Содержание

 

Введение…………………………………………………………………………3 1. Нормирование радиационной безопасности…………………….………….4

2. Нормирование  источника излучения.……………………………………….4

3. Система нормирования  в области радиационной безопасности.………….5

4. Нормальные  условия эксплуатации источников излучения……………….6

Библиографический список……………………………………………………12 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

Введение                            

 

      Радиационная  опасность обусловлена воздействием на окружающую среду ионизирующих излучений, которые составляют часть общего понятия – радиация, включающего в себя также радиоволны, видимый свет, ультрафиолетовое и инфракрасное излучения.

      Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья населения, включая  персонал, от вредного воздействия  ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании излучения в различных областях хозяйства, в науке и медицине.

        Нормы радиационной безопасности относятся только к ионизирующему излучению. В Нормах учтено, что ионизирующее излучение является одним из множества источников риска для здоровья человека, и что риски, связанные с воздействием излучения, не должны соотноситься только с выгодами от его использования, но их следует сопоставлять и с рисками нерадиационного происхождения.

    Для обеспечения радиационной  безопасности при нормальной  эксплуатации источников излучения  необходимо руководствоваться следующими  основными принципами:

  - непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);

  - запрещение всех видов деятельности  по использованию источников  излучения, при которых полученная  для человека и общества польза  не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением (принцип обоснования);

  - поддержание на возможно низком  и достижимом уровне с учетом  экономических и социальных факторов  индивидуальных доз облучения  и числа облучаемых лиц при  использовании любого источника излучения (принцип оптимизации).

1. Нормирование радиационной  безопасности

      Вопросы  радиационной безопасности регламентируются  Федеральный законом «О радиационной безопасности населения», нормами радиационной безопасности НРБ-99 (Санитарными правилами СП 2.6.1.758 – 99).  
Существует три основных вида: α, β, γ – излучение.  
 γ - электромагнитное излучение определенной длины волны, обладающая наибольшей проникающей способностью; 
 β - поток электронов, защита от такого излучения проста; 
 α - ядра атомов He, защита от такого излучения проще всего.

Процесс радиоактивного распада сопровождается излучением одного или нескольких видов. Например, Cs¹³⁷ излучает только γ-лучи; Sr⁹⁰ - β-лучи; Pt - α-лучи. 

Нормированию  подлежат также  источник излучения, объект излучения.

2. Нормирование источника  излучения.

      Количественная  характеристика источника  излучения - активность - число распадов в единицу времени.

1 Беккерель = 1 Бк = 1 распад/сек.

Используется  также внесистемная единица - Кюри - 1 Ku (активность 1 грамма Ra).

1 Ku = 3,7·10¹⁰ Бк

Интенсивность α и β излучения характеризуют активностью на единицу площади (1/c·м²).

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

Рентген

1 Р = 2,58·10^-4 Кл/кг

Мощность экспозиционной дозы отражает ее накопление и выражается в Кл/кг·с,  Р/час.

1 Р/час = 0,929 Кл/кг·с

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

3. Система нормирования  в области радиационной  безопасности.

      В системе нормирования в области  радиационной безопасности используют основные понятия:

Поглощенная 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, α-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).

γ: 1 Гр = 1 Зв 
α: 0,05 Гр = 1 Зв

      Закон "О радиационной безопасности населения" устанавливает допустимую дозовую  нагрузку на население на уровне 1 мЗв в год. В соответствии с НРБ-99 выделяют следующие категории облучаемых лиц: персонал (А и B) и все население. 

На  основании НРБ-99 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. по охране окружающей среды от загрязнений;
3. по учету, хранению и перевозке источников ионизирующего излучения;
4. по 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. 

  4. Нормальные условия эксплуатации источников излучения

  Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

  - персонал (группы А и Б);

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

  Для категорий облучаемых лиц устанавливаются  три класса нормативов:

  - основные пределы доз (ПД), приведенные в таблице 1;

  - допустимые уровни монофакторного  воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного  вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие;

  - контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и др.). Их значения должны учитывать достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Таблица 1 - Основные пределы доз (извлечение из НРБ-99)

  Примечания:

  * Допускается одновременное  облучение до указанных  пределов по всем  нормируемым величинам.

  ** Основные пределы  доз, как и все  остальные допустимые  уровни облучения  персонала группы  Б, равны 1/4 значений  для персонала  группы А. Далее  в тексте все  нормативные значения  для категории  персонал приводятся  только для группы  А.

  *** Относится к дозе  на глубине 300 мг/см².

  **** Относится к среднему  по площади в  I см² значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см² под покровным слоем толщиной 5 мг/см² . На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см². Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см² площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.

    Основные пределы доз облучения  не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

    Эффективная доза для персонала  не должна превышать за период  трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) - 70 мЗв. Начало периодов вводится с 1 января 2000 года.

  При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего  облучения годовая эффективная  доза не должна превышать пределов доз, установленных в таблице 1.

      Доза  эквивалентная Н – поглощенная  доза в органе или ткани D, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент  для данного излучения W. 

H = WD. 

      Единицей  измерения эквивалентной дозы является Дж/кг, имеющий специальное наименование зиверт (Зв).

Значения W для фотонов, электронов и мюонов любых энергий составляет 1, для  α-частиц, осколков деления, тяжелых  ядер-20.

      Доза  эффективная – величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органе (ткани) H на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного органа или ткани W: