Дозиметрический контроль - измерение мощностей доз излучений, определение эквивалентных и эффективных, накопленных, индивидуальных и коллективных доз облучения от различных источников ионизирующего излучения, с целью сопоставления с установленными нормативами облучения и контрольными уровнями.
Дозиметрия – это самостоятельный раздел прикладной ядерной физики, в котором рассматриваются свойства ионизирующих излучений, физические величины, характеризующие поле излучения или взаимодействие излучения с веществом, а также принципы и методы определения этих величин.
Основные вопросы дозиметрического контроля, рассматриваемые в данной статье:
1) взаимосвязь базовых, операционных и нормируемых дозиметрических величин;
2) подбор оборудования для измерения мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения в соответствии с методическими указаниями МУ 2.6.1.2398-08 «Радиационный контроль и санитарно-эпидемиологическая оценка земельных участков под строительство жилых домов, зданий и сооружений общественного и производственного назначения в части обеспечения радиационной безопасности» и МУ 2.6.1.2838-11 «Радиационный контроль и санитарно-эпидемиологическая оценка жилых, общественных и производственных зданий и сооружений после окончания их строительства, капитального ремонта, реконструкции по показателям радиационной безопасности»;
3) нормирование мощности дозы гамма-излучения в соответствии с СП 2.6.1.2612-10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010)», СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности
(НРБ-99/2009)», СанПиН 2.6.1.2800-10 «Гигиенические требования по ограничению облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения».
Дозиметрия, как дисциплина, рассматривает физические величины, связанные с ожидаемым радиационным эффектом, обычно их называют дозиметрическими величинами. Основное свойство дозиметрических величин заключается в установлении связи между измеряемой физической величиной и ожидаемым радиационным эффектом. Без учета такой связи измерения, проводимые в области дозиметрии, теряют смысл. Условно дозиметрические величины можно разделить на три группы:
- базовые дозиметрические величины;
- нормируемые дозиметрические величины, которые оценивают меру ущерба (вреда) от воздействия ионизирующего излучения на человека и живые организмы (эти величины практически измерить невозможно);
- операционные дозиметрические величины – измеряемые приборами или устройствами.
Базовые дозиметрические величины
К базовым дозиметрическим величинам относятся поглощенная доза, керма, мощность дозы, экспозиционная доза.
Поглощенная доза является основной физической величиной, принятой в дозиметрии для оценки меры воздействия излучения на различные объекты. Именно эту дозиметрическую величину в практике называют просто «Дозой».
Доза поглощенная, D - отношение средней энергии dE, которая передана ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме к массе dm вещества в этом объеме. В международной системе единиц (далее - СИ) для поглощенной дозы введена специальная единица – 1 Гр (грей). 1Гр = 1 Дж/кг. Внесистемная единица - 1 рад = 100 эрг/г; (1 Гр = 100 рад ). Эрг - это единица энергии, равная 10-7 джоулям (100 нДж).
Помимо поглощенной дозы, в дозиметрии рассматривают также величину энергии, переданную заряженным частицам, в рассматриваемом объеме. Эта величина называется керма -К.
Керма - отношение суммы начальных кинетических энергий dEtr всех заряженных частиц, образованных под влиянием косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме вещества, к массе dm вещества в этом объеме. Единицей измерения кермы является грей (Гр).
Доза излучения зависит от времени облучения. С течением времени доза накапливается. Изменение дозы в единицу времени называется мощностью дозы.
Исторически первой дозиметрической величиной была экспозиционная доза.
В начале прошлого века, когда радиационная физика только начала развиваться, считалось, что основным механизмом, приводящим к изменениям в облучаемых объектах, является процесс ионизации вещества, вызванный воздействием наиболее проникающего гамма-излучения. Поэтому как меру ожидаемого радиационного эффекта в облучаемых объектах, предложили использовать отношение полного суммарного количества свободных зарядов одного знака, освобожденных фотонным (рентгеновским или гамма-излучением) в некотором объеме воздуха (при нормальных условиях), к массе этого воздуха.
Экспозиционная доза равна абсолютному значению полного заряда ионов одного знака, которые образуются в воздухе при нормальных условиях при полном торможении всех электронов и позитронов, освобожденных фотонным излучением в определенном объеме воздуха, отнесенному к массе этого воздуха. Экспозиционная доза введена только для фотонного излучения с энергией до 3 МэВ. Размерность в СИ — Кл/Кг. В практике и научной литературе распространена внесистемная единица экспозиционной дозы — рентген, обозначение Р. 1Р = 2,57976·10-4 Кл/кг.
Важно подчеркнуть, что в соответствии с РД50-454-84 «Методические указания. Внедрение и применение ГОСТ 8.417-81 "ГСИ. Единицы физических величин" в области ионизирующих излучений» с 1 января 1990 года эта величина не рекомендована к использованию в расчетах и документах. Тем не менее, до сих пор используются дозиметры, показывающие дозу в рентгенах. Поэтому надо уметь определять значение эквивалентной дозы из экспозиционной.
Экспозиционная доза в 1 Р соответствует поглощенной дозе в воздухе – 0,88 рад, а в ткани человеческого организма – 0,93 рад.
Нормируемые дозиметрические величины
К нормируемым дозиметрическим величинам относятся линейная передача энергии, относительная биологическая эффективность, эквивалентная доза, эффективная доза, коллективная эффективная доза и ожидаемая (полная) коллективная доза.
Рассмотрим нормируемые величины, применяемые при осуществлении дозиметрического контроля на территориях, отведенных под строительство жилых, общественных и производственных зданий и сооружений, а также в помещениях жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений. А именно, эквивалентную и эффективную дозу и их взаимосвязь.
Понятие эквивалентная доза введено для оценки биологического эффекта воздействия излучения различного состава в задачах радиационной безопасности при облучении малыми дозами (не превышающими пяти предельно допустимых годовых доз). Эквивалентную дозу нельзя использовать для оценки последствий аварийного облучения человека.
Эквивалентная доза, Н – это произведение поглощенной дозы D излучения на взвешивающий коэффициент вида этого излучения WR:
H = D · WR
Взвешивающий коэффициент вида излучения WR определяет степень вредности того или иного вида излучения по отношению к гамма и рентгеновскому излучению, для которых он равен WR = 1. Гамма-излучение является эталонным.
Единица измерения эквивалентной дозы в системе СИ – зиверт (Зв). Внесистемная единица эквивалентной дозы – бэр. 1 Зв = 100 бэр.
В конце 80-х годов была предложена концепция «эффективной эквивалентной дозы». Эта концепция предложена Международной комиссией по радиологической защите (далее - МКРЗ) в 1990г. (публикация 60 МКРЗ, часть 1) на основе дополнительных сведений о биологическом действии излучения и в целях обеспечения радиационной безопасности. Использование эффективной дозы позволяет перейти от характеристик поля ионизирующего излучения к социально обусловленной мере воздействия излучения на человека – ущербу. Использование этого понятия создает условия для приведения к единому стоимостному критерию вреда, затраты и выгоды от использования технологий с применением источников ионизирующего излучения.
Основными изменениями в деле нормирования пределов дозы, введенными НРБ-96 (ГН 2.6.1.054-96) и НРБ-99/2009 (СанПиН 2.6.1.2523-09) в соответствии с рекомендациями МКРЗ, является переход к нормированию дозовых пределов в величинах эффективной дозы и уменьшению дозовых пределов до 20 мЗв в год, вместо нормируемой эквивалентной дозы 50 мЗв (5 бэр) в год.
В практике обеспечения радиационной безопасности часто бывает так, что облучается не все тело, а один из органов. Например, при загрязнении бета - излучающими радионуклидами кожи, при накоплении йода в щитовидной железе, при вдыхании радиоактивных газов и т.п. Чтобы оценивать при этом вред, наносимый всему организму, введено понятие эффективной дозы Е. Эффективная доза применяется для оценки возможных стохастических эффектов – злокачественных новообразований и генетических дефектов. Величина эффективной дозы зависит от энергии излучения и направления излучения, поскольку жизненно важные органы размещаются на различных глубинах в человеческом теле и по-разному защищены другими тканями.
Эффективная доза, Е равна эквивалентной дозе НT полученной данным органом, умноженной на взвешивающий тканевый коэффициент WТ:
где HT – эквивалентная доза, полученная данным органом;
WТ – взвешивающий тканевой коэффициент данного органа.
Единицей измерения эффективной дозы в системе СИ, также, как и эквивалентной является зиверт (Зв).
Операционные дозиметрические величины
Для измерения нормируемых дозиметрических величин (эквивалентной дозы облучения органа или ткани, HТ, эффективной дозы, Е) необходимо учитывать радиочувствительность различных органов или тканей, а также биологическую эффективность видов излучений. Это приводит к тому, что нормируемые дозиметрические величины невозможно измерить непосредственно. Поэтому были введены операционные дозиметрические величины, которые определяются через измерение физических характеристик поля ионизирующего излучения.
Операционная величина – это величина, однозначно определяемая в точке через физические характеристики поля излучения, максимально возможно приближенная в стандартных условиях облучения к величине нормируемой в целях ограничения облучения, и предназначенная для консервативной оценки этой величины при дозиметрическом контроле.
Для практики вводится коэффициент качества излучения Q – усредненная формализованная мера вреда разных видов ионизирующего излучения, не зависящая от облучения органов, биологического эффекта и дозы. Коэффициент качества учитывает повреждения биологической ткани, возникающие вследствие микроскопического распределения поглощенной энергии в точке взаимодействия излучения с веществом.
Коэффициент качества излучения, Q является функцией полной ЛПЭ в воде (L).
Эквивалент дозы, Н есть произведение Q на D в точке в ткани, где D - поглощенная доза, а Q -коэффициент качества в той же точке:
H = Q·D
Размерность эквивалента дозы: Дж·кг–1. Специальное наименование единицы эквивалента дозы — зиверт (Зв). Эквивалент дозы является базовой величиной, через которую определяются все операционные величины.
Для оценки поля излучения при контроле радиационной обстановки объектов (рабочих мест, помещений и т.п.), в целях группового дозиметрического контроля персонала, международная комиссия по радиационным единицам и измерениям (далее-МКРЕ) предложила новую дозиметрическую величину - амбиентный эквивалент дозы (или амбиентная эквивалентная доза), H*(d). Единица измерения этой физической величины такая же, как у эквивалентной дозы. При дозиметрическом контроле радиационной обстановки измеряют мощность амбиентного эквивалента дозы (сокращенно – мощность амбиентной дозы).
Определение в соответствии с ГОСТ 8.638-2013 «Государственная система обеспечения единства измерений (ГСИ). Метрологическое обеспечение радиационного контроля. Основные положения»:
Амбиентный эквивалент дозы (амбиентная доза) H*(d), Зв, - эквивалент дозы, который создается в шаровом фантоме Международной комиссии по радиационным измерениям (МКРЕ) (шар диаметром 30 см из тканеэквивалентного материала плотностью 1 г/см3) на глубине d, мм, от поверхности по радиусу, параллельному направлению излучения, в поле излучения, идентичном рассматриваемому по составу, флюенсу и энергетическому распределению, но мононаправленном и однородном.
При проведении радиационного мониторинга шаровой фантом является приблизительной аналогией тела человека в отношении его рассеивающих и ослабляющих излучение свойств.
Подбор оборудования для измерения МЭД гамма-излучения в соответствии с методическими указаниями МУ 2.6.1.2398-08 и МУ 2.6.1.2838-11
В процессе рассмотрения предыдущего вопроса мы разобрали взаимосвязь основных дозиметрических величин. Поэтому можем перейти к практической части дозиметрического контроля. Рассмотрим дозиметрической контроль мощности эквивалентной дозы гамма-излучения на территориях, отведенных под строительство жилых, общественных и производственных зданий и сооружений, а также в помещениях жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений. Данный вид контроля в рамках своей деятельности осуществляет Отдел санитарно-экологического и радиационного контроля Государственного бюджетного учреждения города Москвы «Центр экспертиз, исследований и испытаний в строительстве».
Методические указания МУ 2.6.1.2398-08 и МУ 2.6.1.2838-11 являются основными нормативными документами, устанавливающими порядок проведения радиационного контроля, в том числе и дозиметрического контроля, на территориях, отведенных под строительство жилых, общественных и производственных зданий и сооружений, а также в помещениях жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений. Данные нормативные документы устанавливают показатели радиационной безопасности, подлежащие контролю, требования к методикам дозиметрического контроля, требования к применяемому измерительному оборудованию и оценке показателей радиационной безопасности.
Рассмотрим более подробно требования, предъявляемые методическими указаниями МУ 2.6.1.2398-08 и МУ 2.6.1.2838-11, к оборудованию, применяемому для измерения МАЭД гамма-излучения.
|
Пункт 4.3 МУ 2.6.1.2398-08 (на территориях): |
Пункт 4.3 МУ 2.6.1.2838-11 (в помещениях): |
|
Для 1-го этапа (гамма-съемка земельных участков) следует применять поисковые гамма-радиометры (например, типа СРП-68-01, СРП-88 и др.) или высокочувствительные дозиметры гамма-излучения, имеющие поисковый режим работы со звуковой индикацией. Поисковые гамма-радиометры (высокочувствительные дозиметры в поисковом режиме работы) должны обеспечивать регистрацию потока гамма-квантов в диапазоне энергий 0,05 - 3,00 МэВ при интенсивности от 10 с-1 и выше. Для 2-го этапа измерения (мощность дозы гамма-излучения в контрольных точках) применяются дозиметры, у которых: - нижний предел диапазона измерения мощности дозы гамма-излучения составляет не более 0,1 мкЗв/ч при относительной погрешности не выше 60%; погрешность измерений мощности дозы на уровне 0,3 мкЗв/ч - не более 30%; - "ход с жесткостью" в диапазоне энергий регистрируемых гамма-квантов от 0,05 до 3,00 МэВ - не более 25%. |
Для 1-го этапа (гамма-съемка ограждающих конструкций) применяются поисковые гамма-радиометры (например, типа СРП-68-01, СРП-88Н и др.) или высокочувствительные дозиметры гамма-излучения, имеющие поисковый режим работы со звуковой индикацией. Поисковые гамма-радиометры (высокочувствительные дозиметры в поисковом режиме работы) должны обеспечивать регистрацию потока гамма-квантов в диапазоне энергий 0,05 - 3,0 МэВ при скорости счета импульсов от 10 с-1 и выше; Для 2-го этапа контроля (измерения мощности дозы гамма-излучения) применяются дозиметры, у которых нижний предел диапазона измерения мощности дозы гамма-излучения при суммарной относительной неопределенности (Р = 0,95) не выше 60% должна составлять не более 0,1 мкЗв/ч; суммарная относительная неопределенность измерений мощности дозы на уровне 0,3 мкЗв/ч и выше должна быть не более 30%. |
Определим сразу, что не смотря на различие названий показателей радиационной безопасности в МУ 2.6.1.2398-08 и МУ 2.6.1.2838-11 под мощностью эквивалентной дозы гамма-излучения в контексте измерений подразумевают мощность амбиентного эквивалента дозы (далее - МАЭД) гамма-излучения.
Итак, начнём с оборудования, применяемого для первого этапа работ (гамма-съемки). Ответим на вопрос какие дозиметры можно отнести к высокочувствительным. Следует отметить, что в дозиметрии нет чёткой классификации дозиметров или дозиметров-радиометров на высокочувствительные и низкочувствительные. Однако практикующие дозиметристы относят к данному типу конкретный вид приборов, а именно сцинтилляционные дозиметры.
Сцинтилляционный метод дозиметрии рентгеновского и гамма-излучения основан на регистрации вспышек света (люминесценции), возникающих в сцинтилляторе под действием излучения. Регистрация вспышек обычно производится фотоэлектронным умножителем — ФЭУ. Измеренный анодный ток iф ФЭУ (токовый режим работы) или скорость счета nсч импульсов (счетный режим) являются мерой мощности дозы излучения.
Ток в сцинтилляционном дозиметре соответствует поглощенной энергии излучения, а скорость счета - плотности потока фотонов.
Различают органические и неорганические сцинтилляторы. Органические сцинтилляторы представляют собой монокристаллы некоторых органических соединений - антрацена, стильбена, нафталина, толана. Неорганические сцинтилляторы - это монокристаллы некоторых неорганических соединений NaI, CsI, KI, LiI, ZnS и др. При выращивании кристаллов в большинство из них вводятся специальные примеси (активаторы), которые увеличивают плотность центров люминесценции. Одним из лучших сцинтилляторов является NaI(Tl). Кроме ZnS(Ag) он имеет самый высокий световыход (8 %).
Разберёмся с примером предложенного МУ 2.6.1.2398-08 и МУ 2.6.1.2838-11 к применению оборудования, а именно поисковыми гамма-радиометрами типа СРП-68-01, СРП-88). Блоки детектирования СРП-68-01 и СРП-88 содержат ФЭУ с кристаллом NaI(Tl).
В соответствии с техническим описанием и инструкциями по эксплуатации данных приборов они предназначены для поисков радиоактивных руд по их гамма-излучению и для радиометрической съемки местности. Приборы СРП-68-01 и СРП-88 являются измерителями потока и мощности экспозиционной дозы гамма-излучения, что не отвечает современным требованиям к дозиметрическому контроля. Поскольку как уже отмечено ранее экспозиционной доза не рекомендована к использованию в расчетах и документах с 1990 года. Однако, два данных типа приборов по сих пор широко распространены среди специалистов, осуществляющих дозиметрический контроль мощности эквивалентной дозы гамма-излучения на территориях, отведенных под строительство жилых, общественных и производственных зданий и сооружений, а также в помещениях жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений. Следует отметить, что на данный момент приборы СРП-68-01 и СРП-88 сняты с производства и на смену им приходят приборы нового поколения.
Рассмотрим один из приборов нового поколения, а именно дозиметр-радиометр МКС-АТ1117М в комплектации блока обработки информации БОИ с блоком детектирования БДКГ-03. Принцип действия блока детектирования БДКГ-03, как и у блоков детектирования приборов СРП-68-01 и СРП-88, основан на использовании высокочувствительного метода сцинтилляционных измерений с применением детекторов NaI(Tl). Согласно утверждённому описанию типа средства измерения (ГР СИ 29551-13 и 29551-20) данный прибор в рассматриваемой комплектации применим для измерения амбиентного эквивалента дозы и мощности амбиентного эквивалента дозы рентгеновского и гамма-излучения, что отвечает современным требованиям. Диапазон энергий регистрируемого рентгеновского и гамма-излучения блоком детектирования БДКГ-03 составляет от 50 кэВ до 3 МэВ (0,05 - 3,00 МэВ). Диапазон измерений скорости счета импульсов прописан в руководстве по эксплуатации прибора и составляет от 0,01 до 1,5×105 с-1. Исходя из описанных характеристик можно сделать вывод о соответствии дозиметра-радиометра МКС-АТ1117М в рассматриваемой комплектации требованиям МУ 2.6.1.2398-08 и МУ 2.6.1.2838-11.
Перейдём к приборам, применяемым для второго этапа (измерений МАЭД гамма-излучения в контрольных точках). Исходя из требуемых характеристик, можно сделать вывод, что под заданные данные подходит довольно большой спектр приборов от простейших газоразрядных счётчиков до высокочувствительных сцинтилляционных детекторов.
Разберём подбор прибора для измерений МАЭД гамма-излучения в контрольных точках на примере дозиметра гамма-излучения ДКГ-02У «Арбитр». Дозиметр гамма-излучения ДКГ-02У «Арбитр» (ГР СИ 19063-99) предназначен для измерений МАЭД гамма-излучения и амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения. Принцип работы дозиметра основан на подсчете числа импульсов, поступающих со счетчиков Гейгера-Мюллера типа: Бета-2М (чувствительный) и Гамма-1 (грубый), которые включаются автоматически поочередно в зависимости от величины контролируемой мощности излучения. Диапазон измерений МАЭД гамма-излучения составляет от 0,1 до 3·106 мкЗв/ч. Пределы допускаемой основной относительной погрешности измерений МАЭД гамма-излучения - ± (15+3/ ) %, где - безразмерная величина, численно равная измеренному значению МАЭД в мкЗв/ч. Исходя из формулы погрешность измерений для нижнего диапазона определения - 0,1 мкЗв/ч составит 45% , для измеренного значения 0,3 мкЗв/ч - 25%. Диапазон энергий регистрируемого гамма-излучения составляет от 0,05 до 3,00 МэВ. Энергетическая зависимость чувствительности («ход с жесткостью») не более 25%.
Нормирование мощности дозы гамма-излучения в соответствии с СП 2.6.1.2612-10, СанПиН 2.6.1.2523-09, СанПиН 2.6.1.2800-10.
Нормируемыми величинами при осуществлении дозиметрического контроля на территориях, отведенных под строительство жилых, общественных и производственных зданий и сооружений, а также в помещениях жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений в зависимости от применяемого для оценки соответствия нормативного документа могут выступать мощность эквивалентной или эффективной дозы гамма-излучения (см. Таблицу 1).
Таблица 1 - Предельные значения мощности эквивалентной и эффективной дозы гамма-излучения.
|
Нормативный документ |
Объект нормирования |
Нормируемая величина |
Предельное значение |
|
СП 2.6.1.2612-10 (ОСПОРБ-99/2010) (раздел V, п. 5.1.6) |
Территории, отведенные под строительство зданий жилищного и общественного назначения |
мощность эквивалентной дозы гамма-излучения |
0,3 мкЗв/ч |
|
СанПиН 2.6.1.2800-10 (раздел IV, п. 4.2.2) |
Территории, отведенные под строительство зданий жилищного и общественного назначения |
мощность эквивалентной дозы гамма-излучения |
0,3 мкЗв/ч |
|
СП 2.6.1.2612-10 (ОСПОРБ-99/2010) (раздел V, п. 5.2.3) |
Территории, отведенные под строительство зданий и сооружений производственного назначения |
мощность эквивалентной дозы гамма-излучения |
0,6 мкЗв/ч |
|
СанПиН 2.6.1.2800-10 (раздел III, п. 3.2.4) |
Территории, отведенные под строительство зданий и сооружений производственного назначения |
мощность эквивалентной дозы гамма-излучения |
0,6 мкЗв/ч |
|
СанПиН 2.6.1.2523-09 (НРБ-99/2009) (раздел V, п. 5.3.2, п. 5.3.3) |
Помещения зданий жилищного и общественного назначения |
мощность эффективной дозы гамма-излучения |
0,2 мкЗв/ч |
|
СанПиН 2.6.1.2800-10 (раздел IV, п. 4.2.6, п. 4.2.7)
|
Помещения зданий жилищного и общественного назначения |
мощность эквивалентной дозы гамма-излучения |
0,3 мкЗв/ч |
|
СП 2.6.1.2612-10 ОСПОРБ-99/2010) (раздел V, п. 5.2.1, п. 5.2.2) |
Помещения производственных зданий и сооружений |
мощность эквивалентной дозы гамма-излучения |
0,6 мкЗв/ч |
|
СанПиН 2.6.1.2800-10 (раздел III, п.3.2.2 п.3.2.3) |
Помещения производственных зданий и сооружений |
мощность эквивалентной дозы гамма-излучения |
0,6 мкЗв/ч |
Следовательно, для проведения грамотной оценки соответствия необходимо знать соотношение данных нормируемых величин. Разберём это соотношение.
Допустим, по результатам измерений в помещении жилого дома было получено значение МАЭД гамма-излучения с учётом неопределенности результата измерения равное 0,14 мкЗв/ч, что соответствует 0,14 мкЗв/ч нормируемой величины - мощности эквивалентной дозы гамма-излучения.
В соответствии с Приложением 7 СанПиН 2.6.1.2523-09 (НРБ 99/2009) эффективная доза (Е) определяется по формуле:
где HT – эквивалентная доза, полученная органом или тканью; WТ – взвешивающий тканевой коэффициент данного органа или ткани.
Таблица 2 - Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы (WT) (Приложение 7 СанПиН 2.6.1.2523-09 (НРБ 99/2009)).
|
Ткани и органы |
WT |
|
Гонады |
0,20 |
|
Костный мозг (красный) |
0,12 |
|
Толстый кишечник |
0,12 |
|
Легкие |
0,12 |
|
Желудок |
0,12 |
|
Мочевой пузырь |
0,05 |
|
Грудная железа |
0,05 |
|
Печень |
0,05 |
|
Пищевод |
0,05 |
|
Щитовидная железа |
0,05 |
|
Кожа |
0,01 |
|
Клетки костных поверхностей |
0,01 |
|
Остальное |
0,05 |
|
Суммарно |
1,00 |
Используем формулу (1) для вычисления мощности эффективной дозы, подставив в выражение 
полученное значение мощности эквивалентной дозы
Получим:
Ė= (0,14×0,20) + (0,14×0,12) + (0,14×0,12) + (0,14×0,12) + (0,14×0,12) + (0,14×0,05) + (0,14×0,05) + (0,14×0,05) + (0,14×0,05) + (0,14×0,05) + (0,14×0,01) + (0,14×0,01) + (0,14×0,05) = 0,14 мкЗв/ч
Поскольку сумма всех взвешивающих коэффициентов для тканей и органов равна 1, то при равномерном облучении всего тела, эффективная доза равна эквивалентной, соответственно и мощности этих доз между собой равны.
Полученные выше значения соответствуют нормам согласно СанПиН 2.6.1.2523-09
(НРБ-99/2009) (раздел V, п. 5.3.2, п. 5.3.3).
Заключение
Данная статья будет полезна специалистам, проводящим дозиметрический контроль на территориях, отведенных под строительство жилых, общественных и производственных зданий и сооружений, а также в помещениях жилых домов, общественных и производственных зданий и сооружений. Статья отвечает на вопросы, связанные с взаимосвязью между базовыми, операционными и нормируемыми дозиметрическими величинами, подбором оборудования для осуществления измерений мощности амбиентного эквивалента дозы в соответствии с МУ 2.6.1.2398-08 и МУ 2.6.1.2838-11 и нормированием полученных результатов измерения в соответствии с СП 2.6.1.2612-10, СанПиН 2.6.1.2523-09, СанПиН 2.6.1.2800-10.
Литература
1. Курс дозиметрии: учебник для вузов. 4-е издание, переработанное и дополненное. Иванов В.И. – Москва: Энергоатомиздат, 1988.
2. Аппаратура дозиметрического и радиационно-технологического контроля. Учебно-методическое пособие по изучению дисциплины для студентов очного обучения. Черкашина Н.И., Сулавко Д.Ю. – Севастополь: СевГУ, 2018.
3. Лекции по дозиметрии и защите. Голиков И.Г. – СПб.: Политехн. ун-т, 2016.
4. Дозиметрия ионизирующих излучений: Учебное пособие. Климанов В.А., Крамер-Агеев Е.А., Смирнов В.В. – Москва: НИЯУ МИФИ, 2015.
5. Дозиметрия: учебно-методическое пособие. А. А. Баранова, А. П. Оконечников, В. А. Пустоваров – Екатеринбург: Издательство Уральского университета, 2020.
6. ГОСТ 8.638-2013 «Государственная система обеспечения единства измерений (ГСИ). Метрологическое обеспечение радиационного контроля. Основные положения»
7.МУ 2.6.1.2398-08 «Радиационный контроль и санитарно-эпидемиологическая оценка земельных участков под строительство жилых домов, зданий и сооружений общественного и производственного назначения в части обеспечения радиационной безопасности».
8. МУ 2.6.1.2838-11 «Радиационный контроль и санитарно-эпидемиологическая оценка жилых, общественных и производственных зданий и сооружений после окончания их строительства, капитального ремонта, реконструкции по показателям радиационной безопасности».
9. СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)».
10. СП 2.6.1.2612-10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)».
11. СанПиН 2.6.1.2800-10 «Гигиенические требования по ограничению облучения населения за счёт природных источников ионизирующего излучения».
Статью подготовила:
Ведущий инженер Отдела санитарно-экологического и
радиационного контроля ГБУ "ЦЭИИС" Черникова Е.А.