Оценка радиационной опасности

Оценка радиационной опасности

На рабочем месте

 

Учебно-методические указания

к практическим занятиям по курсу «Безопасность труда»

для студентов СПбГУ

 

 

Санкт-Петербург 2006

 

Утверждено на заседании

 кафедры эргономики и инженерной психологии                                                                   факультета психологии СПбГУ

 

 

Методические указания разработал доцент, к. т. н. В.В. Милохов

 

 

Оценка радиационной опасности на рабочем месте.

Целью работы является изучение методов нормирования и оценки радиационной обстановки на рабочем месте при использовании источников ионизирующего излучения.

В процессе выполнения работы студенты знакомятся с основными показателями радиационной опасности, с помощью которых осуществляется оценка условий труда; получают практические навыки по обоснованию допустимых доз облучения для конкретных условий работы с источниками ионизирующих излучений. При этом ставится цель отработки практических навыков при прогнозировании степени риска проявления детерминированных или стохастических биологических эффектов ионизирующего излучения.

Программой работы предусматривается изучение следующих вопросов:

1. Показатели, используемые при оценке радиационной опасности и нормировании условий труда.

1.1. Эквивалентная доза.

1.2. Эффективная доза.

1.3. Вспомогательные показатели оценки радиационной обстановки.

2. Нормы допустимого внешнего и внутреннего облучения:

2.1. Основные пределы доз.

2.2. Допустимые уровни.

2.3. Контрольные уровни.

3.  Оценка суммарной накопленной дозы облучения.   

4. Классы работ с открытыми источниками ионизирующего облучения.

 

 

1. Показатели, используемые при оценке радиационной опасности и нормировании условий труда.

Оценка степени опасности условий труда при работе с источниками ионизирующего излучения осуществляется с помощью ряда показателей, нормативные значения которых не должны превышаться в процессе эксплуатации источников излучения [1].

В качестве показателей радиационной опасности приняты единицы, которые с достаточной степенью точности позволяют давать однозначную оценку физических параметров поля излучения и возможных биологических последствий воздействия излучения. Сфера использования того или иного показателя зависит от характеристики источника ионизирующих излучений (закрытый или открытый источник излучения) и характера воздействия ионизирующих излучений. Ионизирующие излучения при воздействии на организм человека могут вызвать два вида эффектов: детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой дерматит, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и др.) и стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни).

Для оценки возможности проявления детерминированных эффектов при работе с закрытым источником (условия внешнего облучения), т.е. с источником излучения, устройство которого исключает попадание содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду, оценку производят по величине эквивалентной дозы или ее мощности [2,7].

В условиях работы с открытым источником излучения (условия внутреннего облучения), при использовании которого имеется возможность поступления радионуклидов в окружающую среду, оценку радиационной опасности и нормирование осуществляют наряду с указанными показателями с помощью следующих производных показателей:

· «содержание» радионуклидов в организме (органе),

· «поступление» радионуклидов в в организм,

· «удельная (объемная активность)» радионуклидов в воздухе,

· «загрязненность» поверхности радионуклидами и др.

1.1. Эквивалентная доза.

Основополагающей характеристикой ионизирующих излучений, определяющей потенциальную опасность их воздействия на организм человека, является поглощенная доза (Д_п). Поглощенная доза представляет собой отношение средней энергии, переданной веществу в некотором объеме, к массе вещества в этом объеме.

Единицами измерения поглощенной дозы является джоуль на килограмм (Дж/кг), Грей (гр) или рад. Эти единицы имеют следующие соотношения:

1 Гр = 1Дж/кг = 10² рад.

В тоже время величина поглощенной энергии ионизирующего излучения не отражает влияние на последствия облучения интенсивности передачи энергии (потери энергии заряженных частиц) на пути проникновения различных видов излучения. По этой причине основным показателем оценки опасности хронического облучения излучением произвольного состава принята эквивалентная доза Н_э, определяемая по формуле

 Н_э = D_п•W_в, где

D_п – поглощенная доза в органе или ткани, определяемая из соотношения:

,

где m_т - масса органа или ткани, a D - поглощенная доза в элементе массы dm.

W_в – взвешивающий коэффициент, характеризующий зависимость неблагоприятных биологических последствий облучения человека от способности различного вида ионизирующего излучения передавать энергию облученной среде, т.е. учитывающий относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов:

В табл.1 приведены значения W_в, используемые для оценки эквивалентной дозы при облучении ионизирующим излучением неизвестного состава. Если спектр излучения известен, то в расчетах используются значения W_в, установленные для этого спектра.

Таблица 1

Эффективная доза

Реакция на воздействие одних и тех же эквивалентных доз на различные органы человека неодинакова. В связи с этим риск возникновения стохастических отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности оценивается по величине эффективной дозы (Е). Она представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты W_т:

E = ∑ Н_э• W_т,

где Н_э - эквивалентная доза в органе или ткани Т, a W_т - взвешивающий коэффициент, учитывающий радиочуствительность органа или ткани. Единицей измерения эффективной дозы также является зиверт (Зв) или бэр.Значения взвешивающего коэффициента W_т, используемые в радиационной защите для учета различной чувствительности органов и тканей человека в возникновении стохастических эффектов приведены в табл. 2.

Таблица 2

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы

 

№ п/п	Орган, ткань	Взвешивающий коэффициент Wт
1	Гонады	0.20
2	Костный мозг (красный)	0,12
3	Толстый кишечник	0,12
4	Легкие	0,12
№ п/п	Орган, ткань	Взвешивающий коэффициент Wт
5	Желудок	0,12
6	Мочевой пузырь	0,05
7	Грудная железа	0,05
8	Печень	0,05
9	Пищевод	0,05
10	Щитовидная железа	0,05
11	Кожа	0,01
12	Клетки костных поверхностей	0,01
13	Остальное	0,05*

Примечание: "Остальное" включает надпочечники, головной мозг, экстраторокальный отдел органов дыхания, тонкий кишечник, почки, мышечную ткань, поджелудочную железу, селезенку, вилочковую железу и матку. И тех исключительных случаях, когда один из перечисленных органов или тканей получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую дозу, полученную любым из двенадцати органов или тканей, для которых определены взвешивающие коэффициенты, следует приписать этому органу или ткани взвешивающий коэффициент, равный 0,025, а оставшимся органам или тканям из рубрики "Остальное" приписать суммарный коэффициент, равный 0,025.

  1.3. Вспомогательные показатели оценки радиационной обстановки.

  Оперативный контроль радиационной обстановки по опасности внешнего облучения, планирование мероприятий по биологической защите и оценке ее эффективности удобно осуществлять по величине мощности эквивалентной дозы.

Мощность эквивалентной дозы является отношением величины эквивалентной дозы к времени, в течение которого она была накоплена. Единицей мощности эквивалентной дозы в системе СИ является Зв/с, а внесистемной единицей, используемой на практике – бэр/с.

Большинство радионуклидов, поступающих в организм, с определенной степенью избирательности накапливается в различных органах и тканях. Сведения о «содержании» радионуклидов в организме используются для оценки степени опасности внутреннего облучения. «Содержание» радионуклидов измеряется в единицах активности, т.е. по величине ожидаемого числа спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени. Единицей измерения активности является беккерель, Бк (1Бк = 1 ядерному превращению в секунду) или кюри - внесистемная единица активности, Ки (1 Kи = 3,7•10¹⁰ ядерных превращений в секунду). Измерение «содержания» радиоактивных веществ осуществляется непосредственным инструментальным измерением активности радионуклида в органе (ткани) или биофизическим анализом (измерение содержания в выделениях организма).

Для более точной оценки дозы внутреннего облучения необходимы сведения об интенсивности изменения «содержания» радионуклидов в организме во времени. Эти изменения можно оценить по величине «поступления» радионуклидов в организм (Бк/год). Контроль поступления радионуклидов в организм осуществляется прямым или косвенным измерением содержания радионуклидов в органе (ткани) или расчетом по измеренной величине удельной (объемной) активности радионуклидов в воздухе.

Оценка опасности внутреннего облучения на рабочем месте по измеренной величине удельной (объемной) активности радионуклидов в воздухе является ориентировочным методом. Этот метод используется для оперативного радиационного контроля. Удельная (объемная) активности радионуклидов в воздухе оценивается как отношение активности радионуклида к массе (объему) воздуха (Бк/кг, Бк/л):

А_m = А/m; = А /V, где

А_m – удельная активность, Бк/кг, А – измеренная активность радионуклида Бк, А_v – объемная активность, Бк/л, m и V – соответственно масса и объем воздуха.

Одним из источников внешнего и внутреннего облучения являются загрязненные радионуклидами рабочие поверхности, спецодежда и кожные покровы. С целью ограничения загрязнения в процессе выполнения работ с открытым источником ионизирующего излучения производится контроль радиоактивного загрязнения. Под радиоактивным загрязнениемпонимается присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни, установленные НРБ-99. При этом различают загрязнение поверхности неснимаемое (фиксированное) и снимаемое (нефиксированное). При фиксированном загрязнении присутствуют радиоактивные вещества, которые не переносятся при контакте на другие предметы и не удаляются при дезактивации. При нефиксированном загрязнении радиоактивные вещества переносятся при контакте на другие предметы и удаляются при дезактивации.

Загрязнение оценивается активностью радионуклидов на единице площади в единицу времени (част./(мин*см²) [4,5].

   2. Нормы допустимого внешнего и внутреннего облучения.

   В практике контроля, планирования и оценки качества защитных мероприятий при работе с источниками ионизирующего излучения используются три класса гигиенически обоснованных нормативов: основные пределы доз, допустимые уровни воздействия и контрольные уровни (табл.2).

В основу нормирования положены следующие основные принципы: непревышение основного предела доз, исключение всякого необоснованного облучения и снижение дозы облучения до возможно низкого уровня. Эти принципы находятся в полном соответствии с рекомендациями Международной комиссии радиационной защиты (МКРЗ) о необходимости создания условий работы, при которых доза облучения не должна превышать значений, допустимых с позиций социально приемлемого риска.

Таблица 2

Классы нормативов ионизирующих излучений.

Класс нормативов	Персонал (категория А)	Население
1	2	3
Основные пределы доз	Пределы доз (ПД)	Пределы доз (ПД)
Допустимые уровни	Предел годового поступления (ПГП)	Предел годового поступления (ПГП)
	Допустимая мощность дозы (ДМДперс)	Допустимая мощность дозы (ДМДнас)
	Допустимая среднегодовая объемная активность в воздухе (ДОАперс)	Допустимая среднегодовая объемная активность в воздухе (воде, пище) ДОАнас
	Допустимая среднегодовая удельная активность в воздухе (ДУАперс)
	Минимально значимая удельная активность
	Минимально значимая активность
	Допустимые уровни загрязнения поверхностей
Контрольные уровни	Пределы доз (ПД)
	Предел годового поступления (ПГП)
	Допустимая мощность дозы (ДМДперс)
	Допустимая среднегодовая объемная активность в воздухе (ДОАперс)
	Допустимая среднегодовая удельная активность в воздухе (ДУАперс)
	Минимально значимая удельная активность
	Минимально значимая активность
	Допустимые уровни загрязнения поверхностей

 

 

Риск детерминированных опасных воздействий ионизирующих излучений приработе в условиях, регламентируемых "Нормами радиационной безопасности" НРБ-99, значительно ниже, чем при воздействии нерадиационных факторов [1].

2.1. Основные пределы доз.

Нормы допустимого внешнего и внутреннего облучения дифференцированы для различных категорий облучаемых лиц с учетом степени их контакта с источниками ионизирующего излучения. Установлены нормативные значения для трех категорий облучаемых лиц.

Лица постоянно или временно работающие непосредственно с источника ионизирующего излучения называются персоналом (категория А). Другая группа лиц, которые не работают непосредственно с источниками ионизирующего излучения, но по условиям проживания или расположения рабочих мест могут подвергнуться воздействию ионизирующего излучения, отнесена к персоналу, но категории Б.

Население области, края, республики, страны (включая категории «персонал» А и «персонал» Б, находящиеся за пределами рабочего места) представляют категорию "население".

Как уже отмечалось, опасность воздействия ионизирующих излучений в значительной степени зависит от того, какой орган (ткань) подвергается облучению. Учитывая, что органы человека обладают различной чувствительностью к воздействию ионизирующих излучений и роль их в поддержании нормальной жизнедеятельности различна, пределы доз установлены с учетом вида облучаемых органов.

С учетом категории облучаемых лиц и разновидности облучаемых органов установлены годовые пределы доз (ГПД). При этом ГПД тем жестче, чем чувствительнее орган к воздействию ионизирующих излучений (табл.3).

Годовой предел дозы (ГПД) - это значение индивидуальной эквивалентной или эффективной дозы техногенного облучения за год, которая при равномерном воздействии на «персонал» А и Б в течении 50 лет (на «население» в течении 70 лет) не вызовет в состоянии здоровья детерминированных эффектов, при этом вероятность проявления стохастических эффектов обеспечивается на приемлемом уровне.

  Основные пределы доз являются нормативными значениями, превышение которых не допускается. Превышение годового предела дозы увеличивает риск проявления детерминированных и стохастических последствий облучения и расценивается как несчастный случай.

Хроническое облучение дозами, не превышающими ГПД, по своим последствиям не зависит от ритма облучения, поэтому допускается облучение персонала дозой равной 1 ГПД за любой промежуток года. Кроме того, в течение 2 лет допускается работа в условиях облучения всего тела дозой, нормируемой как предел дозы на 5 лет облучения. В этом случае обязательным условием является ограничение величины фактически полученной дозы за год (≤2,5 ГПД) и предотвращение воздействия ионизирующих излучений в течение остальных 3 лет работы. Исключение составляют женщины в репродуктивном возрасте (до 45 лет), для которых нормируются единовременные пределы эквивалентной дозы облучения (не более 2 мЗв/месяц) и снижаются в 20 раз допустимые годовые уровни поступления радионуклидов.

 

Таблица 3

Основные пределы дозы

Нормируемые величины*		Годовой предел дозы
		персонал (группа А)**	население
Эффективная доза		20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год в хрусталике глаза	150 мЗв		15 мЗв
коже	500 мЗв		50 мЗв
кистях и стопах	500 мЗв		50 мЗв

Примечания:
* Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.
** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б равны 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонал приводятся только для группы А.

                                                                                                             

Допустимые уровни.

Оперативный контроль радиационной обстановки и качества систем защиты от внешнего и внутреннего облучения осуществляется сравнением уровней облучения с их нормируемыми значениями - допустимыми уровнями (табл.2). Допустимые уровни - это нормативные значения мощности дозы, поступления радионуклидов в организм, их концентрация в воздухе (для населения и в воде), загрязненность поверхности и т.п., рассчитанные из значений основных пределов доз (табл.4). Для условий внешнего облучения нормируется допустимая мощность дозы (ДМД). Присутствие человека в условиях, в которых не превышаются ДМД, не будет сопровождаться накоплением доз, превышающих основные пределы доз. Величина ДМД используется только для ориентировочной оценки радиационной обстановки; и кратковременные превышения ДМД не позволят судить, имело ли место переоблучение персонала. ДМД может быть рассчитана из соотношения ДМД = ГПД/Т, где Т - время облучения, для категории А Т = 1700 ч = 10⁵ мин = 6,1•10⁶ с.

   Поступление радиоактивных веществ в организм в течение года не должно превышать предела годового поступления ПГП. Величина поступлений на уровне ПГП в течение года при монофакторном воздействии приравнивается к облучению дозой, равной ГПД (табл.4). При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать пределов доз [6,8].

Таблица 4.

Значения дозовых коэффициентов, предела годового поступления с воздухом и допустимой среднегодовой объемной активности в воздухе отдельных радионуклидов для персонала

 

Радионуклид	Период полураспада	Тип соединения при ингаляции*	Дозовый коэффициент для  воздуха εперс, Зв/Бк	Предел годового поступления ПГПперс,Бк в год	Допустимая среднегодовая объемная активность ДОАперс, Бк/м3
H-3	12,3 лет	Г1	1,8·10-11	1,1·109	4,4·105
		Г2	1,8·10-15	1,1·1013	4,4·109
		Г3	1,8·10-13	1,1·1011	4,4·107
Be-7	53,3 сут	Иные соединения (П)	4,8·10-11	4,2·108	1,7·105
		Оксиды, галогениды, нитраты (М)	5,2·10-11	3,8·108	1,5·105
Be-10	1,60·106 лет	Иные соединения (П)	9,1·10-9	2,2·106	8,8·102
		Оксиды, галогениды, нитраты (М)	3,2·10-8	6,3·105	2,5·102
C-11	0,340 час	Элементарный углерод (Г1)	3,2·10-12	6,2·109	2,5·106
		Диоксид углерода (Г2)	2,2·10-12	9,1·109	3,6·106
		Оксид углерода (Г3)	1,2·10-12	1,7·1010	6,7·106

 

Радионуклид	Период полураспада	Тип соединения при ингаляции*	Дозовый коэффициент для  воздуха εперс, Зв/Бк	Предел годового поступления ПГПперс,Бк в год	Допустимая среднегодовая объемная активность ДОАперс, Бк/м3
C-14	5,73·103 лет	Элементарный углерод (Г1)	5,8·10-10	3,4·107	1,4·104
		Диоксид углерода (Г2)	6,2·10-12	3,2·109	1,3·106
		Оксид углерода (Г3)	8,0·10-13	2,5·1010	1,0·107
F-18	1,83 час	Соединения с H,Li,Na,K,Rb,Cs,Fr	3,0·10-11	6,7·108	2,7·105
		Иные соединения (П)	5,7·10-11	3,5·108	1,4·105
		Соединения с лантоноидами (М)	6,0·10-11	3,3·108	1,3·105
Na-22	2,60 лет	Все соединения (Б)	1,3·10-9	1,5·107	6,2·103

Примечание: * тип соединения при ингаляции

Для целей нормирования поступления радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных аэрозолей их химические соединения разделены на три типа в зависимости от скорости перехода радионуклида из легких в кровь:

- тип "М" (медленно растворимые соединения), при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, наблюдается компонента активности радионуклида, поступающая в кровь со скоростью 0,0001 сут^-1;

- тип "П" (соединения, растворимые с промежуточной скоростью):

при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 0,005 сут^-1;

- тип "Б" (быстро растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 100 сут^-1. Для целей нормирования поступления радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных газов выделены типы "Г" (Г1 - Г3) газов и паров соединений некоторых элементов. Допустимая среднегодовая объемная активность радионуклидов в воздухе (ДОА) также рассчитана исходя из того, что работая в условиях, в которых не превышаются ДОА, накопленная за год эквивалентная доза не превысит ГПД. Между пределом годовых поступлений и ДОА существует ориентировочная зависимость ДОА = ПГП/V, где V - объем воздуха, с которым радиоактивные вещества поступают в организм. Для персонала категории А и Б объем вдыхаемого воздуха принимается равным 2,4•10³ л/год.

Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхностей установлены исходя из наиболее неблагоприятных условий работы и предположения максимальных их поступлений в организм человека [9].

Таблица 5

Допустимые уровни радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи (в течение рабочей смены), спецодежды и средств индивидуальной защиты, част/(мин•см²)

Объект загрязнения	Альфа-активные нуклиды*		Бета- активные нуклиды
	отдельные**	прочие
Неповрежденная кожа, спецбелье, полотенца, внутренняя поверхность лицевых частей средств индивидуальной защиты	2	2	200
Основная спецодежда, внутренняя поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, наружная поверхность спецобуви	5	20	2000
Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования	5	20	2000
Поверхности помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования	50	200	10000
Наружная поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, снимаемой в саншлюзах	50	200	10000

Примечания: ^* Для поверхности рабочих помещений и оборудования, загрязненных альфа-активными радионуклидами, нормируется снимаемое (нефиксированное) загрязнение; для остальных поверхностей - суммарное (снимаемое и неснимаемое) загрязнение; ^**К отдельным относятся альфа-активные нуклиды, среднегодовая допустимая объемная активность которых в воздухе рабочих помещений ДОА < 0,3 Бк/м³.

Контрольные уровни.

В ряде случаев работы с источниками ионизирующих излучений проводятся в условиях, при которых облучение персонала будет заведомо ниже допустимого предела доз. С целью сохранения достигнутого уровня радиационного воздействия ниже допустимого устанавливаются контрольные уровни. Например, для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

Для категории персонала А контрольные уровни устанавливаются по инициативе работодателя по согласованию с органами Роспотребнадзора, для категории Б они устанавливаются органами Роспотребнадзора по представлению работодателя.

Как правило, контрольные уровни устанавливаются ниже значений пределов доз, но в порядке исключения при нестационарных, эпизодических работах органами Роспотребнадзорам могут быть разрешены контрольные уровни превышающие допустимые. Необходимость подобного превышения должна быть обоснована, а величина превышения скомпенсирована более низким значением облучения в остальное время работы.

Характерным примером необходимости выполнения работ в условиях превышения годовых дозовых пределов являются работы по ликвидации аварий, спасению людей и др., причем заведомо невозможно принять меры, исключающие переоблучение. Работы в этих условиях (планируемое повышенное облучение) могут производиться только по специальному разрешению.

   Работы в условиях планируемого повышенного облучения, при котором эффективная доза составит до 100 мЗв и эквивалентная доза не превысит двукратных значений годового предела дозы, выполняются с разрешения территориальных органов Роспотребнадзора. При больших уровнях облучения (эффективная доза 200мЗв и эквивалентная до четырехкратных значений ГПД) только с разрешения федерального органа Роспотребнадзора. Работа в условиях превышающих указанные величины не допускается. Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.

Выполнение работ в условиях планируемого повышенного облучения возможно только при наличии согласия работника, которому предварительно разъясняется потенциальная опасность облучения планируемыми уровнями. К указанным работам нельзя допускать в случаях:

а) если имеются медицинские противопоказания;

б) если работник при аварии или, выполняя работы в условиях повышенного облучения, был облучен эффективной дозой 200 мЗв или эквивалентной дозой, превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз;

в) если работник - женщина в возрасте до 45 лет;

если работник - мужчина в возрасте до 30 лет;

Ионизирующего излучения.

Выбор комплекса защитных мероприятий при работе с открытыми источниками ионизирующего излучения зависит от величины активности используемых радиоактивных веществ и их степени радиационной опасности.

Степень радиационной опасности радионуклида может быть определена по величине минимально значимой активности (МЗА). В качестве МЗА приняты наибольшие значения активности радиоактивного вещества, при использовании которого не требуется разрешения органов Роспотребнадзора (табл.6). Располагая сведениями об МЗА, определяется радиационная опасность радионуклида. Все радионуклиды как потенциальный источник внутреннего облучения отнесены к одной из четырех групп радиационной опасности (табл.7).

 

Таблица 6

Минимально значимая удельная активность (МЗУА)

и минимально значимая активность в помещении или на рабочем месте (МЗА)

Нуклид	МЗУА*, Бк/г	МЗА, Бк
H-3	106	109
Be-7	103	107
C-14	104	107
O-15	102	109
F-18	101	106
Na-22	101	106
Na-24	101	105

Примечание * - Активность минимально значимая удельная (МЗУА)это удельная активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов государственной санитарно-эпидемиологической службы на использование этого источника, если при этом также превышено значение минимально значимой активности.

 

Таблица 7

Литература:

1. СП 2.6.1.799-99 Основные санитарные правила обеспечения радиацонной безопасности (ОСПОРБ-99).

2. ГОСТ Р 51873-2002 Источники ионизирующего излучения радионуклидные закрытые. Общие технические требования.

4. МУ 2.6.1.2005-05 Установление категории потенциальной опасности радиационного объекта.

5. РД 07-11-2001 Методические указания по осуществлению надзора за обеспечением радиационной безопасности при эксплуатации радиоизотопных приборов.

6. СанПиН 2.6.1.1015-01 Гигиенические требования к устройству и эксплуатации радиоизотопных приборов.

7. СанПиН 2.6.1.1202-03 Гигиенические требования к использованию закрытых радионуклидных источников ионизирующего излучения при геофизических работах на буровых скважинах.

8. СанПиН 2.6.1.1281-03 Санитарные правила по радиационной безопасности персонала и населения при транспортировании радиоактивных материалов (веществ).

9. СП 2.6.1.1282-03 Гигиенические требования к устройству и эксплуатации источников, генерирующих рентгеновское излучение при ускоряющем напряжении от 10 до 100 кВ.

Оценка радиационной опасности

На рабочем месте

 

Учебно-методические указания

к практическим занятиям по курсу «Безопасность труда»

для студентов СПбГУ

 

 

Санкт-Петербург 2006

 

Утверждено на заседании

 кафедры эргономики и инженерной психологии                                                                   факультета психологии СПбГУ

 

 

Методические указания разработал доцент, к. т. н. В.В. Милохов

 

 

Оценка радиационной опасности на рабочем месте.

Целью работы является изучение методов нормирования и оценки радиационной обстановки на рабочем месте при использовании источников ионизирующего излучения.

В процессе выполнения работы студенты знакомятся с основными показателями радиационной опасности, с помощью которых осуществляется оценка условий труда; получают практические навыки по обоснованию допустимых доз облучения для конкретных условий работы с источниками ионизирующих излучений. При этом ставится цель отработки практических навыков при прогнозировании степени риска проявления детерминированных или стохастических биологических эффектов ионизирующего излучения.

Программой работы предусматривается изучение следующих вопросов:

1. Показатели, используемые при оценке радиационной опасности и нормировании условий труда.

1.1. Эквивалентная доза.

1.2. Эффективная доза.

1.3. Вспомогательные показатели оценки радиационной обстановки.

2. Нормы допустимого внешнего и внутреннего облучения:

2.1. Основные пределы доз.

2.2. Допустимые уровни.

2.3. Контрольные уровни.

3.  Оценка суммарной накопленной дозы облучения.   

4. Классы работ с открытыми источниками ионизирующего облучения.

 

 

1. Показатели, используемые при оценке радиационной опасности и нормировании условий труда.

Оценка степени опасности условий труда при работе с источниками ионизирующего излучения осуществляется с помощью ряда показателей, нормативные значения которых не должны превышаться в процессе эксплуатации источников излучения [1].

В качестве показателей радиационной опасности приняты единицы, которые с достаточной степенью точности позволяют давать однозначную оценку физических параметров поля излучения и возможных биологических последствий воздействия излучения. Сфера использования того или иного показателя зависит от характеристики источника ионизирующих излучений (закрытый или открытый источник излучения) и характера воздействия ионизирующих излучений. Ионизирующие излучения при воздействии на организм человека могут вызвать два вида эффектов: детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой дерматит, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и др.) и стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни).

Для оценки возможности проявления детерминированных эффектов при работе с закрытым источником (условия внешнего облучения), т.е. с источником излучения, устройство которого исключает попадание содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду, оценку производят по величине эквивалентной дозы или ее мощности [2,7].

В условиях работы с открытым источником излучения (условия внутреннего облучения), при использовании которого имеется возможность поступления радионуклидов в окружающую среду, оценку радиационной опасности и нормирование осуществляют наряду с указанными показателями с помощью следующих производных показателей:

· «содержание» радионуклидов в организме (органе),

· «поступление» радионуклидов в в организм,

· «удельная (объемная активность)» радионуклидов в воздухе,

· «загрязненность» поверхности радионуклидами и др.

1.1. Эквивалентная доза.

Основополагающей характеристикой ионизирующих излучений, определяющей потенциальную опасность их воздействия на организм человека, является поглощенная доза (Д_п). Поглощенная доза представляет собой отношение средней энергии, переданной веществу в