Вопрос 4. Гигиеническое нормирование ионизирующего излучения

Требования к администрации, персоналу и населению по обеспечению радиационной безопасности, использованию средств индивидуальной защиты (СИЗ), соблюдению правил личной гигиены, медицинскому обеспечению радиационной безопасности, организации работ с источниками ионизирующего излучения и другие требования определены в «Основных санитарных правилах обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ - 2010)», СП 2.6.1.2612 – 10. В соответствии с этими документами в нашей стране существуют следующие основные принципы обеспечения радиационной безопасности:

1) принцип нормирования – не превышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ИИ;

2) принцип обоснования – запрещение всех видов деятельности по использованию источников ИИ, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причинённого дополнительные к естественному фону облучения;

3) принцип оптимизации – поддержание на возможно низком и достижимом уровне индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ИИ.

Нормы радиационной безопасности распространяются на виды излучения, указанные на рисунке 11. Требования и нормативы по обеспечению безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения установлены Нормами радиационной безопасности (НРБ - 2009), где установлены следующие категории облучаемых лиц:

1) персонал – лица, работающие с техногенными источниками ионизирующих излучений (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);

2) все население, в т.ч. и персонал вне сферы и условий их производственной деятельности.

При нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего излучения годовая доза облучения населения не должна превышать основные пределы доз (ПД) которые приведены в таблице 9. При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать пределы доз, указанных в таблице 9.

Рисунок 11 – Виды облучения персонала и населения

Таблица 9 – Основные пределы доз (НРБ – 2009)

Основные пределы и все допустимые уровни для персонала группы Б равны ¼ значений для персонала группы А.

В гражданской обороне считается, что местность заражена радиоактивными веществами, если уровень радиации, измеренный на высоте (0,7-1) м над зараженной поверхностью составил 0,5 Р/ч и выше.

Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников ионизирующего излучения (ИИ), годовые дозы не должны превышать значений для персонала группы Б. Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны ¼ значений для персонала группы А.

При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать пределы доз, установленные в таблице

Для количественной характеристики ионизирующей способности радиоактивного излучения используют понятие «поглощенная доза» (D) – т.е. величина энергии излучения, переданная единице массы облучаемого вещества. Поглощенная доза измеряется в Дж/кг и имеет специальное название – грэй (Гр).

Доза в органе или ткани (Dт) – средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела.

Близкая по значению к поглощенной дозе дозиметрическая величина, характеризующая физический эффект взаимодействия ионизирующего излучения с веществом, используется для количественного описания радиационных эффектов, вызнанных фотонным или нейтронным излучением, называется керма. Керма определяется коэффициентом

(3.61)

где E_tr — переданная заряженным частицам энергия.

Для низкоэнергетических фотонов (E<10 МэВ) керма численно приблизительно равна поглощённой дозе; однако для более высокоэнергетичных фотонов керма и поглощённая доза начинают отличаться. Дело в том, что вторичные электроны высокой энергии могут покинуть поглощающий объём, а некоторые из них могут также потерять часть энергии через тормозное излучение. Эта энергия была бы учтена в керме, но не в поглощённой дозе. Для низких энергий (рентгеновская область) это различие, как правило, незначительно. Различие кермы и поглощённой дозы легко понять, если рассмотреть компоненты кермы.

Фактически керма состоит из двух частей: столкновительная керма k_col и излучательная керма k_rad, то есть

.

(3.62)

Столкновительная керма создаётся электронами, которые рассеивают свою энергию через ионизацию из-за взаимодействия с атомными электронами. Излучательная керма создаётся фотонами, возникающими вследствие взаимодействия заряженных частиц с атомными ядрами, а также при аннигиляции позитронов на лету.

Часто интерес представляет величина k_col, которая обычно выражается как

,

(3.63)

где g — средняя доля энергии, переданной электронам, которая теряется через тормозное излучение.

Единица кермы, как и поглощённой дозы — джоуль на килограмм, или грэй, Гр, 1 Гр = 1 Дж/кг. Приращение кермы в единицу времени называется мощностью кермы, она измеряется в Гр/с.

Установлено, что биологическое действие одинаковых поглощенных доз разного вида излучений (α, β, γ, и др.) на организм неодинаково. В связи с этим вводят понятие эквивалентной дозы Н_Т.

Доза эквивалентная (H_T,R) - поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, W_R:

,

(3.64)

где W_R - взвешивающие коэффициенты учитывают относительную эффективность разных видов ионизирующих излучений в индуцировании биологических эффектов. Значения W_R для рентгеновского, β-, γ-излучения составляет 1, а для α-частиц, осколков деления тяжелых ядер – 20. Т.е. при одинаковой поглощенной дозе биологическое действие α-излучения будет в 20 раз выше, чем рентгеновского, β- и γ-излучений.

Единицей измерения эквивалентной дозы является зиверт (Зв).

,

где бэр – биологический эквивалент рентгена;

Р – Рентген.

Эквивалентная доза Н_Т,R (бэр), накопленная за Т лет с начала профессиональной работы, не должна превышать значения

,

(8)

где ПДД – предельно допустимая доза облучения.

В любом случае доза, накопленная к 30 годам, не должна превышать 12 ПДД.

Проведение рентгеновских исследований дает следующие облучения: черепа – 0,8 – 6 Р; позвоночника – 1,6 – 14 Р; грудной клетки – 4,7 – 19,5 Р; зубов – 3 – 5 Р; желудочно-кишечного тракта – 12 – 82 Р; флюорография – 0,2 – 0,5 Р и т.д. Для измерения дозы рентгеновских излучений применяют дозиметры.

При воздействии N разных видов излучений с разными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза Н_Топределяется как среднее арифметическое эквивалентных доз для этих видов излучений:

.

(9)

Для количественной оценки ИИ рентгеновского и излучения используется понятие экспозиционной дозы.

Экспозиционной доза это отношение суммарного заряда dQ всех ионов одного знака, созданных в сухом атмосферном воздухе при полном торможении электронов и позитронов, которые были образованы фотонами в элементарном объеме воздуха с массой dm, к массе воздуха в указанном объеме:

(10)

Измеряется экспозиционная доза в кулонах на килограмм . Применяется пока и внесистемная единица – Рентген (Р):

Экспозиционная доза характеризует ионизационную способность рентгеновского и гамма-излучения в воздухе, т.е. является характеристикой поля фотонного, а не всех видов ионизирующего излучения, причем только в диапазоне энергий от нескольких кэВ до 3МэВ и только для воздуха.

Используется и эффективная доза Е – величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения органов человека с учетом их радиочувствительности. Для её оценки введен взвешивающий коэффициент для данного органа . Тогда:

.

(11)

Коэффициенты W_T учитывают, что органы человека имеют неодинаковую чувствительность к ионизирующим излучениям. Для гонад W_T = 0,2, для костного мозга, легких, желудка 0,12, для печени 0,05, для кожи 0,01.

Эффективная дозапозволяет оценить последствия облучения отдельных органов и тканей человека с учетом их радиочувствительности.

Чувствительность к ионизирующему излучению всех критически органов разная:

I группа – все тело и гонады (Е=0,2), красный костный мозг (Е=0,12);

II группа – печень (Е=0,05), почки, легкие и т.д. (Е=0,12);

III группа – кожа, кости и т.д. (Е=0,01).

Допустимые расстояния и время работы с радиоактивными веществами, которые можно определить из формулы

(12)

где W_R – допустимая доза облучения в смену, бэр;

t – время работы , ч;

l – расстояние до человека, см;

с – гамма-эквивалент радиоактивного вещества (указывается в справочнике или паспорте на радиоактивное вещество);

Требования к администрации, персоналу и населению по обеспечению радиационной безопасности, использованию средств индивидуальной защиты (СИЗ), соблюдению правил личной гигиены, медицинскому обеспечению радиационной безопасности, организации работ с источниками ионизирующего излучения, санкции за нарушение требований норм и правил по радиационной безопасности, указания по заполнению таблицы ''Санитарно-эпидемиологическое заключение'' и другие требования определены в "Основных санитарных правилах обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ - 99)" СП 2.6.1.799 – 99.

Допустимые уровни рассчитываются из основных дозовых пределов, при этом в основу расчета ДУ различных радиационных факторов кладут разные показатели, исходя из особенностей их воздействия.

Основные дозовые пределы устанавливают итоговую годовую лучевую нагрузку профессионалов или ограниченной части населения. Для решения же практических вопросов обеспечения радиационной безопасности, осуществления текущего контроля радиационной обстановки, проектирования систем защиты от внешнего и внутреннего облучения в НРБ регламентируются допустимые уровни (ДУ), которые являются производными от основных дозовых пределов (ПДД и ПД) и устанавливаются как для категории А, так и категории Б (таблица 12).

При расчете допустимой мощности дозы (ДМД) излучения и плотности потока частиц используют годовой бюджет времени, который для большей части профессионалов составляет 1700 (36-часовая рабочая неделя и 4-6-недельный отпуск), а для ограниченной части населения - 8800 ч (для жилых помещений и территорий в пределах зоны наблюдения, где население подвергается воздействию излучения круглосуточно в течение всего года). ДМД для профессионалов равен 2,9 мбэр/ч, а для ограниченной части населения - 60 мкбэр/ч (таблица 10).

Таблица 10 – Классификация основных дозовых пределов, допустимых и контрольных уровней

Таблица 11 – ДМД_А и ДМД_Б при внешнем облучении всего тела, мбэр/ ч

При внутреннем облучении через органы дыхания или пищеварения смесью различных радионуклидов неизвестного или частично известного состава следует руководствоваться данными таблиц 12 – 13.

Таблица 12 – ПДП, ПГП через органы дыхания и ДК смеси радионуклидов неизвестного или частично известного состава

Таблица 13 – ПГП через органы пищеварения и ДК_Б в воде для категории Б смеси радионуклидов неизвестного или частично известного состава