На головну

квиток 51

У промисловості і в інших галузях активної діяльності людини джерела іонізуючого випромінювання здійснюватиме в абсолютній більшості випадків застосовуються у вигляді джерел закритого типу.

Джерела зовнішнього впливу. іонізуючих випромінювань за фізико-технологічним принципом дії розподіляються за такими основними групами: радіоізотопні джерела електричної енергії; потужні радіаційні пристрої з джерелами гамма-випромінювань і з прискорювачами електронів; радіаційні дефектоскопи; радіоізотопні прилади; високочутливі установки для ядерно-фізичних методів аналізу.

Потужні гамма-установки широко застосовуються в радіаційної хімії, особливо в нафтохімії, для отримання нових хімічних сполук і надання матеріалам нових властивостей; для стерилізації харчових продуктів; в науково-дослідних цілях.

У промисловості і науково-дослідних установах використовуються установки рентгенівського випромінювання низьких енергій для дослідження внутрішньої структури кристалів.

Все більше масштабних розмірів приймає використання атомних реакторів в якості енергетичних установок на атомних електростанціях і криголамному флоті.

До групи потенційних виробничих джерел іонізуючої радіації відносяться підприємства з видобутку, переробки та отримання розщеплюють матеріалів і штучних радіоактивних речовин (підприємства атомної промисловості): уранові рудники, гідрометалургійні заводи з отримання збагаченого урану і очищенню уранових концентратів, заводи з виробництва ядерного пального.

Природні радіоактивні нукліди можуть зустрічатися на неуранових рудниках і підприємствах промисловості рідкісних металів.

До основних, найбільш поширеним джерел іонізуючого випромінювання в промисловості, відносяться радіоізотопні прилади (РІП) і гамма-дефектоскопічні апарати, які є джерелами закритого типу. Радіоізотопні прилади представлені товщиномірами, уравнемерамі, густиномірами, нейтрализаторами статичної електрики, лічильниками предметів, переносними радиометрическими приладами для вимірювання вологості і щільності різних середовищ.

У ТОВЩИНОМІРІВ використовують ?- ??і ?-активні ізотопи для автоматичного контролю та вимірювання товщини металу, що прокочується, паперу, товщини стінок трубопроводів і ємностей. В основі дії товщиномірів лежить залежність ступеня поглинання радіоактивного випромінювання від товщини опромінюється предмета.

Гамма-рівнеміри, широко застосовуються в металургійній промисловості, використовуються при безперервного розливання сталі, забезпечують автоматичне регулювання рівня стали. Рівнеміри застосовуються також для вимірювання та контролю рівня рідких і сипучих матеріалів в металургійній, вугільній та хімічній промисловості.

Для боротьби зі статичною електрикою, виникають при переробці виробів в хімічній, текстильній, паперовій, поліграфічній та інших галузях промисловості, успішно застосовують радіоізотопні нейтралізатори. Дія радіоізотопних нейтралізаторів засноване на здатності ?-частинок, що випускаються радіоактивним ізотопом плутонію-239, або ?-частинок, що випускаються тритієм, іонізувати повітря. Іони з зарядами, протилежними заряду матеріалу, будуть переміщатися до нього і нейтралізувати його заряди.

У текстильній промисловості радіоізотопні нейтралізатори застосовують на чисельних, гребенечесальних, стрічкових, сновальних, шліхтувальних, стригальних, ворсувальних машинах, при переробці натуральних і хімічних волокон; в поліграфічній промисловості на лісторезальних, друкованих машинах.

У металообробних і ливарних цехах радіоізотопні прилади використовують для блокування агрегатних верстатів і машин і на автоматичних лініях.

Радіоізбтопние блокуючі пристрої, широко застосовуються на машинобудівних заводах, автоматично регулюють роботу пресів. У механічних цехах застосовується безконтактний радіоізотопний метод контролю цілісності інструменту, в основі якого лежить реєстрація інтенсивності ?-випромінювання. При поломці інструмента пучок ?-випромінювання потрапляє на приймач, вихідні контакти електромагнітного реле, розриває ланцюг електроприводу автоматичної лінії, що призводить до її зупинки.

Радіаційна небезпека при виготовленні, транспортуванні, зберіганні, встановлення та експлуатації РВП визначається наступними факторами: гамма-випромінюванням і гальмівним випромінюванням; рентгенівським випромінюванням; альфа - і бета-випромінюванням; потоками нейтронів; радіоактивним забрудненням робочих поверхонь блоку джерел випромінювання РІП, обладнання та т. п.

Захисні заходи здійснюються з урахуванням впливу на людину всіх перерахованих вище видів випромінювання і спрямовані на зниження сумарної експозиційної дози випромінювання до допустимого рівня.

На підприємствах, що здійснюють виготовлення, транспортування, зберігання, установку і експулатаціі РІП, визначається перелік осіб, які належать до категорій А та Б.

Категорія А встановлюється за погодженням з ТУ. До неї відноситься персонал, який здійснює виготовлення, встановлення та налагодження РВП. До категорії Б відноситься персонал, який експлуатує РВП.

Радіоізотопні прилади за ступенем радіаційної небезпеки поділяються на такі групи: 1-а група - РІП з джерелами альфа - і бета-випромінювань активністю до 5 мКи (нейтралізатори статичної електрики, светознакі з використанням тритію до 2 Кі); 2-я - РІП з джерелами альфа - і бета-випромінювань активністю від 5 до 50 мКи, светознакі з використанням тритію від 2 до 25 Кі; 3-тя - РІП з джерелами гамма-випромінювань, що створюють потужність експозиційної дози випромінювання більш 0,23 мкР / с на відстані 1 м від поверхні РІП, або з джерелами бета-випромінювання активністю понад 50 мКи і светознакі з використанням тритію активністю вище 25 Кі .

Потужність експозиційної дози випромінювання на поверхні РВП не повинна перевищувати 10 мР / год, а на відстані 1 м від поверхні РВП - 0,3 мР / год.

Організація роботи РВП повинна здійснюватися в суворій відповідності до «Санітарних правил улаштування та експлуатації радіоізотопних приладів» (1980), в яких викладені основні санітарно-технічні вимоги до РІП, правила обліку, зберігання, транспортування, розміщення і експлуатації. Підприємство, яке отримало РІП, має організувати зберігання блоків джерел випромінювання в спеціально відведеному окремому приміщенні. Потужність дози випромінювання на зовнішній поверхні стін і двері цього приміщення не повинна бути більше 0,3 мбер / год.

Вимоги до розміщення і безпечної експлуатації радіочастотних приладів встановлюються в залежності від групи РВП. РІП 3-ї групи розміщуються в місцях, максимально віддалених або огороджених від постійних робочих місць.

При використанні РІП 2-й і 3-й груп обов'язково повинні дотримуватися такі вимоги: пучок випромінювання повинен бути спрямований у бік, найбільш безпечну для персоналу; установка РІП повинна бути на відстані, безпечній для обслуговуючого персоналу та інших осіб.

Максимально обмежується час перебування персоналу на відстані менше 1 м від поверхні блока джерел випромінювання. Підприємство, яке проводило установку і наладку РІП, обов'язково здійснює дозиметричні вимірювання: на зовнішній поверхні блоку джерел випромінювання, на відстані 1 м від зовнішньої поверхні блоку джерела випромінювання і на робочих місцях, близько розташованих до місця установки РВП.

Радіоактивне випромінювання використовується також для вивчення внутрішньої будови (макроструктури) виробів або заготовок на наявність прихованих дефектів - гамма дефектоскопія. Вона широко застосовується в суднобудуванні, машинобудуванні, металургії, при будівництві магістральних трубопроводів, теплових і атомних електростанцій для контролю якості зварювання, пайки і лиття, виявлення тріщин, раковин, визначення їх форм і розмірів.

Гамма-дефектоскопія різниться за способом реєстрації випромінювання, що пройшов через контрольований об'єкт. Для гамма-дефектоскопії використовують такі штучні радіоактивні ізотопи: цезій-137, кобальт-60, іридій-192, европий-152, европий-154, европий-155, селен-75, Тулій-170, самарій-145, церій-144. Вибір джерела випромінювання залежить від товщини і матеріалу просвічується об'єкта. Найбільш широко в промисловій гамма-дефектоскопії застосовують радіоізотоп іридій-192.

Гамма-дефектоскопія може здійснюватися надісланим (конусним) пучком випромінювання при просвічуванні суцільних деталей і шляхом панорамного просвічування, коли джерело випромінювання поміщається всередині порожнистої деталі або між декількома деталями.

Для просвічування виробів гамма-випромінюванням застосовують стаціонарні, пересувні і переносні гамма-дефектоскопи, що містять захисний пристрій з джерелом гамма-випромінювання, систему управління випуском і перекриттям пучка випромінювання, систему сигналізації про становище джерела, систему блокування що унеможливлює опромінення персоналу, і кошти орієнтації пучка випромінювання щодо контрольованого об'єкта.

В процесі гамма-дефектоскопії здійснюються такі основні операції: 1) доставка гамма-джерела до місця просвічування; 2) установка гамма-джерела і касет з рентгенівською плівкою у просвічує об'єкта; 3) просвічування; 4) зняття касети і джерела і транспортування його до місця зберігання.

При виконанні цих операцій можливо опромінення персоналу. Небезпека опромінення зростає при ремонті і перезарядку дефектоскопів. При просвічуванні масивних виробів конусним (спрямованим) пучком і при панорамному просвічуванні, а також при просвічуванні в важкодоступних місцях відбувається порівняно рівномірне опромінення дефектоскопистів.

Гамма-дефектоскопія із застосуванням переносних і пересувних дефектоскопів може здійснюватися в польових умовах, на стапелях, при контролі якості виробів на будівельно-монтажних майданчиках і якості зварних магістральних трубопроводів.

Просвічування виробів може також здійснюватися в умовах цеху і в спеціально обладнаних лабораторіях. Організація робіт з радіоізотопної дефектоскопії металу повинна проводитися в суворій відповідності до «Санітарних правил з радіоізотопної дефектоскопії» (1975).

При гамма-дефектоскопії в одноповерхових цехах, на відкритих майданчиках, в польових умовах встановлюються розміри і маркується радіаційно-небезпечна зона, в межах якої потужність дози перевищує 0,3 мР / год. На межі цієї зони встановлюються попереджувальні написи і знаки радіаційної небезпеки, що абсолютно очевидно на відстані не менше 3 м. При цьому обираються найбільш безлюдні місця. По можливості просвічування в цехах проводиться в неробочий час.

Пучок випромінювання повинен бути спрямований переважно вниз або вгору - в бік від найближчих робочих місць.

Випромінювання, що пройшло через просвічуваний виріб, перекривається захисним бар'єром такої товщини, щоб забезпечити зниження потужності дози на робочих місцях і суміжних приміщеннях до 0,1 мР / год. При панорамному просвічуванні (просвічування незахищеним джерелом) персонал повинен перебувати в безпечному місці (на певному безпечній відстані або за захистом). При цьому можуть застосовуватися тільки дефектоскопи з дистанційним управлінням і механізмом переміщення джерела випромінювання з положення зберігання в робоче положення і назад.

При проведенні дефектоскопічних робіт на висоті підйом дефектоскопів до місця просвічування і спуск його повинні здійснюватися за допомогою підйомних пристроїв (тельфера, ліфта і т. П.).

Транспортування дефектоскопів з джерелами випромінювань проводиться відповідно до «Правилами безпеки при транспортуванні радіоактивних речовин». Приміщення для стаціонарного зберігання джерел в переносних дефектоскопах обладнуються спеціальними колодязями, нішами, сейфами із захисними кришками і підйомними пристроями.

При постійному і великому обсязі робіт по гамма-дефектоскопії на виробництві організуються лабораторії з радіоізотопної дефектоскопії, розміщені в ізольованому одноповерховому будинку або в окремому крилі будівлі.

Потужність дози випромінювання на зовнішніх поверхнях будівлі і в отворах вікон, дверей не повинна перевищувати 0,3 мР / год.

До складу лабораторії з гамма-дефектоскопії повинні входити: а) приміщення для просвічування; б) приміщення пульта управління дефектоскопом; в) фотолабораторія; г) приміщення для персоналу і зберігання плівок; д) сховище (при роботі з переносними гамма-дефектоскопами); е) приміщення для перезарядки і ремонту переносних дефектоскопів.

Приміщення для стаціонарних дефектоскопів рекомендується робити без природного освітлення для дотримання допустимих рівнів опромінення на прилеглій території.

Кімната управління і допоміжні приміщення забезпечуються природним освітленням. Вхід в приміщення для просвічування повинні бути обладнані захисними двері, блокований з механізмом переміщення джерела, що виключає можливість її відкриття при включеному дефектоскопі. У момент просвічування на пульті управління і біля входу в приміщення автоматично включаються попереджувальні світлові сигнали. Основою профілактики радіаційних уражень при роботі з будь-якими джерелами іонізуючих випромінювань є суворе дотримання норм і правил радіаційної безпеки.

Радіаційний контроль необхідно здійснювати у всіх випадках, коли активність на робочому місці або потужність дози іонізуючого випромінювання від джерел перевищує мінімально значущі величини, регламентовані нормами радіаційної безпеки.

Форми радіаційного контролю:

1. Контроль полів іонізуючого випромінювання в фіксованих точках на робочих місцях і у джерел випромінювання.

2. Індивідуальний контроль зовнішнього опромінення (в випадках, коли у будь-якого працівника річна доза може перевищити 0,3 ГДК).

3. Контроль забруднення поверхонь радіоактивними речовинами при роботі з відкритими джерелами.

4. Контроль забруднення повітряного середовища радіоактивними речовинами, здійснюваний періодично при наявності потенційних джерел забруднення повітря даного робочого-приміщення і щодня, коли максимальна забрудненість поверхонь виробничих приміщень перевищує 1/10 допустимого рівня.

5. Контроль за надходженням і вмістом радіоактивних речовин в організмі.

Оцінка надходження радіоактивних речовин в організм працюючих може бути проведена по виміряним середньомісячним концентраціям радіоактивних речовин в повітрі, збільшення вмісту радіонукліда в тілі і з аналізу виділень. Зміст гамма-випромінювачів в організмі вимірюється з допомогою сцинтиляційних радіометрів.

Форми радіаційного контролю зовнішнього середовища:

1. Контроль за викидами радіоактивних речовин в атмосферу включає контроль за величиною активності газоаерозольних викидів, що видаляються через викидних трубу і контроль ізотопного складу скидаються в атмосферу радіоактивних речовин.

2. Контроль за видаленням рідких радіоактивних відходів у водойми при їх питомої активності, потенційно перевищує допустимі концентрації, встановлені для води. При безперервному скиданні рідких радіоактивних відходів здійснюється постійний контроль за їх активністю.

Невід'ємною частиною забезпечення радіаційної безпеки АЕС є проведення радіаційного технологічного та дозиметричного контролю.

Технологічний радіаційний контроль покликаний здійснювати контроль герметичності твелів, вимір продуктів поділу в теплоносії і продуктів корозії з наведеною активністю в ньому і інші виміри в активній зоні. Він необхідний для прогнозування радіаційної обстановки на АЕС і організації безпечного проведення ремонтних і профілактичних робіт, оптимізації процесів водоочищення і дезактивації обладнання.

Контроль радіаційної обстановки на АЕС здійснюється дозиметричної і радіометричної апаратурою, яка вимірює відповідно потужність дози гамма-випромінювання і концентрацію радіоактивних аерозолів (газів) в окремих приміщеннях. Стаціонарні і переносні радіометри контролюють також активність газоаерозольних викидів і рідких скидів.

Індивідуальний дозиметричний контроль персоналу АЕС проводиться за допомогою індивідуальних носяться дозиметрів. При виконанні найбільш радіаційно-небезпечних робіт використовують індивідуальні аварійні дозиметри.

Санітарними правилами встановлено перелік контрольованих величин і середовищ на АЕС і в навколишнє середовище. вимірюються:

· Індивідуальна доза зовнішнього опромінення персоналу АЕС;

· Потужність дози гамма-випромінювання і щільність потоку бета-частинок;

· Щільність потоку і (або) потужність еквівалентної дози нейтронів;

· Концентрація і нуклідний склад радіоактивних газів і аерозолів в повітрі виробничих приміщень АЕС;

· Рівень забруднення радіоактивними речовинами поверхонь будівельних конструкцій і устаткування, шкірних покривів, виробничої і особистого одягу персоналу;

· Активність і нуклідний склад викиду радіоактивних речовин в атмосферу і скидання рідких відходів в навколишнє середовище, активність твердих і рідких відходів, що надходять на поховання, рівень забруднення транспортних засобів, а також території та зовнішнього середовища за межами АЕС;

· Вміст радіоактивних речовин в організмі працюючих.

Радіаційний дозиметричний контроль дозволяє прогнозувати стан радіаційної обстановки на станції і в зовнішньому середовищі, передбачає врахування колективних та індивідуальних доз зовнішнього опромінення персоналу, а також дозволяє періодично проводити аналіз результатів дозиметричного контролю з метою розробки заходів щодо зменшення опромінювання персоналу і забруднення зовнішнього середовища.

Для оцінки дози внутрішнього опромінення періодично проводиться вимірювання вмісту радіоактивного йоду в щитовидній залозі. В окремих випадках проводиться оцінка вмісту в організмі персоналу інших радіонуклідів.

Інформація про сумарної активності газоаерозольних викиду в атмосферу проводиться за добу, місяць і т. Д. І реєструється радіонуклідної склад викидаються в атмосферу радіоактивних речовин, а також надходять з рідкими стоками.

Якщо рідкі стоки збираються в накопичувальні ємності, контроль за вмістом радіоактивних речовин і їх ізотопного складу здійснюється перед їх скиданням у зовнішнє середовище.

У комплекс санітарно-побутових приміщень АЕС входять спеціальні приміщення: санпропускники, санітарний шлюз, спецпралень і ін. До складу санпропускника входять: приміщення для зберігання домашнього та спецодягу, душові, парильні (термокамери), обтиральні, пункти дозиметричного контролю тіла і спецодягу, умивальні, санвузли, комори для зберігання чистої та брудної спецодягу, приміщення для зберігання засобів індивідуального захисту. У санітарному шлюзі передбачаються місця для зберігання і переодягання додаткових засобів індивідуального захисту (пневмокостюми, фартухи, чоботи, бахіли, нарукавники і ін.).

На АЕС обладнані приточно-витяжні загальнообмінні і місцеві витяжні системи вентиляції. Передбачатись окреме вентилювання зон суворого і вільного режимів. Напрямок повітряних потоків за рахунок створення відповідного балансу організовується з боку більш чистих приміщень в сторону більш брудних. Витяжні вентиляційні установки обладнуються спеціальними фільтрами-адсорбентами для очищення повітря, що видаляється від радіоактивних забруднень.

Заходи з охорони навколишнього середовища на АЕС є складовою частиною заходів радіаційної безпеки.

Виникаючі на АЕС газоподібні відходи містять переважно недовговічні радіонукліди і інертні гази. Для зменшення активності викидаються газів здійснюється їх тимчасова затримка в спеціальних газгольдерах перед викидом в трубу, в якій відбувається розпад короткоживучих нуклідів. Вентильований повітря перед викидом в атмосферу піддається очищенню на аерозольних і йодних фільтрах.

Основний принцип знешкодження рідких радіоактивних відходів полягає в локалізації містяться в них радіонуклідів шляхом використання замкнутих систем технічного водопостачання і одночасної очищення. Концентровані радіоактивні відходи у вигляді кубових залишків випарних апаратів і пульпи надходять в спеціальні сховища, що представляють собою залізобетонні ємності, облицьовані нержавіючої сталлю. Фахівці розглядають такі заходи як тимчасове вирішення питання. У перспективі передбачається відведення рідких відходів та їх захоронення в спеціальних «могильниках». Цей спосіб вже практикується на ряді АЕС.

Найбільш серйозну проблему забруднень представляють тверді відходи.

Тверді відходи вважаються радіоактивними, якщо потужність дози гамма-випромінювання на відстані 10 см від їх поверхонь перевищує 0,03 мбер / год або концентрація бета-активних продуктів перевищує в них 2 * 10-6 Кі / кг, або концентрація альфа-активних продуктів перевищує 2 * 10-7 Кі / кг. Залежно від рівня забруднення тверді радіоактивні відходи поділяються на 3 групи.

Класифікація твердих радіоактивних відходів (по СП-АС-79)

 Група твердих радіоактивних відходів  Потужність дози гамма-випромінювання на відстані 10 см від поверхні відходів, МБер / год  Питома бета-активність, Кі / кг  Питома альфа-активність, Кі / кг
I  Від 0,03 до 30  Від 2 * 10-6 до 1 * 10-4  Від 2 * 10-7 до 2 * 10-5
 II  Від 30 до 1000  Від 1 * 10-4 до 1 * 10-1  Від 1 * 10-5 до 1 * 10-2
 III  вище 1000  Вище 1 * 10-1  Вище 1 * 10-2

Тверді відходи АЕС після спеціальної обробки поміщаються в бетонні сховища твердих відходів, розміщені на території, що охороняється АЕС, а потім замурованими в блоки (цементні, бетонні, скляні) відправляються для поховання навічно в спеціальних могильниках.

У світовій практиці існують різноманітні способи захоронення довгоіснуючих радіоактивних відходів. Однак відсутність практично перевіреної технології захоронення ускладнює вирішення цієї проблеми і служить одним з перешкод на шляху подальшого розвитку атомної енергетики.

В даний час запропоновані і вивчаються такі способи захоронення радіоактивних відходів: поховання в континентальних геологічних формаціях; поховання на дні (або під ним) океану; виведення за допомогою ракет в космос; прискорена штучним шляхом ядерна трансформація довгоживучих радіонуклідів.

У світовій практиці розробляється перший з цих методів. Найбільш надійними геологічними формаціями для захоронення радіоактивних відходів є глинисті (осадові) породи, скельні породи (граніти, гнейси) і кам'яна сіль. На рис. 52 і 53 показана схема сховища радіоактивних відходів в гранітних формаціях (Великобританія) і соляних копальнях (ФРН).

У нашій країні ведуться розробки по створенню регіональних сховищ для груп АЕС, АТЕЦ, ACT в різних географічних зонах.

Як уже згадувалося, істотне значення має і проблема попередження теплового забруднення навколишнього середовища за рахунок непридатного тепла АЕС. У процесі отримання електричної енергії на АЕС використовується тільки невелика доза тепла (близько 30%), що виробляється в результаті роботи ядерного реактора. Решта тепло (як низькотемпературне) не використовується і видаляється переважно в водойми (ставки-охолоджувачі) або атмосферу за допомогою градирень. Велика поверхня (десятки квадратних кілометрів) кожного ставка з підігрітою водою, а також значна втрата води, що випаровується на градирнях, не можуть не впливати на мікроклімат даної місцевості. Зокрема, особливо в північних районах, вони сприяють збільшенню числа днів з туманами, що знижує сонячну інсоляцію, збільшує вологість приземного шару атмосферного повітря та ін. Не можна не враховувати і велику безповоротну втрату води.

Намічено створення мережі атомних теплоелектростанцій (АТЕЦ), в яких вироблення тепло-енергії супроводжується виробленням тепла для виробничих і побутових потреб, а також будівництво «атомних котелень» (атомних станцій теплопостачання - ACT).

На підставі досвіду забезпечення радіаційної безпеки в нашій країні з урахуванням рекомендацій Міжнародної комісії з радіаційного захисту (МКРЗ) розроблені нормативні документи, які регламентують рівні впливу іонізуючих випромінювань.

Основним нормативним документом є «Норми радіаційної безпеки НРБ-99». Вимоги щодо забезпечення радіаційної безпеки регламентуються «Основними санітарними правилами роботи з радіоактивними речовинами та іншими джерелами іонізуючих випромінювань ОСП-72/80».

У цих докумелтах визначені дозові межі і принципи їх застосування, класифікація, види робіт з використанням радіоактивних речовин, вимоги щодо забезпечення радіаційної безпеки.

В основу нормування іонізуючого випромінювання покладені наступні принципи радіаційної безпеки: неперевищення встановленого дозового межі; неможливість будь-якого необґрунтованого опромінення; зниження дози випромінювання до можливо низького рівня.

За допустимим основним дозовим меж встановлюються наступні категорії опромінюваних осіб: категорія А - персонал; категорія Б - обмежена частина населення; категорія В - населення області, краю, республіки, країни.

Персонал - особи, які постійно або тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань. Обмежена частина населення - особи, які не працюють безпосередньо з джерелами випромінювання, але за умовами проживання або розміщення робочих місць можуть піддаватися впливу радіоактивних речовин та інших джерел випромінювання, що застосовуються в установах і видаляються у зовнішнє середовище з відходами.

Критичний орган »(при опроміненні) - орган або тканину, частина тіла або все тіло, опромінення якого завдає найбільшої шкоди здоров'ю особи або його потомства. У порядку убування чутливості до іонізуючих випромінювань встановлюється 3 групи «критичних органів»: I - все тіло, гонади і червоний кістковий мозок; II - м'язи, щитовидна залоза, жирова тканина, печінка, нирки, селезінка, шлунково-кишковий тракт, легені, кришталик ока та інші органи, за винятком тих, які відносяться до I та III груп; III - шкіра, кісткова тканина кисті, передпліччя, щиколотки і стопи.

В якості основних дозових меж в залежності від групи критичних органів для категорії А встановлена ??гранично допустима доза (ПДР); для категорії Б визначено межу дози (ПД) за рік.

Дозові межі зовнішнього і внутрішнього опромінення, ЗВ / рік (бер / рік)

 Дозові межі, ЗВ / рік (бер / рік)  Група критичних органів
I  II Ш
 Гранично допустима доза (ПДР) для категорії А  5 * 10-2 (5)  15 * 10-2 (15)  3 * 10-1 (30)
 Межа дози (ПД) для категорії Б  5 * 10-3 (0,5)  15 * 10-3 (1,5)  3 * 10-2 (3)

Примітка. Для категорії А (за винятком жінок до 40 років) розподіл дози зовнішнього випромінювання протягом року не регламентується.

Гранично допустима доза - найбільше значення індивідуальної еквівалентної дози за рік, яке при рівномірному впливі протягом 50 років не викликає в стані здоров'я персоналу (категорія А) несприятливих змін, які виявляються сучасними методами.

Межа дози - гранична еквівалентна доза за рік для обмеженої частини населення (категорія Б); межа дози установлюється менше ПДД для запобігання необгрунтованого опромінення цього контингенту людей; межа дози контролюється за усередненою для критичної групи дозі зовнішнього випромінювання і рівню радіоактивних викидів і радіоактивного забруднення об'єкта зовнішнього середовища.

Обмеження опромінення великих груп населення (категорія В) області, краю, республіки, країни пов'язано з небезпекою виникнення окремих соматичних наслідків і генетичних ефектів. Регламентація і контроль за опроміненням населення відносяться до компетенції МОЗ СРСР.

Сумарна еквівалентна доза, накопичена до 30 років, у всіх випадках не повинна перевищувати 12 ПДР, т. Е. 60 * 10-2 Зв.

Для жінок до 40 років еквівалентна доза на тазостегнову область не повинна перевищувати 10-2 Зв за будь-які 2 міс.

Персонал по індивідуальної еквівалентної дози (за умовами як зовнішнього, так і внутрішнього опромінення) підрозділяється на 2 категорії. Для категорії осіб, у яких еквівалентна доза перевищує 0,3 річний ПДР, обов'язково повинен проводитися індивідуальний дозиметричний контроль. В інших випадках індивідуальний дозиметричний контроль не обов'язковий, проте проводиться контроль потужності еквівалентної дози зовнішнього іонізуючого випромінювання, а також концентрації радіонуклідів в повітрі робочих приміщень.

Для запобігання потрапляння радіонуклідів в організм людини з повітрям респіраторним шляхом, з водою і продуктами харчування аліментарним шляхом або контактним шляхом через шкіру або її пошкоджені поверхні необхідно обмежити їх зміст і здійснювати контроль в цих середовищах. З цією метою встановлюються норми - допустимі концентрації (ДК) радіоактивних нуклідів для тих контрольованих середовищ (повітря, вода), з яких вони можуть проникати в організм людини.

Допустима концентрація визначається як відношення гранично допустимого річного надходження (ПДП) - для осіб категорії А чи межі річного надходження (ПГП) - для осіб категорії Б радіоактивної речовини до об'єму води або повітря.

Допустимий вміст (ДС) - середньорічний вміст радіоактивних речовин в організмі (критичному органі), при якому еквівалентна доза дорівнює гранично допустимої дози (ПДД) для категорії А чи межі (ПД) для категорії Б.

Гранично допустимий річне надходження (ПДП) для осіб категорії А - надходження радіоактивних речовин в організм протягом року, яке за 50 років створює в критичному органі еквівалентну дозу, яка дорівнює 1 ПДР.

Межа річного надходження (ПГП) для осіб категорії Б - надходження радіоактивних речовин в організм протягом року, яке за 70 років створює в критичному органі еквівалентну дозу, яка дорівнює 1 ПД.

Оскільки в нормативних документах і багатьох літературних джерелах використані позасистемні одиниці активності дози потужності, дози та ін., В табл. наводиться співвідношення відповідних одиниць з одиницями СІ.



 квиток 53 |  квиток 50

 квиток 66 |  квиток 62 |  квиток 59 |  квиток 54 |  квиток 41 |  квиток 40 |  квиток 38 |  квиток 34 |  квиток 13 |  КВИТОК 12 |

© um.co.ua - учбові матеріали та реферати