Радиационная безопасность

Оценка радиационной обстановки на предприятиях и объектах НГК производится по данным радиационного контроля, в том числе производственного радиационного контроля, с учетом доз производственного облучения работников природными источниками излучения, а также категории производственных отходов и их объемов.

Индивидуальная годовая эффективная доза производственного облучения работников организаций за счет всех природных источников излучения при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов не должна превышать 5 мЗв/год.

При дозах облучения более 1 мЗв/год соответствующие работники относятся к лицам, подвергающимся повышенному производственному облучению природными источниками излучения.

Если индивидуальные годовые эффективные дозы облучения всех работников организации не превышают 1 мЗв/год, то дальнейший радиационный контроль на предприятии не является обязательным. Однако при существенном изменении характеристик технологических процессов, которые могут привести к увеличению уровней облучения работников, следует провести их повторное обследование.

Для работников, дозы облучения которых находятся в пределах от 1 до 2 мЗв/год, устанавливается периодический радиационный контроль рабочих мест с наибольшими уровнями облучения.

Если индивидуальные годовые эффективные дозы облучения работников превышают 2 мЗв/год, но не превышают 5 мЗв/год, то для них устанавливается постоянный радиационный контроль и осуществляются мероприятия по снижению доз облучения. Порядок, объем и периодичность производственного радиационного контроля, а также план мероприятий по снижению уровней облучения работников устанавливаются в программе производственного контроля, которая должна быть согласована с главным врачом (его заместителем) территориального центра госсанэпиднадзора и утверждена руководителем организации.

При установлении превышения норматива производственного облучения работников природными источниками (5 мЗв/год), руководитель организации должен принять все необходимые меры по снижению облучения работников, если это невозможно, то допускается временно, по согласованию с органами госсанэпиднадзора, приравнивать соответствующих работников организации по условиям труда к персоналу группы А, работающему с техногенными источниками ионизирующего излучения.

Радиационная безопасность населения при обращении с производственными отходами предприятий НГК оценивается по значению годовой эффективной дозы облучения критической группы населения (не менее 10 человек, однородной по одному или нескольким признакам, - полу, возрасту, социальным или профессиональным условиям, месту проживания, рациону питания, которая подвергается наибольшему радиационному воздействию по данному пути облучения от данного источника излучения).

Средняя годовая эффективная доза облучения критической группы населения за счет деятельности организаций НГК при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов не должна превышать 100 мкЗв/год.

3.2 Требования к проектированию и эксплуатации систем сбора, хранения и захоронения производственных отходов с повышенным содержанием природных радионуклидов

В проектах новых предприятий НГК, при работе которых могут образовываться производственные отходы с повышенным содержанием природных радионуклидов, приводятся ожидаемые характеристики планового и аварийного образования отходов: структура отходов (элементы технологического оборудования, извлеченные из технологического оборудования при его ремонте, солевые отложения и шлам, и пр.), их годовое количество (масса, объем), радионуклидный состав и категория отходов, агрегатное состояние и др., а также условия и способы сбора, хранения, использования, обезвреживания, транспортировки и захоронения отходов.

Для каждой категории производственных отходов предусматривается система обращения с ними: методы сбора, временного хранения, упаковки, транспортировки, кондиционирования (если имеется необходимость этого), длительного хранения и/или захоронения, необходимое оборудование и помещения, объем, периодичность и методы радиационного контроля.

В необходимых случаях для разных по структуре видов производственных отходов (элементы технологического оборудования, грунты, извлеченные из технологического оборудования при его ремонте, солевые отложения и шлам, и пр.) могут быть предусмотрены раздельные системы обращения.

Сбор, временное хранение и транспортировка производственных отходов должны исключать возможность вторичного радиоактивного загрязнения объектов среды обитания природными радионуклидами за счет просыпания (пролива) производственных отходов и рассеяния их в окружающую среду, обеспечивая соблюдение требований настоящих Правил по ограничению облучения критических групп населения.

Переработка производственных отходов с повышенным содержанием природных радионуклидов осуществляется на специальной площадке, расположенной на территории предприятия.

На проектную документацию по обращению с производственными отходами, включая выбор территории под площадку для переработки производственных отходов и технологию переработки производственных отходов, оформляется санитарно-эпидемиологическое заключение о соответствии ее требованиям санитарных правил.

Запрещается смешивание производственных отходов II категории и выше с материалами и средами с низким содержанием природных радионуклидов, в том числе и смешивание их с общепромышленными отходами с эффективной удельной активностью природных радионуклидов менее 1,5 кБк/кг.

Захоронение производственных отходов I категории допускается производить на свалках общепромышленных отходов без ограничений по радиационному фактору.

Захоронение производственных отходов II категории осуществляется на специально оборудованных площадках, как правило, вблизи от мест их образования.

Выбор мест для захоронения производственных отходов II категории и барьеров для предотвращения или ограничения миграции радионуклидов из мест захоронения в окружающую среду обосновывается в проектной документации на их захоронение с учетом требований.

Объекты захоронения производственных отходов II категории вносятся в государственный реестр объектов размещения отходов, ведение которого осуществляется в порядке, определенном Правительством Российской Федерации.

Захоронение производственных отходов III категории должно производиться в соответствии с требованиями ОСПОРБ-99 и санитарных правил обращения с радиоактивными отходами, установленными для захоронения низкоактивных радиоактивных отходов.

При этом радиационная защита, создаваемая системой инженерных и естественных барьеров, обеспечивает качество изоляции производственных отходов III категории, при котором прогнозируемое значение эффективных доз облучения критической группы населения не будет превышать 100 мкЗв/год.

При транспортировке производственных отходов должны быть обеспечены условия, при которых дозы облучения критической группы населения не превысят 100 мкЗв/год.

При этом уровни загрязнения природными радионуклидами поверхности транспортных средств, используемых для перевозки производственных отходов II категории, не должны превышать следующих значений:

- снимаемое (нефиксированное) загрязнение альфа- и бета-активными радионуклидами наружной поверхности транспортных средств, включая и охранную тару, не допускается;

- не снимаемое (фиксированное) загрязнение альфа-активными радионуклидами наружной поверхности транспортных средств, включая и охранную тару, не регламентируется;

- не снимаемое (фиксированное) загрязнение бета-активными радионуклидами наружной поверхности транспортных средств, включая и охранную тару, не должно превышать значения 2000 част/(см² х мин).

При прекращении эксплуатации предприятий НГК должен быть разработан проект консервации мест хранения или захоронения производственных отходов II категории.

3.3 Радиационно-гигиенические требования по реабилитации территорий при прекращении эксплуатации предприятий НГК

Для проектируемых предприятий НГК до начала разработки нефтегазовых месторождений проводится обследование территории с оценкой ее основных радиационно-гигиенических характеристик.

Полученные данные (мощность дозы гамма-излучения на территории, содержание природных радионуклидов в поверхностных породах земли, удельная активность природных радионуклидов в воде рек и озер и др.) вносятся в проектную документацию объекта (месторождения).

Для существующих предприятий исходные радиационно-гигиенические характеристики могут быть получены путем обследования близлежащей территории с аналогичными геологическими и геофизическими характеристиками.

При прекращении эксплуатации предприятий НГК для реабилитации территории разрабатывается проект, на который оформляется санитарно-эпидемиологическое заключение органов Госсанэпиднадзора о его соответствии санитарным правилам.

В проекте реабилитации территории предусматриваются мероприятия по нормализации параметров радиационной обстановки до уровней, максимально близких к их исходным значениям.

Основными критериями нормализации радиационной обстановки на территориях являются:

- отсутствие на территории участков с превышением мощности эффективной дозы гамма-излучения на высоте 1 м от поверхности земли исходных значений более чем на 0,2 мкЗв/ч;

- отсутствие участков со значениями эффективной удельной активности природных радионуклидов в поверхностных слоях почв и пород, превышающими исходные значения более чем на 370 Бк/кг;

- содержание природных радионуклидов в воде открытых водоемов не должно превышать исходные уровни более чем в 2 раза;

- внесение в государственный реестр размещения отходов мест захоронения производственных отходов II категории;

- эффективная доза дополнительного облучения природными источниками излучения критической группы населения, проживающего на территории после ее реабилитации, не должна превышать 100 мкЗв/год.

3.4 Производственный радиационный контроль при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов

К контролируемым на предприятиях НГК параметрам радиационной обстановки относятся:

- эффективная удельная активность природных радионуклидов в производственных отходах А_эфф;

- мощность дозы гамма-излучения содержащихся в производственных отходах природных радионуклидов на расстоянии 0,1 м от поверхности отходов и на рабочих местах (профессиональных маршрутах) на предприятии;

- среднегодовое значение общей запыленности воздуха в рабочей зоне и удельная активность природных радионуклидов в производственной пыли;

- ЭРОА изотопов радона в воздухе рабочей зоны;

- снимаемое и не снимаемое (фиксированное) загрязнение поверхности транспортных средств и охранной тары альфа- и бета-активными природными радионуклидами;

- удельная активность природных радионуклидов в воде открытых водоемов и грунтовых водах;

- эффективные дозы облучения работников природными источниками излучения в производственных условиях и уровни облучения критических групп населения.

Методики радиационного контроля для оценки уровней облучения работников и населения, а также установления категории производственных отходов на предприятиях НГК, должны обеспечивать:

- определение значений А_эфф в пробах отходов производства с суммарной относительной погрешностью не более 20%;

- измерение мощности дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности отходов и на рабочих местах с доверительным значением нижней границы не выше 0,1 мкГр/ч;

- измерение ЭРОА изотопов радона в воздухе с суммарной погрешностью не более 30% для значений выше 25 Бк/м³ - для ЭРОА радона и выше 5 Бк/м³ - для ЭРОА торона;

- достоверное определение снимаемого загрязнения рабочих поверхностей альфа- и бета-активными радионуклидами на уровне соответственно не выше 0,1 и 1,0 част/(см² х мин);

- достоверное определение общей запыленности воздуха в зоне дыхания работников организаций с доверительным значением нижней границы не выше 1 мг/м3.

При установлении объема производственного радиационного контроля на предприятиях НГК с целью оценки доз производственного облучения работников природными источниками допускается осуществлять инструментальные измерения значений только тех радиационных факторов, вклад которых в суммарную дозу превышает 20%. При этом вклад неконтролируемых параметров в суммарную дозу облучения работников должен учитываться введением соответствующих коэффициентов.

3.5 Вычисление эффективной удельной активности природных радионуклидов в производственных отходах

В случае, когда все радионуклиды в рядах урана и тория находятся в радиоактивном равновесии, значение эффективной удельной активности природных радионуклидов (А_эфф) в материалах рассчитывается по формуле

А _эфф = А _Ra + 1,3 А _Th + 0,09А_К, Бк/кг,

где А _Ra и А _Th - удельные активности ²²⁶Ra и ²³²Th в материале, находящиеся в равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, А _К - удельная активность К-40 в материале (Бк/кг).

Эффективную удельную активность природных радионуклидов в производственных отходах при отсутствии равновесия в рядах урана и тория следует рассчитывать с учетом возраста отходов по формуле

А _эфф = А _Ra + 1,3 х k х А_(228)Ra + 0,09 А_К , Бк/кг,

в которой А_(228)Ra - удельная активность ²²⁸Ra в отходах (Бк/кг), а численное значение коэффициента k следует принимать по таблице 2.

Таблица 2 - Численное значение коэффициента К для расчета А _эфф

Возраст отходов	Коэффициент k, отн. ед
Менее 100 дней	0,6
От 100 дней до 2 лет	0,7
От 2 до 5 лет	0,9
От 5 до 10 лет	1,0
Более 10 лет	1,3

При неизвестном возрасте производственных отходов значение поправочного коэффициента k должно приниматься равным 1,3.

Если возраст отходов заведомо больше 3 лет, то значение А_эфф следует рассчитывать по формуле:

А _эфф = А _Ra + 1,3 х А_(228)Ra + 0,09 х А_К, Бк/кг,

в которой А_(228)Ra - удельная активность ²²⁸Ra в отходах (Бк/кг).

3.6 Требования к радиационно-гигиенической паспортизации организаций НГК

Для организаций, на которых имеются или образуются в процессе их деятельности производственные отходы III категории, является обязательным ежегодное заполнение (ведение) радиационно-гигиенических паспортов организаций НГК по типовым формам, утвержденным в установленном порядке.

4. РАБОЧЕЕ ЗАДАНИЕ 1. Защита от ионизирующих излучений с помощью защитных экранов

Ионизирующее излучение - это физическое явление, связанное с излучением потока альфа-, бета-, гамма- частиц или электромагнитной энергии, приводящее к ионизации окружающей среды. Методы и средства защиты от ионизирующего излучения основываются на следующем:

1 Установление предельно допустимых доз облучения.

2 Контроль уровня радиации.

3 Изоляция излучающих объектов.

4 Применения вентиляции и вытяжных шкафов.

5 Применения защитных экранов.

Защитными экранами от ионизирующих излучений являются стенки контейнеров для перевозки изотопов, стенки сейфов для хранения изотопов, а также специальные экраны. Для защиты от б-частиц достаточно слоя воздуха толщиной 5-6 см, поэтому используют экраны из органического стекла. Для защиты от в - излучений применяют экраны из материалов малой атомной массы (алюминий, плексиглас, карболит). Для защиты от в - и г - излучений используется защита из комбинированных двух и многослойных экранов, у которых со стороны источника излучения устанавливают экран из материала с меньшей атомной массой, а за ним - с большей массой (свинец, сталь и др.). Для защиты от г - излучения, рентгеновского излучения (высокая проникающая способность) используют материал с большой атомной массой и плотностью (свинец, вольфрам и др.), а также сталь, железо, бетон, чугун, кирпич. Для защиты от нейтронного излучения используют: водородсодержащие материалы (вода, парафин, полиэтилен), то есть материалы, имеющие в своем составе атомы водорода; бром, бериллий, кадмий или графит. Нейтронные излучения сопровождаются гамма-излучением, поэтому используют многослойные экраны: свинец - полиэтилен; сталь - вода. Для одновременного поглощения нейтронного и гамма-излучения используют водные растворы гидроксидов тяжелых металлов (например, гидроксид железа - Fе(ОН)₃).

Особое место занимает защита от ионизирующих излучений при эксплуатации ядерных реакторов и при обращении с ядерными отходами. На современных АЭС применяют многобарьерную систему защиты окружающей среды от ионизирующих излучений. Отходы после переработки (отделение ценных продуктов) подвергаются стеклованию, бетонированию и захоронению в могильниках. Жидкие отходы выпаривают, осадки заливают в стекло. Радиоактивные газы выдерживаются в газгольдерах до снижения активности и выбрасываются в атмосферу.

Для расчета защитных экранов от ионизирующих излучений необходимо знать об источнике излучения, расстояние до источника, материал защитного экрана.

Задание. Рассчитать защитный экран для защиты от источника ионизирующих излучений в рабочем помещении по вариантам (таблица 3). Согласно нормативу при 6-часовом рабочем дне предельно допустимая доза облучения составляет W_д=1,4мР/ч.

Таблица 3 - Исходные данные для расчета

Номер варианта	mRa [мг-экв.Ra]	R, cм	Номер варианта	mRa, [мг- экв.Ra]	R, cм
1	665000	200	6	661000	190
2	555000	150	7	962000	250
3	645000	180	8	863000	230
4	535000	130	9	764000	220
5	625000	170

1 Рассчитывают коэффициент ослабления экрана по формуле

(1)

где m_Ra, [мг-экв.Ra] - г-эквивалент источника - условная масса ²²⁶Ra, создающего на некотором расстоянии такую же мощность экспозиционной дозы, как и данный источник (1 мг-экв.Rа=8,4Р/ч на расстоянии 1см); R - расстояние от источника, см; W_д - предельнодопустимая доза облучения, мР/ч.

2 Выбирают материал и его толщину по графику зависимости коэффициента ослабления материала от его толщины (рисунок 1).

Рисунок 1 - Определение коэффициента ослабления материала

5 ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ ОТ ИСТОЧНИКОВ ИСКУССТВЕННОЙ РАДИАЦИИ

Примерно 2/3 эффективной эквивалентной дозы внутреннего облучения, получаемой человеком от естественных источников радиации, обусловливают радиоактивные вещества, попадающие в организм с пищей, водой и воздухом. Космогенные радионуклиды (углерод-14 и тритий) создают небольшую часть этой дозы, основная часть приходится на источники земного происхождения. Калий-40 усваивается организмом человека вместе со своими стабильными изотопами, он дает около 180 мЗв/год. В наибольшей степени дозу внутреннего облучения человека формируют радионуклиды ряда урана-238 и, в меньшей степени, тория-232. Свинец-210 и полоний-210 поступают в организм с пищей (они накапливаются в море-продуктах - в рыбе и моллюсках, а также в тканях северных оленей). Доза внутреннего облучения человека, питающегося таким белком, может превышать среднее значение в 35 раз. Население, проживающее в районах с повышенной концентрацией урана (Западная Австралия), питающееся мясом овец и кенгуру, получает дозы, в 75 раз превосходящие средний уровень планеты.

Радиоактивность атмосферы обусловлена наличием в ней радиоактивных веществ в газообразном состоянии (радон, торон, ¹⁴C, тритий) или в виде аэрозолей (⁴⁰K, уран, радий и др.). Радон и торон поступают из земных пород, а углерод и тритий образуются из атомов азота и водорода в результате воздействия на их ядра нейтронов вторичного космического излучения.

Суммарная радиоактивность атмосферного воздуха колеблется в широких пределах - 7,4 ^. 10^-4 - 16,3 ^. 10^-3Бк/л (2 ^. 10^-14 - 4,4 ^. 10^-13Ки/л) и зависит от места, времени года, погодных условий и от состояния магнитного поля Земли.

Радиоактивность природной воде придают в основном U, Th и Ra, образующие растворимые комплексные соединения, которые вымываются почвенными водами, а также газообразные продукты их радиоактивных превращений -- радон и торон. Концентрация радиоактивных элементов в реках меньше, чем в морях и озерах, а содержание их в пресноводных источниках зависит от типа горных пород, климатических факторов, рельефа местности и т. д. Так, наличие радона в водах кислых магматических пород в несколько раз выше, чем осадочных пород. Концентрация урана в реках, протекающих на юге, обычно выше, чем в северных реках. Наиболее значительным содержанием радиоактивных элементов характеризуются воды урановых месторождений и минеральные (Виноградов, 1957 г.). В минеральных водах Кавказа содержание радия не превышает 277,5 Бк/л (7,5 ^. 10^-9Ки/л), радона - 962 Бк/л (2,6 ^. 10^-8Ки/л). Количество ⁴⁰K в водах рек и озер примерно соответствует содержанию радия: в реках 0,274 Бк/л (7,7 ^. 10^-12Ки/л), в озерах 0,431 Бк/л (1,3 ^. 10^-11Ки/л).

Из естественных радиоактивных веществ, содержащихся в растениях, наибольшая удельная активность ⁴⁰K, которая составляет 44,4 - 370 Бк/кг (1,2 ^. 10^-9 - 10^-8 Ки/кг). Это относится особенно к бобовым растениям -- гороху, бобам, фасоли, сое. Содержание в растениях урана, радия, тория и ¹⁴С ничтожно мало.

В животных организмах обычно содержится ⁴⁰K меньше, чем в растениях.

Уран, торий и ¹⁴С встречаются в биологических объектах в очень незначительных концентрациях по сравнению с ⁴⁰K.

Наиболее сильным из всех естественных источников радиации является газ радон (невидимый, не имеющий вкуса и запаха). Он составляет с дочерними продуктами распада примерно 3/4 годовой индивидуальной эффективной эквивалентной дозы, получаемой населением от земных источников радиации, и около 1/2 дозы от всех естественных источников радиации. Основную часть этой дозы человек получает в непроветриваемых помещениях, закрытых помещениях с вдыхаемым воздухом. В географических регионах с умеренным климатом концентрация радона может быть в 8 раз выше в закрытых помещениях, чем в атмосферном воздухе.

В конце 1970-х гг. в Швеции и Финляндии были обнаружены строения, внутри которых концентрация радона в 5 тыс. раз превышала среднюю его концентрацию в наружном воздухе. Строительные материалы, такие как дерево, кирпич и бетон выделяют незначительное количество радона. Большей удельной радиоактивностью обладают гранит и пемза.

Радон также может поступать в жилые помещения с природным газом, водой (концентрация чрезвычайно велика в воде из глубоких колодцев, артезианских скважин, наибольшая зарегистрированная удельная радиоактивность воды в системах водоснабжения составляет 100 млн Бк/м³.). Радон в значительной степени улетучивается при кипячении воды. Основную опасность представляет попадание в легкие воздуха, содержащего пары воды с растворенным радоном. В процессах переработки и хранения природного газа большая часть радона улетучивается. Концентрация радона в помещении заметно возрастает, если кухонные газовые плиты не снабжены вытяжкой. Доля домов, внутри которых концентрация радона и его дочерних продуктов составляет 1- 10 тыс. Бк/м³, в различных странах колеблется от 0,01 до 0,1 %. Эффективная эквивалентная доза от воздействия радона и его дочерних продуктов составляет в среднем около 1 мЗв/год, т. е. около 1/2 всей годовой дозы, получаемой человеком в среднем от всех естественных источников радиации.

Уголь содержит меньше радионуклидов, чем земная кора. В процессе сжигания угля его минеральные компоненты спекаются в шлак и золу, в которые попадают радиоактивные вещества. Основная часть угольной золы и шлака хранятся на золоотвалах большой площади (до1000 га). Более легкая зольная пыль (размером менее 0,08 мм) выносится тягой в трубу электростанций, проскакивает через электрофильтры. Каждый ГВт-год электроэнергии обходится человечеству в 2 чел-Зв ожидаемой коллективной эффективной эквивалентной дозы. Так, сжигание угля в 1979 г. в домах планеты повысило ожидаемую коллективную эффективную эквивалентную дозу облучения населения Земли на 100 тыс. чел-Зв.

Источником естественной радиации являются также термальные водоемы (подземные резервуары пара и горячей воды). Их в некоторых странах используют для производства электроэнергии и отопления домов. Измерения эмиссии радона на двух электростанциях в Италии показали, что на каждый ГВт-год вырабатываемой ими электроэнергии приходится ожидаемая эффективная эквивалентная доза 6 чел-Зв. Так как суммарная мощность энергетических установок, работающих на геотермальных источниках, невелика и составляет 0,1 % мировой энергомощности, то геотермальная энергетика вносит ничтожный вклад в облучение населения.

Большинство разрабатываемых в настоящее время фосфатных месторождений (используются главным образом для производства удобрений) содержат уран. В процессе добычи и переработки руды выделяется радон. Удобрение также содержит радиоактивные радиоизотопы, которые из удобренной почвы поступают в сельскохозяйственные культуры. Это радиоактивное загрязнение незначительно, оно возрастает при внесении удобрений в почву в жидком виде или при скармливании скоту содержащих фосфаты веществ. Фосфатов дают за год ожидаемую эффективную эквивалентную дозу примерно 6 тыс. чел-Зв, а доза, образующаяся в результате применения фосфогипса составляет около 300 тыс. чел-Зв.

Высокой радиоактивностью обладают строительные материалы, полученные из отходов производства алюминия (кирпич из красной глины), отходов черной металлургии (доменный шлак), отходов угольных электростанций (зола), как побочные продукты переработки фосфорных руд - кальцийсиликатный шлак (используют при производстве бетона) и фосфогипс (используют при изготовлении строительных блоков, сухой штукатурки, перегородок и цемента), их использовали в строительстве в США и Канаде.

Так как земные породы используют в качестве строительного материала, то от последнего зависит гамма-радиация внутри зданий. Наибольшие значения гамма-радиации установлены в домах из железобетона с глиноземом - 1,71 мГр/год, наименьшие - в деревянных домах - 0,5 Гр/год (Sievert и др., 1952, 1957 гг.).

В России предельно допустимые уровни ионизирующего облучения и принципы радиационной безопасности регламентируются «Нормами радиационной безопасности» (НРБ-99), «Основными санитарными правилами работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» ОСП 72-80. В соответствии с этими нормативными документами нормы облучения установлены для следующих трех категорий лиц:

• категория А -- персонал, постоянно или временно работающий с источниками ионизирующих излучений;

• категория Б -- ограниченная часть населения, которая по условиям размещения рабочих мест или по условиям проживания может подвергаться воздействию источников излучения;

• категория В -- население страны, республики, края и области.

Для лиц категории А основным дозовым пределом является индивидуальная эквивалентная доза внешнего и внутреннего излучения за год (Зв/год) в зависимости от радиочувствительности органов (критические органы). Это предельно допустимая доза (ПДД) -- наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которое при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

Для персонала категории А индивидуальная эквивалентная доза (Н, Зв), накопленная в критическом органе за время Т (лет) с начала профессиональной работы, не должна превышать значения, определяемого по формуле

Н = ПДД Ч Т.

Кроме того, доза, накопленная к 30 годам, не должна превышать 12 ПДД.

Для категории Б установлен предел дозы за год (ПД, Зв/год), под которым понимают наибольшее среднее значение индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год у критической группы лиц, при котором равномерное облучение в течение 70 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами. В таблице 4 приведены основные дозовые пределы внешнего и внутреннего облучений в зависимости от радиочувствительности органов.

Таблица 4 - Основные значения дозовых пределов внешнего и внутреннего облучений

Группа критических органов	Органы и ткани организма человека	ПДД для категории А, Зв/год	ПДД для категории Б, Зв/год
1	Все тело, гонады (половые органы), красный костный мозг	0,05	0,005
2	Любой отдельный орган, кроме гонад, красного костного мозга, костной ткани, щитовидной железы, кожи, кистей, предплечий, лодыжек и стоп	0,15	0,015
3	Костная ткань, щитовидная железа, кожный покров, кисти, предплечья, лодыжки и стопы	0,30	0,03

6. УСТРОЙСТВО ДОЗИМЕТРА И РАДИОМЕТРА РКСБ-104

6.1 Назначение прибора

Прибор РКСБ-104 предназначен для индивидуального использования с целью контроля радиационной обстановки на местности, в жилых и рабочих помещениях. Он выполняет функции дозиметра и радиометра и обеспечивает возможность измерения мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения.

Примечание - Прибор является бытовым, поэтому результаты измерений, полученных с его помощью, не могут быть использованы государственными органами для выдачи официальных заключений о радиационной обстановке.

6.2 Основные технические данные и характеристики прибора

1 Диапазон измерений мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения 0,1 - 99,99 мкЗв/ч, что соответствует мощности экспозиционной дозы гамма-излучения - 10 -9999 мкР/ч.

2 Диапазон энергии регистрируемых гамма-излучений 0,06 - 1,25 МэВ.

3 Пределы допускаемых значений основной погрешности измерений мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения, %:

- в поддиапазоне от 0,1 до 1 мкЗв/ч ±40;

- в поддиапазонах от 1 до 10 и от 10 до 99,99 мкЗв/ч ±25.

4 Пределы допускаемых значений дополнительных погрешностей прибора:

- при изменении температуры до крайних рабочих значений (от температуры 20±5 °С) ±15%;

- при изменении относительной влажности воздуха до (75 ±3) % при температуре 30 ^ОС ±10%.

- Дополнительная погрешность прибора при разряде батареи до напряжения 6,0 В - не более ±10%.

5 Энергетическая зависимость показаний прибора при измерениях мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения не ниже +50 - минус 25%.

6 Время измерения мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения не превышает:

- в поддиапазонах от 1 до 10 и от 10 до 99,99 мкЗв/ч (в верхнем положении тумблера S3) - 28 с;

- в поддиапазонах от 0,1 до 1 и от 1 до 10 мкЗв/ч (в нижнем положении тумблера S3)- 280 с.

7 Время установления рабочего режима не более 10 с.

Прибор выдает прерывистый звуковой сигнал и индицирует символ «F» на табло индикатора после окончания цикла измерения.

8 Прибор обеспечивает возможность установки любого одного (из 31-го возможного) порога срабатывания сигнализации по мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения в диапазоне 0,1 - 16 мкЗв/ч.

9 Время непрерывной работы прибора - не менее 12 ч. Для питания прибора используется батарея «Корунд» ТУ16-729.060-81.

10 Рабочие условия эксплуатации прибора:

- температура окружающего воздуха, от минус10 до 35 °С;

-относительная влажность воздуха при температуре 30 ^ОС - 75 ±3%;

-атмосферное давление - 86-107 кПа.

11 Габаритные размеры прибора без упаковки не более 153 х 71 х 39 мм, масса прибора без упаковки - не более 0,35 кг.

12. Средняя наработка прибора на отказ - не менее 4000 ч. Назначенный срок службы - не менее10 лет.

6.3 Устройство и принцип работы

Структурная схема прибора представлена на рисунке 2. Основными ее элементами являются: устройство детектирования излучений (УД); таймер (Т); делитель частоты (ДЧ); устройство управления (УУ); счётчик импульсов (СИ); индикатор жидкокристаллический (ИЖК); схема контроля переполнения счетчика импульсов (СКСИ); устройство пороговое (УП); устройство звуковой сигнализации (УЗС); звонок пьезоэлектрический (ЗП); преобразователь напряжения (ПН); схема контроля напряжения батарея (СКНБ).

Устройство детектирования излучений состоит из 2-х газоразрядных счетчиков типа СБМ20, включенных параллельно, по импульсной схеме, и корректирующих фильтров.

Таймер является устройством, формирующим интервалы времени измерений, а делитель частоты обеспечивает отношение 10 ч 1 между длиной 2-х интервалов измерения.

Устройство управления преобразует сигналы, поступившие в течение интервалов времени измерений от устройства детектирования, в импульсы стандартной амплитуды и длительности и передает их на счетчик импульсов; при заполнении счетчика определенным количеством импульсов -- управляет работой порогового устройства и схемы переполнения; при окончании измерения -- включает устройства звуковой и визуальной сигнализации.

Счетчик импульсов предназначен для подсчета импульсов за интервалы времени измерения и индикации результатов подсчета на табло жидкокристаллического индикатора.

Схема контроля переполнения счетчика формирует сигнал индикации переполнения на табло индикатора.

Устройство пороговое предназначено для выдачи сигнала управления устройством звуковой сигнализации в случае превышения числом импульсов, заполняющих счетчик, установленного для него порогового значения.

Конструкция прибора

Прибор РКСБ-104 представляет собой портативную переносную конструкцию, состоящую из корпуса (1) и крышки (2), скрепленных между собой. К крышке крепятся еще две легкосъемные крышки - отсека питания (3) и крышка-фильтр (4). Общий вид прибора показан на рисунке 3.

На лицевой панели (корпус 1) прибора предусмотрены окно для индикатора и три тумблера - для включения прибора и выбора режима его работы (SI, S2 и S3).

На тыльной стороне прибора предусмотрена крышка-фильтр (4) для выравнивания энергетической зависимости показаний прибора при его работе в режиме измерения мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения. При работе прибора в режиме радиометра эта крышка снимается; счетчики излучений оказываются закрытыми только пленочными фильтрами. Под крышку-фильтр выведены движки кодового переключателя S4, с помощью которого можно выбрать вид измерения (мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения), установить пороги срабатывания сигнализации, а также отключить встроенные счетчики СБМ20 и подключить внешний блок детектирования излучений.

В верхней части крышки (2) имеется окно, в которое выведен разъем для подключения внешнего блока детектирования.

Батарея для питания прибора устанавливается вместе с колодкой подключения в нижний отсек прибора, скрываемый съемной крышкой (3).

Пьезокерамический звонок ЗП1 и жидкокристаллический индикатор НС1 смонтированы на печатной плате внутри корпуса прибора.

На приборе нанесены следующие маркировочные обозначения (рисунок 2): в верхней части лицевой панели прибора, на корпусе (1),- обозначение типа прибора по государственному реестру («РКСБ-104»); в нижней части этой панели, слева - обозначения, принятые для измеряемых величин, и их сокращенные наименования: «Н» - мощность эквивалентной дозы гамма-излучения; «ц» - плотность потока бета-излучения; «Am» - удельная активность. На лицевой панели, под табло жидкокристаллического индикатора, в прямоугольных полях того же цвета, что и обозначения измеряемых величин Н, ц , Am, указаны принятые обозначения единиц их измерения: мкЗв/ч, 1/(с ^. см²), Бк/кг.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Рисунок 2 - Структурная схема прибора

На крышке-фильтре (4) прибора нанесены знаки:

«» -- показывает направление перемещения запирающей защелки при снятии крышки фильтра;

«+» - указывает центр плоскости расположения счетчиков; от него рассчитываются расстояния до образцовых и контрольных источников при градуировке и поверке прибора. На крышке (3) отсека- питания указана величина напряжения батареи «9V».

6.4 Указание мер безопасности

При измерении величины мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения необходимо соблюдать «Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87» и «Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87».

При работе со снятой крышкой соблюдайте осторожность и не повредите пленочные фильтры газоразрядных, счетчиков, т. к. во включенном состоянии счетчики находятся под высоким напряжением (порядка 400 B).

6.5 Подготовка к работе

До начала работы с прибором нужно внимательно осмотреть его и убедиться в отсутствии видимых механических повреждения корпуса (1), крышек (2), (3) и (4), жидкокристаллического индикатора (6) и органов управления SI, S2 и S3.

Перед включением прибора снимите заднюю крышку-фильтр (4). Для этого необходимо сместить вниз запирающую защелку (5) и, подав на себя верхнюю часть крышки-фильтра, одновременным движением вверх извлечь ее направляющие из посадочных гнезд в крышке (2) прибора.



Размещено на http://www.allbest.ru/

Рисунок 3 - Общий вид прибора РКСБ-104

Установить движки кодового переключателя S4; S4.1-- S4.6--в положение «1»; S4.7, S4.8 -- в положение «0» (рисунок 4).

Установить на место крышку-фильтр (4), для этого необходимо вставить ее направляющие в гнезда крышки (2), сместить вниз запирающую защелку (5) и, подав вперед верхнюю часть крышки-фильтра до упора в крышку (2) прибора, отпустить защелку (5), которая и закрепит крышку-фильтр на приборе.

Перевести органы управления прибора - тумблеры S2 к S3 в верхние положения (соответственно «РАБ» и «х 0,01

х0,0I

х200»).

Рисунок 4 - Кодовое положение движков

Проверить работоспособность измерительной схемы прибора, для чего:

1) перевести тумблер SI в верхнее положение («ВКЛ.»); при этом прибор должен начать регистрировать внешний радиационный фон (индикация символов «ч» и «V» на табло индикатора должна отсутствовать);

примерно через 28 с после включения прибор должен выдать прерывистый звуковой сигнал и индицировать в правом нижнем углу табло индикатора символ «F»; при этом на табло индикатора должно индицироваться (установиться) 4-разрядное число, значащая часть которого, умноженная на пересчетный коэффициент, равный 0,01 при измерениях мощности полевой эквивалентной дозы внешнего фона гамма-излучения и верхнем положения тумблера S3, и даст измеренную величину в микрозивертах в час (мкЗв/ч). Время индикации установившегося значения 4-разрядного числа на табло - порядка 14 с, после этого звуковой сигнал должен прекратиться, а прибор - автоматически повторить цикл измерения.

выключить прибор.

Проверьте работу порогового устройства, для чего:

1) перевести движки тумблеров S2 и S3 в нижние положения (соответственно «ДЕЖ.» и «х 0,001

х 0,001

х20»);

2) включить прибор тумблером S1. В течение времени порядка 280 с (4,5 минуты) на табло будут индицироваться возрастающие значения 4-разрядного числа. В момент превышения им значения 0100 ± 0010 (что соответствует порогу срабатывания сигнализации, установленному потребителем в проверочных операций и равному 0,1 мкЗв/ч), прибор должен выдать непрерывный звуковой сигнал. Увеличение числа на табло будет продолжаться до окончания цикла измерения. Выключение звукового сигнала должно произойти после двукратного превышения установленного порога срабатывания сигнализации или, если оно не будет достигнуто, после завершения цикла измерения;

выключить прибор;

установить требуемую величину порога срабатывания сигнализации по мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения -- из возможных значений порога, указанных в таблице 5.

На этом подготовка прибора к работе, включающая в себя проверку его работоспособности, заканчивается.

6.6 Порядок работы

Общие положения

Прибор измеряет мощность полевой эквивалентной дозы гамма-излучения.

Отсчетным устройством прибора является жидкокристаллический индикатор, на табло которого при измерениях индицируются 4-разрядные числа - от 0000 до 9999.

В качестве показания прибора (или отсчета показания -- при необходимости снятия нескольких отсчетов) принимается цифровая величина, являющаяся значащей частью 4-разрядного числа, устанавливающегося на табло после окончания цикла измерения (в этот момент прибор выдает прерывистый звуковой сигнал и индицирует на табло индикатора символ «F»)

Например:

- на табло индицируется число 0009; показание прбора-9;

-на табло индицируется число 0018; показание прибора-18;

- на табло индицируется число 0103; показание прибора103;

- на табло индицируется число 7850; показание прибора-- 7850.

Примечание - Длительность цикла измерения зависит от измеряемой величины и поддиапазона измерения.

Для получения результата измерения конкретной физической величины показание прибора (или среднее арифметическое нескольких отсчетов показаний) надо умножить на пересчетный коэффициент, указанный для каждой измеряемой величины и каждого поддиапазона измерения на лицевой панели прибора, справа от тумблера S3. Результаты получаются в единицах измерения, указанных там же на панели прибора, под табло индикатора. Для удобства обозначения измеряемой величины и единицы его измерения и значения пересчетных коэффициентов, относящихся к этой величине (таблица 6), маркируются на лицевой панели краской одного цвета, отличного от цвета аналогичных обозначений, принятых для других измеряемых величин.

Таблица 5 - Положения S4

Величина порога срабатывания сигнализации, мкЗв/ч (мкР/ч)	Соответствующая порогу величина показаний индикатора	Положения S3	Положения S4
			S4.1	S4.2	S4.3	S4.4
			800	400	200	100
0,1 (10) 0,2 (20) 0,3 (30) 0,4 (40) 0,5 (50) 0,6 (60) 0,7 (70) 0,8 (80) 0,9 (90) 1,0 (100) 1,1 (110) 1,2 (120)	0100 0200 0300 0400 0500 0600 0700 0800 0900 1000 1100 1200	Нижнее » » » » » » » » » » »	1 1 1 1 1 1 1 1 0 0 0 0	1 1 1 1 0 0 0 0 1 1 1 1	1 1 0 0 1 1 0 0 1 1 0 0	1 0 1 0 1 0 1 0 1 0 1 0
1,3 (130) 1,4 (140) 1,5 (150) 1,6 (160) 1 (100) 2 (200) 3 (300) 4 (400) 5 (500) 6 (600) 7 (700) 8 (800)	1300 1400 1500 1600 0100 0200 0300 0400 0500 0600 0700 0800	Нижнее » » » » Верхнее » » » » »	0 0 0 0 1 1 1 1 1 1 1 1	0 0 0 0 1 1 1 1 0 0 0 0	1 1 0 0 1 1 0 0 1 1 0 0	1 0 1 0 1 0 1 0 1 0 1 0
9 (900) 10 (1000) 11 (1100) 12 (1200) 13 (1300) 14 (1400) 15 (1500) 16 (1600)	0900 1000 1100 1200 1300 1400 1500 1600	Верхнее » » » » » » »	0 0 0 0 0 0 0 0	1 1 1 1 0 0 0 0	1 1 0 0 1 1 0 0	1 0 1 0 1 0 1 0

Измерение мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения.

1 Снять заднюю крышку-фильтр 4.

2 Перевести движки кодового переключателя в положения, показанные на рисунке 5.

3 Установить крышку-фильтр на прежнее место.

4 Перевести тумблеры S2 и S3 в верхние положения («РАБ.» и

«х 0,01

х 0,01

х 200» соответственно).

5 Включить прибор тумблером S1, переведя его в положение «ВКЛ.». Через 27-28с прибор выдает прерывистый звуковой сигнал; на табло жидкокристаллического индикатора индицируется символ «F» и отображается 4-разрядное число. Для определения мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения умножьте значащую часть этого числа на пересчетный коэффициент, равный 0,01 (таблица 6), и вы получите результат в микрозивертах в час (мкЗв/ч).

Примечание - Значащая часть 4-разрядного числа соответствует измеренной величине мощности экспозиционной дозы гамма-излучения в микрорентгенах в час (мкР/ч).

На рисунке 5 проиллюстрирован пример измерения величины мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения: индицируется число 0018; его значащая часть -- 18; пересчетный коэффициент -- 0,01; полученный результат -- 0,18 мкЗв/ч (что соответствует мощности экспозиционной дозы в 18 мкР/ч).

6 Для получения более точного результата измерения (в пределах допускаемых значений основной погрешности измерений) при величинах мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения менее 10 мкЗв/ч повторить измерения при нижнем положении тумблера S3 (положение остальных органов управления не изменяется). Время измерения при этом увеличится до (270-- 280) с.

Показание прибора умножьте на пересчетный коэффициент, равный 0,001 (таблица 6) -- и вы получите результат измерения в микорзивертах в час. Рисунок 6 иллюстрирует пример измерения: на табло индицируется число 0182; показание прибора -- 182; пересчетный коэффициент-- 0,001; полученный результат -- 0,182 мкЗв/ч (что соответствует величине мощности экспозиционной дозы гамма-излучения 18,2 мкР/ч).

Таблица 6 - Пересчетные коэффициенты

Измеряемая величина	Обозначение	Ед. измерения	Значение пересчетных коэффициентов для разных поддиапазонов измерения
			Для верхнего положения тумблера S3	Для нижнего по-ложения тумблера S3
Мощность полевой эквивалентной дозы гамма-излучения	Н	мкЗв/ч	0,01	0,001

Рисунок 5 - Кодовое положение движков



Рисунок 6 - Пример измерения величины

В нижнем положении тумблера S3 значащая часть 4-разрядного числа, индицируемого на табло в момент окончания цикла измерения, соответствует умноженной на 10 величине мощности экспозиционной дозы гамма-излучения в микрорентгенах в час.

Примечание - На территории РФ мощность полевой эквивалентной дозы гамма-излучения, обусловленная естественным радиационным фоном, колеблется в зависимости от района от нескольких сотых до нескольких десятых микрозиверта в час. Официальные данные о радиационном фоне в конкретном районе можно получить в региональном подразделении Государственного комитета по гидрометеорологии РФ.

7 РАБОЧЕЕ ЗАДАНИЕ 2

7.1 Выполнение измерений

1 Разместить дозиметр в выбранной точке измерений.

2 Через 30 секунд снять показания на цифровом табло в микрозивертах в час (мкЗв/ч) или микрорентген в час (мкР/ч).

3 Снять пять показаний в данной точке измерения.

4 Показания дозиметра записать в таблицу 7.

5 На карте-схеме точек контроля радиационного фона (приложение) пометить опорные точки, в которых проведены измерения мощности дозы.

7.2 Обработка и оформление результатов измерений

1 Вычислить среднее арифметическое значение показаний мощности дозы (мкЗв/ч) по формуле Р = (Р₁ + Р₂ + … Р_N)/N, где N - количество измерений, и записать в графу №7 таблицы 7.

2 Рассчитать суммарную дозу, которую получит человек в течение года на данной территории (см. п.1.3), и записать в графу №8 таблицы 7.

3 Сопоставить полученные значения дозы за год (Р, Зв/год) с предельно допустимыми (см. п.5), записать в графу №9 таблицы 7.

4 На основе анализа полученных данных сделать вывод о радиационной обстановке исследованной территории; ответить на вопрос, к какой категории согласно нормативным документам норм облучения, относятся люди, проживающие на данной территории; указывать, как использованы или будут использоваться полученные результаты.

8 РАБОЧЕЕ ЗАДАНИЕ 3

1 Определить фон окружающей среды. Эта величина характеризует суммарную величину радиоактивности воздуха и радиоактивности космических лучей, обычно по бета-излучению составляет 10-15 имп./мин. Превышение этой величины говорит об увеличении радиоактивности воздуха.

2 Определить радиоактивность почвы (песок, глина, чернозем), промышленных образцов.

Радиоактивность почвы (имп./кг почвы) - из измеренной величине вычитают радиоактивность фона и делят на величину навески почвы.

3 Результаты оформляют в виде таблицы.

4 На основе анализа полученных данных сделать вывод о радиационной обстановке почв территории.

Таблица 7 - Результаты исследования территории студенческого городка УГНТУ

Место измерения	Мощность дозы, Р (мкЗв/ч)	Радиационный фон, Зв/год	Превышение ПДД
	Показания дозиметра
	1	2	3	4	5	Среднее значение
1	2	3	4	5	6	7	8	9
1 Учебный корпус 1
2 Учебный корпус 2
3 Учебный корпус 3
4 Учебный корпус 4
5 Учебный корпус 7
6 Парк
7 Спортивный комплекс
8 Столовая
9 Мусорные контейнеры
10 Общежитие 1
11 Общежитие 2
12 Общежитие 3
13 Общежитие 4
14 Общежитие 6
15 Объект по выбору студента

Контрольные вопросы

1 Дайте определение термина «радиация».

2 Назовите виды ионизирующих излучений и их основные физические характеристики.

3 Назовите основные единицы измерения ионизирующих излучений.

4 Что такое поглощенная, экспозиционная и эквивалентная дозы излучения?

5 Охарактеризуйте биологическое действие ионизирующих излучений на организм человека.

6 Какими нормативными документами регламентируются уровни облучения?

7 Назовите способы защиты от ионизирующих излучений.

8 Какими приборами измеряют ионизирующие излучения?

9 Опишите устройство и принцип работы дозиметрического прибора РКСБ-104.

10 Что такое период полураспада?

11 Назовите основные принципы расчета доз при внутреннем (инкорпированном) облучении.

12 Расскажите о превентивных мерах защиты организма при воздействии на него короткоживущих изотопов.

13 Напишите методику расчета защитных экранов.

14 Расскажите об источниках ионизирующих излучений.

Список литературы

1 Радиобиология/ А.Д.Белов, В.А. Киршин, Н.П. Лысенко и др.; под ред. А.Д.Белова. -М.: Колос, 1999.- 384 с.

2 Ядерная энциклопедия/ под ред. А.А.Ярошинской. - М.: Благотворительный фонд Ярошинской, 1996.- 656 с.

3 Израэль Ю.А., Квасникова Е.В., Назаров И.М. и др. Радиационный мониторинг // Состояние и комплексный мониторинг природной среды и климата. - М.: Наука, 2001. - С. 93-156.

4 СанПиН 2.6.6.1169-02 «Обеспечение радиационной безопасности при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов на объектах нефтегазового комплекса российской федерации».

Приложение А

Карта точек контроля радиационного фона изучаемой территории

Размещено на http://www.allbest.ru/

Размещено на Allbest.ru

...