Основные принципы радиационной безопасности


Основные принципы радиационной безопасности

Существует три принципа радиационной безопасности.

  1. Принцип нормирования подразумевает соблюдение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующих излучений.

  2. Принцип обоснования запрещает все виды деятельности по использованию ионизирующих излучений, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением.

  3. Принцип оптимизации означает поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующих излучений.

При реализации этого принципа принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 человеко-зиверт (чел.-Зв) приводит к потере 1 человеко-года жизни.

Нормами радиационной безопасности устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

  1. персонал (группа А) — лица, работающие с техногенными источниками излучения;

  2. персонал (группа Б) — лица, находящиеся по условиям работы в сфере воздействия излучения;

  3. население — все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения.

Для этих категорий устанавливаются пределы эффективных и эквивалентных доз по трем группам органов (хрусталику глаза, коже, кистям и стопам) (табл. 4.14).

Таблица 4.14. Основные пределы доз (НРБ-99), мЗв

Категория

Эффективная доза

Эквивалентная доза за год

Хрусталик глаза

Кожа

Кисти и стопы

Персонал:

группа А

20 (в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50)

150

500

500

группа Б

5 (в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 12,5)

37,5

125

125

Население

1 (в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5)

15

50

50

Существует также опасность возникновения отдаленных эффектов и генетических последствий от воздействия радиации. Поэтому должны приниматься меры по максимально возможному ограничению облучения населения (в частности, при рентгенорадиологических исследованиях).

Доза внешнего облучения, полученного при работе с источником, зависит от активности источника, расстояния от него, времени облучения. Это создает возможность использовать указанные факторы для защиты от внешнего облучения. Правильное решение вопросов защиты возможно лишь на основании знания методов дозиметрии и принципов защиты.

Расчет основных параметров защиты от внешнего облучения

Рассмотрим расчеты, позволяющие создать безопасные условия работы с источниками ионизирующих излучений. Доза, полученная при работе с радионуклидами (Z), Зв), может быть рассчитана математически по формуле

где А — активность радионуклидов в источнике, мКи; К — постоянная для данного радионуклида; t — время облучения, ч; r — расстояние от облучателя, см.

Полученная таким образом величина не будет иметь высокой степени точности, так как отражает только общие закономерности и изменяется под влиянием большого числа факторов. Вместе с тем данная формула отражает общие закономерности формирования дозы облучения и поэтому может быть использована для получения принципиальной «формулы защиты».

Критерием при расчете параметров защиты от внешнего облучения является предел эффективной дозы, который для работающих с радиоактивными веществами (персонал, группа А) составляет 20 мЗв в год (см. табл. 4.14). Хотя в настоящее время предел доз на неделю не регламентируется, при расчетах удобнее пользоваться недельной дозой, которая при равномерном распределении годового облучения составляет 0,4 мЗв.

Подставив значение недельной дозы, приведя в соответствие единицы измерения величин и выразив расстояние в метрах, можно получить упрощенную формулу для расчета основных параметров защиты:

где A — активность источника облучения, Бк; t — время облучения за рабочую неделю, ч; r — расстояние от источника облучения, м; 1,8  108 — коэффициент пересчета.

Так как данная формула отражает соотношение между активностью источника, расстоянием и временем облучения при безопасных условиях работы, ее можно использовать для расчета основных параметров защиты.

Защита количеством заключается в определении предельно допустимой активности источника, с которой можно работать без экрана в течение данного времени на данном расстоянии.

Пример. Оператор постоянно работает на расстоянии 1 м от источника излучения в течение 36 ч в неделю. С какой максимальной активностью источника излучения он может работать?

В соответствии с формулой, Бк:

Защита временем заключается в определении срока работы с радиоактивным веществом в течение недели, при котором создаются безопасные условия (без превышения предела дозы) при постоянной работе.

Пример. В лаборатории работают с источником облучения активностью 5,6107 Бк на расстоянии 1 м от него. Необходимо определить допустимое время работы (за неделю).

В соответствии с формулой, ч в неделю:

Защита расстоянием заключается в определении расстояния от работающего до источника излучения, на котором (при данном источнике и времени) можно работать безопасно.

Пример. Сестра радиологического отделения в течение 6 ч шесть дней в неделю готовит препараты радия активностью 5,8106 Бк. На каком расстоянии от источника она должна работать?

В соответствии с формулой, м:

Защита экранами основана на способности материалов поглощать радиоактивное излучение. Интенсивность поглощения -излучения прямо пропорциональна плотности материалов и их толщине и обратно пропорциональна энергии излучения.

При наружном облучении -частицами в экранировании нет необходимости, так как -частицы имеют небольшой пробег в воздухе и хорошо задерживаются другими материалами (например, лист бумаги их не пропускает). Для защиты от -излучения следует применять легкие материалы: алюминий, стекло, пластмассы, так как при поглощении ими данного излучения образуется мягкое тормозное рентгеновское излучение в отличие от жесткого излучения при поглощении тяжелыми материалами. Слой алюминия толщиной 0,5 см полностью задерживает -частицы. Для полной защиты от -излучения целесообразно использовать двухслойные экраны: первый (из легкого материала) поглощает -частицы; второй (из более тяжелого) рассеивает тормозное излучение. Для защиты от -лучей следует применять экраны из тяжелых металлов: свинца, чугуна и других тяжелых материалов (бетона), наиболее хорошо рассеивающие излучение. Можно использовать также грунт, воду и т.д.

Толщину защитного экрана, который ослабит мощность -излучения до предельно допустимых уровней, можно рассчитать двумя способами:

  1. по таблицам (с учетом энергии излучения);

  2. слою половинного ослабления (без учета энергии излучения).

В зависимости от энергии -излучения его проникающая способность будет разной. Поэтому для точного расчета толщины защитных экранов составлены специальные таблицы, в которых учитывается кратность ослабления и энергия излучения (табл. 4.15).

Таблица 4.15. Толщина защитного экрана из свинца в зависимости от кратности ослабления и энергии -излучения (широкий пучок), мм

Кратность ослабления

Энергия -излучения, МэВ

0,1

0,2

0,3

0,4

0,5

0,6

0,7

0,8

0,9

1,0

1,25

1,5

1,75

2,0

2,5

3,0

4,0

6,0

8,0

10,0

1,5

0,5

1,0

1,5

2,0

2,0

3,0

4,0

6,0

7,0

8,0

9,5

11,0

12,0

12,0

12,0

13,0

12,0

10,0

9,0

9,0

2

1,0

2,0

3,0

4,0

5,0

7,0

8,0

10,0

11,5

13,0

15,0

17,0

18,5

20,0

20,0

21,0

20,0

16,0

15,0

13,5

5

2,0

4,0

6,0

9,0

11,0

15,0

19,0

22,0

25,0

28,0

34,0

33,0

41,0

43,0

44,0

46,0

45,0

38,0

33,0

30,0

8

2,0

5,0

8,0

11,0

15,0

19,5

23,5

28,0

32,0

35,0

42,0

48,0

52,5

55,0

57,0

59,0

58,0

50,0

43,0

38,0

10

3,0

5,5

9,0

13,0

16,0

21,0

26,0

30,5

35,5

38,0

45,0

51,0

56,0

59,0

61,0

65,0

64,0

55,0

49,0

42,0

20

3,0

6,0

11,0

15,0

20,0

26,0

32,5

38,5

44,0

49,0

58,0

66,0

72,0

76,0

78,0

83,0

82,0

71,0

63,0

56,0

30

3,5

7,0

11,5

17,0

23,0

30,0

36,5

43,0

49,5

55,0

65,0

73,0

80,0

85,0

88,0

93,0

92,0

80,0

72,0

63,0

40

4,0

8,0

13,0

18,0

24,0

31,0

38,0

45,0

52,0

58,0

68,5

78,0

86,0

91,0

91,0

100,0

99,0

87,0

78,0

68,0

50

4,0

8,5

14,0

19,5

26,0

32,5

39,5

46,0

53,0

60,0

72,0

82,0

90,0

96,0

100,0

106,0

105,0

92,0

83,0

73,0

60

4,5

9,0

14,5

20,5

27,0

34,5

42,0

49,5

56,0

63,0

75,0

85,0

95,0

101,0

104,0

110,0

109,0

97,0

87,0

77,0

80

4,5

10,0

15,5

21,5

28,0

37,0

45,0

53,0

60,0

67,0

80,0

92,0

101,0

107,0

111,0

117,0

116,0

104,0

94,0

82,0

100

5,0

10,0

16,0

23,0

30,0

38,5

47,0

55,0

63,0

70,0

84,5

96,5

106,0

113,0

117,0

122,0

121,0

109,0

99,0

87,0

Пример. Лаборант, фасующий радиоактивное золото 198Аu с энергией излучения 0,4 МэВ, без защиты получит через неделю дозу облучения 2,0 мЗв. Какой толщины свинцовый экран необходимо применить для создания безопасных условий работы лаборанта?

Величина коэффициента ослабления (кратность ослабления) определяется по формуле

где Кос — кратность ослабления; Р — полученная доза; Р0 — предел дозы.

В данном примере:

В табл. 4.15 на пересечении линий, соответствующих кратности ослабления 5 и энергии излучения 0,4 МэВ, находим, что необходимая толщина свинцового экрана должна быть 9 мм.

При несовпадении данных кратности ослабления и энергии излучения с указанными в таблице результат находят методом интерполирования либо используют последующие числа, обеспечивающие более надежную защиту.

Слоем половинного ослабления называется толщина материала, ослабляющая мощность -излучения в 2 раза. Число слоев половинного ослабления в зависимости от необходимой кратности ослабления представлено ниже:

кратность ослабления…………….....

2

4

8

16

32

64

128

256

512

1026

слои половинного ослабления, шт. ..

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

Пример. Требуется ослабить интенсивность -излучения 60Со в 1000 раз экраном из свинца, для которого один слой половинного ослабления равен 1,8 см. Находим, что для ослабления в 1000 раз требуется 10 слоев половинного ослабления свинца.

Следовательно, общая толщина свинцового экрана равна, см:

1,810= 18.

Толщина одного слоя половинного ослабления составляет, см: для свинца — 1,8; бетона — 10; дерева — 25; грунта — 14.

studfiles.net

Основные принципы радиационной безопасности

Непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения (принцип нормирования)

Запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением (принцип обоснования)

Поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения (принцип оптимизации)

102. Принципы защиты от ионизирующего излучения (ИИ): 1) временем; 2) расстоянием; 3) дозой; 4) экра-нами. Основные направления использования источников ИИ в медицине: 1) рентгенодиагностика; 2) лучевая терапия; 3) радионуклидная диагностика.

Лучевая терапия: 1) рентгеновская; 2) гамма-терапия; 3) терапия с помощью излучений высоких энер-гий.

По расположению очага забол-: 1) внутриполостная; 2) внутритканевая; 3) аппликационная.

По конструкции аппаратов: 1) для статического облучения; 2) для подвижного облучения – ротацион-ные и ротационно-конвергентные.

Система обеспечения радиационной безопасности при проведении мед рентгенологических исследова-ний должна предусматривать практическую реализацию 3 принципов радиационной безопасности: 1) нормирование; 2) обоснование; 3) оптимизация.

Обеспечение радиационной безопасности персонала зависит от: - типа исследований; 2) расположения рабочих мест во время исследования; 3) типов аппаратов и видов исследований; 4) режимов эксплуата-ции; 5) положения рентгеновской трубки; - планировочных решений.

Требования по обеспечению радиационной безопасности персонала: радиационная безопасность персо-нала рентген кабинета обеспечивается системой защитных мероприятий конструктивного характера при производстве рентгеновских аппаратов, планировочными решениями при использовании стацио-нарных, передвижных и индивидуальных средств радиационной защиты, выбором оптимальных усло-вий проведения рентген исследований.

Лучевая терапия с помощью гамма-излучателей применяется: - в курортологии и физиотерапии; - при лечении нервных, эндокринных, обменных, кожных заболеваний.

Назначение беременных на рентген исследование производиться только по клиническим показаниям. Исследования по возможности должны проводиться во вторую половину беременности, за исключени-ем случаев, когда решается вопрос о прерывании беременности. При направлении женщин в детородном возрасте на рентген лечащий врач и рентгенолог уточняют время последней менструации с целью выбора времени проведения рентген процедур (рекомендуется проводить в течении первой декады менструального цикла).

При рентген исследовании проводится экранирование области таза, щитовидной железы, глаз и других частей тела, особенно у лиц детородного возраста. У детей ранних возрастов должно быть обеспечено экранирование всего тела за пределами исследуемой области.

Направление пациента на мед рентген процедуры осуществляет лечащий врач по обоснованным клини-ческим показаниям. Врачи, выполняющие мед рентген исследования, должны знать ожидаемые уровни доз облучения пациентов, возможные реакции организма и риски отдаленных последствий.

К работе по эксплуатации рентген аппарата допускаются лица не моложе 18 лет, имеющие документ о соответствующей подготовке, прошедшие инструктаж. Женщины освобождаются от непосредственной работы с рентген аппаратурой на весь период беременности и грудного вскармливания ребенка.

Индивидуальные дозы облучения: - специалисты 1 группы – 1 мЗв/год; специалисты 2-3 группы – от 3 до 8 мЗв/год. Основное облучение персонала происходит при проведении сложных рентген исследова-ний. Радиационно-опасные работы: - получение, хранение, вскрытие, транспортировка контейнеров и фасовка; - момент введения коллоидных взвесей больным; - работы с больными.

Принцип обоснования заключается: - приоритетное использование нерадиационных методов; - прове-дение рентгена только по клиническим показаниям; - выбор наиболее щадящих методов рентген иссле-дований; - риск отказа от рентген исследования должен заведомо превышать риск от облучения при его проведении.

До начала работы персонал проводит проверку исправности оборудования и реактивов с обязательной регистрацией результатов в контрольно-техническом журнале. При обнаружении неисправностей необ-ходимо приостановить работу и вызвать представителя организации, осуществляющей технический ремонт оборудования.

Средства радиационной защиты персонала и пациентов подразделяются на передвижные и индивиду-альные. Стационарные средства радиационной защиты процедурной рентген кабинета должны обеспе-чивать ослабление рентгеновского излучения до уровня, при котором не будет превышаться основной предел дозы ПД для соответствующих категорий облучаемых лиц.

После окончания рабочего дня отключают рентген, электроприборы, вентиляцию, проводится влажная уборка стен с мытьем полов и тщательная дезинфекция элементов и принадлежностей рентген аппарата. Ежемесячно проводится влажная уборка с использованием 1-2% р-ра СИ3СООН. Не допускается прове-дение влажной уборки процедурной и комнаты управления рентген кабинета непосредственно перед началом и во время рентген исследований.

Индивидуальные средства защиты: - фартук защитный двусторонний; - фартук защитный стоматологи-ческий; - жилет защитный; - передник для защиты гонад и костей таза.

Передвижные средства защиты: - большая защитная ширма персонала; малая защитная ширма персона-ла; малая защитная ширма пациента; - экран защитный поражений; - защитная штора.

Не допускается размещать рентген кабинеты под помещением, откуда возможно протекание воды через перекрытие. Также запрещается размещение смежно с палатами для беременных и детей, в жилых зда-ниях и детских учреждениях.



infopedia.su

Практическая реализация основных принципов радиационной безопасности

Приложение 1

к Санитарным правилам и нормам 2.6.1.8-8-2002

«Основные санитарные правила обеспечения

радиационной безопасности (ОСП - 2002)»

Принцип обоснования

В наиболее простых ситуациях проверка соблюдения принципа обоснования осуществляется путем сравнения пользы и вреда:

Х - (У1 + У2) 0, ( 1 )

где: Х - польза от применения источника излучения или условий облучения вычетом всех затрат на создание и эксплуатацию источника излучения или условий облучения, кроме затрат на радиационную защиту;

У2- вред, наносимый здоровью людей и окружающей среде от облучения, не устраненного защитными мерами.

Разница между пользой (Х) и суммой вреда (У1 + У2) должна быть больше нуля, а при наличии альтернативных способов достижения пользы (Х) эта разница должна быть еще и максимальной. В случае, когда невозможно достичь превышения пользы над вредом, принимается решение о неприемлемости использования данного вида источника излучения.

Должны учитываться аспекты технической и экологической безопасности.

Проверка соблюдения принципа обоснования, связанная со взвешиванием пользы и вреда от источника излучения, когда чаще всего польза и вред измеряются через различные показатели, не ограничивается только радиологическими критериями, а включает социальные, экономические, психологические и другие факторы.

Для различных источников излучения и условий облучения конкретные величины пользы имеют свои особенности (произведен-ная энергия от атомных электростанций, диагностическая и другая информация, добытые природные ресурсы, обеспеченность жилищем и так далее). Их следует, по возможности, свести к обобщенному вы-ражению пользы для сопоставления с возможным ущербом от облу-чения за одинаковые отрезки времени в виде сокращения числа чело-

Продолжение приложения 1

веко-лет жизни. При этом принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 человеко-зиверт приводит к потере 1 человеко-года жизни.

Приоритет отдается показателям здоровья по сравнению с эко-номическими выгодами.

Медико-социальное обоснование соотношения польза-вред может быть сделано на основе количественных и качественных пока-зателей пользы и вреда для здоровья от деятельности, связанной с облучением.

Для количественной оценки следует использовать неравенство:

У0> У2, ( 2 )

где: У2 имеет то же значение, что и в формуле ( 1 ),

У0 - вред для здоровья в результате отказа от данного вида деятельности, связанной с облучением.

Качественная оценка может быть выполнена с помощью формулы:

  - ) < 0, ( 3 )

где Z - интенсивность воздействия вредных факторов в результате деятельности, связанной с облучением;

Z0 - вредные факторы, воздействующие на персонал или население при отказе от деятельности, связанной с облучением;

Dz и dz0 - допустимая интенсивность воздействия факторов z и z0

Принцип оптимизации

Реализация принципа оптимизации должна осуществляться каждый раз, когда планируется проведение защитных мероприятий. Ответственность за реализацию этого принципа возлагается на службы или лиц, ответственных за организацию радиационной безопасности на объектах или территориях, где возникает необходимость в радиационной защите.

В условиях нормальной эксплуатации источника излучения или в условиях облучения оптимизация (совершенствование защиты) должна осуществляться при уровнях облучения в диапазоне от соответствующих пределов доз до достижения пренебрежимо малого уровня - 10 мкЗв в год индивидуальной дозы.

Реализация принципа оптимизации, как и принципа обоснования, должна осуществляться по специальным методическим указаниям,

Продолжение приложения 1

утверждаемым республиканскими органами государственного надзора за радиационной безопасностью, а до их издания - путем проведения радиационно-гигиенической экспертизы обосновывающих документов. При этом согласно НРБ-2000 минимальные расходы на совершенствование защиты, снижающей эффективную дозу на 1 человеко-зиверт, считается расход, равный одному годовому душевому национальному доходу (величина альфа, принятая в международных рекомендациях).

Приложение 2

к Санитарным правилам и нормам 2.6.1.8-8-2002

«Основные санитарные правила обеспечения

радиационной безопасности (ОСП-2002)»

studfiles.net

ПРИНЦИПЫ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ

Радиационная безопасность - состояние ядерной техники, обеспечивающее защиту людей от воздействия ионизирующего излучения. Необходимый комплекс научно обоснованных мероприятий включает разработку критериев оценки опасности ионизирующего излучения для отдельных групп людей, а также популяции в целом и природных объектов окружающей среды; способы и методы оценки радиационной обстановки, ее контроля и прогнозирования; проектные, технические, медико-санитарные и организационные мероприятия, обеспечивающие безопасные условия использования ионизирующего излучения.

Обеспечение радиационной безопасности при работе с источниками ионизирующего излучения достигается комплексом мероприятий, зависящих от активности излучателя, вида излучения, технологии и способов применения источников. Главное требование - дозы облучения персонала и лиц других категорий не должны превышать допустимых.

Основные принципы радиационной безопасности: уменьшение мощности источников до минимально возможных величин (защита количеством); сокращение времени работы с источником (защита временем); увеличение расстояния от источников до работающих (защита расстоянием); экранирование источников поглощающими материалами (защита экраном).

Радиационная защита персонала, населения и окружающей среды обеспечивается системой общегосударственных мероприятий, включающих установление в законодательном порядке норм, регламентирующих дозовые нагрузки на население. Действующие в России нормы радиационной безопасности (НРБ-99) предусматривают следующие основные принципы радиационной безопасности: непревы-шение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения (принцип нормирования); запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением (принцип обоснования); поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (принцип оптимизации).

НРБ-99 распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего излучения на человека: облучение персонала и населения в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения; облучение персонала и населения в условиях радиационной аварии; облучение работников промышленных предприятий и населения природными источниками ионизирующего излучения; облучение населения в медицинских целях.

Основные регламентируемые величины техногенного облучения в контролируемых условиях при нормальной эксплуатации источников ионизирующих излучений для разных категорий облучаемых лиц включают 3 класса нормативов:

  • основные дозовые пределы (табл. В.4.3);
  • допустимые уровни многофакторного воздействия (пути поступления для одного радионуклида или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз (пределы годового поступления, допустимые среднегодовые объемные активности и удельные активности и др.);
  • контрольные уровни (дозы и уровни). Эти значения должны учитывать достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

ВАЗ. Основные дозовые пределы

Нормируемые величины

Пределы доз

Персонал(группа А)

Население

Эффективная доза за год

20 мЗв в среднем за любые по

1 мЗв в среднем за любые по

Эквивалентная доза за год (мЗв):

следовательные 5 лет, но не более 50 мЗв/год

следовательные 5 лет, но не более 5 мЗв/год

в хрусталике глаза

150

15

в коже

500

50

в кистях и стопах

500

50

Основные дозовые пределы облучения лиц из персонала и населения не включают дозы от природных и медицинских источников ионизирующего излучения и дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения установлены специальные ограничения.

В практике радиационной защиты принято положение о том, что нормативы для человека одновременно гарантируют также их надежность для отдельных биологических видов и биоценозов. Это положение нашло подтверждение при анализе последствий радиоактивного загрязнения экосистем в результате аварий в Южном Урале (1957 г.) и на Чернобыльской АЭС (1986 г.), который показал, что среднее значение годовой индивидуальной поглощенной дозы в любой экосистеме в пределах 10 Г p/год не вызывает нарушения ее целостности. При этом соотношение основного дозово-го предела для живой природы (10 Гр/год) с основным дозовым пределом для населения (1 мЗв/год) составляет 104. Практика радиоактивного загрязнения окружающей среды показывает, что при хроническом поступлении радионуклидов во внешнюю среду формирующиеся дозы облучения отдельных представителей фауны и флоры на единицу плотности загрязнения могут превышать дозу на человека по всем путям его облучения в среднем в 10...100 раз. При уровнях радиоактивного загрязнения окружающей среды, регулируемых НРБ-99, максимальная доза облучения биоты может достигать 0,5 Гр/год, что в 20 раз ниже минимального экологического предела дозы (10 Гр/год), гарантирующего безопасность живой природы.

Все природные источники создают эффективную среднегодовую дозу облучения на уровне до 1 мЗв. Вклад в суммарную дозу облучения населения выбросов АЭС, а также промышленного использования ядерной энергии и радиационных технологий крайне незначителен - он не достигает и 1 % дозы естественного радиационного фона (табл. В.4.4).

Условия труда и состояние окружающей природной среды в районах расположения предприятий атомной промышленности и энергетики во многих случаях благоприятнее, чем в других отраслях по добыче и переработке сырья и производству энергии в России.

Тем не менее на многих предприятиях отрасли имеет место загрязнение природной среды водных объектов, атмосферного воздуха и территорий радиоактивными и токсическими химическими веществами. При этом дозовые нагрузки на население вследствие техногенных выбросов и сбросов составляют менее 10 % допустимых значений НРБ-99.

В.4.4. Средние индивидуальные эффективные дозы облучения населения РФ в 1998 г.

Источник ионизирующего излучения

Доза,

мкЗв/год

Естественный радиационный фон

900

Технологически измененный естественный радиационный фон: 226Ra в стройматериалах

100

222Rn в помещениях

1500

минеральные удобрения

0,15

газоаэрозольные выбросы угольных ТЭС

2,0

Рентгено- и радиоизотопная диагностика

1500

Глобальные радиоактивные выпадения

12

АЭС

0,2

Другие источники, включая воздействие на производстве (шахты, рудни

2,0

ки и др.)

Сумма воздействия (округленно)

4016

enciklopediya-tehniki.ru


Смотрите также