Общие представления об операторской деятельности

Для рентгеновского и g-излучений таких зависимостей не наблюдается, так как эти виды излучений косвенно ионизирующие. Следовательно, поглощенная доза не может служить характеристикой этих излучений по их воздействию на среду.

До последнего времени  в качестве характеристики рентгеновского и g-излучений по эффекту ионизации используют так называемую экспозиционную дозу. Экспозиционная доза выражает энергию фотонного излучения, преобразованную в кинетическую энергию вторичных электронов, производящих ионизацию в единице массы атмосферного воздуха.

За единицу экспозиционной дозы рентгеновского и g-излучений принимают кулон на килограмм (Кл/кг). Это такая доза рентгеновского или g-излучения, при воздействии которой на 1 кг сухого атмосферного воздуха при нормальных условиях образуются ионы, несущие 1 Кл электричества каждого знака.

На практике до сих  пор широко используется внесистемная единица экспозиционной дозы — рентген. 1 рентген (Р) — экспозиционная доза рентгеновского и g-излучений, при которой в 0,001293 г (1 см³ воздуха при нормальных условиях) образуются ионы, несущие заряд в одну электростатическую единицу количества электричества каждого знака или        1 Р=2,58 10^-4 Кл/кг. При экспозиционной дозе в 1 Р будет образовано 2,08 10⁹ пар ионов в 0,001293 г атмосферного воздуха.

Исследования биологических  эффектов, вызываемых различными ионизирующими излучениями, показали, что повреждение тканей связано не только с количеством поглощенной энергии, но и с ее пространственным распределением, характеризуемым линейной плотностью ионизации. Чем выше линейная плотность ионизации, или, иначе, линейная передача энергии частиц в среде на единицу длины пути (ЛПЭ), тем больше степень биологического повреждения. Чтобы учесть этот эффект, введено понятие эквивалентной дозы.

 Доза эквивалентная H_T,R — поглощенная доза в органе или ткани D_T,R , умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного излучения W_R:

 

H_t,r =W_RD_T,R

 

Единицей измерения  эквивалентной дозы является Джžкг^-1, имеющий специальное наименование зиверт (Зв).

Значения W_R для фотонов, электронов и мюонов любых энергий составляет 1, для α-частиц, осколков деления, тяжелых ядер — 20. Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы:

• Фотоны любых энергий…………………………………………………….1
• Электроны и мюоны (менее 10 кэВ)……………………………………….1
• Нейтроны 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, кроме протонов отдачи,

энергия более 2 МэВ………………………………….………………5

• Альфа-частицы,

осколки деления, тяжелые  ядра………………………………………….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 Н_τТ на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного органа или ткани W_T:

                                                                                                           

 где Н_τТ — эквивалентная доза в ткани Т за время τ.

Единица измерения эффективной  дозы — Дж × кг^-1, называемая зивертом (Зв).

Значения W_T для отдельных видов ткани и органов приведены ниже:

 

Вид ткани, орган                                                                                              W₁

 

Гонады................................................................................................................0,2

Костный мозг, (красный), легкие, желудок………………………………0,12

Печень, грудная  железа, щитовидная железа. …………………………...0,05

Кожа……………………………………………………………………………0,01

 

Поглощенная, экспозиционная и эквивалентная дозы, отнесенные к единице времени, носят название мощности соответствующих доз.

Самопроизвольный (спонтанный) распад радиоактивных ядер следует закону:

N = N₀   ехр(-λt),

где N₀ — число ядер в данном объеме вещества в момент времени t = 0 ; N — число ядер в том же объеме к моменту времени t; λ — постоянная распада.

Постоянная λ имеет смысл вероятности распада ядра за 1 с; она равна доле ядер, распадающихся за 1 с. Постоянная распада не зависит от общего числа ядер и имеет вполне определенное значение для каждого радиоактивного нуклида.

Приведенное выше уравнение  показывает, что с течением времени число ядер радиоактивного вещества уменьшается по экспоненциальному закону.

В связи с тем, что  период полураспада значительного числа радиоактивных изотопов измеряется часами и сутками (так называемые короткоживущие изотопы), его необходимо знать для оценки радиационной опасности во времени в случае аварийного выброса в окружающую среду радиоактивного вещества, выбора метода дезактивации, а также при переработке радиоактивных отходов и последующем их захоронении.

Описанные виды доз относятся к отдельному человеку, то есть являются индивидуальными.

Просуммировав индивидуальные эффективные эквивалентные дозы, полученные группой людей, мы придем к коллективной эффективной эквивалентной дозе, которая измеряется в человеко-зивертах (чел-Зв).

Следует ввести еще одно определение.

Многие радионуклиды распадаются очень медленно и  останутся в отдаленном будущем.

Коллективную эффективную  эквивалентную дозу, которую получат  поколения людей от какого-либо радиоактивного источника за все время его существования, называют ожидаемой (полной) коллективной эффективной эквивалентной дозой.

Активность  препарата — это мера количества радиоактивного вещества.

Определяется активность числом распадающихся атомов в единицу времени, то есть скоростью распада ядер радионуклида.

Единицей измерения  активности является одно ядерное превращение в секунду. В системе единиц СИ она получила название беккерель (Бк).

За внесистемную единицу  активности принята кюри (Ки) — активность такого числа радионуклида, в котором происходит 3,7×10¹⁰ актов распада в секунду. На практике широко пользуются производными Ки: милликюри — 1 мКи = 1 ×10^-3 Ки; микрокюри — 1 мкКи = 1 ×10^-6 Ки.

Измерение ионизирующих излучений. Необходимо помнить, что не существует универсальных методов и приборов, применимых для любых условий. Каждый метод и прибор имеют свою область применения. Неучет этих замечаний может привести к грубым ошибкам.

В радиационной безопасности используют радиометры, дозиметры и спектрометры.

Радиометры — это приборы, предназначенные для определения количества радиоактивных веществ (радионуклидов) или потока излучения. Например, газоразрядные счетчики (Гейгера-Мюллера).

Дозиметры — это приборы для измерения мощности экспозиционной или поглощенной дозы.

Спектрометры служат для регистрации и анализа энергетического спектра и идентификации на этой основе излучающих радионуклидов.

Нормирование. Вопросы радиационной безопасности регламентируется Федеральным законом «О радиационной безопасности населения», нормами радиационной безопасности (НРБ—99) и другими правилами и положениями. В законе «О радиационной безопасности населения» говорится: «Радиационная безопасность населения — состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения» (статья 1).

«Граждане Российской Федерации, иностранные граждане и лица без  гражданства, проживающие на территории Российской Федерации, имеют право на радиационную безопасность. Это право обеспечивается за счет проведения комплекса мероприятий по предотвращению радиационного воздействия на организм человека ионизирующего излучения выше установленных норм, правил и нормативов, выполнения гражданами и организациями, осуществляющими деятельность с использованием источников ионизирующего излучения, требований к обеспечению радиационной безопасности» (статья 22).

Гигиеническая регламентация  ионизирующего излучения осуществляется Нормами радиационной безопасности НРБ—99 (Санитарными правилами СП 2.6.1.758—99). Основные дозовые пределы облучения и допустимые уровни устанавливаются для следующих категорий

облучаемых лиц:

• персонал — лица, работающие с техногенными источниками (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 категорий облучаемых лиц устанавливают три класса нормативов: основные пределы доз (ПД), табл. 8, допустимые уровни, соответствующие основным пределам доз, и контрольные уровни.

Таблица 8

Основные пределы  доз (извлечение из НРБ —99)

 

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

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 1 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.

В табл. 9 приведены значения допустимого радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи, спецодежды, спецобуви средств индивидуальной защиты персонала.

 

Таблица 9

Допустимые уровни радиоактивного загрязнения рабочих

поверхностей, кожи, спецодежды и средств индивидуальной защиты,

част/(см² • мин) (извлечение из НРБ—99)

 

Объект загрязнения	α-Активные нуклиды		β-Активные нуклиды
		отдельные		прочие
Неповрежденная кожа, полотенца, спецбелье, внутренняя поверхность лицевых частей средств индивидуальной защиты   Основная спецодежда, внутренняя поверхность  дополнительных средств индивидуальной защиты, наружная поверхность спецобуви   Наружная поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, снимаемой в саншлюзах   Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования   Поверхности помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования	2       5         50         5       50	2       20         200         20       200	200       2000         10000         2000       10000

 

 

Основные дозовые пределы  облучения лиц из персонала и населения не включают в себя дозы от природных, медицинских источников ионизирующего излучения и дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.