Значения стандартных параметров

⇐ ПредыдущаяСтр 107 из 121Следующая ⇒

Категория облучаемых лиц	Параметр
Категория облучаемых лиц	М, кг	t, ч	V, 10³ м³
Персонал	0	1700	2,4
Население при возрасте в годах: < 1 1 - 2 2 - 7 7 - 12 12 - 17 взрослые (> 17)	730	8800	1 1,9 3,2 5,2 7,3 8,1

Пользуясь указанными параметрами стандартных условий облучения, можно определить критериальные значения основных допустимых уровней как производных величин от основных дозовых пределов (ОДП).

В частности, в практике радиационной безопасности широко применяют такой допустимый уровень, как мощность дозы внешнего облучения, определяемый по выражению ДМД = ОДП/ t. Для значений ОДП и продолжительности облучения t для разных категорий находим, что среднегодовые допустимые мощности доз внешнего облучения от техногенных источников составляют для персонала (группа А) 11, 7 мкЗв/ч, для населения - 0,11 мкЗв/ч. Последнее значение находится на уровне существующего в большинстве регионов нашей страны радиационного фона.

Делением ДМД на эффективную дозу Е_ф1 (эквивалентную дозу Н_Т,Ф1 в органе, ткани), создаваемую единичным флюенсом частиц при внешнем облучении тела (органа, ткани), получают значения допустимых плотностей потоков (ДПП) частиц, а именно:

ДПП = ДМД/Е_Ф1 - при облучении всего тела;

ДПП = ДМД/Н_Т,Ф1 - при локальном воздействии на орган, ткань.

Эффективная (эквивалентная) доза, создаваемая единичным флюенсом частиц, зависит от вида воздействующих частиц (электроны, фотоны, нейтроны) и их энергии. Их значения определяются исходя из характера процессов передачи энергии воздействующих частиц облучаемому веществу и геометрии облучения.

Использовавшиеся при определении ДПП, как основного допустимого уровня внешнего облучения, значения Е_Ф1 (Н_Т,Ф1) приведены вместе с нормирующими величинами ДПП в табл. 8.2 -8.8 НРБ-99.

Для нормирования внутреннего облучения используют в качестве директивного критерия радиационной опасности (основного допустимого уровня), предел годового поступления (ПГП), т. е. такое количество активности данного радионуклида, поступающее в течение календарного года в организм человека, которое в течение 50 лет для персонала или 70 лет для населения приводит к облучению в дозе, соответствующей ОДП для данной категории облучаемых.

Величина ПГП определяется как отношение ОДП к величине дозового коэффициента для данного радионуклида Е, Зв/Бк, т.е.:

ПГП = ОДП/Е, Бк

Используемая при расчете величина дозового коэффициента Е для каждого радионуклида учитывает как его радиационные характеристики (схему распада, виды испускаемых ИИ, их энергии, выходы и т. п.), так и физико-химические свойства веществ, в форме которых они поступают в организм и параметры процессов их метаболизма в организме, в которых эти радионуклиды участвуют. В частности, для целей нормирования поступления радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных аэрозолей их химические соединения подразделяются на три типа, в зависимости от скорости перехода радионуклида из легких в кровь:

тип «М» (медленно растворимые соединения) - при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, наблюдается компонента активности радионуклида, поступающая в кровь со скоростью 0,0001 сут.^-1;

тип «П» (соединения, растворимые с промежуточной скоростью) - при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 0,005 сут^-1;

тип «Б» (быстро растворимые соединения) - при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 100 сут^-1.

В зависимости от всех этих указанных факторов величина Е в Зв/Бк для разных радионуклидов находится в диапазоне величин от 9,9∙10^-13 (W-179, тип «Б») до 9,9∙10^-5 (Th-229, тип «П») для персонала. В силу этого значения данного основного допустимого уровня – предела годового поступления, устанавливаемые НРБ-99 (приложение П-1), находятся в интервале от 3,7∙10¹ Бк в год (Ас-227) до 1,1∙10¹³ Бк в год (Н-3).

Основным путем поступления радионуклидов в организм персонала является ингаляционный. В связи с этим контроль безопасности условий его работы проводят посредством определения содержания радионуклидов в воздухе и сравнением его с допустимой объемной активностью (ДОА_перс). Допустимая объемная активность связана с пределом годового поступления через объем воздуха V, вдыхаемый человеком в течение года:

ДОА_перс = ПГП_перс/V

По отношению к населению исходят из возможности поступления радионуклидов в организм людей как ингаляционным, так и пероральным путем. В силу этого Нормами вводится ограничение содержания радионуклидов и в воздухе, и в продуктах питания и воде. Критериальными величинами, нормирующими содержание радионуклидов, являются: в воздухе – допустимая объемная активность ДОА Бк/м³; в продуктах питания и питьевой воде - допустимая удельная активность (ДУА, Бк/кг).

Количественные значения этих основных допустимых уровней определяются аналогичным ДОА_перс образом на основе значений соответствующих пределов годового поступления с воздухом (ПГП , Бк в год) или пищей и водой (ПГП , Бк в год), а также объемов вдыхаемого воздуха V или массы пищи.

Устанавливаемые нормами значения указанных допустимых уровней (ПГП, ДОА, ДУА) даны в приложении П-2 НРБ - 99. Причем для случая поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом указывается критическая возрастная группа, значения дозового коэффициента Е, Зв/Бк, и ПГП_нас для этой возрастной группы и типа соединений, для которых допустимая среднегодовая объемная активность ДОА_нас оказалась наименьшей. Для случая поступления радионуклидов с водой и пищей в приложении П-2 НРБ-99 приводятся: критическая возрастная группа, значения дозового коэффициента и предела годового поступления ПГП_нас для этой же группы, для которой значение ПГП_нас наименьшее, а также уровень вмешательства по среднегодовой удельной активности в питьевой воде УВ_нас, Бк/кг.

Понятие «уровень вмешательства» определяет уровень радиационного фактора, характеризующего воздействующее ионизирующее излучение, при превышении которого следует проводить определенные защитные мероприятия. При количественном обосновании уровня радиационного фактора, принимаемого за уровень вмешательства, исходят из значений эффективной дозы, создаваемой за определенный срок, превышение которой приводит к последствиям, выше приемлемых. В целях ограничения последствий, обуславливаемых поступлением радионуклидов в организм человека с питьевой водой, таковое значение эффективной дозы принято равным 0,1 мЗв в год. Приведенное в П-2 НРБ - 99 величины УВ_нас для различных радионуклидов являются такими среднегодовыми удельными активностями данных радионуклидов в питьевой воде, при которых ежесуточное потребление 2 л воды в течение года создает эффективную дозу менее 0,1 мЗв. В случае присутствия в воде нескольких радионуклидов ее употребление допускается при выполнении условия:

где – удельная активность i-го радионуклида в воде;

УВ_i – соответствующий уровень вмешательства.

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

Допустимые значения содержания радионуклидов в пищевых продуктах (УВ^пищ) в НРБ-99 не приводятся в связи с их определением по специальным методическим указаниям, исходя из конкретных местных особенностей внешнего и внутреннего облучения населения и непревышения основного дозового предела (1 мЗв в год) для него.

В целях создания условий, обеспечивающих радиационную безопасность персонала, НРБ-99, наряду с рассмотренными выше основными допустимыми уровнями, регламентирует допустимое радиоактивное загрязнение рабочих поверхностей, кожи, спецодежды, спецобуви и средств индивидуальной защиты персонала. Критериальные значения допустимых уровней загрязнения установлены с учетом вида радионуклидов (a- или β-излучение), типа загрязнения (снимаемого, неснимаемого), возможности проникновения некоторой доли радионуклидов через кожу в организм.

Необходимо еще раз напомнить, что все значения основных допустимых уровней регламентируются Нормами и соответственно приведены в них для случая монофакторного радиационного воздействия. При смешанном облучении, когда на человека воздействует сразу несколько (Л) внешних источников, а внутреннее облучение обусловлено поступлением К радионуклидов при вдыхании воздуха и N радионуклидов при употреблении пищи и воды, условие обеспечения радиационной безопасности формулируется в виде:

где - мощность эффективной дозы, создаваемая i-м внешним источником;

A_Vγ - объемная активность в воздухе γ-го радионуклида;

Аm_n - удельная активность в пище (воде) n-го радионуклида.

В данном выражении первое слагаемое, характеризующее внешнее облучение, может быть представлено также в идее отношения плотности потока частиц, воздействующих на человека от данного источника, к их допустимой плотности потока, т.е.

Дата добавления: 2019-09-13; просмотров: 232; Мы поможем в написании вашей работы!

Поделиться с друзьями:

⇐ Предыдущая 102 103 104 105 106107108 109 110 111 Следующая ⇒

Мы поможем в написании ваших работ!