Оценка радиационной опасности рабочей зоны

ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОПАСНОСТИ РАБОЧЕЙ ЗОНЫ

Целью работы является изучение методов нормирование и оценки радиационной обстановки на рабочем месте при использовании источников ионизирующего излучения.

В процессе выполнения работы студенты знакомятся с основными показателями радиационной опасности, с помощью которых осуществляется оценка условий труда; получают практические навыки по выбору и обоснованию нормируемых значений допустимых доз облучения для конкретных условий работы с источниками ионизирующих излучений.

Программой работы предусматривается изучение следующих вопросов:

1.  Показатели, используемые при оценке радиационной опасности и нормировании условий труда.

  Эквивалентная доза.

  Эффективная доза.

  Вспомогательные показатели оценки радиационной обстановки.

2. Нормы допустимого внешнего и внутреннего облучения:

2.1. Основные дозовые пределы.

2.2. Допустимые уровни.

2.3. Контрольные уровни.

3. Нормируемые значения допустимых доз облучения в зависимости от стажа работы и величины накопленной дозы:

3.1. оценка суммарной дозы облучения, накопленной за период работы.

3.2.предельно-допустимая доза облучения персонала, получившего аварийное переоблучение.

4. Классы работ с открытыми источниками ионизирующего облучения.

1. Показатели, используемые при оценке радиационной опасности и нормировании условий труда.

Оценка степени опасности условий труда при работе с источниками ионизирующего излучения осуществляется с помощью ряда показателей, нормативные значения которых не должны превышаться в процессе эксплуатации источников излучения. В качестве показателей радиационной опасности приняты единицы, которые с достаточной степенью точности позволяют давать однозначную оценку физических параметров поля излучения и возможных биологических последствий воздействия излучения. Сфера использования того или иного показателя зависит от характеристики источника ионизирующих излучений (закрытый или открытый источник излучения).

При работе с закрытым источником (условия внешнего облучения), т. е. с источником излучения, устройство которого исключает попадание содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду, оценку степени опасности условий труда производят по величине эквивалентной дозы или ее мощности.

В условиях работы с открытым источником излучения (условия внутреннего облучения), при использовании которого имеется возможность поступления радионуклидов в окружающую среду, оценку радиационной опасности и нормирование осуществляют наряду с указанными показателями с помощью следующих производных показателей:

·  «содержание» радиоактивных веществ в организме (органе),

·  «поступление» радиоактивных веществ в организм,

·  «концентрация» радиоактивных веществ в воздухе,

·  «загрязненность» поверхности радиоактивными веществами и др.

1.1. Эквивалентная доза.

Основным показателем оценки радиационной опасности хронического облучения излучением произвольного состава является эквивалентная доза Нэ, определяемая по формуле

Нэ = Дп•Wв, где

Дп - поглощенная доза, которая оценивается как отношение средней энергии, переданной веществу в некотором объеме, к массе вещества в этом объеме.

Единицами измерения поглощенной дозы является джоуль на килограмм (Дж/кг), Грей (гр) или рад. Эти единицы имеют следующие соотношения:

1 рад = 10-2 Дж/кг = 10-2 Гр.

Wв – взвешивающий коэффициент, характеризующий зависимость неблагоприятных биологических последствий облучения человека от способности различного вида ионизирующего излучения передавать энергию облученной среде, т. е. учитывающий относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов:

В табл.1 приведены значения Wв, используемые для оценки эквивалентной дозы при облучении ионизирующим излучением неизвестного состава. Если спектр излучения известен, то в расчетах используются значения Wв, установленные для этого спектра.

Таблица 1

Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения

№ п/п	Вид излучения	Взвешивающий коэффициент Wв
Фотоны любых энергий	1
	Электроны и мюоны любых энергий	1
	Нейтроны с энергией менее 10 кэВ	5
	Нейтроны с энергией от 10 кэВ до 100 кэВ	10
	Нейтроны с энергией от 100 кэВ до 2 МэВ	20
	Нейтроны с энергией от 2 МэВ до 20 МэВ	10
	Нейтроны с энергией более 20 МэВ	5
	Протоны с энергией более 2 МэВ. кроме протонов отдачи	5
	Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра	20

Примечание: Все значения Wв относятся к излучению, падающему на тело, а в случае внутреннего облучения - испускаемому при ядерном превращении.

Единицами измерения эквивалентной дозы являются бэр и Зиверт (Зв), связанные следующим соотношением:

1бэр =10-2 Зв = (10-2 Дж/кг)/ Wв =10-2 Гр/ Wв

Учитывая, что при больших дозах облучения биологический эффект воздействия на различные органы и клетки неодинаков, оценку радиационной обстановки по величине эквивалентной дозы производят только в условиях облучения дозой, не превышающей 0,25 Зв (250 бэр). В этом интервале значений Нэ биологический эффект воздействия ионизирующего излучения в основном зависит от поглощенной энергии излучения Дп и коэффициента качества Wв.

При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения

Нэ = ∑ Нэn, где

Нэn - эквивалентные дозы различных видов излучения.

Риск возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности оценивается по величине эффективной дозы (Е). Она представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты Wт:

E = ∑ Нэ• Wт,

где Нэ - эквивалентная доза в органе или ткани Т, a Wт - взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т. Единицей измерения эффективной дозы также является зиверт (Зв) или бэр. Значения взвешивающего коэффициента Wт, используемые в радиационной защите для учета различной чувствительности органов и тканей человека в возникновении стохастических эффектов приведены в табл. 2.

Таблица 2

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы

№ п/п	Орган, ткань	Взвешивающий коэффициент Wт
1	Гонады	0.20
2	Костный мозг (красный)	0,12
3	Толстый кишечник	0,12
4	Легкие	0,12
5	Желудок	0,12
6	Мочевой пузырь	0,05
7	Грудная железа	0,05
8	Печень	0,05
9	Пищевод	0,05
10	Щитовидная железа	0,05
11	Кожа	0,01
12	Клетки костных поверхностей	0,01
13	Остальное	0,05*

Примечание: "Остальное" включает надпочечники, головной мозг, экстраторокальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечную ткань, поджелудочную железу, селезенку, вилочковую железу и матку. И тех исключительных случаях, когда один из перечисленных органов или тканей получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу, полученную любым из двенадцати органов или тканей, для которых определены взвешивающие коэффициенты, следует приписать этому органу или ткани взвешивающий коэффициент, равный 0,025, а оставшимся органам или тканям из рубрики "Остальное" приписать суммарный коэффициент, равный 0,025.

Оперативный контроль радиационной обстановки по опасности внешнего облучения, планирование мероприятий по биологической защите и оценке ее эффективности удобно осуществлять по величине мощности эквивалентной дозы.

Мощность эквивалентной дозы является отношением величины эквивалентной дозы и времени, в течение которого она была накоплена. Единицей мощности эквивалентной дозы принят бэр/с, а в системе СИ - Зв/с.

Степень опасности работы с открытыми источниками ионизирующего излучения, т. е., когда возможно проникновение радиоактивных веществ в организм человека (условия внутреннего облучения), оценивается с помощью производных показателей: «содержания» радиоактивных веществ в организме (органе), «поступление» радиоактивных веществ в организм, «концентрация» радиоактивных веществ в воздухе (воде), «загрязненность» поверхности радиоактивными веществами и др.

Большинство радиоактивных веществ, поступающих в организм, с определенной степенью избирательности накапливается в различных органах и тканях. В зависимости от свойств и количества накопленного радиоактивного вещества будет определяться тяжесть поражения органа или ткани. Сведения о «содержании» радиоактивных веществ в организме используются для оценки степени опасности внутреннего облучения. Содержание радиоактивных веществ измеряется в единицах активности, т. е. по величине ожидаемого числа спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени. Единицей измерения активности является беккерель, Бк (1Бк = 1 ядерному превращению в секунду) или кюри - внесистемная единица активности, Ки (1 Kи = 3,7•1010 ядерных превращений в секунду). Измерение «содержания» радиоактивных веществ осуществляется непосредственным измерением счетчиками излучения или биофизическим анализом (измерение содержания в выделениях организма).

Для более точной оценки дозы внутреннего облучения необходимы сведения об интенсивности изменения «содержания» радиоактивных веществ в организме во времени. Эти изменения можно оценить по величине «поступления» радиоактивных веществ в организм (мк Ки/год).

Контроль поступления радиоактивных веществ в организм осуществляется прямым или косвенным измерением содержания радионуклидов в организме. Ориентировочным методом оценки опасности внутреннего облучения является оценка загрязненности воздуха (воды) радиоактивными веществами. Этот метод используется для оперативного радиационного контроля. Загрязненность воздуха (воды) радиоактивными веществами измеряется в единицах концентрации, т. е. отношением активности к объему воздуха или воды (Ки/л). По измеренным значениям концентрации радиоактивных веществ нельзя точно оценить степень опасности внутреннего облучения организма, поэтому при регулировании режима труда определяющими являются сведения о поступлении радиоактивных веществ.

Дополнительным источником внешнего и внутреннего облучения являются

загрязненные рабочие поверхности, спецодежда и кожные покровы. С целью ограничения загрязнения в процессе выполнения работ с открытым источником ионизирующего излучения производится контроль загрязнения поверхности. Загрязнение оценивается количеством радиоактивного вещества на единице площади в единицу времени (част./(мин*см2)).

2. Нормы допустимого внешнего и внутреннего облучения.

В практике радиоактивного контроля, планирования и оценки качества защитных мероприятий используются три класса гигиенически обоснованных нормативов: основные дозовые пределы, допустимые уровни и контрольные уровни (табл.2).

Таблица 2.

Классы нормативов ионизирующих излучений.

Класс нормативов Персонал (категория А) Ограниченная часть населения ( категория Б).

Основной дозовый Предельно допустимая доза ПДД Предел дозы ПД

предел.

Допустимые уровни. Предельно допустимое годовое Предел годового

поступление ПДП поступления ПГП

Допустимое содержание ДСА Допустимое со -

держание ДСБ

Допустимая мощность дозы ДМДА Допустимая мощ-

ность дозы ДМДБ

Допустимая концентрация ДКА Допустимая кон-

центрация ДКБ

Допустимое загрязнение

поверхности ДЗА

Контрольные уровни. Контрольное годовое поступ - Контрольное го-

ление КГПА довое поступле-

ние ГПБ

Контрольное содержание КСА Контрольное со-

держание КСБ

Контрольная мощность дозы Контрольная

КМДА мощность дозы

КМДБ

Контрольная годовая доза Контрольная го-

внешнего излучения КГДА довая доза вне-

шнего излучения

КГДБ

Контрольная концентрация ККА Контрольная

концентрация ККБ

Контрольное загрязнение Контрольное

поверхности КЗА загрязнение

поверхности КЗБ

В основу нормирования положены следующие основные принципы: непревышение основного дозового предела, исключение всякого необоснованного облучения и снижение дозы облучения до возможно низкого уровня. Эти принципы находятся в полном соответствии с рекомендациями Международной комиссии радиационной защиты (МКРЗ) о необходимости создания условий работы, при которых доза облучения не должна превышать значений, допустимых с позиций с позиций социально приемлемого риска. Риск опасных воздействий ионизирующих излучений при работе в условиях, регламентируемых "Нормами радиационной безопасности" НРБ-76, значительно ниже, чем при воздействии нерадиационных факторов.

Нормы допустимого внешнего и внутреннего облучения дифференцированы для различных категорий облучаемых лиц с учетом степени их контакта с источниками ионизирующего излучения. Установлены нормативные значения для трех категорий облучаемых лиц.

Лица постоянно или временно работающие непосредственно с источника ионизирующего излучения называются персоналом (профессиональные работники, категория А). Другая группа лиц, которые не работают непосредственно с источниками ионизирующего излучения, но по условиям проживания или расположения рабочих мест могут подвергнуться воздействию ионизирующего излучения, отнесена к категории "ограниченная часть населения" (категория Б).

Население области, края, республики, страны (включая категории А и Б)

представляют категорию "население" (категория В).

Опасность лучевого поражения в значительной степени зависит от того, какой орган подвергается облучению. Учитывая, что органы человека обладают различной радиочувствиетельностью и роль их в поддержании нормальной жизнедеятельности различна, выделены три группы критических органов (табл.3). Для каждой группы установлены допустимые значения доз облучения, минимальные для первой группы.

Таблица 3

Группы критических органов

Группа критических органов	Органы, ткань, часть тела
1	2

1 Все тело, гонады и красный костный мозг

2 Мышцы, щитовидная железа, жировая ткань,

печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный

тракт, легкие, хрусталик глаза, другие

органы за исключение органов 1 и 3 групп

3 Кожный покров, костная ткань, кисти,

предплечья, лодыжки и стопы

2.1. Основные дозовые пределы.

В зависимости от группы критических органов основным пределом для персонала является предельно допустимая доза за год (ПДД), а для категории

Б - предел дозы за год (ПД).

Предельно допустимая доза - это наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которая при равномерном воздействии в течении 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

Основные дозовые пределы являются нормативными значениями эквивалентной дозы, превышение которой не допускается (табл.4). Превышение дозового предела увеличивает риск неблагоприятных последствий облучения и расценивается как несчастный случай.

Хроническое облучение дозами, не превышающими ПДД, по своим последствиям не зависит от ритма облучения, поэтому допускается облучение персонала дозой равной 1 ПДД в любой промежуток времени. Исключение составляют женщины в репродуктивном возрасте (до 40 лет), для которых нормируются допустимые дозы облучения в течение любых 2 месяцев.

Таблица 4

Дозовые пределы.

Группа критических органов или тканей	Годовой дозовый предел, мЗв (бэр)
ПДД для лиц категории А	ПДД для лиц категории В

I,5)

II ,5)

III

2.2. Допустимые уровни.

Оперативный контроль радиационной обстановки и качества систем защиты от внешнего и внутреннего облучения осуществляется сравнением уровней облучения с их нормируемыми значениями - допустимыми уровнями (табл.2). Допустимые уровни - это нормативные значения мощности дозы, содержания радиоактивных веществ в организме, поступления радиоактивных веществ в организм, их концентрация в воздухе и воде, загрязненности поверхности и т. п., рассчитанные из значений основных дозовых пределов ПДД и ПД (табл.5). Для условий внешнего облучения нормируется допустимая мощность дозы (ДМД), представляющая отношение АДД за год ко времени облучения в течение года. Присутствие человека в условиях, в которых не превышаются ДМД, не будет сопровождаться накоплением доз, превышающих основные дозовые пределы. Величина ДМД используется только для ориентировочной оценки радиационной обстановки; и кратковременные превышения ДМД не позволят судить, имело ли место переоблучение персонала.

Таблица 5.

Допустимые уровни облучения

Радио- нуклид	Состояние в соединении (Р - раство- римое; НР- нерастворимое	Крити- ческий орган	Категория А	МЗА, мкКи	Группа радиа- ционной опас- ности
ДС мкКи	ПДП мкКи/год	ДК Ки/л

Бериллий-7 Р Все тело 5,6*102 1,4*Г

НР Легкие 52 3,0*104 1,2*10-9

Натрий-22 Р Все ,3*В

НР Легкие 1 21 8,4*10-12

Фосфор-32 Р Кость 3,1 1,8*В

НР Легкие 1,2 2,0*102 7,2*10-11

Кобальт-60 Р ЖК - 8*В

Все ,7*102 -

НР Легкие 1,2 22 8,8*10-12

Углерод-14 Р Жир 1,6*102 8,7*103 3,5*1Г

ДМД может быть рассчитана из соотношения ДМД = ПДД/Т, где Т - время облучения, для категории А Т = 1700 ч = 105 мин = 6,1*106 с;

для категории Б Т = 8800 ч =5,3*105 мин = 3,2*107 с.

Содержание радиоактивных веществ в организме (органе) ограничивается величиной допустимого содержания (ДС), т. е. таким содержанием радиоактивных веществ, при котором эквивалентная доза не превысит ПДД для категории А или ПД для категории Б.

Поступление радиоактивных веществ в организм в течение года не должно превышать предельно допустимых поступлений ПДП. Величина поступлений в количестве ПДП в течение года на протяжении 50 лет создаст в критическом органе эквивалентную дозу, не превышающую ПДД за любой год облучения.

Допустимая концентрация (ДК) радиоактивных веществ в воздухе (воде) также рассчитана из того, что работая в условиях, в которых не превышаются ДК, накопленная за год эквивалентная доза не превысит ПДД. Между предельно-допустимыми поступлениями и ДК существует ориентировочная зависимость ДК = ПДП/V, где V - объем воздуха (воды), с которым радиоактивные вещества поступают в организм. Для категории А V воздуха принимается равным 2,5*106 л/год, для категории Б V воздуха – 7,5*106 л/год, V воды – 800 л/год.

Допустимое загрязнение поверхности (ДЗ) установлено исходя из наиболее неблагоприятных условий работы и предположения максимальных их поступлений в организм человека. Эти нормы дают высокую гарантию безопасности, так как в условиях, где возможно внутреннее облучение обязательно используются средства индивидуальной защиты органов дыхания и кожи.

2.3. Контрольные уровни.

В ряде случаев работы с источниками ионизирующих излучений проводятся в условиях, при которых облучение персонала будет заведомо ниже допустимого дозового предела.

С целью сохранения достигнутого уровня радиационного воздействия ниже допустимого устанавливаются контрольные уровни (табл.2). Для категории А облучаемых лиц контрольные уровни устанавливаются администрацией по согласованию с органами Госсаннадзора, для категории Б они устанавливаются органами Госсаннадзора по представлению администрации. Как правило, контрольные уровни ниже значений допустимых уровней6 но в порядке исключения при нестационарных, эпизодических работах органами Госсаннадзора могут быть разрешены контрольные уровни превышающие допустимые. Необходимость подобного превышения должна быть обоснована, а величина превышения скомпенсирована более низким значением облучения в остальное время, так чтобы среднее значение за год не превысило допустимого уровня.

3.1. Оценка суммарной дозы облучения,

накопленной за период работы.

Суммарная накопленная доза при работах в условиях внешнего, внутреннего и смешанного излучения определяется как сумма составляющих доз за весь

период работ:

Нсн = Нн + ПДД*Пн/ПДП,

где Нсн - суммарная накопленная доза за период работ Т, Зв (бэр);

Нн - эквивалентная доза внешнего облучения, накопленная за время Т, Зв (бэр); Пн - поступление радионуклида за время Т, мкКи.

Рассчитанная по данным дозиметрических измерений величина Нсн не должна превышать значения допустимой эквивалентной дозы Н, накопленной за период профессиональной работы Т:

Н = ПДД*Т,

где Т - время с начала профессиональной работы, лет.

В любом случае доза, накопленная к 30 годам, не должна превышать 12 ПДД.

Если доза, накопленная работником за период работы с источниками ионизирующего излучения неизвестна, то при расчетах исходят из предположения, что он ранее ежегодно получал ПДД. До 1960 года ПДД для персонала превышали действующие в настоящее время ПДД в 3 раза.

3.2. Предельно допустимая доза облучения персонала,

получившего аварийное переоблучение.

В ряде случаев возникает необходимость проведения работ в условиях повышенной радиационной опасности (работы по ликвидации аварий, спасению людей и др.), причем заведомо невозможно принять меры, исключающие облучение.

Работы в этих условиях (планируемое повышенное облучение) могут производиться по специальному разрешению.

При планируемом повышенном облучении разрешается максимальное превышение годовой предельно допустимой дозы - ПДД (или годового предельно-допустимого поступления - ПДП) в 2 раза в каждом отдельном случае и в 5 раз на протяжении всего периода работ.

К работам в условиях планируемого повышенного облучения даже при наличии согласия работника нельзя допускать в случаях:

а) если добавление планируемой дозы к накопленной работником превышает величину Н = ПДД*Т;

б) если работник при аварии или случайном облучении ранее получал дозу, превышающую годовую в 5 раз;

в) если работник - женщина в возрасте до 40 лет.

Лица, получившие аварийное облучение, при отсутствии медицинских противопоказаний могут продолжать работу. Условия последующей работы для этих лиц должны учитывать дозу переоблучения. Годовая предельно допустимая доза для лиц, получивших аварийное облучение, должна быть пониженной на величину, компенсирующую переоблучение. Аварийное облучение дозой до 2 ПДД компенсируется в последующем периоде работы (но не более, чем в 5 лет) с таким расчетом, чтобы за это время была приведена в соответствие доза:

Нсн = ПДД*Т.

Аварийное внешнее облучение дозой до 5 ПДД аналогично компенсируется в период не более, чем в 10 лет.

Таким образом, с учетом компенсации годовая предельно допустимая доза для работника, получившего аварийное облучение, не должна превышать:

ПДДк = ПДД - Н/n = ПДД - (Нсн - ПДД*Т)/n,

где ПДДк - предельно допустимая доза с учетом компенсации, Зв/год бэр/год); Нсн - накопленная доза за время работы Т с учетом аварийной дозы, Зв (бэр);

Н-превышение накопленной дозы над допустимым значением ПДД*Т, Зв (бэр); n - время компенсации, лет.

Облучение персонал дозой 5 ПДД и выше расценивается как потенциально опасное. Лица, получившие такие дозы, обязательно проходят медицинское обследование и к дальнейшей работе с источниками ионизирующих излучений допускаются при отсутствии медицинских противопоказаний.

4. Классы работ с открытыми источниками

ионизирующего излучения.

Выбор комплекса защитных мероприятий при работе с открытыми источниками ионизирующего излучения зависит от величины активности используемых радиоактивных веществ и их степени радиационной опасности.

Степень радиационной опасности радиоактивного вещества может быть

определена по величине минимально значимой активности (МЗА). В качестве МЗА приняты небольшие значения активности радиоактивного вещества, при использовании которого не требуется разрешения органов Госсаннадзора (табл.3). Располагая сведениями об МЗА, определяется радиационная опасность радионуклида. Все радионуклиды как потенциальный источник внутреннего облучения отнесены к одной из четырех групп радиационной опасности (табл.6).

Таблица 6.

Классы опасности работ с источниками

ионизирующего излучения.

Группа радиационной опасности	Минимально значимая активность, мкКи	Активность на рабочем месте
I класс	II класс	III класс
А	0,1	более 104	1	0,1 – 10
Б	1,0	более 105		1 – 100
В	10	более 106		1
Г	100	более 107

Наиболее опасными являются радионуклиды, отнесенные к группе А.

Класс работ с открытыми источниками излучения оценивается по величине фактической активности используемого радиоактивного вещества и группы его радиоактивной опасности. Все виды работ с открытыми источниками ионизирующего излучения разделяются на три класса, при этом наиболее жесткие требования безопасности предъявляются к работам 1 класса.

Таблицы из СП2.6.1.758-99

·  Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы (W_R) – используемее в радиационной защите множители поглощенной дозы, учитывающие относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов

Фотоны любых энергий	1
Электроны и мюоны любых энергий	1
Нейроны с энергией менее 10 кэВ	5
от 10 кэВ до 100 кэВ	10
от 100 кэВ до 2 МэВ	20
от 2 МэВ до 20 МэВ	10
более 20 МэВ	5
Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи	5
Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра	20

Примечание: Все значения относятся к излучению, падающему на тело, а в случае внутреннего облучения – испускаемому при ядерном превращении.

·  Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы (W_Т) – множители эквивалентной дозы в органах и тканях, используемые в радиационной защите для чувствительности разных органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации:

Гонады	0,20
Костный мозг (красный)	0,12
Толстый кишечник	0,12
Легкие	0,12
Желудок	0,12
Мочевой пузырь	0,05
Грудная железа	0,05
Печень	0,05
Пищевод	0,05
Щитовидная железа	0,05
Кожа	0,01
Клетки костных поверхностей	0,01
Остальное	0,05

·  Для категорий облучаемых лиц устанавливаются основные пределы доз (ПД), приведенные в табл.

Таблица

Основные пределы доз

Нормируемые величины (1)	Пределы доз
Персонал (группа А) (2)	Население
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год в хрусталике глаза (3)	150 мЗв	15 мЗв
коже (4)	500 мЗв	50 мЗв
кистях и стопах	500 мЗв	50 мЗв

·  Если предполагаемая доза излучения за короткий срок (2 суток) достигает уровней, при превышении которых возможны клинически определяемые детерминированные эффекты (табл. ), необходимо срочное вмешательство (меры защиты). При этом вред здоровью от мер защиты не должен превышать пользы здоровью пострадавших от облучения.

Таблица

Прогнозируемые уровни облучения,

при которых необходимо срочное вмешательство

Орган или ткань	Поглощенная доза в органе или ткани за 2 суток, Гр
Все тело	1
Легкие	6
Кожа	3
Щитовидная железа	5
Хрусталик глаза	2
Гонады	3
Плод	0,1

·  При хроническом облучении в течение жизни защитные мероприятия становятся обязательными, если годовые поглощенные дозы превышают значения, приведенные в таблице. Превышение этих доз приводит к серьезным детерминированным эффектам.

Таблица

Уровни вмешательства при хроническом облучении

Орган или ткань	Годовая поглощенная доза, Гр
Гонады	0,2
Хрусталик глаза	0,1
Красный костный мозг	0,4

· 

Таблица

Годовой объем вдыхаемого воздуха

для разных возрастных групп населения

Возраст, лет	до 1	1-2	2-7	7-12	12-17	Взрослые (больше 17)
V, тыс. куб. м в год	1,0	1,9	3,2	5,2	7,3	8,1

·   

Таблица

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимые

плотности потока моноэнергетических электронов

для лиц из персонала при облучении кожи

Энергия электронов, МэВ	Эквивалентная доза в коже на единичный флюенс, 10(-10) Зв х см2	Среднегодовая допустимая плотность потока ДППперс, см(-2) х с(-1)
	*ИЗО	*ПЗ	*ИЗО	*ПЗ
0,07	0,3	2,2	2700	370
0,10	5,7	16,6	140	50
0,20	5,6	8,3	150	100
0,40	4,3	4,6	190	180
0,70	3,7	3,4	220	240
1,00	3,5	3,1	230	260
2,00	3,2	2,8	260	290
4,00	3,2	2,7	260	300
7,00	3,2	2,7	260	300
10,0	3,2	2,7	260	300

* ИЗО – изотропное ( 2 пи) поле излучения, ПЗ – облучение параллельным пучком в переднее-задней геометрии.

Литература:

1. Нормы радиационной безопасности НРБ-76 и Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП - 72/80, М., 1981, 96 с.

2. ГОСТ 15Излучения ионизирующие и их измерения. Термины и определения.

3. ГОСТ 12Коэффициент качества ионизирующих излучений.

4. ГОСТ - 4СПКП. Средства измерений ионизирующих излучений. Номенклатура показателей.

5. ГОСТ 15Приборы дозиметрические. Типы и основные параметры.

6. В, , Аксенов труда Л., 1983.

7. Радиационная гигиена. М., 11982.

8. Документ «Санитарные правила СП 2.6.1.758-99 от 02.07.99».