Нормирование радиационного облучения

В соответствии с санитарными правилами СанПин 2.6.1.2523—09 (нормами радиационной безопасности НРБ-99/2009) для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников ионизирующего излучения необходимо руководствоваться следующими основными принципами.

Принцип нормирования — непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения.

Принцип обоснования — запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением.

Принцип оптимизации — поддержание на как можно более низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения.

В нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего излучения нормами установлены следующие категории облучаемых лиц:

• • персонал — лица, работающие с техногенными источниками ионизирующего излучения (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.

Для указанных категорий облучаемых лиц приняты три класса нормативов:

• • основные дозовые пределы — предел годовой эффективной или эквивалентной дозы;
• • допустимые уровни монофакторного воздействия (т.е. для одного вида внешнего излучения или для одного радионуклида, одного пути поступления радионуклида в организм), являющиеся производными от основных дозовых пределов: допустимая мощность дозы внешнего облучения, пределы годового поступления, допустимые среднегодовые объемные и удельные активности и т. д.;
• • контрольные уровни (дозы) — устанавливаются администрацией учреждения по согласованию с органами Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, их численные значения должны учитывать достигнутый в учреждении уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже достигнутого (табл. 7.5).

Таблица 7.5

Дозовые пределы

При облучении дозами, в 100—1000 раз превышающими смертельную дозу, человек может погибнуть во время облучения (табл. 7.6).

Таблица 7.6

Значения доз и степень их воздействия на организм человека при однократном облучении

Степень поражения организма зависит от размера облучаемой поверхности. С уменьшением облучаемой поверхности уменьшается и опасность поражения. Важным фактором при воздействии ионизирующего излучения на организм является время облучения. Чем более дробно излучение по времени, тем меньше его поражающее действие.

Индивидуальные особенности организма человека проявляются лишь при небольших дозах облучения. Чем человек моложе, тем выше его чувствительность к облучению. Взрослый человек в возрасте 25 лет и старше наиболее устойчив к облучению.

Степень опасности поражения зависит также от скорости выведения радиоактивного вещества из организма. Не задерживаются на длительное время быстрообращающиеся в организме вещества (вода, натрий, хлор) и вещества, не усваиваемые организмом, а также не образующие соединений, входящих в состав тканей (аргон, ксенон, криптон и др.). Некоторые радиоактивные вещества почти не выводятся из организма и накапливаются в нем.

При этом одни из них (ниобий, рутений и др.) равномерно распределяются в организме, другие сосредоточиваются в определенных органах (лантан, актиний, торий — в печени, стронций, уран, радий — в костной ткани), приводя их к быстрому повреждению.

При оценке действия радиоактивных веществ следует также учитывать период их полураспада и вид излучения. Вещества с коротким периодом полураспада быстро теряют активность: а-излучатели, являясь почти безвредными для внутренних органов при наружном облучении, попадая внутрь, оказывают сильное биологическое действие вследствие создаваемой ими большой плотности ионизации; аи р-излучатели, имея весьма малые пробеги испускаемых частиц, в процессе распада облучают лишь тот орган, где преимущественно накапливаются изотопы.

Для лиц группы Б все дозовые пределы не должны превышать 0,25 дозовых пределов для группы А.

Нормы радиационной безопасности облучения определяются в НРБ-99/2009. Существует три основных вида: а-, ри у-излучение:

• • а — ядра атомов Нс. Защита от такого излучения проще всего;
• • Р — поток электронов. Защита от такого излучения проста;
• • у — электромагнитное излучение определенной длины волны, обладающее наибольшей проникающей способностью.

Процесс радиоактивного распада сопровождается излучением одного или нескольких видов. Например, Cs¹³⁷ излучает только у-лучи, Sr⁹⁰ — р-лучи, Pt — а-лучи.

Нормированию подлежат источник и объект излучения.

Все источники загрязнения нормируются по типу выбросов в атмосферу (организованные, неорганизованные, распределенные выбросы), по мощности выброса (мощные, крупные, мелкие), высоте выброса (низкие, средней высоты и высокие), температуре выходящих газов (нагретые и холодные).

При инвентаризации (о которой более подробно рассказано в гл. 8 данного учебника) должны быть выявлены и учтены все возможные источники выделения и выброса загрязняющих веществ в атмосферу, постоянно или временно эксплуатирующиеся или хранящиеся на производственной территории предприятия (в том числе и передвижные), а также вредные вещества, которые могут выделиться или образоваться при осуществлении всех процессов, предусмотренных технологическим регламентом производства.

Все источники, относящиеся к конкретной территории предприятия, являются стационарными источниками выброса вредных (загрязняющих) веществ в атмосферный воздух.

В соответствии со справочным пособием «Защита атмосферного воздуха от антропогенного загрязнения. Основные понятия, термины и определения» стационарным источником выброса вредных (загрязняющих) веществ в атмосферный воздух является любой (точечный, площадной и т. д.) источник с организованным или неорганизованным выбросом вредных (загрязняющих) веществ в атмосферный воздух, дислоцируемый или функционирующий постоянно или временно в границах участка территории (местности) объекта, предприятия, юридического или физического лица, принадлежащего ему или закрепленного за ним в соответствии с действующим законодательством.

Нормирование источника излучения. Количественная характеристика источника — активность — число распадов в единицу времени. Измеряется в следующих единицах:

Единицей измерения активности является Кюри (Ки), соответствующая 3,7? 10¹⁰ ядерных превращений в секунду. Такая активность соответствует активности 1 г радия-226. Гораздо реже используется единица активности беккерель (Бк).

Альфа-излучение представляет собой поток ядер гелия, обладающих большой скоростью. Эти ядра имеют массу 4 и заряд +2. Они образуются при радиоактивном распаде ядер или при ядерных реакциях. В настоящее время известно более 120 искусственных и естественных а-радиоактивных ядер, которые, испуская а-частицу, теряют 2 протона и 2 нейтрона.

Энергия а-частиц не превышает нескольких МэВ^[1]. Излучаемые а-частицы движутся практически прямолинейно со скоростью примерно 20 000 км/с.

Под длиной пробега частицы в воздухе или других средах принято называть наибольшее расстояние от источника излучения, при котором еще можно обнаружить частицу, до ее поглощения веществом. Длина пробега частицы зависит от заряда, массы, начальной энергии и среды, в которой происходит движение. С возрастанием начальной энергии частицы и уменьшением плотности среды длина пробега увеличивается. Если начальная энергия излучаемых частиц одинакова, то тяжелые частицы обладают меньшими скоростями, чем легкие. Если частицы движутся медленно, то их взаимодействие с атомами вещества среды более эффективно и частицы быстрее растрачивают имеющийся у них запас энергии.

Длина пробега а-частиц в воздухе обычно менее 10 см. Так, например, а-частицы с энергией 4 МэВ обладают длиной пробега в воздухе примерно в 2,5 см. В воде или в мягких тканях человеческого тела, плотность которых более чем в 700 раз превышает плотность воздуха, длина пробега а-частиц составляет несколько десятков микрометров. За счет своей большой массы при взаимодействии с веществом а-частицы быстро теряют свою энергию. Это объясняет их низкую проникающую способность и высокую удельную ионизацию: при движении в воздушной среде а-частица на 1 см своего пути образует несколько десятков тысяч пар заряженных частиц — ионов.

Бета-излучение представляет собой поток электронов (Ризлучение, или, чаще всего, просто р-излучение) или позитронов (Р⁺-излучение), возникающих при радиоактивном распаде. В настоящее время известно около 900 Р-радиоактивных изотопов.

Масса р-частиц в несколько десятков тысяч раз меньше массы а-частиц. В зависимости от природы источника P-излучений скорость этих частиц может лежать в пределах 0,3—0,99 скорости света. Энергия р-частиц не превышает нескольких МэВ, длина пробега в воздухе составляет -1800 см, а в мягких тканях человеческого тела -2,5 см. Проникающая способность Р-частиц выше, чем а-частиц (из-за меньших массы и заряда). Например, для полного поглощения потока р-частиц, обладающих максимальной энергией 2 МэВ, требуется защитный слой алюминия толщиной 3,5 мм. Ионизирующая способность р-излучения ниже, чем a-излучения: на 1 см пробега р-частиц в среде образуется несколько десятков пар заряженных ионов.

Интенсивность а- и p-излучения характеризуют активностью на единицу площади (1/с-м²).

Гамма-излучение представляет собой электромагнитное излучение с высокой энергией и с малой длиной волны^[2]. Оно испускается при ядерных превращениях или взаимодействии частиц. Высокая энергия (0,01—3 МэВ) и малая длина волны обусловливает большую проникающую способность у-излучения. Гамма-лучи не отклоняются в электрических и магнитных полях. Это излучение обладает меньшей ионизирующей способностью, чем аи р-излучение.

Интенсивность у-излучения характеризуют мощностью экспозиционной дозы, Бк/м², которая измеряется по ионизации воздуха, равна количеству электричества, образующегося под действием излучения, в 1 кг воздуха (Кл/кг).

Внесистемной единицей дозы рентгеновского и у-излучения является рентген (Р) — доза излучения, при которой суммарный заряд положительных или отрицательных ионов, образующихся в 1,293 • 10~⁶ кг воздуха, равен 0,33 • 10~⁹ кулонов. Это соответствует образованию 2,08 • 10⁹ пар одновалентных ионов в 1 см³ воздуха при нормальных условиях (Т = 273 К, Р = 1,1 325 • 10⁵ Па) и связано с затратой энергии около 87 • 10^-7 Дж/кг; 1 Р = 2,58 • 10^_/| Кл/кг = = 0,88 рад.

Мощность экспозиционной дозы отражает ее накопление и выражается в Кл/кг-с, Р/ч:

Наиболее адекватный способ описания степени радиоактивного загрязнения местности — определение плотности загрязнения (активность на единицу площади). Как правило, оценка производится с помощью полевой дозиметрии.

Основные документы, регламентирующие нормы дозовых пределов для организма человека: санитарные правила СанПин 2.6.1.2523—09 (НРБ-99/2009), Федеральный закон от 09.01.1996 № 3-Ф3 «О радиационной безопасности населения».

В системе нормирования в области радиационной безопасности используют следующие основные понятия.

Поглотанная доза — фундаментальная дозиметрическая величина, определенная количеством энергии, переданной излучением единице массы вещества. За единицу принимают 1 Гр = 1 Дж/кг (1 Грей).

Эквивалентная доза — так как поражающее действие ионизирующего излучения зависит не только от поглощенной дозы, но и от ионизирующей способности излучения, вводится понятие эквивалентной дозы. Для ее расчета поглощенную дозу умножают на коэффициент, который отражает способность излучения повреждать ткани организма. Например, a-излучение в 20 раз опаснее других видов излучения.

Эффективная эквивалентная доза — учитывает, что одни части тела более чувствительны к радиационным повреждениям, чем другие. Дозы облучения различных органов и тканей учитываются с различными коэффициентами. Отражает суммарный эффект облучения организма.

Эквивалентная и эффективная эквивалентная дозы измеряются в зивертах (1 Зв — доза любого вида излучения, поглощенного в 1 кг биологической ткани, создающая такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Грей фотонного излучения).

Федеральный закон «О радиационной безопасности населения» устанавливает допустимую дозовую нагрузку на население на уровне 1 мЗв в год.

На основании санитарных правил СанПиН 2.6.1.2523—09 (НБР-99/2009) разрабатываются нормативные документы, регламентирующие порядок обращения с различными источниками ионизирующего излучения. В настоящее время действуют «Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений. ОСП 72/87». Эти правила содержат требования:

• 1) по обеспечению радиационной безопасности персонала учреждений и населения;
• 2) охране окружающей среды от загрязнений;
• 3) учету, хранению и перевозке источников ионизирующего излучения (ИМИ);
• 4) сбору, удалению и обезвреживанию твердых и жидких радиоактивных отходов.

Нормы распространяются на любые предприятия любой формы собственности, где производятся, обрабатываются, перерабатываются, применяются, хранятся, обезвреживаются и транспортируются естественные и искусственные радиоактивные вещества и другие источники радиоактивного излучения.

• [1] МэВ — единица энергии (мега-электрон-вольт), применяемая в атомной и ядерной физике. 1 МэВ = 106 эВ (электрон-вольт). Для переводазначений энергии излучения в систему СИ пользуются следующими соотношениями: 1 эВ = 1,60 206 • 1019 Дж; 1 МэВ = 1,60 206 • 10>3 Дж.
• [2] Начиная от длины волны 2—10 2 нм в сторону коротких длин волнрасположены у-лучи, возникающие при радиоактивном распаде атомов. Таким образом, электромагнитные излучения различного происхожденияв этой области длин волн перекрываются и их называют гамма-излучениемили рентгеновским излучением в зависимости от источника.