Таблица 4.1: Основные пределы доз

 

Нормируемые величины	Пределы доз
	Персонал (группа А)*	Население
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год: -  в хрусталике глаза; -  на коже; -  на кистях и стопах.	150 мЗв 500 мЗв 500 мЗв	15 мЗв 30 мЗв 50 мЗв

Примечание: *Основные пределы доз персонала группы Б равны 1/4 значений для персонала группы А. 

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) – 1000 мЗв, а для персонала за период жизни (70 лет) – 70 мЗв.

Указанные основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий.Годовое поступление радионуклидов через органы дыхания не должно превышать установленные пределы доз для персонала – 20 мЗв за год и для населения - 1 мЗв в год.

Для женщин в возрасте 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала.

Администрация предприятия обязана перевести беременную женщину на работу не связанную с источниками ионизирующего излучения, со дня информации о факте беременности, на период беременности и грудного вскармливания ребенка.

Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

Планируемое облучение персонала группы А  выше установленных пределов доз (табл. 4.1) при ликвидации или предотвращении аварии может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения.

Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии и после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентной дозе до 40 мЗв в год допускается с разрешения территориальных органов Госсанэпиднадзора, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и эквивалентной дозе до 80 мЗв в год – только с разрешения федерального органа Госсанэпиднадзора.

Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100 мЗв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв за год.

Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться как потенциально-опасное.

Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, должны быть оформлены и допущены к работам как персонал группы А.

Эффективная доза облучения природными источниками излучения всех работников, включая персонал не должна превышать 5 мЗв в год. При этом мощность эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте не должна превышать 2,5 мкЗв/ч.

При проведении профилактических медицинских рентгенологических исследований практически здоровых лиц годовая эффективная доза облучения этих лиц не должна превышать 1 мЗв.

Мощность дозы γ – излучение на расстоянии 1 м от пациента, которому с терапевтической целью введены радиофармацевтические препараты, не должна превышать при выходе из радиологического отделения 3 мк Зв/ч.

При радиационной аварии или обнаружении радиоактивного загрязнения ограничение облучения осуществляется защитными мероприятиями, которые являются вмешательством, приводящим к нарушению нормальной жизнедеятельности населения.

Уровни вмешательства для временного отселения населения составляют:

-       для начала временного отселения –30- мЗв в месяц;

-       для окончания временного отселения – 10 мЗв в месяц.

Если прогнозируется, что накопленная за один месяц доза будет находится выше указанных уровней в течении года, тогда принимается решение об отселении населения на постоянное место жительства.

Принятие решений о мерах защиты населения в случае крупной радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территории проводится на основании сравнения прогнозируемой дозы, предотвращаемой защитными мероприятиями и уровней загрязнения (нижний и верхний), приведенными в табл. 4.2 ÷ 4.4

Таблица 4.2:Критерии для принятия неотложных решений в начальном периоде радиационной аварии. 

Меры защиты	Предотвращаемая доза за первые 10 суток, мГр
	На все тело		Щитовидная железа, легкие, кожа
	Нижний предел	Верхний предел	Нижний предел	Верхний предел
Укрытие	5	50	50	500
Йодная профилактика: - взрослые; - дети	- -	- -	250* 100*	2500* 1000*
Эвакуация	50	500	500	5000

* Только для щитовидной железы.

Таблица 4.3:Критерии для принятия решений по защите населения за 1 год после аварии

Меры защиты	Предотвращаемая эффективная доза, мЗв
	Нижний предел	Верхний предел
Ограничение потребления загрязненных продуктов питания и воды	5 – за первый год; 1 – в год, в последующие годы	50 – за первый год; 10 – в год, в последующие годы
Отселение	50 – за первый год	500 – за первый год
	1000 – за все время отселения

Таблица 4.4: Критерии для принятия решений об ограничении потребления загрязненных продуктов питания в первый год после аварии

Радионуклиды	Удельная активность радионуклидов в пищевых продуктах, кБк/кг
	Нижний уровень	Верхний уровень
J131; Cs137; Cs134	1	10
Sτ90	0,1	1.0
Рu238; Pu239; Аm241	0,01	0,1

 Таким образом, рассмотренные значения допустимых доз облучения персонала и населения позволяют принять своевременное и правильное решение по защите от воздействия ионизирующих излучений как при нормальной радиационной обстановки, так и в случае радиационной аварии с загрязнением территории и населения и прогнозируемом внешнем и внутреннем облучении.

 

5. Цель, принципы и способы защиты от ионизирующих излучений

Широкое использование в повседневной деятельности различных источников ионизирующих излучений (ИИ) создали потенциальную угрозу здоровью человека и предпосылки для загрязнения биосферы радиоактивными веществами. Поэтому и возникла необходимость защиты от ИИ различных объектов.

Не менее актуальной остается проблема защиты человека от воздействия поражающих факторов ядерного взрыва, а в первую очередь защиты от воздействия проникающей радиации (ПР) и радиоактивного заражения местности (РЗМ). Воздействие этих поражающих факторов обусловлено непосредственной передачей энергии ионизирующих излучений (ИИ) организму человека, а возникающие при этом различные радиационные эффекты приводят к нарушению жизнедеятельности человека, т.е. к ущербу, наносимому нормальному функционированию организма человека в целом.

Следовательно, предотвращение или снижение ущерба здоровью человека при воздействии на него ИИ является основной целью проводимых защитных мероприятий. Причём, предотвращение ущерба здоровью может быть достигнуто путём полного или максимально возможного исключения самого факта воздействия ИИ, а ограничение ущерба путём снижения интенсивности воздействия ИИ на организм человека или путём повышения его физической устойчивости при воздействии ИИ.

Необходимо иметь в виду, что организация и проведение мероприятий защиты человека от воздействия ИИ основывается на четырёх принципах: комплексности, непрерывности, оперативности и достаточности.

Принцип комплексности предполагает обеспечение защиты организма человека как от внешнего и внутреннего облучения, так и защиту от различных видов излучения (n⁰, α⁺, β^-, β⁺, γ и рентгеновского излучения)

Принцип непрерывности защиты означает постоянное проведение её мероприятий в пространстве и во времени. В том числе осуществление обеспечения жизнедеятельности человека, как в мирное, так и в военное время.

Принцип оперативности требует своевременного проведения всех защитных мероприятий. Оперативность защиты в первую очередь будет определяться уровнем подготовленности и качеством работы соответствующих органов управления всех уровней (территориального, местного и объектового) по реализации запланированных мероприятий защиты при возникновении ЧС мирного и военного времени, а также обученностью населения и обеспечением его соответствующими средствами защиты.

Принцип достаточности предполагает, что объём проводимых мероприятий по защите людей от воздействия ИИ обеспечит выполнение стоящих задач (для военного и мирного времени) и соблюдения требований нормативных документов: НРБ-99, ОСП ОРБ-99 (для мирного времени), «Положения о дозиметрическом и химическом контроле в Гражданской обороне» (для военного времени).

Указанные принципы защиты от ИИ реализуются следующими способами:

• физической защитой;
• химической защитой;
• защитой расстоянием;
• защитой временем.

 

6. Физическая защита

 

6.1 Общая характеристика физической защиты

 

Физическая защита персонала и населения предназначена для снижения воздействующих величин мощности дозы (дозы) ИИ путём использования различных конструкций, сооружений и экранов, изготовленных из материалов, хорошо поглощающих излучение. Этот вид защиты является наиболее распространённым и применяется для защиты от любого источника излучения.

Принципиально возможные схемы этой защиты зависят от характера источника ИИ, условий пребывания под облучением, предъявляемых к ней требований и могут быть сведены к трем основным вариантам:

• общее экранирование;
• теневое экранирование;
• локальное экранирование критических органов.

Общее экранирование заключается в том, что защищаемый объект или источник ИИ окружается защитными экранами со всех сторон. Конструктивно это простейший вид защиты, однако её создание связано с увеличением массы, габаритов, как самой защиты, так и объекта в целом. Наиболее распространенными на практике примерами такой защиты являются использование защитных свойств убежищ и ПРУ, зданий, сооружений и т.д.

Общая экранная защита используется и для защиты ядерных реакторов на АЭС.

Теневое экранирование применяется для защиты от ИИ, приходящего в данную точку с определенного направления. В этом случае защитный экран перекрывает наиболее опасный телесный угол, и защищаемый объект находится в «тени» экрана. Для построения подобной защиты необходимо знание углового распределения излучения источника, т.е. того, какая доля излучения приходит в данную точку с различных направлений. Использование теневого экранирования позволяет снизить массу и габариты защиты, поэтому его широко применяли в виде съёмных экранов для увеличения защитной способности техники при ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС.

Локальное экранирование используется для дополнительной защиты наиболее критических в радиационном отношении органов человека в сложной радиационной обстановке. Органами, ответственными за радиационное поражение человека при внешнем облучении дозами до 600…1000 рад, являются кишечно-желудочный тракт и костный мозг (основной орган кроветворения). Костный мозг по телу распределяется следующим образом: голова – 13%, грудь, ребра – 15%, таз, позвоночник –61%, остальное – 11%.

Как видно, большая часть костного мозга содержится в области живота (таз, позвоночник). Здесь же находятся и другие критические органы – гонады и кишечно-желудочный тракт. Поэтому локальное экранирование области живота, как показывают эксперименты, дает максимальный защитный эффект.

Практически локальное экранирование реализуется в виде защитных поясов, жилетов, сидений, кресел. В сочетании с общим и теневым экранированием оно позволяет обеспечить выполнение требований по уровню противорадиационной защищенности человека в сооружениях и в подвижных объектах.

Следует отметить, что роль локальных экранов в некоторой степени могут выполнять широко используемые в войсках бронежилеты.

Эффективность любого вида экранной защиты количественно можно охарактеризовать при помощи кратности ослабления К_осл, показывающей во сколько раз данный вид защиты ослабляет воздействие ИИ:

 

На практике для инженерных расчетов пользуются слоями половинного ослабления

6.2. Особенности защиты от проникающей радиации ядерного взрыва

 

Особенности составляющих ПР и её поражающего действия предопределяют и некоторые особенности защиты от неё.

1)    Прежде всего, защита необходима только на расстояниях от взрыва, где R^ПР_П≥R^УВ_П, т.е. поражение ударной волной исключается.

2)    Вследствие кратковременности действия ПР защита от неё не может создаваться или усиливаться в процессе воздействия. Защита может быть только заблаговременной.

3)    Проникающая радиация по составу представляет собой смешанное гамма- и нейтронное излучение, поэтому защита должна уменьшать до требуемых уровней каждую из составляющих ПР, обеспечивая тем самым снижение суммарной поглощенной дозы Д^ПР_ПΣ. При этом необходимо учитывать разницу в механизмах взаимодействия гамма-излучения и нейтронов с веществом, что предопределяет выбор защитных материалов.

Основой построения защиты от ПР является применение экранирования различных видов, т.е. общей, местной и локальной физической защиты. Защитные свойства экранов, как отмечалось, характеризуются величиной кратности ослабления К_осл, которая показывает, во сколько раз уменьшается за защитой суммарная поглощенная доза (мощность дозы) смешанного излучения

 

Значения слоев половинного ослабления проникающей радиации приведены в таблице 6.1

Таблица 6.1 Слои половинного ослабления проникающей радиации

 

Материал	Плотность, г/см3	Слой половинного ослабления, см
		для нейтронов	для γ-излучения
Вода	1,0	3…6	14…20
Полиэтилен	0,92	3…6	15…25
Броня	7,8	5…12	2…3
Свинец	11,3	9…20	1,4…2
Грунт	1,6	11…14	10…14
Бетон	2,3	9…12	6…12
Дерево	0,7	10…15	15…30

 

1. Определяют толщину защиты по каждому виду излучения

               h_{треб, γ}≈n_треб.γ∙h_0,5γ 

              h_{треб, n}≈n_треб.n∙h_0,5n

Подбор материалов защиты должен производиться с учетом особенностей взаимодействия нейтронов и гамма-квантов с веществом: сочетание легких материалов (для замедления нейтронов) и тяжелых (для поглощения квантов). Наилучшими защитными свойствами в этом отношении обладают железобетон, а также композиции «полиэтилен-сталь», «парафин-свинец».

При использовании композиций важное значение имеет чередование слоев защитных материалов. Оптимальным можно считать расположение со стороны источника слоев «легкий материал – тяжелый материал», что позволяет минимизировать интенсивность вторичного гамма-излучения, возникающего при неупругом рассеянии и поглощении нейтронов.

Значения коэффициентов ослабления доз излучения при воздействии проникающей радиации и РЗМ на наиболее распространенные сооружения и объекты представлены в таблице 6.2.

Таблица 6.2: Коэффициент ослабления доз радиации зданиями, сооружениями и транспортными средствами К_осл

Здания, сооружения, транспортные средства	От радиоактивного заражения			От проникающей радиации
	Окна выходят на улицу шириной		Окна выходят на открытую площадь протяженностью более 150 м
	15…30 м	30…60 м
1	2	3	4	5
Производственные одноэтажные здания (цехи)	7	7	7	5
Производственные и административные трехэтажные здания 1-й этаж 2-й этаж 3-й этаж	6	6	6	4
	5	5	5
	7,5	7,5	7,5
	6	6	6
Каменное жилое одноэтажное здание 1-й этаж подвал	13	12	10	6
	13	12	10
	50	46	37
То же, двухэтажное 1-й этаж 2-й этаж подвал	20	18	15	7
	21	19	15
	19	17	14
	130	120	100	55
Каменное жилое трехэтажное 1-й этаж 2-й этаж 3-й этаж подвал	33	27	20	10
	26	23	17
	44	33	26
	30	27	20
	600	500	400	300
То же, пятиэтажное 1-й этаж 2-й этаж 3-й этаж 4-й этаж 5-й этаж подвал	50	42	27	12
	26	24	18
	50	41	27
	68	54	33
	75	57	34
	38	33	24
	600	500	400	300
Жилые деревянные дома одноэтажные подвал			2	1,5
			7	5
То же, двухэтажные подвал			8	4
			12	6
Перекрытые щели	40…50	40…50	40…50	25…30
Противорадиационные новые укрытия	150…500	150…500	150…500	80…300
Автомобили, автобусы, троллейбусы, трамваи	2	2	2	1
Грузовые вагоны	2	2	2	1
Пассажирские вагоны	3	3	3	1,2
Кабины бульдозеров, экскаваторов, бронетранспортеров	4	4	4	2

Примечание. Подчеркнутые значения К_осл являются средними для всего здания (исключая подвалы)

 

6.3. Особенности защиты на радиоактивно зараженной местности.

Для защиты на РЗМ может быть использован целый ряд как инженерно-технических, так и организационных мероприятий, в совокупности составляющих радиационную защиту (РЗ) производственного персонала, личного состава АСФ и населения.

Основное требование к РЗ от внешнего облучения заключается в обеспечении не превышения дозовых пределов, установленных для данных условий выполнения поставленных задач:

где: Д_доп – величина допустимой (установленной) дозы;

 

Это выражение позволяет определить основные пути и способы РЗ.

 

Защита от внешнего облучения реализуется по двум основным направлениям:

• уменьшение действующей дозы Д(t₂,t₁);
• увеличение допустимой дозы путем снижения чувствительности организма к действию ИИ.

Уменьшение действующей дозы может происходить путем, прежде всего, снижения величины мощности дозы. С этой целью применяется экранная защита, заключающаяся в использовании защитных свойств убежищ, укрытий, сооружений, техники и т.п. Защитные свойства всех этих объектов оцениваются при помощи коэффициентов ослабления, которые показывают, во сколько раз снижается мощность дозы (доза) РЗМ внутри объекта по сравнению с открытой местностью (табл.6.2)

Величина мощности дозы может быть снижена также и путем проведения специальной обработки местности, т.е. механического удаления радиоактивных веществ с данной поверхности.

Защитное действие дезактивации можно определить при помощи коэффициента дезактивации К_д. Этот коэффициент показывает, во сколько раз снижается мощность дозы при проведении дезактивации участка местности радиусом r₀=r_д

Значения  этого  коэффициента  могут  составлять  К_д=2…10.  Так,  если  r_д =6 м, то К_д=2, а при r_д =140 м, К_д=10

 

Второй путь снижения Д(t₂,t₁), как это следует из формулы, заключается в проведении организационных мероприятий, изменяющих величины t₁ и ∆t=(t₂-t₁) Эти мероприятия часто называют временной защитой.

 

7. ЗАЩИТА ВРЕМЕНЕМ

Особенности защиты временем при выполнении задач на радиационно зараженной местности

 

Защита временем представляет собой совокупность организационных мероприятий, направленных на изменение временных условий пребывания под облучением. Она осуществляется только тогда, когда контакт с источником радиоактивного облучения достаточно продолжителен. Это может происходить в двух основных случаях:

• при выполнении поставленных задач на РЗМ;
• при эксплуатации АЭС, ЯЭУ и других источников ионизирующих излучений в мирное время.

Во втором случае эта защита реализуется в виде строгой регламентации рабочего времени (сокращенный до 6 часов рабочий день, сокращенная рабочая неделя). В зависимости от предыстории облучения продолжительность рабочего времени может еще более сокращаться, вплоть до временного отстранения от работ.

При выполнении поставленных задач на РЗМ защита временем является эффективным средством повышения радиационной защищенности личного состава формирований, не связанным с привлечением дополнительных людских и материальных ресурсов.

Как известно, важной особенностью действия гамма-излучения на сформировавшемся следе является довольно быстрое изменение мощности дозы, что связано с распадом радиоактивных веществ. Общая закономерность снижения мощности дозы гамма-излучения со временем после ядерного взрыва описывается уравнением:

 

Это снижение будет составлять через 12 часов – 2,05 раза, а через 1 год всего 57,5 раза (для реактора РБМК-1000).  Незначительный  спад  обусловлен  наличием  долгоживущих  изотопов  среди  продуктов  деления  Sr-90 – Т_1/2=29 лет; Cs-137 – Т_1/2=30 лет

Следовательно, для обеспечения защиты населения от воздействия ионизирующих излучений РЗМ ядерного взрыва целесообразно обеспечить укрытие его в защитных сооружениях на несколько суток.

При аварии, связанной с разрушением ядерного реактора, учитывая меньшие мощности дозы излучения на местности, нецелесообразно находится длительное время в защитном сооружении, а необходимо после формирования зоны загрязнения сразу произвести эвакуацию населения, либо проводить работы по дезактивации территории.

Пути осуществления защиты временем на РЗМ обусловлены следующим:

Например, доза внешнего облучения в результате ядерного взрыва в зависимости от его временных условий равна

Этот метод реализуется путем организации посменной работы (составления графика занятости и укрытия, т.е. соблюдением режимов радиационной защиты) или увеличения скорости движения при перемещении.

Если в конкретном случае организация посменной работы невозможна или не достигает требуемого эффекта, уменьшение величины ожидаемой дозы облучения может быть достигнуто путем увеличения времени начала облучения (t_н↑), так называемая «временная задержка». При этом новое время t’_н=t_н+δt, ∆t=const, что позволяет определить допустимое время входа на зараженную местность.

И, наконец, последняя реализация представляет собой сочетание двух предыдущих: совместное сокращение ∆t и увеличение t_н.

На практике – это наиболее распространенная реализация. Действительно, при планировании посменной работы для каждой смены, начиная со второй, будет действовать временная задержка, равная общей продолжительности работы предшествующих смен:

для 2-й смены δt₂ = ∆t’₁ , (∆t’₁ - продолжительность работы 1-й смены);

для 3-й смены δt₃ = ∆t’₁ +∆t’₂ и т.д.

При необходимости перемещения по местности с высокой степенью заражения предварительно может быть назначена временная задержка для времени входа на РЗМ, в последствии она компенсируется путем увеличения скорости движения по зараженному участку (сокращение времени облучения ∆t’).

Изменить продолжительность выполнения поставленной задачи в условиях РЗМ можно путем организации посменного выполнения задач или увеличении скорости перемещения. Эффективность защиты в этом случае определяется по формуле (20)

Для каждой смены допустимая продолжительность пребывания на РЗМ определяется табличным методом, при этом обеспечивается выполнение условия:

Защитное действие радиопротекторов проявляется меньшим поражением организма при его облучении и более быстрым постлучевым восстановлением, что в целом приводит к снижению тяжести лучевого поражения.

Для оценки защитного эффекта тех или иных радиопротекторов (их насчитывается более 1500 соединений, обладающих в той или иной степени радиозащитными свойствами) являются:

-       коэффициент защиты;

-       фактор уменьшения дозы (ФУД)<

---

Назад