строительстве в пределах территории
населенных пунктов и зон перспективной
застройки, а также при возведении
производственных сооружений (2 класс)
– 740 Бк/кг;


для материалов, используемых в дорожном
строительстве вне населенных пунктов
(3 класс) – 1,5 кБк/кг.

Эффективная
доза за счет естественных радионуклидов
в питьевой воде не должна превышать 0,1
мЗв/год.

Предварительная
оценка возможности использования воды
для питьевых целей может быть дана по
удельной суммарной альфа (А)-
и бета (А)-активности,
которая не должна превышать 0,1 и 1,0 Бк/кг,
соответственно.

При
совместном присутствии в воде нескольких
радионуклидов должно выполняться
условие:

Аi
– удельная активность i-гo
радионуклида в воде,

УВi
– соответствующий уровень вмешательства.

Удельная
активность природных радионуклидов в
фосфорных удобрениях и мелиорантах не
должна превышать:

AU
+ 1,5АTh
≤ 4,0кБк/кг,

AU
и АTh
– удельные активности урана-238 (радия-226)
и тория-232 (тория-228), находящихся в
радиоактивном равновесии с остальными
членами уранового и ториевого рядов,
соответственно.

Примеры
содержания естественных радионуклидов
приведены в табл. 4-7:

СОДЕРЖАНИЕ
ЕСТЕСТВЕННЫХ РАДИОНУКЛИДОВ В СТРОИТЕЛЬНЫХ
МАТЕРИАЛАХ В РФ И СТРАНАХ СНГ (Бк/кг)

СОДЕРЖАНИЕ
ЕСТЕСТВЕННЫХ РАДИОНУКЛИДОВ В СТРОИТЕЛЬНЫХ
МАТЕРИАЛАХ, ДОБЫВАЕМЫХ ИЗ РАЗЛИЧНЫХ
МЕСТОРОЖДЕНИЙ (Бк/кг)

СРЕДНЕЕ ЗНАЧЕНИЕ
СОДЕРЖАНИЯ ЕСТЕСТВЕННЫХ РАДИОНУКЛИДОВ
В СТРОЙМАТЕРИАЛАХ И СЫРЬЕ ПО РАЗЛИЧНЫМ
ОБЛАСТЯМ РФ (Бк/кг)

СОДЕРЖАНИЕ
ЕСТЕСТВЕННЫХ РАДИОНУКЛИДОВ В ФОСФАТНЫХ
УДОБРЕНИЯХ (Бк/кг)

Ограничение
медицинского облучения населения

Принципы
контроля и ограничения радиационных
воздействий в медицине основаны на
получении необходимой и полезной для
больного диагностической информации
или терапевтического эффекта при
минимально возможных уровнях облучения.
При этом не устанавливаются предельные
дозовые значения и используются принципы
обоснования по показаниям радиологических
медицинских процедур и оптимизации мер
защиты пациентов.

При
проведении профилактических медицинских
рентгенологических, а также научных
исследований практически здоровых лиц,
не имеющих медицинских противопоказаний,
годовая эффективная доза облучения не
должна превышать 1 мЗв. Установленный
норматив годового профилактического
облучения может быть превышен лишь в
условиях неблагоприятной эпидемиологической
обстановки, требующей проведения
дополнительных исследований или
вынужденного использования методов с
большим дозообразованием. Такое решение
о временном вынужденном превышении
установленного предела профилактического
облучения принимается областным
(республиканским) управлением
здравоохранения по согласованию с
органами санэпиднадзора.

Проведение
научных исследований на людях с
источниками ионизирующего излучения
должно проводиться по решению федеральных
органов здравоохранения и по согласованию
с Федеральной службой в сфере защиты
прав потребителя и благополучия человека
МЗ РФ. Требуется обязательное письменное
согласие испытуемого и предоставление
ему информации о возможных последствиях
и риске процедуры.

Лица
(не являющиеся работниками
рентгенорадиологического отделения),
оказывающие помощь в поддержке пациентов
(тяжелобольных, детей) при выполнении
рентгенорадиологических процедур не
должны подвергаться облучению,
превышающему 5 мЗв в год.

Мощность
дозы гамма-излучения на расстоянии 1
метра от пациента, которому с терапевтической
целью введены радиофармацевтические
препараты, не должна превышать при
выходе из радиологического отделения
3 мкЗв/ч.

При
использовании источников излучения в
медицинских целях контроль доз облучения
пациентов является обязательным.

РАДИАЦИОННЫЙ
ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ ПРИ РАБОТЕ С
ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Радиационный
дозиметрический контроль
охватывает все виды воздействия
ионизирующего излучения на человека и
является неотъемлемой частью системы
радиационной безопасности.

Целью
радиационного контроля является
получение информации об индивидуальных
и коллективных дозах облучения персонала,
пациентов и населения, а также сведения
о всех регламентируемых величинах,
характеризующих радиационную обстановку.

В
соответствии с Основными санитарными
правилами обеспечения радиационной
безопасности (ОСПОРБ-99) объектами
радиационного контроля являются:

Контроль
за радиационной безопасностью в
организации разрабатывается на стадии
проектирования. В разделе «Радиационный
контроль» определяются виды и объем
радиометрического и дозиметрического
контроля, перечень необходимых приборов,
размещение стационарных приборов и
точек постоянного и периодического
контроля, состав необходимых помещений,
а также штат службы радиационной
безопасности. Контроль за радиационной
безопасностью, определенной проектом,
в ходе эксплуатации уточняется в
зависимости от конкретной радиационной
обстановки в организации и на прилегающей
территории, и согласовывается с органами
государственного санитарно-эпидемиологического
надзора.

В
организации производственный контроль
за радиационной безопасностью
осуществляется специальной службой
или лицом, ответственным за радиационную
безопасность, прошедшим специальную
подготовку.

При
работе с техногенными источниками
излучения радиационный контроль должен
осуществляться за всеми основными
радиационными показателями, определяющими
уровни облучения персонала и населения.

Вклад
природных источников излучения в
облучение персонала в производственных
условиях должен контролироваться и
учитываться при оценке доз в тех случаях,
когда он превышает 1 мЗв в год.

Индивидуальный
контроль за облучением персонала
в зависимости от характера работ
включает:

– радиометрический
контроль за загрязненностью кожных
покровов и средств индивидуальной
защиты;


контроль за характером, динамикой и
уровнями поступления радиоактивных
веществ в организм с использованием
методов прямой и косвенной радиометрии;


контроль с использованием индивидуальных
дозиметров за дозой внешнего бета-,
гамма- и рентгеновского излучений,
нейтронов, а также смешанного излучения.

По
результатам радиационного контроля
должны быть рассчитаны значения
эквивалентных и эффективных доз у
персонала.

Индивидуальная
доза облучения регистрируется в журнале
с последующим внесением в индивидуальную
карточку, а также в машинный носитель
для создания банка данных в организациях.
Результаты индивидуального контроля
доз облучения персонала должны храниться
в течение 50 лет. При проведении
индивидуального контроля необходимо
вести учет годовой эффективной дозы за
5 последовательных лет, а также суммарной
накопленной дозы за весь период
профессионального облучения.

Контроль
за радиационной обстановкой
в зависимости от характера проводимых
работ включает:


измерение уровней загрязнения
радиоактивными веществами рабочих
поверхностей, оборудования, транспортных
средств, средств индивидуальной защиты,
кожных покровов и одежды персонала;


измерение мощности дозы рентгеновского
и гамма-излучений, плотности потоков
бета-частиц, нейтронов и других видов
ионизирующего излучения на рабочих
местах, в смежных помещениях, на территории
организации, в санитарно-защитной зоне
и зоне наблюдения;


измерение уровней загрязнения рабочих
поверхностей, оборудования, средств
индивидуальной защиты, кожных покровов
и одежды персонала;


определение объемной активности газов
и аэрозолей в воздухе рабочих помещений;


измерение или оценку выбросов и сбросов
радиоактивных веществ;


контроль за уровнями загрязнения
радиоактивными веществами транспортных
средств;


определение уровня загрязнения в
объектах окружающей среды в контролируемых
зонах.

Данные
контроля за радиационной безопасностью
используются для оценки радиационной
обстановки, установления контрольных
уровней, разработки мероприятий по
снижению доз облучения и оценки их
эффективности, ведения радиационно-гигиенических
паспортов организаций и территорий.

При
установлении администрацией учреждения
контрольных уровней перечень и числовые
значения их согласовываются с органом
государственного санитарно-эпидемиологического
надзора.

При установлении
контрольных уровней следует исходить
из принципа оптимизации с учетом:

При
изменении характера работ контрольные
уровни подлежат уточнению.

И
в системе мероприятий по обеспечению
радиационной безопасности различных
групп населения также исключительно
важное значение принадлежит
инструментальному объективному
дозиметрическому контролю. В отличие
от многих других физических и химических
факторов окружающей среды ионизирующая
радиация субъективно не воспринимается
органами чувств человека (даже при
весьма высоких уровнях). Поэтому
объективное суждение о наличии, характере
и уровнях радиации достоверно может
быть только в результате
инструментально-дозиметрического
исследования.

Объекты
и задачи такого исследования разнообразны.
Главными из них являются:

1.
Определение фактической дозы внешнего
ионизирующего облучения в естественных
условиях, а также в различных условиях
использования искусственных источников
радиации или аварийных ситуациях.

2.
Определение эффективности устройств
и средств защиты от ионизирующего
излучения.

3.
Определение наличия и уровней загрязнения
объектов окружающей среды радиоактивными
нуклидами.

4.
Определение содержания радиоактивных
нуклидов в воздухе, почве, воде, пищевых
продуктах.

При
необходимости определения нуклидного
состава дозиметрическое исследование
сочетается с химическим. В настоящее
время для перечисленных выше целей
используются различные методы. Все они
основаны на непосредственной регистрации
ионизирующего излучения ли­бо вторичных
эффектов, возникающих при его взаимодействии
с облучаемой средой.

МЕТОДЫ КОНТРОЛЯ
РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ

Физические
основы регистрации и дозиметрии
ионизирующих излучений

Основа
регистрации любого вида излучения –
его взаимодействие с веществом детектора.
Детектор при этом рассматривается как
устройство, на вход которого поступают
ионизирующие частицы и на выходе
появляются сигналы. В зависимости от
типа детектора сигналом могут быть
вспышки света (сцинтилляционный
детектор), импульсы тока (ионизационный
детектор), пузырьки пара (пузырьковая
камера), капельки жидкости (камера
Вильсона) и др. Неотъемлемая часть любого
детектора – чувствительный объем, в
котором энергия ионизирующего излучения
в процессе взаимодействия с веществом
преобразуется в определенный вид
сигнала. Вещество, представляю­щее
собой чувствительный объем, может быть
газом, жидкостью, твердым телом, что и
дает соответствующие названия детекторам:
газовые, жидкостные, твердотельные.

Вторая
часть регистрирующей системы – это
измерительный комплекс, назначение
которого состоит в преобразовании
поступающего с детектора сигнала к
виду, приводящему в действие регистрирующее
устройство (стрелочный прибор, цифровой
дисплей, самописец, механический счетчик
и т.п.). В зависимости от назначения
системы в ее состав могут входить такие
блоки, как усилители, дискриминаторы,
преобразователи сигналов, блоки питания
и стабилизации напряже­ния и др.

Ионизационный
метод регистрации и дозиметрии

В
приборах, основанных на ионизационном
методе, воспринимающей частью (датчиком)
является та или иная разновидность
газового конденсатора.

При
отсутствии источника излучения воздух
между пластинами является изолятором
и ток через конденсатор не проходит.
Если же на воздушный промежуток
воздействовать ионизирующими излучениями,
то в газе образуются ионы, которые под
влиянием электрического поля начнут
перемещаться к обкладкам конденсатора,
и в цепи возникает электрический ток.

Сила
тока, обусловленная ионизацией в цепи
конденсатора, зависит от напряжения.

Если
на конденсатор подано небольшое
напряжение, то за время перемещения к
заряженным пластинам часть ионов успеет
рекомбинировать. С увеличением напряжения
вероятность рекомбинации будет
уменьшаться, а следовательно, будет
возрастать сила ионизационного тока
i.

На
рис. 5 приведена вольтамперная
характеристика конденсатора, выражающая
зависимость силы ионизационного тока
от приложенного напряжения (U).

Условно
кривую вольтамперной характеристики
можно разделить на пять участков, каждый
из которых характеризует тот или иной
процесс, происходящий в газовом
конденсаторе.

Первый
участок (интервала от 0 до U1)
характеризует прямопропорциональную
зависимость силы тока от напряжения.

Начиная
с некоторого потенциала U1, дальнейшее
увеличение напряжения, вплоть до величины
U2,
не приводит к возрастанию ионизационного
тока. Это обусловлено тем, что при данных
напряжениях рекомбинация отсутствует
и все ионы, образованные излучением,
доходят до обкладок конденсатора.

Область
напряжений, в которой сила ионизационного
тока остается постоянной, называется
областью насыщения,
а сила ионизационного тока –
током насыщения.


КОГДА ПРОИСХОДИТ ДОБРОВОЛЬНОЕ ОТСЕЛЕНИЕ ДЛЯ ЧЕГО НЕОБХОДИМА ЭФФЕКТИВНАЯ ДОЗА РАДИОАКТИВНОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Рис.
5. Вольтамперная характеристика газового
конденсатора

Электроны
вторичной ионизации вместе с электронами
первичной в последующих столкновениях
ионизируют другие молекулы, в результате
чего происходит размножение зарядов.
Явление размножения зарядов в газе
называется газовым усилением.

В
этой области напряжения существует
строгая пропорциональная зависимость
между числом пар ионов, образованных в
1 с под действием первичного излучения
и общим числом пар ионов, образованных
в 1 с в газовом объеме.

Эту
область вольтамперной характеристики
газового конденсатора называют областью
газового усиления,
которая в свою очередь может быть условно
разделена на зону прямой пропорциональности
и ограниченной пропорциональности
(соответственно на рисунке зоны напряжений
U2–U3
и U3–U4).

Ионизационные
камеры.
Воздушный или газовый конденсатор,
работающий в области насыщения и
предназначенный для измерения ионизации,
создаваемой излучением, называется
ионизационной камерой.

Напряжение
насыщения для ионизационных камер
составляет обычно 100–300 В.

В
зависимости от формы электродов
ионизационные камеры подразделяются
на цилиндрические, плоские и сферические.
Различают два режима работы ионизационной
камеры: токовый и импульсный. Токовые
камеры измеряют средний ионизационный
ток в газе, импульсные камеры регистрируют
отдельные заряженные частицы, попадающие
в рабочий объем.

В
дозиметрической практике наибольшее
распространение получили токовые
камеры. Токовыми камерами измеряют
интенсивность бета-, R-
и гамма-излучений.

Ионизация,
производимая рентгеновскими и гамма-лучами
в камере, обусловлена как вторичными
электронами, образованными в самом
воздушном объеме камеры, так и вторичными
электронами, образованными в стенках
камеры.

В
дозиметрической практике используют
камеры малого объема, в которых ионизация
обусловлена в основном вторичными
электронами, образованными в стенках.

Счетчики
Гейгера – Мюллера.
Как уже указывалось, при увеличении
напряжения более U4
электроны, образованные в процессе
ионизации, при движении к положительному
электроду могут приобрести энергию,
достаточную для того, чтобы самим
производить ионизацию лавинообразного
характера.

Это
приведет к образованию в счетчике
газового разряда, который будет сам
себя поддерживать.

Во
время газового разряда счетчик не
способен регистрировать проходящие
через него частицы, поэтому для нормальной
работы счетчика Гейгера – Мюллера
необходимо приостановить газовый разряд
сразу же после первого основного разряда.
По способу гашения газового разряда
счетчики подразделяются на самогасящиеся
и несамогасящиеся.

В
самогасящихся счетчиках газовый разряд
гасится газом-наполнителем (для этого
к чистому газу – аргон, гелий и др.,
добавляют гасящую примесь органических
многоатомных молекул). Органические
молекулы сильно поглощают ультрафиолетовое
излучение, возникающее в счетчике. Кроме
того, в таких молекулах имеются слабо
связанные электроны, которые легко
отрываются и, присоединяясь к положительным
ионам аргона, нейтрализуют его. Ионы
органических молекул очень редко
«вырывают» электрон с катода и разряд
в счетчике прекращается.

В
несамогасящемся счетчике гашение
разряда осуществляется присоединением
последовательно к счетчику большого
сопротивления – около 1000 Мом. Так как
разряд вызывает электрический ток в
цепи счетчика, то на таком сопротивлении
происходит столь большое падение
напряжения, что самостоятельный разряд
прекращается и потенциал нити
восстанавливается до прежнего значения.
После этого счетчик способен
зарегистрировать следующую проходящую
через него частицу.

Гасящие
устройства прекращают разряд за время
1/100 – 1/10000 секунды. Это значит, что счетчик
способен регистрировать 100 – 10 000 частиц
в 1 с.

Время,
в течение которого счетчик не может
зарегистрировать попавшую в него
частицу, называется мертвым временем
счетчика. У самогасящихся счетчиков
мертвое время порядка 10-4
с.

По
форме различают счетчики цилиндрические
и торцовые. Цилиндрический счетчик
состоит из трубки-корпуса, по оси которого
натянута металлическая нить, толщиной
0,1–0,2 мм, на которую подается положительный
потенциал порядка 300–1000 В, в зависимости
от конструкции счетчика. Корпус счетчика
изготовляют из различных материалов в
зависимости от типа регистрируемого
излучения. При регистрации бета-излучения
корпус выполняют из алюминия, меди
незначительной толщины. Корпус счетчика
гамма-квантов, в котором образуются
вторичные электроны, изготовляют из
различных материалов толщиной 1 мм.
Часто корпус счетчика изготовляют из
стекла, на внутреннюю поверхность
которого наносят электропроводящий
слой меди, служащий катодом. Цилиндрические
счетчики, как правило, используют для
регистрации бета-частиц (типа СТС) и
гамма-квантов (ВС, СИ и т. д.).

Торцовые
счетчики, как правило, используют в
основном для регистрации альфа- и
бета-частиц. Один из торцов корпуса
счетчика закрывают тонкой пленкой из
слюды толщиной 1–5 мг/см2
для того, чтобы заряженные частицы могли
попасть внутрь счетчика. Анодом счетчика
в этом случае служит нить с бусинкой на
конце, а на внутреннюю поверхность
стекла наносят слой меди-катода.

Важное
место в оценке эксплуатационных качеств
занимает такой по­казатель, как
эффективность счетчика.

Под
эффективностью счетчика понимают
отношение числа зарегист­рированных
счетчиком частиц к числу падающих на
него частиц, выра­женное в процентах.

Эффективность
счетчиков по отношению к гамма-квантам
мала и составляет доли процента, а к
альфа- и бета-частицам – от нескольких
до десятков процентов.

Регистрация
ионизирующих излучений полупроводниковыми
детекторами

Полупроводниковый
детектор является аналогом ионизационной
камеры с твердотельным чувствительным
объемом. Плотность вещества чувствительного
объема в полупроводнике примерно на
три порядка выше плотности газа в
ионизационной камере, а энергия
образования пары носителей на порядок
ниже, что дает увеличение поглощенной
энергии в единице объема полупроводника
в 104
раз. Высокая чувствительность при
небольших размерах – основное преимущество
полупроводниковых детекторов.

Физическая
основа сцинтилляционного метода –
возбуждение и ионизация атомов и молекул
вещества при прохождении через него
заряженных частиц. Через короткое время
они переходят в основное состояние,
испуская световое излучение, спектр
которого зависит от структуры
энергетических уровней атомов и молекул
вещества. Вспышка света может появиться
также и при прохождении через сцинтиллятор
косвенно ионизирующего излучения
фотонов и нейтронов за счет вторичных
частиц. В первом случае – за счет
электронов отдачи и фотоэлектронов, во
втором – за счет ядер отдачи или
заряженных частиц, которые могут
появиться в результате (п, а)-, (п, р)-
реакций и т. п.

Сцинтилляторы
должны иметь достаточно высокую
прозрачность по отношению к собственному
свету. Сцинтилляторы классифицируют
по ряду признаков. Различают органические
и неорганические
сцинтилляторы. Органические сцинтилляторы
представляют собой монокристаллы
некоторых органических соединений –
антрацена, стильбена, нафталина, толана.
Антрацен обладает наибольшей конверсионной
эффективностью среди всех органических
кристаллов, но очень чувствителен к
резким изменениям температуры, которые
приводят к потере свойств сцинтиллятора.
Более устойчивым монокристаллом является
стильбен. Он обладает очень малым
временем высвечивания быстрой компоненты
и относительно высокой конверсионной
эффективностью. Стильбен удобен при
использовании со схемами разделения
при регистрации частиц разных типов.
Существуют жидкие и пластические
органические сцинтилляторы.

Неорганические
сцинтилляторы – это монокристаллы
некоторых неорганических соединений
Nal, Csl, Kl, Lil, ZnS и др. При выращивании
кристаллов в большинство из них вводятся
специальные примеси (активаторы), которые
увеличивают плотность центров
люминесценции.

В
последние десятилетия получили развитие
методы дозиметрии, основанные на
использовании своеобразных физических
явлений, происходящих в некоторых
твердых телах под воздействием
ионизирующих излучений.

Сущность
метода заключается в том, что образованные
в люминофоре под действием ионизирующего
излучения носители заряда (электроны
и дырки) локализуются в центрах захвата,
в результате чего происходит накопление
поглощенной энергии, которая может быть
затем освобождена при дополнительном
возбуждении. Дополнительное возбуждение
может быть вызвано либо освещением
люминофора ультрафиолетовым излучением
определенной длины волны, либо нагревом.
Наблюдаемые при этом оптические эффекты
могут служить мерой поглощения энергии.

В
зависимости от типа дополнительного
возбуждения различают следующие методы
люминесценции.

1.
Радиофотолюминесценцию (возбуждение
светом предварительно облученного
вещества).

2.
Радиотермолюминесценцию (нагрев
предварительно облученного вещества).

3.
Хемилюминесценцию (возбуждение за счет
энергии, выделяющейся при химических
реакциях).

Радиофотолюминесценция.
Люминесценция, возникшая в результате
действия ионизирующего излучения с
последующим облучением световым потоком,
называется радиофотолюминесценцией.
В качестве детекторов излучения, как
правило, используются неорганические
материалы, активированные серебром
(метафосфатные стекла).

Чувствительность
дозиметров определяется концентрацией
серебра и видом других компонентов.
Следует отметить, что максимальная
радиофотолюминесценция наблюдается
при содержании 1–2% серебра.

В
качестве радиофотолюминесцентных
детекторов используют NaCI–Ag,
KC1–Ag,
CaSO4–Mn
и др.

Пределы
измерения этих детекторов от нескольких
мГр до 106
Гр.

Термолюминесценция
основана на испускании света при
нагревании предварительно облученного
неорганического кристалла (термолюминофора).

В
настоящее время для практического
применения используют несколько
различных термолюминесцентных дозиметров,
каждый из которых имеет свои особенности,
а их применение определяется следующими
основными требованиями.

1.
Чувствительностью детектора только к
ионизирующему излучению.

2.
Линейной зависимостью выхода люминесценции
от дозы облучения (в широком интервале).

3. Отсутствием
затухания в широком диапазоне температур.

4.
Малой зависимостью чувствительности
от мощности дозы и энергии ионизирующих
излучений.

5. Стоимостью и
возможностью массового производства.

Наибольшее
распространение в настоящее время
получили следующие термолюминесцентные
дозиметры:
на
основе
фтористого лития (LiF)
(пределы измерения от 1 до 105
рад или 0,01 – 1000 Гр). Потеря запасенной
энергии не более 5% после 48-часового
хранения.

Фтористый
кальций (CaFz–Mn)
имеет пределы измерения от нескольких
мГр до 10000 Гр, потеря запасенной энергии
не более 10% в течение первых 16 ч хранения,
затем затухание составит не более 10% в
сутки.

Алюмофосфатные
стекла (А12О3-3Р2О3–50%,
Mg-P2O5–49%
и активатор МnO2–
1%). Пределы измерения от нескольких мГр
до 10000 Гр, потеря запасенной энергии не
более 20% в первый месяц и не более 30% в
год.

Воздействие
ионизирующего излучения на фотоэмульсию
приводит к эффекту, аналогичному
воздействию видимого света. Фото­эмульсия
представляет собой тонкий слой желатина,
нанесенного на подложку из целлулоида,
стекла или другого материала, в котором
равномерно распределены мелкие (0,1–1
мкм) кристаллы галоидного серебра
(обычно AgBr и AgCl). Под действием ионизирующих
частиц в кристаллах образуются центры
проявления, состоящие из групп атомов
металлического серебра. Совокупность
этих центров создает скрытое изображение.
В процессе проявления происходит
восстановление металлического серебра
в тех кристаллах, в которых образовались
центры скрытого изображения, что приводит
к почернению фотоэмульсии. Последующее
закрепление (фиксирование) выводит из
эмульсии остатки невосстановленного
серебра и она становится нечувствительной
к излучению.

Фотографический
метод регистрации ионизирующих излучений
имеет ряд преимуществ по сравнению с
другими методами: дешевизна, документальность
(обработанные пленки можно хранить),
возможность массового применения,
невосприимчивость к ударам, изменению
температуры и др.

К
недостаткам метода следует отнести:
относительно невысокую чувствительность,
невозможность измерения эквивалентной
дозы непосредственно в процессе
облучения, зависимость показаний от
условий обработки пленки и др.

Приборы для
радиационного контроля

Классификация
аппаратуры для радиационного контроля.

Существует
много признаков, по которым можно
классифицировать аппаратуру, используемую
в области радиационной безопасности.
Наиболее важные из них:

Назначение
прибора. По
этому признаку приборы подразделяют
на дозиметры,
радиометры и спектрометры.

Дозиметры
служат для измерения доз или мощности
доз ионизирующего излучения.

Радиометры
служат для измерения плотности потока
ионизирующих излучений, активности
радионуклидов.

Спектрометры
служат для измерения распределения
ионизирующих излучений по энергии
частиц или фотонов.

Конструктивные
особенности приборов и характер
проведения контроля
радиационной
обстановки.
По этому признаку приборы делят на
четыре группы:

1)
приборы для индивидуального дозиметрического
контроля;

2)
носимые приборы для группового
дозиметрического контроля;

3) переносные
приборы группового дозиметрического
или радиационного технологического
контроля;

4)
стационарные приборы и многоканальные
установки для непрерывного дистанционного
дозиметрического и радиационного
контроля.

При
проведении радиационного контроля
необходимо оценивать ряд положений:

Используемая
для контроля аппаратура должна строго
соответствовать целям, задачам и
конкретным условиям того или иного
радиационного объекта. При контроле
эффективности защиты рабочих мест,
смежных помещений режим эксплуатации
ИИИ должен соответствовать реальным
условиям их использования.

Для
получения достоверной информации о
радиационной обстановке на объекте
необходимо достаточное количество
наблюдений (измерений).

Большинство
выпускаемых в настоящее время
дозиметрических приборов не являются
универсальными и могут использоваться
в сравнительно небольшом диапазоне
энергий, поэтому при выборе аппаратуры
для контроля необходимо учитывать вид
и энергию излучений, диапазон
чувствительности прибора, погрешность
измерений и т.д. Незнание или игнорирование
этих характеристик, как правило, приводит
к неверным результатам и выводам.

Измерение
интенсивности излучения на рабочих
местах персонала должно проводиться
на уровне 10, 90 и 150 см от пола.

Измерение
интенсивности излучения в смежных
помещениях осуществляется на тех же
уровнях, вплотную у стен, прилегающих
к помещениям с источниками излучения,
не менее чем в 5 точках по всей длине
стены, а также на стыке стен, против
дверей и смотровых окон и т.д.

При
проведении радиационного контроля
в R-кабинетах
измерения мощности дозы на рабочих
местах персонала, в помещениях и на
территории, смежных с процедурной
рентгеновского кабинета, должны
проводиться при стандартных значениях
анодного напряжения, значении силы
анодного тока не менее 2 мА и наличии
фильтров, указанных в эксплуатационной
документации на рентгеновский аппарат.

Радиационный
контроль на рабочих местах персонала
непосредственно около рентгенодиагностического
аппарата проводится на участках размером
60×60 см при вертикальном и горизонтальном
положениях поворотного стола штатива
в точках, расположенных на высоте,
соответствующей:

уровню
головы – 16020
см;

уровню
груди – 12020
см;

уровню
нижней части живота, гонад – 8020
см;

уровню
ног – 3020
см.

Размер
поля на приемнике изображения при
проведении измерений необходимо с
помощью диафрагмы установить равным
180×180 мм.

При
радиационном контроле во флюорографических
кабинетах измерение мощности дозы
проводят на расстоянии 20 см от поверхности
кабины, флюорографической камеры и на
расстоянии 60 см от кожуха рентгеновской
трубки на высоте 30, 80, 120 и 160 см от
поверхности пола. Расстояние между
точками измерений в горизонтальной
плоскости должно быть не более 50 см.

При
радиационном контроле в помещениях,
где расположены хирургические, дентальные,
маммографические и другие специализированные
рентгеновские аппараты, измерения
мощности дозы необходимо проводить на
рабочих местах, т.е. на участках
фактического нахождения персонала во
время проведения рентгенологических
процедур.

В
каждой точке проводится не менее трех
измерений мощности дозы и вычисляется
ее среднее значение.

Не
допускается проведение измерений на
рабочих местах персонала в процедурной
без использования средств индивидуальной
защиты.

При
проведении радиационного контроля в
рентгенотерапевтических кабинетах
измерения проводят только в помещениях
и на территориях, смежных с процедурной.

В
помещениях, смежных с процедурной
рентгеновского кабинета, измерения
мощности дозы проводят при реально
используемом направлении прямого пучка
рентгеновского излучения:


в помещении, расположенном над процедурной,
на высоте 80 см от пола в точках прямоугольной
сетки с шагом 1-2 м;


в помещении, расположенном под процедурной,
на высоте 120 см от пола в точках
прямоугольной сетки с шагом 1-2 м;


в помещениях, смежных по горизонтали –
вплотную к стенам на высоте 80 и 120 см по
всей длине стены с шагом 1-2 м (то же для
наружной стороны стены процедурной).

Измерение
мощности дозы проводится также на стыках
защитных ограждений, у дверных проемов,
смотровых окон и отверстий технологического
назначения.

Для
оценки полученных результатов используются
максимальные значения мощностей доз,
полученные при измерениях.

Определение
мощности дозы в жилых помещениях, смежных
с рентгеностоматологическим кабинетом,
проводится по результатам измерений
внутри рентгеностоматологического
кабинета на поверхностях стационарных
защитных ограждений с учетом кратностей
ослабления, заложенных в расчет
радиационной защиты технологической
части проекта.

Измеренные
значения мощностей доз приводятся к
значениям стандартной рабочей нагрузки
аппарата.


КОГДА ПРОИСХОДИТ ДОБРОВОЛЬНОЕ ОТСЕЛЕНИЕ ДЛЯ ЧЕГО НЕОБХОДИМА ЭФФЕКТИВНАЯ ДОЗА РАДИОАКТИВНОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Dп
– значение мощности дозы, приведенное
к стандартной рабочей нагрузке аппарата,
мкГр/ч;


– значение
мощности дозы, полученное по результатам
измерения для различных условий,
указанных выше, мкГр/ч;

W
– рабочая нагрузка, (мА×мин)/нед.;

1800 – время работы
персонала группы А, мин./нед.;


– значение тока, установленное во время
измерения, мА.

Для
оценки результатов радиационного
контроля в помещениях, смежных с
процедурной рентгеновского кабинета,
определяются значения эффективной
мощности дозы Е. Учитывая, что в этих
условиях облучение будет достаточно
равномерным в пределах тела человека,
значения мощности эффективной дозы
рассчитывают, исходя из выражения:


КОГДА ПРОИСХОДИТ ДОБРОВОЛЬНОЕ ОТСЕЛЕНИЕ ДЛЯ ЧЕГО НЕОБХОДИМА ЭФФЕКТИВНАЯ ДОЗА РАДИОАКТИВНОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Е
– мощность эффективной дозы, мкЗв/ч;

0,5 – коэффициент
перехода от поглощенной дозы в воздухе
к эффективной дозе.

Для
оценки результатов радиационного
контроля на рабочих местах, находящихся
непосредственно в процедурной
рентгеновского кабинета, значения
эффективной мощности дозы Е рассчитывают,
исходя из выражения:


КОГДА ПРОИСХОДИТ ДОБРОВОЛЬНОЕ ОТСЕЛЕНИЕ ДЛЯ ЧЕГО НЕОБХОДИМА ЭФФЕКТИВНАЯ ДОЗА РАДИОАКТИВНОГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Dn160,
Dn120,
Dn80,
Dn30
– значение мощностей поглощенной дозы,
приведенные к рабочей нагрузке аппарата,
исходя из измеренных значений на уровнях
головы (160 см), груди (120 см), низа живота
(80 см) и ног (30 см), соответственно, мкГр/ч;

K160,
K120,
K80,
К30
– взвешивающие тканевые коэффициенты,
полученные исходя из суммы значений
тканевых коэффициентов Wт
на уровнях головы, груди, низа живота и
ног, отн. ед;

K160,
K120,
K80,
К30
– принимаются равными 0,15; 0,3; 0,5 и 0,05
соответственно.

Полученное
значение Е сравнивают по абсолютной
величине с величинами допустимой
мощности дозы ДМД в помещениях различного
назначения.

В
случае, если полученные значения Е
превышают значения ДМД в помещениях и
на территории, смежных с процедурной
рентгеновского кабинета, необходимо
проверить соответствие расстановки
рентгеновского оборудования техническому
проекту. При этом необходимо, прежде
всего, обратить внимание на направление
первичного пучка рентгеновского
излучения, т.к. при расчете защиты
вводится коэффициент направленности
N, значение которого в направлении
рассеянного излучения составляет 0,05.

Оценивая
радиационный фон местности, измеряют
мощность поглощенной дозы в воздухе на
высоте 110 см от поверхности земли.
Проводят 3-5 измерений с выведением
среднего показателя.

Измерение
радиационного фона в помещении проводят
методом «конверта», т.е. в середине
комнаты и по углам на расстоянии 1 м от
стены. При контроле уровня облучения
персонала проводится измерение мощности
дозы излучения на рабочих местах на
высоте 10, 90 и 150 см от уровня пола. В
смежных помещениях измерения проводятся
на тех же уровнях, вплотную у стен,
прилегающих к помещениям с источником
ионизирующего излучения, не менее чем
в 5 точках по всей длине стены, а также
на стыке стен, против дверей, смотровых
окон и т.д.

Обзор документа

Приведены методические рекомендации “Контроль доз облучения населения, проживающего в зоне наблюдения радиационного объекта, в условиях его нормальной эксплуатации и радиационной аварии”.

Они предназначены для органов и организаций Роспотребнадзора, федеральных органов исполнительной власти регионов, юрлиц и специалистов, участвующих в разработке программ радиационного мониторинга и контролирующих дозы облучения населения.

Рекомендации используются в составе методического обеспечения автоматизированной системы контроля радиационного воздействия. Также они нужны для получения информации, необходимой для заполнения радиационно-гигиенического паспорта радиационного объекта.

Методические рекомендации вводятся в действие с момента утверждения.

Для просмотра актуального текста документа и получения полной информации о вступлении в силу, изменениях и порядке применения документа, воспользуйтесь поиском в Интернет-версии системы ГАРАНТ:

Требования к ограничению облучения природными источниками в производственных условиях

Эффективная
доза облучения природными источниками
излучения всех работников, не должна
превышать 5 мЗв в год в производственных
условиях (любые профессии и производства).
Средние значения радиационных факторов
в течение года, соответствующие при
монофакторном воздействии эффективной
дозе 5 мЗв за год при продолжительности
работы 2000 ч/год, средней скорости дыхания
1,2 м3/ч
и радиоактивном равновесии радионуклидов
уранового и ториевого рядов в
производственной пыли, составляют:

– мощность эффективной
дозы гамма-излучения на рабочем месте
– 2,5 мкЗв/ч;


ЭРОАRn
в воздухе зоны дыхания – 310 Бк/м3;


ЭРОАTh
в воздухе зоны дыхания – 68 Бк/м3,


удельная активность в производственной
пыли урана-238, находящегося в радиоактивном
равновесии с членами своего ряда – 40/f
кБк/кг, где f-
среднегодовая общая запыленность
воздуха в зоне дыхания, мг/м3;


удельная активность в производственной
пыли тория-232, находящегося в радиоактивном
равновесии с членами своего ряда, – 27/f,
кБк/кг.

При
многофакторном воздействии должно
выполняться условие: сумма отношений
воздействующих факторов к значениям,
приведенным выше, не должна превышать
1.

Добавить комментарий

Ваш адрес email не будет опубликован. Обязательные поля помечены *