Дозиметрия ионизирующих излучений. Доза, виды доз, мощность дозы, единицы измерения, расчет доз внешнего и внутреннего облучения

измерения, расчет доз внешнего и внутреннего облучения

– «измеряю») - это раздел радиологии, в котором определяют уровень радиации от различных источников, радиационный фон, дозы излучения и методы их пересчета.

от источника и вызывающая ионизацию воздуха.
На практике применяется внесистемная единица - рентген, принятая в 1928 г. II Международным конгрессом радиологов в Стокгольме.
Один рентген – это такое количество энергии рентгеновского или гамма-излучения, которая в 1 см3 воздуха при атмосферном давлении 760 мм рт. ст. и температуре 0°С приводит к образованию 2,08 × 109 пар ионов.
За единицу измерения экспозиционной дозы в Международной системе единиц (СИ) (от франц. Le Système International d’Unités, SI) принят кулон на килограмм (Кл/кг).
Это такое количество энергии рентгеновского и гамма - излучения, которое в килограмме сухого воздуха образует ионы, несущие суммарный заряд, в один кулон электричества каждого знака.
1 Кл/кг = 3876 Р 1 Р = 2,58 × 10-4 Кл/кг

в
единице массы воздуха при нормальных условиях

Энергетический эквивалент 1 Рентгена:

массы любого облучаемого вещества и определяемое отношением поглощенной энергии ИИ к массе вещества.
Она определяется по формуле:
D = X × K, где
X - экспозиционная доза излучения;
K - коэффициент поглощения.
В качестве единицы поглощенной дозы излучения в системе СИ принят грей (Гр) в честь английского ученого Льюиса Грэя (L.Н. Gray, 1905-1965), известного своими трудами в области радиационной дозиметрии.
1 Гр равен поглощенной дозе ионизирующего излучения, при которой веществу массой в 1 кг передается энергия ионизирующего излучения, равная 1 Дж, т. е. 1 Гр = 1 Дж / кг.
В практической системе используется рад или радиационно абсорбционная доза (от англ. radiation absorbed dose). Это такая доза, при которой одним граммом облучаемого вещества поглощается 100 эргов энергии любого вида ИИ, т. е. 1 рад = 100 эрг / г.
1 Гр = 100 рад 1 рад = 0,01 Гр

излучения.
Она рассчитывается путем умножения величины поглощенной дозы на коэффициент относительной биологической эффективности (KОБЭ) или коэффициент качества:
H = D × KОБЭ , где
D - поглощенная доза излучения;
KОБЭ - коэффициент относительной биологической эффективности, который сравнивает от любого вида излучения с биологическим эффектом от гамма-лучей.
Единицей эквивалентной дозы в системе СИ является зиверт (Зв), названный в честь известного шведского физика Рольфа Зиверта (R.М. Sievert, 1896-1966) – одного из родоначальников радиобиологии, основателя и первого председателя Международного комитета по радиологической защите (МКРЗ, ICRP).
В качестве практической (внесистемной) единицы используется бэр (биологический эквивалент рентгена).
Один бэр – это такая доза любого вида ИИ, при которой в лю-
бом живом организме создается такой же биологический эффект, как при поглощенной дозе рентгеновского или гамма-излучения в один рад. Зиверт и бэр имеют дольные и кратные величины измерения.
1 Зв = 100 бэр 1 бэр = 0,01 Зв

отдаленных последствий облучения всего тела.
Эта доза представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы в органах (тканях) на соответствующие взвешивающие коэффициенты (WT). Их устанавливают эмпирически и рассчитывают таким образом, чтобы их сумма для всего организма составляла единицу.

приемлемого риска как основы нормирования радиационных факторов в диапазоне низких уровней доз.

Риск, связанный с облучением профессиональных работников, не должен превосходить риска для персонала производств с низкой степенью опасности работ. Таковыми признаны производства, где смертность от профессиональной деятельности, включая несчастные случаи, не превышает 10−4, т. е. 100 смертных случаев на 1 млн. чел. в год.

В соответствии с международной практикой уровень пренебрежительного риска принимается равным 10−6 в год, величина допустимого риска для персонала – 10−4 в год, а для населения – 10−5 в год. Граница индивидуального риска для облучения лиц из числа персонала принимается равной 10−3 в год, а для населения – 5 ⋅ 10−5 в год.

устанавливаются на уровнях:

исключающих возможность возникновения детерминистических эффектов облучения;

гарантирующих низкую вероятность возникновения стохастических эффектов облучения.

НРБУ-97 регламентируют только годовую дозу, то есть не накладывают ограничений на уровень облучения за рабочий день, неделю, квартал.

облучения, мЗв ⋅ год−1

А*

В

Б

Годовая эффективная доза

Годовая эквивалентная доза в:

хрусталике глаза

20**

1

2

150

15

15

хрусталике глаза

500

50

50

хрусталике глаза

500

–

50

Примечание: * Мощность дозы облучения на протяжении календарного года не регламентируется. Женщины детородного возраста (до 45 лет), относящиеся к категории А, за два любых последовательных месяца не должны превышать дозу в 1мЗв.
** В среднем за любые последовательные пять лет, но не больше 50 мЗв за отдельный год.

всех индустриальных источников облучения. В эту сумму не включают:

дозу, полученную при медицинском обследовании или лечении;

дозу облучения от природных источников облучения;

дозу, связанную с аварийным облучением населения;

дозу облучения от техногенно усиленных источников природного происхождения.

годовой эффективной дозы облучения.

активности объектов окружающей среды (воды, воздуха и т. п.);

газо-аэрозольных выбросов и жидкостных сбросов объектов.

Ограничение облучения населения осуществляется путем регламентации и контроля:

допустимых уровней.

Допустимый уровень (ДУ) – производный норматив для поступления радионуклидов в организм человека за календарный год, усредненных за год мощности эквивалентной дозы, концентрации радионуклидов в воздухе, питьевой воде и рационе, плотности потока частиц и т. п., рассчитанный для референтных условий облучения из значений пределов доз.

концентрация радионуклида в воздухе рабочей зоны;

допустимая плотность потока частиц;

допустимая мощность дозы внешнего облучения;

допустимое радиоактивное загрязнение кожи, спецодежды и рабочих поверхностей.

и пищеварения;

допустимые концентрации радионуклидов в воздухе и питьевой воде;

допустимые сброс и выброс радиоактивных веществ в окружающую среду.

а также при проектировании биологической защиты и оценки ее эффективности введен допустимый уровень - мощность эквивалентной дозы.

Допустимая мощность дозы (ДМД) – допустимый уровень усредненной за год мощности эквивалентной дозы на все тело при внешнем облучении, численно равняется отношению предела дозы ПД к времени облучения t на протяжении календарного года:

Для лиц категории А значения t = 1700 ч в год, для лиц категории Б в учреждении и в санитарно-защитной зоне t = 2000 ч, для лиц категории В t = 8800 ч.

ДМД = ПД / t.

всего тела, мбэр/ч

ДМДБ

ДМДА

Помещения постоянного пребывания персонала категории А

–

1,2

Помещения, в которых персонал пребывает не более половины рабочего времени

–

2,3

Любые помещения учреждения и территория санитарно-защитной зоны, где постоянно находятся лица, относящиеся к категории Б

0,1

–

Жилые помещения и территория в пределах зоны наблюдения (категория Б)

0,024

–

уровне, не допускающем превышения предела дозы за счет радиоактивного загрязнения поверхности рабочих помещений, оборудования, индивидуальных средств защиты и кожных покровов для лиц категории А и рабочих поверхностей, одежды и кожных покровов для лиц категории Б.

Достижение уровней ДЗ говорит о необходимости проведения дезактивации и таким образом исключить распространение радиоактивных веществ за пределы зоны рабочих помещений. При этом в обычных условиях не требуется их трансформация в дозовые величины, а они просто характеризуют: надежность герметичности, санитарно-технических барьеров по ограничению распространения загрязнения, эффективности средств индивидуальной защиты и т. д.

рабочей смены), спецодежды и СИЗ , част. ⋅ мин.−1 ⋅ см−2

Объект загрязнения

отдельные*

другие

α-активные нуклиды

β-активные нуклиды

2

2

Неповрежденная кожа, спецбелье, полотенца, внутренняя поверхность лицевых частей СИЗ

200

Примечание: * К отдельным относятся α-излучающие радионуклиды, среднегодовая допустимая объемная активность которых в воздухе рабочих помещений ДОА меньше 0,3 Бк ⋅ м−3.

5

20

Основная спецодежда, внутренняя поверхность дополнительных СИЗ, внешняя поверхность спецобуви

1850

оборудования

2000

50

200

Поверхности помещений периодического пребывания персонала и размещенного в них оборудования

10 000

50

200

Внешняя поверхность дополнительных СИЗ, которые снимаются в саншлюзах

10 000

– сброс, при котором суммарная годовая эффективная доза представителя критической группы населения за счет всех радионуклидов, присутствующих в выбросе, не превышает квоту предела дозы.

Для радиационно-ядерных объектов устанавливается квота предела дозы облучения лиц категории В, используемые для установления уровней допустимого сброса и допустимого выброса (ДВ).

Квота предела дозы – доля ПД для категории В, выделенная для режима нормальной эксплуатации отдельного промышленного источника.

*

мкЗв

Примечание:
* Квота за счет всех путей формирования дозы.
** Квота за счет критического вида водопользования
*** Квота за счет воздушного и водных путей формирования дозы

Сбросы **

Суммарная квота ***

%

мкЗв

%

мкЗв

%

80

АЭС, АТЭЦ, АСТ, и другие предприятия, использующие ядерные реакторы.
Предприятия по переработке РАО

8

10

1

40

4

40

Пункты захоронения радиоактивных отходов

4

10

1

20

2

источники. Референтный радиационно-ядерный объект

8

10

1

40

4

200

Заводы РТ

20

50

5

100

10

спроектированы так, чтобы значения эквивалентных индивидуальных доз, рассчитанных при наихудших погодных условиях на территории АЭС, на границе санитарно-защитной зоны и за ее пределами не превышали

0,3 Зв/год (30 бэр/год) на щитовидную железу детей за счет ингаляций;

и 0,1 Зв/год (10 бэр/год) на все тело за счет внешнего облучения.

выбросы (ДВ) газов и аэрозолей в атмосферу.

Радионуклиды

N ≥ 6000 МВт (э)

Допустимые выбросы атомными станциями радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу. Допустимый суточный выброс

N = 1000–6000 МВт (э)

Ки/сут. АЭС

Ки/сут. 1000 МВт (э)

Инертные радиоактивные газы

3000

500

I (газовая + аэрозольная фазы)

0,06

0,01

Смесь долгоживущих нуклидов

0,09

0,015

средне- и долгоживущих радиоактивных аэрозолей, экспонированных на фильтре в течение одних суток и измеренных через одни сутки после снятия пробы.

В исключительных случаях допускается, в отдельные дни или несколько дней, выброс радионуклидов, превышающий до пяти раз установленную величину ДВ, при условии, что суммарный выброс за один квартал (или три последних месяца) не превысит соответствующего значения.

Указанное превышение среднесуточного выброса при условии компенсации за один квартал (или три последних месяца) не требует согласования с регулирующими органами.

к сумме, а к каждому радионуклиду в отдельности. В исключительных случаях допускается пятикратное превышение среднемесячного допустимого выброса, при условии, что не будет превышен годовой предел выбросов.

54Mn

60Co

137Cs

89Sr

90Sr

15

N = 1000–6000 МВт (э) мКи/мес. 1000 МВт (э)

15

15

15

15

1,5

90

N ≥ 6000 МВт (э)
мКи/мес. АЭС

90

90

90

90

9

которых устанавливаются исходя из фактически достигнутого на данном объекте или территории уровня радиационного благополучия.

Контрольные уровни устанавливают с целью фиксации достигнутого уровня радиационной безопасности на данном радиационном объекте, в населенном пункте и окружающей среде.

При превышении КУ администрацией радиационно опасного производства проводится расследование с целью определения и устранения причин, приведших к превышению.

Превышение контрольного уровня еще не представляет непосредственной опасности для здоровья людей, а является лишь сигналом об ухудшении радиационной обстановки и необходимости принятия мер по ее улучшению.

уровней.

Можно устанавливать контрольные уровни для отдельного радионуклида и (или) пути его поступления, включая введение контрольных уровней на содержание радионуклида в отдельном продукте питания или на отдельной территории.

Контрольные уровни могут устанавливаться для отдельных технологических операций, режимов эксплуатации и отдельных подразделений.

должны быть связаны со средним природным уровнем радиации.

Согласно этой концепции естественного фона, дополнительное облучение будет приемлемо в том случае, если облучение будет сравнимо с естественным фоном.

Значения естественного радиационного фона находятся в широком диапазоне в пределах от 0,001 до 1,0 Зв/год.

При мощности дозы излучения менее 0,001 Зв/год наблюдается угнетение жизнедеятельности организмов, а при мощности более 1,0 Зв/год появляются существенные вредные физиологические и генетические эффекты.

практически никто из персонала и населения не подвергается техногенному облучению, которое превышало бы 0,1 Зв;

подавляющее большинство жителей на территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению, имеют дозы облучения в пределах малых доз;

население Земли получает от природного радиационного фона облучение в пределах малых доз;

нет доказательств проявления вредных эффектов;

существует ряд свидетельств по результатам продолжительных наблюдений за людьми, что в пределах малых доз имеют место эффекты, относящиеся к благоприятным;

наблюдаются дозовые пороги, значительно выше области малых доз;

эффекты, наблюдаемые в диапазоне малых доз на моле-кулярном, биофизическом и биохимическом уровнях, не передаются на уровень организма в целом и не приводят к вредным последствиям для здоровья человека.

основывать на следующих принципах:

доза излучения меньше установленного порога при малой мощности дозы не является опасной;

необходимо стараться избегать превышения предела пожизненной индивидуальной дозы;

в зависимости от возраста разумно считать ничтожным риск смерти от облучения для представителей критической группы людей меньше 10−5–10−3 год или в среднем 10−4, а предел дозы установить по меньшему порогу дозы для лейкозов на уровне 5 мЗв ⋅ год−1 выше фонового облучения.

появится, пока накопленный эквивалент дозы остается во всех органах ниже этого порога.

Если 0,3 < D ≤ 1 Зв, то могут возникать только лейкозы и раки щитовидной железы.

При D > 1 Зв во всех значимых органах и тканях могут появляться лучевые раки. Вредные клинические проявления действия ионизирующих излучений на человека имеют место при дозе более 1 Зв при кратковременном облучении и мощности дозы более 1 Зв/год при хроническом облучении.

обоснованно принять для персонала предел пожизненной индивидуальной дозы на уровне 3,0 Зв в течение жизни, а мощность дозы излучения 0,1 Зв/год за дозовый предел при нормальных условиях работы.

Учитывая фактор предосторожности, можно предло-жить для использования в стандартах радиационной защиты дозовый предел для персонала в 50 мЗв ⋅ год−1.

Предел пожизненной индивидуальной дозы для населения предлагается установить на уровне 0,5 Зв за жизнь, а дозовый предел для населения в 5 мЗв ⋅ год−1.