Как правильно замерить фон при измерении мэд. Радиация: общие сведения, единицы измерения, влияние на человека

1 ФГАОУ ВПО «Южный федеральный университет»

Проведена оценка мощности эквивалентной дозы гамма-излучения природных и урбанизированных территорий Ростовской области, Краснодарского края и республики Адыгея. Представленные результаты в целом соответствуют среднемировым значениям гамма-фона. В отдельных районах были выявлены отклонения от типичных значений. Приведено объяснение полученных результатов для природных и урбанизированных территорий. В районах проведения исследований на территории республики Адыгея были обнаружены аномалии, в которых измеренные значения сильно отличались от средних показателей. Оценены годовые значения эквивалентной дозы для исследованных территорий. На основании полученных сведений был сделан вывод о необходимости дальнейших радиоэкологических наблюдений в данном регионе. Подчеркнута важность работы по выявлению радиоактивных аномалий с целью предотвращения получения излишней дозовой нагрузки населением.

гамма-излучение

эквивалентная доза

природные территории

промышленные территории

1. Джамилова С.М. Оценка характеристик гамма-поля территорий городов и поселков Акмолинской области // Вестник Алтайского государственного аграрного университета. – 2011. – № 9 (83).– С. 51–54.

2. Давыдов М.Г. Радиоэкология: учебник для вузов. / М.Г. Давыдов, Е.А. Бураева, Л.В. Зорина, В.С. Малышевский, В.В. Стасов. – Ростов-н/Д.: Феникс, 2013. – 635 с.

3. СанПин 2.6.1.2523-09 Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). Утверждены и введены в действие постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации Г.Г. Онищенко от 7 июля 2009 г № 47 с 01 сентября 2009 г.

4. Chernyago B.P. Current radiation environment in the Central Ecological Zone of the Baikal Natural Territory / B.P. Chernyago, A.I. Nepomnyashchikh, V.I. Medvedev // Russian Geology and Geophysics. – 2012. – Vol. 53. – P. 926–935.

5. Chougankar M.P. Profiles of doses to population living in the high background radiation areas in Kerala / M.P. Chougankar, K.P. Eappen, T.V. Ramachandran // J. Environ. Radioact. – 2003. – № 71. – P. 275–295.

6. Fasasi M.K. Natural radioactivity of the tar-sand deposits of Ondo State, Southwest Nigeria / M.K. Fasasi, A.A. Oyawale, C.E. Mokobia, P. Tchosossa, T.R. Ajayi, F.A. Balogun // Nucl. Instrum. and Methods. – 2003. – № 505. – P. 449–453.

7. Gupta M. Measurement of natural radioactivity and radon exhalation rate in fly ash samples from a thermal power plant and estimation of radiation doses. / M. Gupta, A.K. Mahur, R. Varshney, R.G. Sonkawade, K.D. Verma, R. Prasad. // Radiation Measurements. – 2013. Vol. 50. – P. 160–165.

8. Hewamanna R. Natural radioactivity and gamma dose from Sri Lankan clay bricks used in building construction. / R. Hewamanna, C.S. Sumithrarachchi, P. Mahawatte, H.L.C. Nanayakkara, H.C. Ratnayake // Appl. Rad. Isotopes. – 2001. – Vol. 54. – P. 365–369.

9. Isinkaye O.M. Radiometric assessment of natural radioactivity levels of bituminous soil in Agbabu, southwest Nigeria // Radiation Measurements. – 2008. – Vol. 43. – P. 125–128.

10. Ravisankar R. Measurement of natural radioactivity in building materials of Namakkal, Tamil Nadu, India using gamma-ray spectrometry / R. Ravisankar, K. Vanasundari, A. Chandrasekaran, A. Rajalakshmi, M. Suganya, P. Vijayagopal, V. Meenakshisundaram // Appl. Rad. and Isotopes. – 2012. – Vol. 70. – P. 699–704.

11. Sabyasachi P. Detection of low level gaseous releases and dose evaluation from continuous gamma dose measurements using a wavelet transformation technique / P. Sabyasachi, D.D. Rao, P.K. Sarkar // Appl. Rad. and Isotopes. – 2012. – Vol. 70. – P. 2569–2580.

12. Shweikani R. Natural radiation background in the ancient city of Palmyra. / R. Shweikani, M.S. Al-Masri, M. Hushari, G. Raja, M. Aissa, R. Al-Hent // Radiation Measurements. – 2012. –Vol. 47. – P. 557–560.

13. Song G. Natural radioactivity levels in topsoil from the Pearl River Delta Zone, Guangdong, China / G. Song, D. Chen, Z. Tang, Z. Zhang, W. Xie. // J. of Env. Radioactivity. – 2012. – Vol. 103. – P. 48–53.

Изучению радиоактивности природных и урбанизированных территорий посвящено множество публикаций. В качестве основного критерия оценки загрязнения территории используется мощность эквивалентной дозы гамма-излучения (МЭД) . В зависимости от территориальных особенностей значения естественного гамма фона могут меняться в достаточно широких пределах. Значительные вариации МЭД связаны как с особенностями геологического и тектонического строения регионов, так и с наличием техногенного влияния - разработкой месторождений полезных ископаемых, выбросами в результате ядерных инцидентов, внесением удобрений и др. .

В большинстве исследуемых природных регионов мира гамма-фон варьируется в пределах 0,2-0,4 мкЗв/ч . В то же время существуют зоны с аномально высокими значениями МЭД, например, в Национальном парке Агбабу (юго-западная часть Нигерии) значения фона варьируются от 10 до 30 мкЗв/ч при среднем его значении 20 мкЗв/ч . На урбанизированных территориях гамма-фон также в целом составляет от 0,03-0,25 мкЗв/ч , при среднемировом значении 0,1 мкЗв/ч .

В целом достаточно широкие значения МЭД различных регионов и наличие радиоактивных аномалий на отдельных участках делают актуальной проблему оценки радиоактивности объектов и территорий. Подобные исследования позволяют определить естественный гамма-фон изучаемых районов, оценить дозы облучения населения от природных источников гамма-излучения и выявить непригодные для деятельности человека территории.

Материалы и методы их исследования

В качестве объектов исследования был выбран ряд участков, находящихся в Ростовской области, Краснодарском крае и Республике Адыгея.

В Ростовской области оценка мощности эквивалентной дозы гамма-излучения проводилась в городах: Ростов-на-Дону, Новочеркасск, Таганрог, а также в ст. Старочеркасской. В качестве природных территорий Ростовской области в данной работе были выбраны целинные и залежные участки в Орловском, Аксайском, Цимлянском, Дубовском и Волгодонском районах, включая 30-километровую зону наблюдения Ростовской АЭС. Ландшафт Ростовской области представлен степями и пойменными участками реки Дон, почвы которых сформированы преимущественно на известняках, желтых глинах и аллювиальных отложениях. В данном регионе сильно развиты промышленность, производство, сельское хозяйство и атомная энергетика (Ростовская атомная электростанция).

В Краснодарском крае наблюдения на природных участках проводились в Кущевском районе. Урбанизированные территории Краснодарского края представлены в основном селами, расположенными в предгорной части Главного Кавказского хребта вдоль побережья Черного моря (Вардане, Верхнениколаевское, Высокое и др.). Краснодарский край делится рекой Кубань на две части: северную - равнинную (2/3 территории), расположенную на Кубано-Приазовской низменности, и южную - предгорную и горную (1/3 территории), расположенную в западной высокогорной части Большого Кавказа. Ведущее место в структуре промышленности принадлежит перерабатывающим производствам и пищевой отрасли. Достаточно развиты электроэнергетика, топливная отрасль, машиностроение и металлообработка, туризм и курортное дело. Доля химической, лесной и легкой промышленности незначительна.

Территорию Республики Адыгея можно условно разделить на северную часть, которая представлена равнинами и поймами рек, и южную, которая находится в предгорьях и горах Главного Кавказского хребта. Около 40 % территории занимают широколиственные леса. Оценка мощности эквивалентной дозы гамма-излучения проводилась в г. Майкоп и ряде населенных пунктов Майкопского района, а также на луговых и лесных участках предгорий. Урбанизированные территории представлены населенными пунктами: г. Майкоп, п. Каменомостский, с. Победа, с. Никель, ст. Даховская, ст. Абадзехская, с. Севастопольское и с. Новосвободное и месторождениями полезных ископаемых Майкопского района. В основном населенные пункты данной территории имеют малую численность населения и невысокую плотность застройки.

Мощность эквивалентной дозы гамма-излучения измеряли пешеходной гамма-съемкой с помощью дозиметров-радиометров ДРБП-03, СРП-88н и ДКС-96 на высоте 1 м от поверхности почвенного покрова. Погрешность оценки МЭД не превышает 15 %.

Результаты исследования и их обсуждение

Мощность эквивалентной дозы гамма-излучения по районам Ростовской области и Краснодарского края варьируется в пределах от 0,05 до 0,29 мкЗв/ч, при среднем значении мощности эквивалентной дозы 0,15 мкЗв/ч (табл. 1, рисунок 1, а-г). На большинстве природных территорий данных регионов гамма-фон находится в пределах 0,08-0,20 мкЗв/ч (рисунок 1, б, г), что не превышает значений МЭД, установленных в (0,2 мкЗв/ч) и соответствует среднемировому гамма-фону (0,1 мкЗв/ч). Для г. Ростова-на-Дону мощность эквивалентной дозы гамма-излучения соответствует данным по Ростовской области (табл. 1).

Для городских (урбанизированных) территорий Ростовской области (рисунок 1, а) распределение мощности эквивалентной дозы гамма-излучения неоднородное. Имеют место как районы с гамма-фоном на уровне 0,09-0,15 мкЗв/ч, так и участки с фоном в пределах 0,22-0,29 мкЗв/ч. Подобное распределение мощности эквивалентной дозы гамма-излучения на урбанизированных территориях связано с неоднородностью застройки, чередованием парковых зон и загруженных автомобильных магистралей, а также с использованием различных строительных материалов при возведении зданий и объектов.

Республика Адыгея имеет крайне неоднородный и сложный рельеф с горными и равнинными участками. Радиоактивность данных территорий в значительной мере зависит от глубины залегания материнских пород, наличия проявлений урана и зон тектонических разломов .

На природных территориях измерения проводились в ущельях рек Белая и Сюк, в смешанных лесах, прилегающих к пойме реки Белая, и на луговых территориях, в том числе на плато Лаго-Наки. Радиационный фон на данных территориях также варьируется в значительных пределах (табл. 2). Дополнительные дозовые нагрузки могут вносить эманации радона и выходы гранитов на поверхность Земли. Коренные породы залегают неглубоко - от 20 см до 1 м и вследствие оползней и селей могут быть оголены.

На территории Республики Адыгея имеют место радиоактивные аномалии с повышенным гамма-фоном. Они могут быть как естественного происхождения, например, участки с проявлениями урана, так и искусственного, например, штольни и отвалы, а также некоторые источники водоснабжения, которые ведут забор воды из водоносных слоев, сформированных на радиоактивных пластах. В табл. 2 приведены сведения для аномалий, которые были обнаружены как на территориях населенных пунктов, так и на природных участках в экспедициях 2003 и 2010-2012 гг. Разброс значений мощности эквивалентной дозы крайне велик. Сами аномалии распределены неравномерно.

а б в

г д е

Диаграмма распределения мощности эквивалентной дозы гамма-излучения урбанизированных территорий Ростовской области (а), природных территорий Ростовской области (б), урбанизированных территорий Краснодарского края (в), природных территорий Краснодарского края (г), урбанизированных территорий Республики Адыгея (д), природных территорий Республики Адыгея (е)

Распределение мощности эквивалентной дозы варьируется в широких пределах (табл. 2, рисунок д-е). Источниками высоких значений мощности эквивалентной дозы урбанизированных районов могут служить объекты питьевого водоснабжения (колодцы, колонки, скважины), строительные материалы, а также эманации радона. 222Rn хорошо растворим в воде, обладает высокой скоростью эманации с поверхности земли и может свободно выходить на поверхность по трещинам и разломам горных пород.

Выявленные в аномалиях значения МЭД свыше 1 мкЗв/ч делают их потенциально опасными для здоровья человека. Измеренные величины свидетельствуют о высокой вероятности превышения предельно допустимых значений законодательно нормируемых характеристик установленных в для радионуклидов. Длительное нахождение в таком месте может привести к получению заметной дозы облучения. Отдельную опасность представляет случайное попадание концентрированных количеств радионуклидов из областей аномалий в организм человека. Поиск, локализация и изоляция таких участков является важной задачей. Пешеходная гамма-съемка хоть и дает хорошее разрешение, но не в силах охватить большие территории, на которых могут присутствовать радиоактивные аномалии, как например, на территории Республики Адыгея. Кроме того необходимо проводить учет аномальных участков и устанавливать в местах их нахождения предупреждающие знаки.

Таблица 1

Мощность эквивалентной дозы гамма-излучения

Таблица 2

Гамма-фон территорий Республики Адыгея

Также в данной работе оценивалась годовая эффективная доза для населения . Расчет годовой эффективной дозы проводился, исходя из принципа, что фон в течение года стабилен и человек облучается равномерно.

Таблица 3

Оценка годовой эффективной дозы для урбанизированных и природных территорий Ростовской области

В целом на урбанизированных и природных территориях население получает примерно одинаковые дозы (табл. 3). Однако годовая эффективная доза, получаемая населением на урбанизированных и природных территориях горных районов, может значительно разниться. Аномальные участки могут вносить значительный вклад в индивидуальную дозовую нагрузку человека как за счет внутреннего, так и внешнего облучения.

Допустимые значения для эффективной дозы в условиях воздействия естественных радионуклидов, согласно , не устанавливаются. Но существуют ограничения по МЭД на участках застройки, на которых её значение не должно превышать мощности дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч . Установлены нормы качества питьевой воды по радиационной безопасности в условиях воздействия как техногенных, так и природных радионуклидов .

Отметим, что в случае радиационной аварии, согласно , территории со значениями годовой эффективной дозы от 1 до 5 мЗв/г относятся к зонам радиационного контроля. При этом большинство исследуемых районов Северного Кавказа (табл. 3) относятся к территориям, в которых годовая эффективная доза гамма-излучения населения, обусловленная исключительно естественными радионуклидами также может составлять от 1 до 5 и даже более мЗв/г. Поэтому эти районы требуют организации радиоэкологического мониторинга.

Оценены мощности эквивалентных доз гамма-излучения природных и урбанизированных территорий (табл. 1, 2). Данные хорошо согласуются друг с другом и со среднемировыми значениями в интервале 0,1 мкЗв/ч.

На территории Республики Адыгея присутствуют радиоактивные аномалии. Определена годовая эффективная доза облучения населения природных и городских территорий для фоновых территорий и районов с радиоактивными аномалиями (табл. 3). Все исследованные участки относятся к зонам вмешательства, для которых требуется дозиметрический контроль объектов и территорий.

Работа выполнена при финансовой поддержке Минобрнауки России в рамках Федеральной целевой программы «Научные и научно-педагогические кадры инновационной России» (№ 14.А18.21.0633).

Рецензенты:

Вардуни Т.В., д.п.н., к.б.н., профессор, заведующая отделом экологических инноваций Научно-исследовательского института биологии, ФГАОУ ВПО «Южный федеральный университет», г. Ростов-на-Дону;

Симонович Е.И., д.б.н., старший научный сотрудник Научно-исследовательского института биологии, ФГАОУ ВПО «Южный федеральный университет», г. Ростов-на-Дону.

Работа поступила в редакцию 18.09.2013.

Библиографическая ссылка

ионизирующих излучений

ФГУП ”ВНИИФТРИ”

______________

_______________2010 год

Методика дозиметрического контроля

гамма-излучения в помещениях

С О Д Е Р Ж А Н И Е

1. Назначение методики

2. Принцип контроля

3. Средства и условия измерений

4.Измерение мощности амбиентного эквивалента дозы на открытой местности

5.Измерение мощности амбиентного эквивалента дозы в помещениях

1. НАЗНАЧЕНИЕ МЕТОДИКИ

Настоящая методика устанавливает порядок и правила выполнения измерений при дозиметрическом контроле гамма-излучения в помещениях, включая рабочие места, а также правила оценки результата контроля, методика в части организации контроля соответствует МУ 2.6.1.715-98 "Проведение радиационно-гигиенического обследования жилых и общественных зданий ". Методика предназначена для использования в аккредитованнойИспытательной лаборатории «Аликом-Плюс» и обеспечивает измерение мощности амбиентного эквивалента дозы (МЭД) фотонного излучения в диапазоне (0,мкЗв/ч с погрешностью (15 – 50) % (Р = 0.95).

2. ПРИНЦИП КОНТРОЛЯ

2.1. Дозиметрический контроль по данной методике основан на измерении надфоновой мощности амбиентного эквивалента дозы, обусловленной гамма-излучением. Процедура контроля включает три этапа:

Измерение МЭД, присущей данной местности на открытой местности, вблизи контролируемого здания (фоновое значение);

Измерение МЭД в помещениях контролируемого здания;

Оценку результата контроля и принятие решения.

2.2. Объект считается годным к эксплуатации, если превышение над фоном местности в контрольных точках не превышает 0,20 мкЗв/ч в соответствии с СП 2.6.1.2523-09 Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009).

3. СРЕДСТВА И УСЛОВИЯ ИЗМЕРЕНИЙ

3.1. Настоящая методика предполагает применение для измерения МЭД гамма-излучения дозиметров: ДКГ-07Д «Дрозд». Применяемые приборы должны быть поверены в установленном порядке.

3.2. Измерения указанными приборами выполняются в натурных условиях, оговоренных в эксплуатационной документации на приборы:

Температура окружающей среды от минус 10°С до плюс 40°С;

При более низких температурах необходимо использовать утепляющие покрытия приборов и сокращать время пребывания приборов в условиях низких температур. Отличие натурных условий от нормальных должно быть учтено введением дополнительных систематических погрешностей в результатах измерений МЭД.

3.3. К работе допускаются операторы, изучившие настоящую методику, инструкции по эксплуатации применяемых приборов, требования ОСПОРБ-99/2010.

4. ИЗМЕРЕНИЕ МОЩНОСТИ амбиентного ЭКВИВАЛЕНТа ДОЗЫ

НА ОТКРЫТОЙ МЕСТНОСТИ

4.1. Измерение МЭД на открытой местности (фоновой МЭД) включает следующие операции:

Выбор контрольных точек на местности;

Измерение показаний дозиметра в контрольных точках;

Регистрация результатов и последующие действия.

4.2. Для проведения измерений выбираются не менее 5-х контрольных точек, расположенных на ровном участке местности на расстоянии не менее 30 м от близлежащих зданий. При этом следует выбирать участки с естественным покрытием без значительных техногенных воздействий (сады, парки, газоны, пустыри и т. д.)

4.3. Подготовку дозиметра к работе и проверку его работоспособности следует выполнять в соответствии с инструкцией по эксплуатации прибора.

4.4. Фоновую мощность амбиентного эквивалента дозы в каждой контрольной точке (Фj) определяют как среднее арифметическое значение для многократных (7-10) измерений фона.

где j=1,2...n - номер измерения фона в контрольной точке; Ni - показания дозиметра при i-ом измерении. В рабочем протоколе (журнале) регистрируют весь ряд результатов.

4.5. Фоновую мощность амбиентного эквивалента дозы (Dф) определяют как среднее арифметическое значение по контрольным точкам:

, (2)

где m - число контрольных точек.

4.6. Среднеквадратичное отклонение (СКО) результата измерений фона определяют по формуле:

, (3)

где j=1,2...m - номер контрольной точки. В рабочем протоколе измерений МЭД регистрируют весь ряд результатов.

5. ИЗМЕРЕНИЕ МОЩНОСТИ амбиентного

эквивалента ДОЗЫ В ПОМЕЩЕНИИ

5.1. Измерение МЭД в помещении включает следующие операции:

Выбор контрольных точек в помещении;

Подготовка дозиметра к работе;

Измерение МЭД в выбранных контрольных точках помещения;

Обработка результатов;

Определение предельных значений надфоновой МЭД;

Оформление результатов и последующие действия.

5.2. Контрольные точки для измерения МЭД выбираются:

Вдоль каждой из стен в трех точках на расстоянии 0.25 м от стены.

В случаях измерений для целей аттестации рабочих мест добавляются точки определенные как рабочие места.

5.3. Подготовку дозиметра к работе следует выполнить в соответствии с Инструкцией по эксплуатации прибора.

5.4. Мощность амбиентного эквивалента дозы в каждой выбранной контрольной точке Dj определяют как среднее арифметическое значение показаний дозиметра при многократных (n= 7÷10) измерениях:

, (4)

где j=1,2...m - номер контрольной точки; Ni - показания дозиметра в контрольной точке. В рабочем протоколе (журнале) регистрируют весь ряд результатов, m - число контрольных точек.

5.5. Обработка результатов дозиметрических измерений включает определение:

Превышение мощности амбиентного эквивалента дозы над фоном местности в каждой контрольной точке .

Суммарной неопределенности результата измерений надфоновой МЭД при Р=0,95 для каждой контрольной точки Dj.

Вычисления следует выполнять по следующим формулам:

, (5)

где Dф -- фоновая МЭД, измеренная в соответствии с п. 4.

5.6. Значение суммарной неопределенности результата измерений надфоновой МЭД (с доверительной вероятностью 0,95) для дозиметров типаДКГ-07Д «Дрозд»:

Δ = 2σФ + 0,3, (6)

5.7. В качестве предельных значений превышения мощности амбиентного эквивалента дозы над фоном местности – DПР принимается значение:

DПР = DНФ, max + Δ , (7)

где DНФ, max – максимальное значение надфоновой МЭД в контрольных точках.

5.8. По результатам дозиметрических измерений составляется рабочий протокол (запись в рабочем журнале) с указанием фоновой МЭД - Dф, номеров контрольных точек (в соответствии с картограммой), значений Dj, DjНФ, D и DПР.

5.9. На основании данных рабочего протокола дозиметрических измерений выполняются следующие действия:

Если для всех контрольных точек Dпр 0,2 мкЗв/час объект признается радиационно чистым и оформляется «Свидетельство радиационного качества» с заключением о радиационной чистоте объекта по форме, установленной для ЛРК (см. «Руководство по качеству);

Если значения Dпр находятся в диапазоне 0,2-0,3 мкЗв/час, то в точке максимальной Dпр следует выполнить более точные измерения МЭД (повторные измерения МЭД при большем числе измерений);

Если значение Dпр > 0,3 мкЗв/час, хотя бы для одной контрольной точки, объект признается радиационно загрязненным, оформляется Акт радиационного контроля по форме, установленной для ЛРК (см. «Руководство по качеству») с результатами дозиметрического контроля и приложением картограммы контрольных точек. После ознакомления заказчика Акт должен быть направлен в региональную службу Роспотребнадзора для принятия решения.

5.10. При измерениях для целей аттестации рабочих мест, измеряется мощность амбиентного эквивалента дозы (МЭД) Dр в контрольных точках определенных, как рабочие места. Dр определяют как среднее арифметическое значение показаний дозиметра при многократных (n= 7÷10) измерениях:

, (8)

Среднеквадратичное отклонение (стандартная неопределенность) результата измерений Dр, определяют по формуле:

, (9)

где р=1,2...m - номер контрольной точки; Di - показания дозиметра в контрольной точке.

В рабочем протоколе (журнале) регистрируют весь ряд результатов.

Значение расширенной неопределенности результата измерений Dр (Р= 0,95):

(10)

ΔО - основная относительная погрешность дозиметров типаДКГ-07Д «Дрозд» ;

ΔЭ – относительная дополнительная погрешность за счет энергетической зависимости чувствительности;

ΔА - относительная дополнительная погрешность за счет анизотропии чувствительности.

5.11. В качестве предельных значений мощности амбиентного эквивалента дозы в каждой контрольной точке определенной, как рабочее место – Dрп, принимается значение:

Dрп =Dр + Δр, (11)

5.12. При гигиенической классификации условий труда значения Dрп используется для оценки значений мощности максимальной потенциальной эффективной дозы мЗв/год в соответствии с Р 2.2.2006-05 «Руководство по гигиенической оценке факторов рабочей среды и трудового процесса. Критерии и классификация условий труда» Приложение 14.

МУ 2.6.1.715-98

МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ

2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

ПРОВЕДЕНИЕ РАДИАЦИОННО-ГИГИЕНИЧЕСКОГО
ОБСЛЕДОВАНИЯ ЖИЛЫХ И ОБЩЕСТВЕННЫХ ЗДАНИЙ

Realisation of Radiation control in Dwellings and public Buildings

Дата введения 1998-11-01

1. РАЗРАБОТАНЫ Федеральным радиологическим центром Санкт-Петербургского Научно-исследовательского института радиационной гигиены Минздрава РФ (Крисюк Э.М., Терентьев М.В., Стамат И.П. и Барковский А.Н.) и Департаментом Госсанэпиднадзора Минздрава Российской Федерации (Иванов С.И., Перминова Г.С. и Соломонова Е.П.)

2. УТВЕРЖДЕНЫ И ВВЕДЕНЫ В ДЕЙСТВИЕ Главным Государственным санитарным врачом Российской Федерации 24 августа 1998 года

3. Введены впервые

ВВЕДЕНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

Настоящие методические указания определяют общий порядок организации и проведения радиационно-гигиенического обследования жилых и общественных зданий, обеспечивающего реализацию требований Федерального Закона "О радиационной безопасности населения" и "Норм радиационной безопасности (НРБ-96) " по ограничению облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения.

Методические указания предназначены для органов и учреждений государственного санитарно-эпидемиологического надзора. Соблюдение требований настоящего документа является обязательным для предприятий и организаций любой ведомственной принадлежности и формы собственности, осуществляющих приемку в эксплуатацию жилых и общественных зданий.

1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

1.1. Целью настоящих Методических указаний является унификация методов радиационного контроля, а также обеспечение единых требований к проведению контроля за соблюдением действующих на территории Российской Федерации гигиенических нормативов по ограничению облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения в жилых домах и зданиях социально-бытового назначения как при приемке их в эксплуатацию после завершения строительства (реконструкции или капитального ремонта), так и при их эксплуатации.

1.2. Радиационно-гигиеническое обследование зданий проводится органами госсанэпиднадзора в порядке предупредительного или текущего надзора либо по специальному решению компетентных органов исполнительной власти в порядке, установленном действующим законодательством, либо по заказу (просьбе) юридических лиц или отдельных граждан (жильцов, домовладельцев, сотрудников организаций и т.д.).

1.3. В соответствии с "Нормами радиационной безопасности (НРБ-96) " в помещениях зданий (далее - помещениях) регламентируется мощность дозы гамма-излучения, обусловленного природными радионуклидами, и среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность изотопов радона. Измерения этих радиационных факторов в помещениях проводятся лабораториями радиационного контроля (ЛРК), аккредитованными в установленном порядке в данной области измерений.

1.4. Средства измерения, предназначенные для контроля радиационной обстановки в жилых и других помещениях, должны иметь действующие Свидетельства о государственной метрологической поверке.

1.5. Результаты проведенных измерений оформляются двумя протоколами организацией, проводившей измерения (Приложение 1). Один экземпляр протокола передается Центру госсанэпиднадзора для получения гигиенического заключения. Другой - прилагается к документам по приемке здания в эксплуатацию, либо при обследовании эксплуатируемых зданий передается Заказчику.

Федеральный радиологический Центр СПб НИИ радиационной гигиены (ФРЦ) осуществляет методическое руководство по проведению радиационного контроля в жилых и общественных зданиях в рамках настоящих методических указаний, ежегодно проводит анализ поступивших замечаний и предложений, на основании которых делает обзор с выводами и рекомендациями, и разрабатывает по мере необходимости дополнения и изменения к настоящему документу.

2. КОНТРОЛЬ МОЩНОСТИ ЭКВИВАЛЕНТНОЙ ДОЗЫ ВНЕШНЕГО ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ

2.1. Контролируемой величиной в зданиях и сооружениях по п. 1.1 является мощность эквивалентной дозы (МЭД) (мкЗв/ч) внешнего гамма-излучения.

Допускается измерять и представлять результаты в единицах мощности экспозиционной дозы гамма-излучения (мкР/ч), связанной с (мкЗв/ч) приближенным соотношением:

2.2. Согласно НРБ-96 (пп. 7.3.3 и 7.3.4) значение МЭД внешнего гамма-излучения в проектируемых новых зданиях жилищного и общественного назначения не должно превышать среднее значение мощности дозы на открытой местности (в районе расположения здания) более чем на 0,3 мкЗв/ч.

2.3. Измерения МЭД внешнего гамма-излучения на открытой местности (мкЗв/ч) производятся вблизи обследуемого здания не менее чем в 5 точках (пунктах), расположенных на расстоянии от 30 до 100 м от существующих зданий и сооружений и не ближе 20 м друг от друга. Точки измерений следует выбирать на участках местности с естественным грунтом, не имеющим локальных техногенных изменений (щебень, песок, асфальт) и радиоактивных загрязнений. При измерениях блок детектирования располагают на высоте 1 м над поверхностью земли. В каждой точке число измерений при использовании дозиметров типа ДРГ-01Т (ДБГ-06Т) должно быть не менее десяти. За результаты измерений в каждой -той точке на открытой местности принимается среднее арифметическое полученных в ней измерений, а случайную составляющую погрешности результата измерения для доверительной вероятности Р=0.95 рассчитывают по формуле:

в которой приняты обозначения:

- значение коэффициента Стьюдента для доверительной вероятности Р=0.95 (принимают по Приложению 5 в зависимости от числа повторных измерений в данной точке);

- среднеквадратичное отклонение результата измерения от среднего, которое рассчитывается по результатам всех повторных измерений в -той точке по формуле:

Ое измерение МЭД гамма-излучения в -ой точке.

При использовании дозиметров интегрального типа ЕL-1101 (ЕL-1119) время измерения должно выбираться таким, чтобы случайная составляющая погрешности оценки значения результата измерения не превышала 20%. В этом случае значение считывается со шкалы приборов, а определяется как произведение на статистическую погрешность измерений, считываемую со шкалы прибора.

2.4. В качестве оценки измеренного значения МЭД гамма-излучения на открытой местности за принимают наименьшее из полученных результатов измерений в -ой точке, а за случайную составляющую погрешности этого результата - соответствующую величину для результата измерений в этой точке.

Результат измерения МЭД гамма-излучения на открытой местности вблизи обследуемого здания представляют в форме:

Примечание: Значение может различаться для разных типов и экземпляров приборов, поэтому эти значения должны быть получены для всех экземпляров приборов, используемых при обследовании здания.

2.5. Объем контроля МЭД внешнего гамма-излучения должен быть достаточным для выявления всех помещений, где значения могут превышать установленный предел, а также для оценки максимальных значений МЭД в типичных помещениях (по функциональному назначению, занимаемой площади, на этаже, в подъезде, а также по типу использованных стройматериалов).

Измерения МЭД гамма-излучения в помещениях сдаваемого в эксплуатацию здания проводятся, как правило, выборочно. Для проведения измерений выбирают типичные помещения, ограждающие конструкции которых изготовлены из различных строительных материалов. При этом в многоэтажных зданиях выбирают помещения, подлежащие обследованию, на каждом этаже.

Число обследуемых помещений выбирается в зависимости от этажности здания, числа помещений (квартир) и других характеристик здания, при этом:

- в односемейных домах, коттеджах (в том числе многоэтажных), школьных и дошкольных учреждениях измерения должны проводиться в каждом помещении;

- в многоквартирных домах при числе квартир до 10 и зданиях социально-бытового назначения при числе помещений до 30 измерения проводятся в каждой квартире для жилых зданий и в каждом помещении для других зданий;

- в многоквартирных домах при числе квартир до 100 и зданиях социально-бытового назначения при числе помещений до 300 измерения проводятся не менее чем в 50% квартир (помещений) в каждом подъезде;

- при числе квартир в жилом здании свыше 100 и числе помещений в здании социально-бытового назначения свыше 300 число обследуемых квартир (помещений) должно быть не менее 25% от их общего числа в каждом из подъездов здания.

При обследовании многоквартирных жилых домов измерения в каждой обследуемой квартире следует проводить не менее чем в двух помещениях, которые должны быть различными по функциональному назначению.

2.6. Для предварительной оценки радиационной обстановки в помещениях с целью выявления возможных локальных источников гамма-излучения проводят предварительное обследование, для проведения которого следует использовать поисковые высокочувствительные гамма-радиометры (индикаторы) типа СРП-68, СРП-88 или высокочувствительные гамма-дозиметры, имеющие поисковый режим работы, типа ЕL-1101 (см. Приложение 2).

С поисковым радиометром (дозиметром) производят обход всех помещений обследуемого здания по периметру каждой комнаты, производя замеры на высоте 1 м от пола на расстоянии 5-10 см от стен, и по оси каждой комнаты, производя замеры на высоте 5-10 см над полом. При обнаружении локальных повышений показаний используемого прибора, производят поиск максимума и фиксируют в журнале его положение и показания прибора в точке максимума. Кроме того, в журнал заносят максимальные показания прибора в каждом помещении.

Конкретные помещения (квартиры), подлежащие обследованию по п. 2.5, выбираются с учетом результатов проведенного предварительного обследования. При этом обязательно должны обследоваться те из них, в которых зафиксированы максимальные показания поисковых радиометров (дозиметров), а также обнаруженные точки локальных максимумов.

2.7. Измерения МЭД внешнего гамма-излучения в каждом обследуемом помещении выполняют в точке, расположенной в его центре на высоте 1 м от пола, а также в выявленных участках с максимальным значением МЭД гамма-излучения (п. 2.6).

Число повторных измерений выбирают из условия, чтобы случайная составляющая относительной погрешности оценки среднего значения результата измерения не превышала 20%:

Здесь: - оценка среднего значения результата измерения в помещении, а случайную составляющую погрешности результата измерения для доверительной вероятности Р=0.95 рассчитывают по формуле:

В которой приняты такие же обозначения, как и в выражении (2).

Результат измерения МЭД гамма-излучения в данном помещении представляют в форме:

Результаты всех измерений заносятся в рабочий журнал.

2.8. В зависимости от результатов оценки максимального значения измеренной мощности дозы в помещении принимаются следующие варианты решений:

2.8.1. Помещение считается удовлетворяющим нормативу, приведенному в НРБ-96, если измеренное значение МЭД в этом помещении (, мкЗв/ч) с учетом погрешности (, мкЗв/ч) удовлетворяет условию:

где: - измеренное по п.п 2.3-2.4 значение МЭД гамма-излучения на открытой местности, мкЗв/ч;

- суммарная погрешность оценки разности двух величин - и (мкЗв/ч), определяемая из выражения

Предел основной относительной погрешности дозиметра, значение которого принимают по паспорту или свидетельству о поверке;

- значение коэффициента Стьюдента для доверительной вероятности Р=0.95 при числе наблюдений ;

- число степеней свободы, рассчитываемое по формуле:

в которой - число повторных наблюдений при измерении и , а - то же для и , соответственно.

При использовании дозиметров типа EL-1101 суммарная погрешность определяется по формуле:

где и - случайные составляющие погрешности результатов измерения и , соответственно, для доверительной вероятности Р=0.95, рассчитываемые дозимерами EL-1101 и ЕL-1119.

2.8.2. Если условие (8) не выполняется из-за большой погрешности оценки значения МЭД, то проводят дополнительные измерения с целью снижения суммарной погрешности измерения , делая большее количество повторных измерений или используя дозиметры, имеющие меньшее значение основной погрешности (см. Приложение 2).

2.8.3. Если по результатам измерений условие (8) не выполняется, то принимаются меры по выявлению причин повышенного значения мощности дозы гамма-излучения и решается вопрос о возможности их устранения, после чего измерения в данном помещении повторяют.

2.8.4. Если проведенные мероприятия не дали необходимого результата, то решается вопрос о перепрофилировании сдаваемых в эксплуатацию зданий (или их отдельных помещений).

2.9. В случае реконструкции или капитального ремонта существующих зданий перед началом проектно-изыскательских работ необходимо провести в них радиационное обследование в объеме, предусмотренном пп. 2.3-2.8, с целью выяснения необходимости проведения защитных мероприятий и внесения их в план работ.

2.10. При проведении обследования в эксплуатируемых зданиях выбор помещений для обследования зависит от конкретной ситуации, требований Заказчика (домовладельца, администрации и т.п.) и должен согласовываться с территориальным центром госсанэпиднадзора. При отсутствии каких-либо чрезвычайных ситуаций (наличие информации о локальных источниках, прогнозируемом превышении норматива и т.п.) и требований Заказчика обследовать конкретные помещения их выбор (при обследовании здания) и обследование проводится также, как и при приемке в эксплуатацию (пп. 2.3-2.8.3).

2.11. Для эксплуатируемого здания вопрос о перепрофилировании его или отдельных его помещений решается в установленном законом порядке (с согласия жильцов или домовладельца и т.п.) местными органами власти по согласованию с территориальным центром госсанэпиднадзора, если максимальное значение измеренной мощности дозы превышает мощность дозы на открытой местности более, чем на 0.6 мкЗв/ч (п. 7.3.4 НРБ-96).

3. КОНТРОЛЬ ЭКВИВАЛЕНТНОЙ РАВНОВЕСНОЙ ОБЪЕМНОЙ АКТИВНОСТИ ИЗОТОПОВ РАДОНА

3.1. Контролируемой величиной в зданиях и сооружениях, согласно НРБ-96, является среднегодовое значение эквивалентной равновесной объемной активности (ЭРОА) изотопов радона (Rn - радона и Rn - торона) в воздухе помещений, равное:

где: и - объемная активность в воздухе RaA (Po), RaB (Pb), RaC (Bi), ThB ( Pb) и ThC (Bi), соответственно, в Бк/м

3.2. Допускается проводить оценку по результатам измерений объемной активности радона (). В этом случае для пересчета измеренных значений в значение используется коэффициент , характеризующий сдвиг радиоактивного равновесия между радоном и его дочерними продуктами в воздухе:

Значения определяют экспериментальным путем по результатам одновременных измерений и . В расчетах по формуле (15) используют средние значения , характерные для данного региона, периода года и типа здания. При отсутствии экспериментальных данных о значении , его принимают равным 0.5.

3.3. В соответствии с пп. 7.3.3 и 7.3.4 НРБ-96, среднегодовое значение ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений проектируемых и сдаваемых в эксплуатацию зданий жилищного и общественного назначения не должно превышать 100 Бк/м:

а в эксплуатируемых зданиях критерием необходимости проведения защитных мероприятий является невыполнение условия:

3.4. При приемке в эксплуатацию зданий, как правило, не имеется возможности проводить измерения среднегодового значения ЭРОА изотопов радона, поэтому проводят оценку его верхней границы по результатам измерений за период до 1-2 недель с учетом коэффициента вариации во времени значения ЭРОА радона и основных погрешностей применяемых средств измерений:

где: и - погрешности определения ЭРОА радона и торона в воздухе соответственно, значения которых рассчитываются по формуле:

в которой - измеренное значение ЭРОА радона (торона) в воздухе, а - основная погрешность измерения, принимаемая по свидетельству о поверке (метрологической аттестации) средства измерения.

Значение коэффициента вариации зависит от геолого-геофизических характеристик грунта под зданием, климатических особенностей региона, типа здания, сезона года, в течение которого проводились измерения, а также от продолжительности измерения (продолжительности пробоотбора) в используемой методике контроля.

В качестве расчетных значений коэффициента вариации при проверке выполнения соотношения (18) принимают среднее значение , определенное в процессе специальных исследований в данном регионе в зданиях различного типа, выполненных в разные сезоны года.

При отсутствии данных о фактических значениях их принимают по таблице 1 в зависимости от продолжительности измерения.

Таблица 1

3.5. Измерения ЭРОА торона проводятся не менее чем в 30% обследуемых помещений. Если по результатам этих измерений выполняется условие:

то в остальных выбранных для обследования помещениях измерения не проводятся, а проверка выполнения условия (18) осуществляется с использованием среднего значения ЭРОА торона, вычисленного из сделанных измерений.

Если условие (20) не выполняется, то во всех выбранных для обследования помещениях следует проводить измерения ЭРОА торона, а результаты этих измерений использовать при проверке выполнения условия (18).

3.6. В качестве средств контроля ЭРОА радона и торона применяются инспекционные и интегральные радиометры альфа-активных аэрозолей. Для контроля ЭРОА радона по величине объемной активности радона используются интегральные радиометры радона или мониторы объемной активности радона. При этом следует применять методы и средства измерений, позволяющие определять средние значения объемной активности радона за периоды времени не менее 3 суток. Технические и метрологические характеристики рекомендуемых типов приборов приведены в Приложении 3.

3.7. Общий объем контроля ЭРОА радона и торона должен быть достаточным. Число и расположение подлежащих обследованию помещений выбирают с учетом категории потенциальной радоноопасности территории застройки вблизи обследуемого здания, удельной активности радия-226 в использованных строительных материалах и засыпке под зданием, конструкции и назначения здания.

3.7.1. Число и расположение подлежащих обследованию помещений выбирают исходя из того, что обследоваться должны, во-первых, все типы помещений, имеющие различное функциональное назначение, и, во-вторых, помещения, расположенные на каждом этаже многоэтажного здания, включая подвал, а при двух и более подъездах - и в каждом подъезде. При этом наибольшую долю от всех выбранных для обследования помещений должны составлять те, в которых люди проводят наибольшее количество времени. В жилых помещениях, если нет на то особых оснований, не обследуются ванные и туалетные комнаты, кухни, кладовые. Объем контроля должен быть согласован с территориальным центром госсанэпиднадзора.

3.7.2. В случае затруднений при выборе объема радиационного контроля рекомендуется использовать критерии, приведенные в Приложении 4.

3.8. Измерения в выбранных для обследования помещениях вновь строящихся и реконструируемых зданий проводятся после их предварительной выдержки (не менее 12-24 часов) при закрытых окнах и дверях (как в помещениях, так и в подъездах) и штатном режиме принудительной вентиляции (при ее наличии). Измерения рекомендуется проводить при наиболее высоком для данной местности барометрическом давлении и слабом ветре.

Измерения с использованием интегральных средств измерений и мониторов радона допускается начинать одновременно с закрытием окон и дверей и запуском вентиляции в штатном режиме.

Установку пассивных интегральных средств измерений ОА радона, мониторов радона и отбор проб воздуха при инспекционных измерениях следует производить в местах с минимальной скоростью воздухообмена, чтобы полученные результаты, по возможности, характеризовали максимальные значения ОА или ЭРОА радона и торона в данном помещении. При измерениях приборы следует располагать: не ниже 50 см от пола, не ближе 25 см от стен и 50 см от нагревательных элементов, кондиционеров, окон и дверей.

В каждом обследуемом помещении (квартире) проводится, как правило, одно измерение ЭРОА изотопов радона. При больших размерах обследуемого помещения количество измерений увеличивается из расчета: одно измерение на каждые 50 квадратных метров.

3.9. В зависимости от результатов измерений и основанной на них оценки верхней границы среднегодового значения ЭРОА изотопов радона принимаются следующие решения:

- помещения отвечают требованиям НРБ-96*;
_____________
* Вероятно ошибка оригинала. Следует читать НРБ-99 . Примечание "КОДЕКС".

- необходимо провести дополнительные исследования (при этом указывается, какие и в каком количестве);

- необходимо проведение защитных мероприятий (по снижению гамма-фона, по снижению ЭРОА радона или оба мероприятия одновременно);

- здание (часть помещений здания) следует перепрофилировать (или снести).

3.9.1. Если во всех обследованных помещениях (не считая подвальных помещений) выполняется условие (18), то здание можно считать радонобезопасным и удовлетворяющим нормативу, приведенному в НРБ-96.

3.9.2. Если в некоторых обследованных помещениях (исключая подвальные) не выполняется условие (18), но при этом во всех них выполняется соотношение.

В я попробовал внести ясность в путаницу среди обилия дозиметрических единиц измерения. Теперь же я хочу в доступном виде объяснить как расшифровывать показания дозиметра.

В дозиметрии используются только показатели поглощённой эквивалентной эфективной дозы. Она измеряется в зивертах. Среди важных режимов измерений выделяют определение накопленной поглощённой дозы.

Дело в том, что организм способен накоплять всю поглощённую за свою жизнь радиацию в виде необратимых изменений тканей и органов а так же радионуклидов, оседающих во внутренних тканях. Поскольку в природе постоянно присутствует некоторое фоновое излучение, то человек за свою жизнь накопляет дозу от 100 до 700 мЗв (милизивертов). Этот показатель рассчитан на 70 лет жизни. При таком раскладе совсем не трудно рассчитать норму полученой накопленой дозы за год или в сутки. Получается, что в год мы «должны» собрать норму в 1,43 - 10 мЗв, а за сутку, соответственно 0,004 - 0,027 мЗв. Накопленый эквивалент дозы измерятся после включения дозиметра и до тех пор, пока его не выключат или пока не обнулят результаты измерений.

Согласно показаниям моего дозимерта, за 32 часа и 48 минут я поймал 0,005 мЗв (мили зиверта) радиации, что вполне даже соответствует норме.

Но при некоторых «нестандартных ситуациях» бывает, что человек может поймать дозу излучения, во многие разы превышающую естественные фоновые показатели. Эту дозу можно накопить за раз (разовое облучение), кратковременно (облучение до 4-х суток подряд) или на протяжении многих лет.

Облучение малыми дозами но длительное время считается намного опаснее, чем облучение большой дозой, но за короткий промежуток времени.

20 мЗв/год - предел годовой дозы облучения для работников ядерной и других видов радиационно-опасных работ.

150 мЗв/год - увеличивает вероятность возникновения онкологических заболеваний.

250 мЗв - после достижения этого порога накопленной дозы ликвидатора аварии на ЧАЭС больше не допускали до опасной работы и отправляли из Чернобыля.

Это были варианты получения накопленных доз за длительное время.
При кратковременном облучении граница предельно допустимой накопленой дозы поднимается.

До 0,01 мЗв - эту дозу можно не учитывать.

Если за одну смену рабочий имеет риск превысить порог в 0,2 мЗв , такая работа относится к радиационно опасным и предполагает ношение дозиметра.

До 100 мЗв - допустимое разовое (!) аварийное облучение населения. Медицинскими методами каких-либо заметных отклонений в строении тканей и органов не наблюдается.

Разовое облучение свыше 200 мЗв считается потенциально опасным, критическим для здоровья.

Облучение дозой 500-1000 мЗв вызывает чувство усталости, наблюдаются умеренные изменения в составе крови. Состояние нормализуется через некоторое время. Но появляется вероятность появления в будущем онкологических заболеваний.

1000-1500 мЗв (1-1,5 Зв) за раз могут вызвать симптомы, указывающие на реакцию органов и систем - тошнота, рвота, нарушение работспособности. Возникают различные формы лучевой болезни.

После значения доз 1500 мЗв (1,5 Зв) и выше (высокие уровни облучения) принято измерять поглощённую дозу в грэях (1 Зв = 1 Гр). Очевидно, что облучённый объект уже не воспринимают как «биологический» (вот такой у нас, медиков, чёрный юмор).

1,5-2,5 Гр (1500-2500 мЗв) - наблюдается кратковременная лёгкая форма лучевой болезни, которая появляется в виде выраженной, продолжающейся длительное время лейкопении (снижения числа лейкоцитов). В 30-50% случаев может наблюдаться рвота в первые сутки после облучения. При дозах больше 2 грэй - высок риск летального исхода.

2,5-4 Гр (2500-4000 мЗв) - возникает лучевая болезнь средней степени тяжести. У всех облученных в первые сутки после облучения наблюдается тошнота и рвота, резко снижается содержание лейкоцитов и появляются подкожные кровоизлияния. Такие дозы - вызывают существенный, непоправимый ущерб здоровью, облысение и белокровие.

Смертельные дозы проникающей радиации:

3-4 Гр (3000-4000 мЗв) - повреждение костного мозга, в течение месяца после облучения смертельный исход возможен у 50% облученных (без медицинского вмешательства).

4-7 Гр (4000-7000 мЗв) - развивается тяжелая форма лучевой болезни и высока смертность.

Свыше 7 Гр (7000 мЗв) - крайне тяжелая форма острой лучевой болезни. В крови полностью исчезают лейкоциты. Появляются множественные подкожные кровоизлияния. Смертность 100%. Причиной смерти, чаще всего являются инфекционные заболевания и кровоизлияния.

10Гр (10 зВ) - смерть в течение 2-3 недель.

15 Гр - 1-5 суток и всё.

Таким образом, накопленная эквивалентная эфективная доза является числом "показательным ". Она уже имеется и ничего с ней не сделаешь. Но есть ещё и показатель "предсказательный ". Он называется мощностью дозы эквивалентного эфективного облучения . Он тоже измеряется в зивертах/час, но показывает «будущее».

На моём дозиметре состоянием на 21:42 (29.01.2012) видно, что мощность эквивалентной эфективной дозы гамма-излучения на текущий момент составляет 0,16 мкЗв/час (микро зиверта в час) с погрешностью 20% (измерить настолько непостоянную величину, как радиоактивный распад можно лишь с погрешностью). Порог срабатывания сигнализации установлен на значение 0,3 мкЗв/час. Это значит, что можно быть увереным в том, что при текущем положении дел через один час я поймаю дозу в 0,16 мкЗв = 0,00016 мЗв . Этот показатель является в пределах допустимого фонового излучения.

0,2 мкЗв/час (~20 микрорентген/час) - наиболее безопасный уровень мощности фонового излучения.

0,3 мкЗв/час (~30 мкР/час) - предел безопасного фонового излучения, установленый санитарными нормами в Укранине.

0,5 мкЗв/час (~50 мкР/час) - верхний предел допустимой безопасной мощности дозы фонового излучения.

Сократив время непрерывного нахождения до нескольких часов - люди могут без особого вреда своему здоровью перенести излучение мощностью в 10 мкЗв/час , а при времени экспозиции до нескольких десятков минут - относительно безвредно облучение с интенсивностью до нескольких миллизивертов в час (при медицинских исследованиях - флюорография, небольшие рентгеновские снимки и др.).

В качестве базовой использовалась эта статья. В ней ещё очень много интересного. Описаны методы защиты от радиации а так же способ создания радиометра «из подручных средств».

Спасибо за внимание.

2.1. При прохождении через вещество узкого (парал­лельного) пучка γ-излучения его интенсивность J умень­шается по экспоненциальному закону. Из этого следует, что мощность поглощенной дозы .

где (см 2 /г) - массовый коэффициент истинного по­глощения анергии γ-излучения в данном веществе.

Для узкого пучка моноэнергетического γ-излучения с энергией Е γ (МэВ) имеет место соотношение между мощ­ностью поглощенной дозы в воздухе р (Гр/с) и плотностью потока фотонов φ (см -2 ·с -1):

(1)

где относится к воздуху. В табл. 1.3 приведены линей­ные коэффициенты ослабления μ и массовые коэффициен­ты поглощения μ am для воздуха, воды и свинца.

В случае немоноэнергетического γ-излучения в формулу (1.16) нужно подставить среднюю энергию фотонов E γ и усредненное по энергиям фотонов значение μ am .

Мощность поглощенной дозы направленного пучка γ-излучения в любом веществе, в том числе в мягкой биологи­ческой ткани (воде), определяется при подстановке в (1.16) вместо значения μ am для этого вещества.

Таблица 2.1.

Линейные коэффициенты ослабления μ (см -1)

и массовые коэффициенты поглощения энергии μ am (см 2 /г)

для узкого пучка γ-излучения

2.2. Соотношение между мощностью дозы и активностью источника γ-излучения. Активность радионуклида в ис­точнике измеряется в беккерелях, Бк. Внесистемная единица активности - кюри, 1 Ки = 3,7 10 10 Бк.

Пусть имеется точечный γ-источник активностью А (Бк), испускающий γ-излучение изотропно во все стороны пространства. Найдем мощность поглощенной дозы в (воз­духе на расстоянии R (м) от источника, пренебрегая погло­щением -у-излучения на пути от источника к данной точке. Поскольку плотность потока фотонов от точечного источ­ника убывает обратно пропорционально квадрату расстоя­ния, то мощность поглощенной дозы в воздухе р (Гр/с) равна

Здесь Г СИ - гамма-постоянная радионуклида, выраженная в единицах СИ - Гр·м 2 /(с·Бк). Она показывает, какую мощность поглощенной дозы в воздухе создает нефильтрованное γ-излучение точечного источника активностью 1 Бк на расстоянии 1 м. Величина гамма-постоянной зависит от схемы распада радионуклида и энергии его γ-излучения. В табл. 1.4 (последний столбец) приведены значения Г СИ для некоторых радионуклидов, выраженные в аГр·м 2 /(с·Бк); приставка а (атто) означает 10 -18 .

Таблица 2.2.

Характеристики γ- из лучения некоторых радиоактивных нуклидов

* Радий в равновесии с продуктами распада до RaD.

** То же при платиновом фильтре 0,5 мм.

Пример 1. Определить мощность поглощенной дозы γ-излучения в воздухе на расстоянии 2 м от точечного ис­точника 60 Со активностью 3,7-10 s Бк. Из табл. 14 нахо­дим Г СИ = 84,63·10 -18 Гр·м 2 / (с·Бк). По формуле (1.17): р = 3,7·10 8 ·84,63·10 -18:4 = 7,83·10 -9 Гр/с = 2,8·10 -5 Гр/ч.

Для расчета мощности экспозиционной дозы от точеч­ного γ-источника на практике применяют ионизационную гамма-постоянную.

Ионизационная гамма-постоянная Г радионуклида пока­зывает, какую мощность экспозиционной дозы р экс (Р/ч) создает нефильтрованное γ-излучение точечного изотропно­го источника активностью 1 мКи на расстоянии 1 см. Она выражается во внесистемных единицах - Р-см 2 /(ч-мКи). В табл. 1.4 приведены значения полной ионизационной гам­ма-постоянной Г для некоторых радионуклидов.

Соотношение между мощностью экспозиционной до­зы и активностью точечного γ -источника имеет следующий вид:

Здесь: р экс - мощность экспозиционной дозы (Р/ч), А - активность (мКи), r - расстояние (см), Г - полная иони­зационная гамма-постоянная (Р·см 2 /ч·мКи).

Пример 2. Определить мощность экспозиционной до­зы в условиях предыдущего примера (А = 10 мКи).

Из табл. 1.4 для 60 Со находим Г= 12,91 Р-см 2 /(ч·мКи). Так как А = 10 мКи, г = 200 см, то по формуле (1.18) р Экс = = 10-12,91: 40000 = 0,0032 Р/ч=3,2 мР/ч.

2.3. Для сравнения радиоактивных источников по ионизирующему действию их у-излучения часто используют внесистемную величину - гамма-эквивалент.

Гамма-экивалент источника М (или т Ra) - это ус­ловная масса точечного источника 226 Ra, создающего на данном расстоянии такую же мощность экспозиционной до­зы, как и данный источник [б]. Специальные единицы гам­ма-эквивалента: кг-экв Ra, г-экв Ra, мг-экв Ra.

Миллиграм-эквивалент радия (1 мг-экв Ra) - это гамма-эквивалент радиоактивного источника, Y-излучение которого при тождественных условиях измере­ния создает такую же мощность экспозиционной дозы, что и γ-излучение 1 мг Ra при платиновом фильтре толщиной 0,5 мм.

Установлено, что точечный источник радия массой 1 мг в равновесии с продуктами распада, заключенный в пла­тиновую оболочку толщиной 0,5 мм, создает на расстоянии 1 см мощность экспозиционной дозы 8,4 Р/ч. Следователь­но, такую же мощность дозы создает 1 мг-экв Ra любого радионуклида на расстоянии 1 см.

Поскольку величина М численно равна отношению мощ­ностей экспозиционных доз от данного источника я от 1 мг Ra на одном и том же расстоянии, то применяя формулу (3) для r =1см, получим

М=АГ/8,4, (4)

где М - гамма-эквивалент источника (мг-экв Ra),

А - активность (мКи),

Г - ионизационная гамма-постоянная [Р·см 2 /(ч·мКи)].

Пример 3 . Активность источника 137 Cs равна 10 мКи. Найти гамма-эквивалент источника М. Из табл. 1.4 Г = 3,26 Р·см 2 /(ч·мКи). По (1.19) М= 10-3,26: 8,4 = 3,88 мг-экв Ra.

И, наоборот, если известен гамма-эквивалент источника, то из формулы (3) можно найти активность А данного радионуклида.

Объединяя формулы (2) и (3), получаем соотно­шение между мощностью экспозиционной дозы и гамма-эк­вивалентом точечного источника:

где р экс выражается вР/ч, М - в мг-экв Ra, г - в см.

Умножив величину р экс, рассчитанную по формуле (5), на энергетический эквивалент рентгена 8,73 · 10 -3 Гр/Р, получим мощность поглощенной дозы от источника излучения в воздухе в условиях электронного равновесия, р (Гр/ч).

Пример 4 . Гамма-эквивалент точечного источника М =1 г-эквRa = 10 3 мг-экв Ra. Найти мощность экспозици­онной и поглощенной дозы в воздухе на расстоянии г = = 100 см от источника. По (5) р экс = 8,4-10 3: 10 4 = = 0,84 Р/ч. Мощность поглощенной дозы в воздухе при со­блюдении электронного равновесия р = 0,84 · 8,73· 10 -3 = 7,3 · 10 -3 Гр/ч = 7,3 мГр/ч.

Итак, мощность экспозиционной дозы р экс от точечного γ -источника находят по формулам (2) или (5). Мощ­ность поглощенной дозы в воздухе р определяют либо по формуле (1), либо умножая р экс на η.

2.4. На основании (1.11) между мощностью поглощен­ной дозы γ -излучения в биологической ткани р тк и в воз­духе р в имеется связь:

Для γ-излучения широком диапазоне энергии 0,1 - 3 МэВ отношение коэффициентов μ ат равно 1,09-1,11 (см. табл. 1.3) и, следовательно, с достаточной точностью мож­но принять р тк ≈1,1 р в.

Мощность эквивалентной дозы ^""Излучения в ткани по­лучим, имея в виду, что коэффициент качества /с=1. Для указанного выше диапазона энергии γ-фотонов

р экс = Р тк ·к=1,1· р в, (6)

где р в выражено в Гр/с, р экв - в Зв/с.