8.4. Нормирование ионизирующих излучений

Основным нормативным документом являются «Нормы радиационной безопасности - НРБ-96». Они распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего излучения на человека: облучение персонала и населения в условиях нормальной эксплуатации техногенных ионизирующих излучений; облучение персонала и населения в условиях радиационной аварии; облучение работников промышленных предприятий и населения природными ионизирующими излучениями; медицинское облучение населения.

Требования по обеспечению радиационной безопасности в НРБ-96 сформулированы для каждого из этих видов облучения.

Однако, по сравнению с НРБ 76/87 в НРБ-96 исключены такие термины и определения, как «коэффициент качества излучения» (к), «экспозиционная доза», внесистемные единицы измерения дозы облучения (рентген - Р, бэр и их производные), внесистемная единица активности - кюри (Ки) и другие.

Не пересмотрены, пока, нормативно-технические документы (основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений - ОСП 72/87, санитарные правила обращения с радиоактивными отходами - СПОРО-85 и другие).

На практике же, до настоящего времени при работе с ионизирующими излучениями используется дозиметрическая аппаратура для измерения экспозиционной дозы:

dQ

X = , Кл/кг (8.13)

dm

Q - полный заряд ионов одного знака, возникающий в воздухе в данной точке пространства при полном торможении всех вторичных электронов, образованных фотонами в малом объеме воздуха, деленный на массу воздуха в этом объеме.

Используется также пока и внесистемная единица экспозиционной дозы рентген (Р) - это такая доза (количество энергии) гамма-излучения, при поглощении которой в 1 см³ сухого воздуха (при температуре 0^оС и давлении 760 мм рт.ст.) образуется 2,083 миллиарда пар ионов, каждый из которых имеет заряд, равный заряду электрона.

1Р = 2,5810 ^-4 Кл/кг; 1Кл/кг = 3876 Р.

Поэтому для пересчета активности и поля излучений из внесистемных единиц измерения в единицы «системы измерения - Си» можно использовать соотношения:

1 Гр = 100 рад = 110 Р (для гамма-излучения);

1 Зв = 1 ГрК = 100 бэр @ 110 Р (для гамма-излучения при К = 1);

1 Ки = 3,710 ¹⁰ Бк и другие.

Согласно НРБ-96 различают следующие категории облучаемых лиц:

- персонал - лица, работающие с техногенными источниками (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);

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

При одновременном воздействии источников внешнего и внутреннего облучения должно выполняться условие, чтобы отношение дозы и отношения годовых поступлений нуклидов к их пределам в сумме не превышали 1.

Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками ионизирующего излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза в коже на поверхности в нижней части живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм не должно превышать за год 1/20 предела годового поступления для персонала. При этом эквивалентная доза облучения плода за месяцы невыявленной беременности не превысит 1 мЗв.

При установлении беременности женщина обязана информировать администрацию и должна переводиться на работу, не связанную с излучением, на весь период беременности и на весь период грудного вскармливания ребенка.

Для студентов и учащихся в возрасте до 21 года, проходящих обучение с использованием источников ионизирующего излучения, годовые накопленные дозы не должны превышать значений, установленных для лиц из населения.

Лица, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, приравниваются к персоналу. Эти лица должны быть обучены для работы в зоне радиационной аварии и пройти медицинский осмотр.

Таблица 8.3

Основные дозовые пределы

Нормируемые величины	Дозовые пределы лица из персонала* лица из населения (группа А)
эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые 1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не последовательные 5 лет, но не бо- более 50 мЗв в год лее 5 мЗв в год
эквивалентная доза за год в хрусталике, коже**, костях и стопы	150 мЗв 15 мЗв 500 мЗв 50 мЗв 500 мЗв 50 мЗв
Примечание: * дозы облучения как и все остальные допустимые производные уровни персонала группы Б не должны превышать 1/4 значений для персонала группы А; ** относится к среднему значению в слое толщиной 5 мг/см^2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см^2; на ладонях толщина покровного слоя-40 мг/см^2

Нормами радиационной безопасности определены критерии вмешательства на загрязненных территориях. На территории, где годовая эффективная доза не превышает 1 мЗв (100 мбэр), проводится обычный радиационный контроль. При дозах более 1 мЗв территории подразделяются на 4 зоны:

1. Зона радиационного контроля - от 1 до 5 мЗв;

2. Зона ограниченного проживания населения - от 5 до 20 мЗв;

3. Зона добровольного отселения - от 20 до 50 мЗв;

4. Зона отселения - более 50 мЗв.

Нормируются также критерии вмешательства при обнаружении локальных радиоактивных загрязнений:

- Уровень исследования - от 0,1 до 0,3 мЗв/год - это такой уровень радиационного воздействия источника на население, при достижении которого требуется выполнить исследование источника с целью уточнения оценки величины годовой эффективной дозы и определение величины дозы, ожидаемой за 70 лет;

- Уровень вмешательства - более 0,3 мЗв/год - это такой уровень радиационного воздействия, при превышении которого требуется проведение защитных мероприятий с целью ограничения облучения населения. Характер мероприятий определяется с учетом интенсивности радиационного воздействия на население по величине ожидаемой коллективной эффективной дозы за 70 лет.

Решение о необходимости, объеме, характере и очередности защитных мероприятий принимают органы Госсанэпиднадзора.