Терминология в области радиационной безопасности и дозиметрии ионизирующих излучений

Принятая в России терминология в области радиационной безопасности и дозиметрии ионизирующих излучений основана на ГОСТ, терминах и определениях, изложенных в НРБ-99, ОСПОРБ-99, ОПБ-88/97 и в международных стандартах, рекомендациях МАГАТЭ и МКРЗ.

1. Ионизирующее излучение и его поле

Ионизирующее излучение - излучение, взаимодей­ствие которого со средой приводит к образованию ионов разных знаков.

Примечание. Видимый свет и ультрафиолетовое излучение не относят к ионизирующим излучениям. Допускается использование сокращенного тер­мина "излучение".

Непосредственно ионизирующее излучение - ионизирующее излучение, состоящее из заряженных частиц, имеющих кинетическую энергию, достаточную для ионизации при столкновении.

Примечание. Непосредственно ионизирующее излучение может состоять из электронов, протонов, α - частиц и др.

Косвенно ионизирующее излучение - ионизиру­ющее излучение, состоящее из незаряженных частиц, которые могут создавать непосредственно ионизирующее излучение и (или) вызывать ядерные превращения.

Примечание. Косвенно ионизирующее излучение может состоять из нейтро­нов, фотонов и др.

Фотонное излучение - электромагнитное косвенно ионизирующее излучение.

γ-Излучение - фотонное излучение, возникающее при ядерных превращениях или аннигиляции частиц.

Характеристическое излучение - фотонное излуче­ние с дискретным энергетическим спектром, возникающее при изменении энергетического состояния электронов атома.

Тормозное излучение - фотонное излучение с непре­рывным энергетическим спектром, испускаемое при уменьше­нии кинетической энергии заряженных частиц.

Рентгеновское излучение - фотонное излучение, состоящее из тормозного и (или) характеристического излуче­ния, генерируемое рентгеновскими аппаратами.

Корпускулярное излучение - ионизирующее излуче­ние, состоящее из частиц с массой, отличной от нуля (α -, β -частиц, нейтронов и др.).

α-Излучение - корпускулярное излучение, состоящее из α - частиц (ядер ⁴Не), испускаемых при радиоактивном распа­де ядер или при ядерных реакциях, превращениях.

β-Излучение - корпускулярное излучение с непрерывным энергетическим спектром, состоящее из отрицательно или по­ложительно заряженных электронов или позитронов ( β^- или β⁺ - частиц) и возникающее при радиоактивном β - распаде ядер или нестабильных частиц. Характеризуется граничной энер­гией спектра Е_β.

Аннигиляционное излучение - фотонное излучение, возникающее в результате аннигиляции частицы и античасти­цы (например, при взаимодействии β^- электрона и β⁺позитрона).

Моноэнергетическое ионизирующее излуче­ние - ионизирующее излучение, состоящее из фотонов оди­наковой энергии или частиц одного вида с одинаковой кинети­ческой энергией.

Смешанное ионизирующее излучение - ионизи­рующее излучение, состоящее из частиц различного вида или из частиц и фотонов.

Направленное ионизирующее излучение ионизирующее излучение с выделенным направлением рас­пространения.

Естественный фон излучения - ионизирующее из­лучение, создаваемое космическим излучением и излучени­ем естественно распределенных природных радиоактивных веществ (на поверхности Земли, в приземной атмосфере, в про­дуктах питания, воде, в организме человека и др.).

Фон - ионизирующее излучение, состоящее из естествен­ного фона и ионизирующих излучений посторонних источников.

Космическое излучение - ионизирующее излучение, которое состоит из первичного излучения, поступающего из космического пространства, и вторичного излучения, возни­кающего в результате взаимодействия первичного излучения с атмосферой.

Узкий пучок излучения - такая геометрия излучения, при которой детектор регистрирует только нерассеянное излу­чение источника.

Широкий пучок излучения - такая геометрия излуче­ния, при которой детектор регистрирует нерассеянное и рас­сеянное излучения источника.

Поле ионизирующего излучения - пространственно-временное распределение ионизирующего излучения в рас­сматриваемой среде.

Поток ионизирующих частиц (фотонов) - отноше­ние числа ионизирующих частиц (фотонов) dN, проходящих че­рез данную поверхность за интервал времени dt, к этому интер­валу: F= dN/dt.

Поток энергии частиц - отношение энергии падающих частиц к интервалу времени Ψ=dЕ/dt.

Плотность потока ионизирующих частиц (фо­тонов) - отношение потока ионизирующих частиц (фотонов) dF проникающих в объем элементарной сферы, к площади центрального поперечного сечения dS этой сферы: φ = dF/dS = d²N/dtdS.

Примечание. Плотность потока энергии частиц определяется аналогично.

Флюенс (перенос) ионизирующих частиц (фо­тонов) - отношение числа ионизирующих частиц (фотонов) dN, проникающих в объем элементарной сферы, к площади центрального поперечного сечения dS этой сферы: Ф = dN/dS.

Энергетический спектр ионизирующих ча­стиц - распределение ионизирующих частиц по их энергии.

Эффективная энергия фотонного излучения - энергия фотонов такого моноэнергетического фотонного излу­чения, относительное ослабление которого в поглотителе определенного состава и определенной толщины то же самое, что и рассматриваемого немоноэнергетического фотонного излучения.

Граничная энергия спектра β -излучения -наибольшая энергия β -частиц в непрерывном энергетическом спектре β -излучения данного радионуклида.

Альбедо излучения - отношение числа частиц (фото­нов), отражающихся от границы раздела двух сред, к числу ча­стиц (фотонов), падающих на поверхность раздела.

2. Взаимодействие ионизирующих излучений со средой и характеристики дозы излучений

Энергия излучения, переданная веществу, - разность между суммарной энергией всех заряженных и неза­ряженных частиц (без учета энергии покоя), входящих в дан­ный объем вещества, и суммарной энергией всех частиц, выхо­дящих из этого объема, плюс изменение энергий, связанное с массой покоя частиц при ядерных превращениях, происходя­щих в объеме.

Поглощенная доза излучения (доза излуче­ния) - отношение средней энергии dw, переданной излучением веществу в элементарном объеме, к массе dт - вещества в этом объеме: D = dw/dт. Энергия может быть усреднена по объему, органу или ткани.

Керма - отношение суммы начальных кинетических энер­гий dE_k всех заряженных частиц, образованных косвенно иони­зирующим излучением в элементарном объеме, к массе dт вещества в этом объеме: К = dE_k/dт/

Экспозиционная доза фотонного излуче­ния * - отношение суммарного заряда всех ионов одного знака, возникающих при полном торможении электронов и позитро­нов, которые были образованы фотонами в элементарном объе­ме воздуха, к массе dт воздуха в этом объеме: Х = dQ/dт.

Дозовый эквивалент - поглощенная доза излучения D в точке органа или ткани, умноженная на коэффициент каче­ства излучения k:

Н = Dk_j=Σ D_j k_j

                   j

где j - индекс вида и энергии излучения.

* Согласно РД50-454-84 использование экспозиционной дозы и ее мощности после 1 января 1990 г. не рекомендуется [З].

 

Эквивалентная доза излучения (H _T,R)*-средняя поглощенная доза излучения D в органе или ткани Т, умноженная на взвешивающий радиационный коэффици­ент W_R для биологической ткани стандартного состава:

(H _T,R) = D W_R= Σ D_{T, R} W_R

                             R

где R- индекс вида и энергии излучения.

Примечание. Эквивалентная доза используется в радиационной безопасно­сти для учета стохастических эффектов биологического воздействия различных видов ионизирующих излучений при кратковременном или хроническом облу­чении любого органа и всего тела дозами ниже порогов детерминистских эф­фектов доз (табл. 2.1).

Стандартный состав мягкой биологической ткани принима­ется следующим (по массе): 10,1% водорода; 11,1% углерода; 2,6% азота; 76,2% кислорода.

Коэффициент качества излучения - безразмерный коэффициент k, на который должна быть умножена поглощен­ная доза рассматриваемого излучения для получения дозового эквивалента этого излучения.

Примечание. Коэффициент качества излучения k  предназначен для учета влияния микрораспределения поглощенной энергии на размер биологическо­го эффекта. Он зависит от вида и энергии излучения и является функцией ли­нейной передачи энергии L данного излучения в воде:

 L кэВ/мкм ..... < 10   10-100             > 100

 k.............             1     0,32 L -2,2       300 / √ L

и выбирается на основе имеющихся значений коэффициента относительной биологической эффективности ОБЭ. Однако значения k не соответствуют ОБЭ по ряду наблюдаемых вредных эффектов, например стохастическом эффекте при низком уровне поглощенной дозы и нестохастическом эффекте при боль­шой поглощенной дозе у человека.

Коэффициент относительной биологической эффективности излучения (коэффициент ОБЭ)- отношение поглощенной дозы D_O образцового излуче­ния, вызывающей определенный биологический эффект, к поглощенной дозе D рассматриваемого излучения, вызыва­ющей тот же самый биологический эффект: η = D_O /D.

Примечание. В качестве образцового излучения используют рентгеновское излучение с напряжением генерирования 180-250 кВ и со средней ЛПЭ, равной 3 кэВ/мкм воды.

* Согласно определению, введенному Публикацией 60 МКРЗ [9] и НРБ.

 

Взвешивающий радиационный коэффициент (радиационный коэффициент излучения) - безраз­мерный коэффициент, на который должна быть умножена по­глощенная доза излучения в органе или ткани для расчета эквивалентной дозы излучения, чтобы учесть эффективность различных видов излучений.

Радиационный коэффициент зависит от вида и энергии из­лучения [4, 9]. Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы:

 

Вид и энергия излучения     Радиационный коэффициент W_R

Фотоны всех энергий .                                        1

Электроны и мюоны всех энергий*                         1

Нейтроны с энергией:

менее 10 кэВ .............                                             2

10-100 кэВ ...............                                               4

более 100 кэВ до 2 МэВ .....                                    12

более 2 МэВ до 20 МэВ                                          8

более 20 Мэв                                                           5

Протоны с энергией более 2 МэВ

кроме протонов отдачи .....                         5

α-Частицы, продукты деления, тяжелые ядра . 20

Примечание. Все значения относятся к излучению, падающему на тело, а в случае внутреннего облучения радионуклидами внутри тела.

Линейная передача энергии (ЛПЭ) - отношение энергии dЕ, переданной среде движущейся заряженной части­цей вследствие столкновений при перемещении ее на расстоя­ние dl, к этому расстоянию:

L = dЕ/dl

Мощность поглощенной, экспозиционной, эквивалентной дозы и кермы - отношение поглощен­ной dD, экспозиционной dХ, эквивалентной dН дозы и кер­мы dК за интервал времени dt к этому интервалу соответст­венно:

D^* = dD/dt;           Х ^*= dХ/dt;       Н^* = dН/dt;      К^* = dК/dt.

За исключением электронов Оже, испускаемых радионуклидами вблизи молекул ДНА, облучение которых должно оцениваться методами микродоэи-метрии (а не по средней поглощенной дозе).

Средняя эквивалентная доза в органе - среднее значение эквивалентной дозы Н_T в ткани или в органе T с массой т_T:

Н_T  = (1 / т_T) ∫Н dт,

где Н - доза в элементе массы dт.

Эффективная доза (эффективная эквивалент­ная доза) - сумма средних эквивалентных доз Н_T  в различ­ных органах или тканях, взвешенных с коэффициентами:

Н_E ⁼ ∑ W_T Н_T

Примечание. W_T — взвешивающие коэффициенты, которые теперь МКРЗ называет "тканевые взвешивающие коэффициенты", характеризуют отношение риска стохастического эффекта облучения данного органа (ткани) к суммарному риску стохастического эффекта (см. разд. 2.1) при равномерном облучении всего тела. Они не зависят от вида и энергии излучения и позволяют выравнять риск облучения вне зависимости от того, равномерно или неравномерно облуча­ется все тело. Значения  W_T, рекомендованы МКРЗ и приняты НРБ для расче­та эффективной дозы персонала и населения любого возраста с учетом радио­чувствительности разных органов и тканей организма человека [4,9].

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффектив­ной дозы:

Гонады .................                        0,20

Грудная железа ..........       0,05

Красный костный мозг ..... 0,12

Желудок ...............             0,12

Легкие ...................                        0,12

Толстый кишечник .....       0,12

Мочевой пузырь ...........     0,05

Пищевод .................                      0,05

Печень ..................                        0,05

Щитовидная железа ........  0,05

Кожа ....................             0,01

Кость (поверхность) ........ 0,0*1

Остальные органы (ткани) ...         0,05*

* К остальным органам и тканям относят: надпочечник, мозг, верхнюю часть толстой и тонкой кишки, почки, мышцы, поджелудочную железу, селезенку, тимус (вилочковую железу) и матку. Имеется в виду селективное облучение этих органов и канцерогенный риск. Если будет установлена заметная канцеро­генная опасность облучения других органов или тканей, они должны быть вклю­чены с соответствующими W_T .

В исключительных случаях, когда отдельный орган из остальных (перечис­ленных выше) получил дозу больше, чем органы и ткани с установленными 12 значениями W_T , к этому органу применяется значение W_T  = 0,025 и значе­ние 1 W_T = 0,025 в среднем для остальных.

Максимальная эквивалентная доза (МЭД)- наи­большее значение суммарной эквивалентной дозы в теле че­ловека или каком-либо критическом органе от всех источников внешнего и внутреннего облучения: Н_макс.

Максимальная эквивалентная доза на единич­ный перенос (флюэнс) частиц (фотонов) - дозимет­рическая характеристика внешнего излучения данного вида, энергии и направления распространения. Численно равна от­ношению дозы Нмакс ^в критическом органе или теле человека, созданной данным ионизирующим излучением с данным на­правлением распространения (угловым распределением) к пере­носу одной частицы Ф этого излучения на единицу поверхно­сти (к единичному переносу): hмакс = Нмакс/Ф или hмакс='Нмакс/φ, где 'Нмакс мощность максимальной эквивалентной дозы; φ - плотность потока частиц этого излучения.

Индексы эквивалентной дозы - наибольшие значе­ния эквивалентной дозы в шаре диаметром 300 мм из ткано-эквивалентного вещества плотностью 1 кг/л: Н_i,  Н_{i , d}; Н _{i , s}.

Примечание. Индексы эквивалентной дозы заменяют максимальную эквивалентную дозу Нмакс. Для оценки Нмакс используют глубинный индекс экви­валентной дозы Н_{i , d}; , которая создается излучением во внутренней части этого шара диаметром 280 мм. Поверхностный индекс эквивалентной дозы Н_{i , s} используют для оценки Нмакс  в коже по дозе, создаваемой во внешнем слое шара между 0,07 и 10,0 мм под его поверхностью.

Коэффициент изотропности излучения - отно­шение Нмакс при нормальном падении данного внешнего излу­чения на тело человека со стороны груди к значению Нмакс при угловом распределении этого излучения в реальных усло­виях.

Примечание. Коэффициент изотропности позволяет учесть самоэкранирова­ние тела человека в поле внешнего излучения и используется при переходе от значений Нмакс в поле излучения в отсутствие человека к значениям Нмакс  в присутствии человека (см. табл. 4.3—4.7).

Ожидаемая эффективная или эквивалент­ная доза (Н_T,τ) - эффективная или эквивалентная до­за Н_T,τ в организме (некотором органе), которая может быть получена в результате какого-либо решения о планируемом облучении, в результате практической работы с источниками излучений за время τ после поступления радиоактивных веществ в организм. Вычисляется на одно лицо как временной интеграл мощности эффективной или эквивалентной дозы в момент времени t (. Исходной величиной для расчетов ожидаемой дозы является Н_E или

и временной интервал τ. (Когда он не определен, следует принять τ = 50 лет для взрослых и 70 лет для детей.)

Примечание. Ожидаемая эффективная доза определяется аналогично.

Полувековая ожидаемая эффективная или эк­вивалентная доза - ожидаемая эффективная доза Н_E или ожидаемая средняя эквивалентная доза Н_T  в организме (неко­тором органе), которая накопится в течение 50 лет с момента времени t_o поступления радионуклида в организм человека:

t_o+50

Н₅₀ = ∫        'Н_E ,_Т (t)dt

t_o

Примечание. 50 лет - средняя продолжительность периода трудовой дея­тельности (или жизни) после поступления радионуклида, tτ время поступле­ния, годы; 'Н_E ,_Т (t) - мощность дозы в момент времени t.

Предотвращаемая доза - прогнозируемая доза вслд­ствие радиационной аварии, которая может быть предотвраще­на защитными мероприятиями.

Коллективная эффективная доза - сумма индиви­дуальных Н_i , эффективных доз у данной группы людей: S = ∑Н_i ,P_{i ,} где  P_i, - число лиц в данной группе, получивших эф-

                               i

фективную дозу Н_i . Может быть определена также так:

∞

S_E = ∫   'Н_E P(H) d Н_E

_o

где P(H) d Н_E - число лиц в данной группе, получивших эффек­тивную дозу в диапазоне дозы от Н_E  до Н_E + d Н_E. Единица этой дозы - чел.- Зв.

Сечение взаимодействия ионизирующих ча­стиц (сечение взаимодействия) - вероятность взаимо­действия ионизирующих частиц с одним атомом, электроном, ядром атома или всеми атомами (электронами, ядрами), нахо­дящимися в данном объеме вещества.

Примечание. Вероятность взаимодействия характеризуется площадью по­перечного сечения такой воображаемой сферы, условно приписываемой бомбар­дируемой частице (атому, электрону, ядру), проходя через которую бомбарди­рующие частицы участвуют в реакциях или процессах взаимодействия опреде­ленного типа с бомбардируемой частицей. Это сечение взаимодействия часто называют парциальным.

Полное сечение взаимодействия - сумма всех сечений взаимодействия о, ионизирующих частиц данного вида, соответствующих различным процессам или реакциям: Ơ =∑ Ơ_i.

Примечание. Указанные сечения взаимодействия Ơ_i, отнесенные к одному атому, электрону или ядру атома, называют микроскопическими, а отнесенные ко всем атомам (электронам, ядрам атомов), находящимся в единице объема вещества (т. е. к концентрации С частиц-мишеней), называют макроскопиче­скими: ∑_i = Ơ_i. С.

Например, если микроскопическое сечение взаимодействия для одного электрона Ơ_э, см², или одного атома Ơ, см², то макроскопические сечения взаи­модействия ∑, см^-1:

∑ = Ơ_э ρ Z (N_А/А)                 ∑  =Ơ ρ С(N_А/А).

где — ρ плотность вещества; N_А = 6,022•10²³ — постоянная Авогадро (число молекул в моле вещества); —Z атомный номер; А — атомная масса.

Линейный коэффициент ослабления - полное макроскопическое сечение взаимодействия косвенно ионизи­рующих частиц или отношение доли и dN/N косвенно ионизиру­ющих частиц, испытавших взаимодействие при прохождении пути dl в веществе к длине этого пути:

μ = μ / ρ  (dN/dl)_

Примечание. Массовый коэффициент ослабления излучения μ_т, на единице массы вещества выражается через линейный коэффициент μ и атомный коэффициент μ_а:

μ_т = μ_а. С/ ρ = μ_а (N_А/А).

Слой половинного ослабления излучения - толщина слоя вещества, ослабляющего узкий (или широкий) пучок мононаправленного излучения в 2 раза: ∆_1/2.

Длина релаксации - толщина l слоя вещества, ослаб­ляющего пучок мононаправленного излучения в е раз (е - основание натуральных логарифмов): l = ∆_1/2./0,693.

Примечание. Для нейтронов обычно используют длину релаксации, изме­ренную в геометрии широкого пучка (см. разд. 6.3).

Кратность ослабления - величина К, показывающая, во сколько раз требуется уменьшить защитой плотность пото­ка излучения или мощность дозы.

Линейный коэффициент передачи энергии μ_tr - отношение доли энергий dω/ω  косвенно ионизирующего излучения (исключая энергию покоя частиц), которая преобразуется в кинетическую энергию заряженных частиц при про­хождении элементарного пути dl в веществе, к длине этого пути:

μ_tr=(1/ω) (dω/dl)

 

Примечание. Массовый коэффициент передачи энергии μ_tr,т, выражается через линейный: μ_tr,т = μ_tr/ ρ  _, где ρ  - плотность вещества.

Линейный коэффициент поглощения энергии μ^*_en - произведение линейного коэффициента передачи энергии μ_tr, на разность между единицей и долей g энергии вторичных заряженных частиц, переходящей в тормозное излучение в данном веществе: μ_en = μ_tr (1 - g)'

Примечание. Массовый коэффициент поглощения энергии μ_en,m выражается через линейный:

μ_en.m= μ_en. / ρ =μ_tr.m (1 - g).

3. Радиоактивные источники излучений и их характеристики

Источник ионизирующего излучения - объект, содержащий радиоактивный материал или техническое устрой­ство, испускающее или способное в определенных условиях испускать ионизирующее излучение.

Радионуклидный источник ионизирующего излучения - источник ионизирующего излучения, содержа­щий радиоактивный материал.

Нуклид - вид атомов с данными числами протонов и ней­тронов в ядре, характеризующийся массовым числом А (атом­ной массой) и атомным номером Z .

Изотоп - нуклид с числом протонов в ядре, свойственным данному элементу.

Радионуклид - нуклид, обладающий радиоактивностью.

Радиоизотоп - изотоп, обладающий радиоактивностью.

Радиоактивность - самопроизвольное превращение не­устойчивого нуклида в другой нуклид, сопровождающееся испусканием ионизирующего излучения.

Активность радионуклида в источнике (об­разце) - отношение числа dN самопроизвольных (спонтан­ных) ядерных переходов из определенного ядерно-энергетиче­ского состояния радионуклида, происходящих в данном его количестве за интервал времени dt, к этому интервалу. Актив­ность A физическая величина, характеризуемая числом dN распадов  в данном количестве N₀  атомов (ядер) радио­нуклида в единицу времени dt:

A = dN/dt;                  dN/dt= ─ λN;               A= λ N =0,693 N /T_1/2 ,

λ - постоянная распада, характеризующая вероятность распа­да на один атом (ядро) в единицу времени; T_1/2  - период полу­распада - время, за которое распадается половина атомов (ядер).

Удельная активность радионуклида - отношение активности радионуклида в образце к массе образца т:

A_т = A /т.

Объемная активность радионуклида - отношение активности радионуклида, содержащегося в образце, к его объему V:

A_v=A/V.

Поверхностная активность радионуклида - отношение активности радионуклида, содержащегося на по­верхности образца, к площади 5 поверхности этого образца:

A_s ⁼A/S

Линейная активность радионуклида - отношение активности радионуклида, содержащейся на длине образца, к его длине /:

A_l = A/L.

Внешнее излучение источника - поток ионизиру­ющих частиц, выходящих из радионуклидного источника из­лучения через его рабочую поверхность.

Закрытый источник - радиоактивный источник излуче­ния, устройство которого исключает поступления содержащих­ся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду в усло­виях применения и износа, на которые он рассчитан.

Открытый источник - радиоактивный источник излу­чения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду.

Техногенный источник - источник ионизирующего излучения, специально созданный для его полезного приме­нения или являющийся побочным продуктом этой деятель­ности.

Природный источник - источник природного проис­хождения, на который распространяется действие НРБ и ОСПОРБ.

Образцовый источник - радиоактивный источник из­лучения, служащий для проверки по нему других источников и (или) приборов для измерения ионизирующих излучений и утвержденный (аттестованный) в качестве образцового в уста­новленном порядке.

Контрольный источник - радиоактивный источник излучения, служащий для проверки работоспособности и ста­бильности приборов для измерения ионизирующих излучений.

Промышленный источник - для облучательных установок, лучевой терапии, промышленной дефектоскопии, стерилизации, дезинфицирования продуктов, обеззараживания отходов.

Точечный источник - радиоактивный источник излуче­ния с линейными размерами, пренебрежимо малыми по сравне­нию с расстоянием между источником и детектором и длиной свободного пробега частиц в материале источника (пренебрежи­мо малыми самопоглощением и саморассеянием излучения).

α - Распад в радиоактивном источнике - вылет α - частицы из ядра, при котором атомный номер Z уменьшается на две единицы, массовое число А - на четыре единицы.

β - (минус) - Распад в радиоактивном источнике - вылет из ядра электрона и антинейтрино, при котором атомный номер увеличивается на одну единицу, а массовое число не из­меняется (нейтрон внутри ядра переходит в протон).

β-(плюс) - Распад в радиоактивном источнике - вылет из ядра позитрона и нейтрино, при котором атомный но­мер уменьшается на одну единицу, а массовое число не изме­няется (протон внутри ядра переходит в нейтрон).

Электронный захват в радиоактивном источни­ке - захват ядром орбитального электрона атома (обычно с К оболочки) с испусканием нейтрино, при котором атомный но­мер уменьшается на одну единицу, а массовое число не из­меняется (протон внутри ядра превращается в нейтрон).

Изомерный переход в радиоактивном источ­нике - переход ядра из возбужденного состояния в основное путем испускания фотона γ- излучения, при котором не изме­няются ни атомный номер, ни массовое число. Изомерный пе­реход является одним из видов радиоактивного распада.

Примечание. Ядра с одинаковыми атомными номерами и массовыми числа­ми, но находящиеся в разных энергетических состояниях, называются ядерны­ми изомерами.

Гамма-постоянная - отношение мощности экспозицион­ной дозы 'X, создаваемой γ - излучением точечного изотропного источника данного радионуклида без начальной фильтрации на расстоянии l, умноженной на квадрат этого расстояния, к активности A того источника:

Г = 'X l²/A.

Примечание. В связи с отказом, согласно РД50-454-84, использования экспо­зиционной дозы вместо широко использовавшейся гамма-постоянной [во вне-системных единицах Р • см² /(ч • мКи)] в СИ вводится постоянная мощности воз­душной кермы радионуклида, аГр • м²/(Бк • с).

Постоянная мощности воздушной кермы ра­дионуклида (керма-постоянная) - отношение мощно­сти воздушной кермы - К_δ, создаваемой фотонами с энергией больше заданного порогового значения δ от точечного изотроп­но-излучающего источника данного радионуклида, находяще­гося в вакууме, на расстоянии l от источника, умноженной на квадрат этого расстояния, к активности A  источника: Г_δ = К_δ l²/A.

Керма-эквивалент источника - мощность воздушной кермы фотонного излучения с энергией фотонов больше задан­ного порогового значения δ точечного изотропно-излучающего источника, находящегося в вакууме, на расстоянии от источни­ка, умноженная на квадрат этого расстояния.

Примечание. Согласно РД 50-454-84 керма-эквивалент источника вводится вместо широко использовавшегося на практике гамма-эквивалента с внесистемной единицей миллиграмм-эквивалент радия (мг-экв. Rа).

4. Радиационная безопасность

Радиационная безопасность - комплекс мероприятий (административных, технических, санитарно-гигиенических и др.), ограничивающих облучение и радиоактивные загрязне­ния лиц из персонала и населения и окружающей среды, до наиболее низких значений, достигаемых средствами, приемле­мыми для общества*.

В международных "Основных нормах безопасности" защита человека от чрезмерного облучения кратко названа защитой, а радиационная безопасность при работе с источ­никами - безопасностью.

Нормы радиационной безопасности - система дозовых пределов и принципы их применения. Являются основным документом, регламентирующим уровни воздействия ионизи­рующих излучений.

Радиационный контроль - контроль за соблюдением Норм радиационной безопасности, Основных санитарных пра­вил обеспечения радиационной безопасности, Санитарных правил проектирования и эксплуатации атомных станций (АС), исследовательских реакторов, ускорителей заряженных частиц, рентгеновских и других установок, а также получение информации об уровнях облучения людей и о радиационной обстановке в учреждении и в окружающей среде. Осуществля­ется службой радиационной безопасности учреждения или специально выделенным должностным лицом, а также соот­ветствующими ведомственными службами с применением приборов и методик радиационного контроля и расчетных ме­тодов.

Радиационная безопасность атомных станций - (АС) - состояния АС, при которых за счет комплекса техниче­ских, организационных и гигиенических мероприятий обес­печиваются установленные пределы эффективной дозы внеш­него и внутреннего облучения персонала и населения и уста­новленные допустимые выбросы и сбросы радионуклидов в окружающую среду при нормальной эксплуатации АС и при проектных авариях.

Авария радиационная - любое непредусмотренное со­бытие, включая ошибку оператора, отказ оборудования или дру­гую неисправность, приведшее к выходу источника из-под контроля, реальные или потенциальные последствия которого не могут быть проигнорированы с точки зрения радиацион­ной защиты и безопасности и которое может привести к потен­циальному облучению или к возникновению аномальных условий облучения или потеря управления источником иони­зирующего излучения, вызванная неисправностью оборудова­ния, неправильными действиями персонала, стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к незапланированному облучению людей или радиоактивному загрязнению окружающей среды, превыша­ющим значения, регламентированные для контролируемых условий.

Радиационная безопасность — научно-практическая дисциплина, разрабатывающая способы оценки и прогнозирования радиационной обстанов­ки, исследующая конкретные случаи радиационной обстановки и дающая ре­комендации для приведения ее в соответствие с установленными норматива­ми с учетом международных рекомендаций.

Радиационная авария - нарушение пределов безопас­ной эксплуатации, при котором произошел выход радиоактив­ных продуктов и/или ионизирующего излучения за предусмот­ренные проектом для нормальной эксплуатации границы в количествах, превышающих установленные проектом для нор­мальной эксплуатации значения. Авария характеризуется ис­ходным событием, путями протекания и радиационными по­следствиями, соответствует уровню 4-7 по международной шкале событий INЕS (ИНЕС).

Отклонения - события не существенные для безопасно­сти; соответствуют уровню О/ниже шкалы событий ИНЕС.

Аварийная ситуация (аномалия) - состояние уста­новки, характеризующееся нарушением пределов и/или усло­вий безопасной эксплуатации, не перешедшие в аварию; соот­ветствует уровню 1 шкалы INЕS.

Радиационный инцидент (происшествие)- собы­тие, при котором происходит утечка радиоактивных продуктов за защитные барьеры и/или облучение людей в дозах, превы­шающих установленные пределы для соответствующих лиц пер­сонала и/или населения; соответствует уровню 2-3 шкалы INЕS.

Аварийное облучение - непредвиденное повышенное внешнее облучение и/или поступление радионуклидов (радио­активных веществ) внутрь организма персонала или населения вследствие радиационной аварии или инцидента.

Потенциальное облучение - облучение, которое мо­жет произойти вследствие аварии или инцидента, вероятность которых может быть определена, но не обязательно возникает при обычных условиях.

Категория радиационного объекта - характеристи­ка объекта по степени потенциальной опасности для населе­ния и при возможной аварии.

Ядерная авария - авария, связанная с повреждением тепловыделяющих элементов (твэлов), превышающим уста­новленные пределы безопасной эксплуатации ядерного реак­тора (или ядерной критической сборки) и/или с аварийным облучением персонала, вызванная:

нарушением контроля и управления цепной ядерной реак­цией деления в активной зоне реактора (критсборки);

образованием критической массы при перегрузке, транспор­тировании и хранении твэлов, содержащих ядерное топливо;

нарушением теплоотвода от твэлов.

Проектная авария - авария, исходное событие кото­рой устанавливается действующей нормативно-технической документацией данной установки. Для такой аварии техниче­ским проектом предусматривается обеспечение радиационной безопасности персонала и населения; определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы без­опасности, обеспечивающие с учетом принципа единичного отказа систем безопасности или одной ошибки персонала огра­ничение ее радиационных последствий установленными для таких аварий пределами.

Максимальная проектная авария (МПА) - проект­ная авария с наиболее тяжелым исходным событием, устанав­ливаемым для каждого типа установок, реакторов и т. п.

Запроектная авария - авария, вызванная неучитыва­емыми исходными событиями или сопровождающаяся допол­нительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, ошибочными решениями персонала, уменьшение последствий которой до­стигается управлением аварией и частичной или полной реали­зацией планов аварийных мероприятий по защите персонала и населения, поскольку для этой аварии проектом не преду­сматриваются технические меры, обеспечивающие безопас­ность персонала и населения.

Примечание. Защита персонала и населения в случае запроектной аварии предусматривается за счет разработки и осуществления на территории про­мышленной площадки учреждения (предприятия) и окружающей территории плана мероприятий по защите населения и персонала. Этот план должен быть разработан дирекцией предприятия до ввода установки в эксплуатацию и со­гласован в установленном порядке. Исходные данные о радиоактивных выбросах и сбросах в окружающую среду при событиях, превышающих МПА, должны быть подготовлены совместно главным конструктором, генпроектантом и на­учным руководителем.

Реперная запроектная авария - одна из запроектных аварий, которая методом экспертной оценки выбрана для раз­работки конкретного плана мероприятий по защите персонала и населения данной установки, реактора, атомной станции и т. п.

Управление запроектной аварией - действия, на­правленные на предотвращение развития проектных аварий в запроектные и на ослабление радиационных последствий за­проектных аварий. Для этих действий используются любые имеющиеся в работоспособном состоянии технические сред­ства, предназначенные для нормальной эксплуатации, для обеспечения безопасности при проектных авариях или специ­ально предназначенные для уменьшения радиационных по­следствий запроектных аварий.

Вмешательство - мероприятие (действие), направленное на предотвращение либо снижение вероятности облучения или дозы или неблагоприятных последствий облучения, при­менимое, как правило, не к источнику излучения, а к окру­жающей среде и (или) к человеку.

Уровень вмешательства - радиационные параметры и характеристики, определяющие радиационную обстановку и ее развитие, совокупность которых требует осуществления мероприятий по защите персонала и населения в соответствии с дозовыми критериями для принятия решения об их прове­дении.

Зона планирования защитных мероприятий - зона возможного радиационного воздействия при запроектных авариях, в границах которой планируются мероприятия по за­щите населения. За пределами этой зоны для вышеуказанных аварий не требуется мероприятий по защите населения, пре­дусмотренных действующими дозовыми уровнями вмешатель­ства. Вне этой зоны могут устанавливаться временные ограни­чения на потребление отдельных сельскохозяйственных про­дуктов местного производства.

Зона планирования мероприятий по обяза­тельной эвакуации населения - зона прогнозируемо­го потенциального облучения при запроектных авариях, в ко­торой может быть достигнут или превышен верхний дозовыйуровень вмешательства для эвакуации критической группы населения на ранней фазе аварии.

Отселение - переселение людей из зоны радиационной аварии на постоянное место жительства.

Временное отселение - переселение на месяц или больше при условии возможного возвращения в места посто­янного проживания.

Авария без значительного риска за предела­ми площадки - авария с незначительным выбросом в окру­жающую среду без необходимости проведения защитных меро­приятий за пределами площадки, за исключением контроля продуктов местного производства; соответствует уровню 4 шка­лы INЕS.

Авария с риском за пределами площадки - запроектная авария с ограниченным выбросом в окружающую среду с необходимостью частичного или полного осуществления аварийных планов по защите персонала и населения; соответ­ствует уровню 5 шкалы 1НЕ8.

Серьезная авария - запроектная авария, при которой требуется полное осуществление аварийных планов, поскольку выброс в окружающую среду значителен; соответствует уровню б шкалы INЕS.

Тяжелая авария- авария, приводящая к крупному мак­симально возможному выбросу значительной части радиоак­тивных продуктов крупной установки (например, ядерного ре­актора); уровень 7 шкалы INЕS.

Наряд-допуск - документ, выданный должностным ли­цом учреждения руководителю бригады или исполнителю ра­бот в случае, когда радиационная обстановка в месте проведе­ния работ требует ограничивать их продолжительность.

В наряде-допуске указывается конкретный характер и ме­сто проведения работы, меры радиационной безопасности, средства индивидуальной защиты и дозиметрическое обеспе­чение, сроки проведения работы и/или доза, которую разреше­но получить за это время, а также другие необходимые сведе­ния.

5. Техническая безопасность АС и ядерно-технических установок

Атомная станция (АС) - ядерный реактор (реакторы) с комплексом систем, устройств, оборудования, сооружений и персоналом, необходимых для производства энергии в заланных режимах и условиях применения, располагающиеся в пре­делах конкретной территории.

Техническая безопасность АС - достигаемое техни­ческими средствами и организационными мерами качество АС, характеризуемое прочностью оборудования и трубопрово­дов, повреждения которых могут привести к нарушению отвода тепла от активной зоны реактора, а также качество удерживать в герметичной зоне АС при этих повреждениях радиоактивные вещества.

Системы безопасности - по характеру выполняемых ими функций разделяются на защитные, локализующие, обес­печивающие и управляющие.

Защитные системы безопасности - технологические системы, предназначенные для предотвращения или ограниче­ния повреждений ядерного топлива, оболочек твэлов, оборудо­вания и трубопроводов, содержащих радиоактивные вещества.

Локализующие системы безопасности - техноло­гические системы, предназначенные для предотвращения или ограничения распространения выделяющихся при авариях ра­диоактивных веществ за установленные проектом границы и выхода их в окружающую среду.

Обеспечивающие системы безопасности - техно­логические системы, предназначенные для снабжения систем безопасности энергией, рабочей средой и создания условий для их функционирования.

Управляющие системы безопасности - системы, предназначенные для инициирования действий систем без­опасности, осуществления контроля и управления ими в про­цессе выполнения заданных функций.

Активная система - система, функционирование кото­рой зависит от нормальной работы другой системы, например управляющего устройства, энергоисточника и т. п.

Пассивное устройство (элемент) - устройство (эле­мент), функционирование которого связано только с вызвав­шим его работу событием и не зависит от работы другого актив­ного устройства, например управляющего устройства, энерго­источника и т. п.

Примечание. По конструктивным признакам пассивные системы делятся на пассивные системы с механическими движущимися частями (например, обратные клапаны) и пассивные системы без механически движущихся частей (например, трубопроводы, сосуды).

Внутренняя самозащищенность установки - свойство обеспечивать безопасность на основе естественных обратных связей и процессов.

Принцип единичного отказа - принцип, в соответ­ствии с которым система должна выполнять заданные функции при любом требующем ее работы исходном событии и при не­зависимом от исходного события отказе одного из ее активных элементов или пассивных элементов, имеющих механические движущиеся части.

Отказы по общей причине - отказы нескольких важ­ных для безопасности систем (элементов), возникающие вслед­ствие одного отказа, ошибки персонала, внутреннего или внешнего воздействия.

Примечание. Внутренние воздействия — воздействия, возникающие при ис­ходных событиях аварий, включая ударные волны, струи, летящие предметы, изменение параметров среды (давление, температура, химическая активность и т. п.), пожары и т. п.

Внешние воздействия - воздействия характерных для площадки размещения АС (установки) природных явлений и деятельности человека, включая землетрясения, высокий и низкий уровни наземных и подземных вод, ураганы, аварии на воздушном, водном и наземном транспорте, взрывы и пожары на прилегающих объектах и т.п.

Культура безопасности - квалификационная и психо­логическая подготовленность всех лиц, при которой обеспече­ние безопасности АС (установки) является приоритетной целью и внутренней потребностью, приводящей к самосознанию ответственности и к самоконтролю при выполнении всех работ, влияющих на безопасность.

Физическая защита АС (установки) - технические и организационные меры обеспечения сохранности содержащих­ся на АС (установке) делящихся и радиоактивных материалов, предотвращение несанкционированного доступа на АС (уста­новку), своевременное обнаружение и пресечение диверсион­ных актов.

Эксплуатация - вся деятельность, направленная на до­стижение безопасным образом цели, для которой была построе­на АС (установка), включая работу на мощности, пуски, оста­новы, испытания, техническое обслуживание, ремонт и пере­грузку топлива, инспектирование во время эксплуатации и другую связанную с этим деятельность.

Нормальная эксплуатация - эксплуатация в опреде­ленных проектом эксплуатационных пределах и условиях.

Пределы безопасной эксплуатации - установлен­ные нормативно-техническими документами и проектом зна­чения параметров и характеристик систем (элементов), откло­нения от которых могут привести к аварии.

Ошибка персонала - единичное непреднамеренное не­правильное воздействие на управляющие органы или единич­ный пропуск правильного действия или единичное непредна­меренное неправильное действие при техническом обслужи­вании оборудования и систем, важных для безопасности.

Ошибочное решение - неправильное непреднамерен­ное выполнение или невыполнение ряда последовательных действий из-за неверной оценки протекающих технологиче­ских процессов.

6. Воздействие ионизирующего излучения на организм

Облучение - воздействие ионизирующего излучения на объект (организм человека, животного, растения и т. п.).

Внешнее облучение - облучение организма (тела) ионизирующим излучением, приходящим извне.

Внутреннее облучение - облучение организма (тела), отдельных органов и тканей ионизирующим излучением, ис­пускаемым содержащимися в них радионуклидами.

Хроническое облучение - постоянное или прерыви­стое облучение в течение длительного времени.

Острое облучение - однократное кратковременное облучение дозой, вызывающей неблагоприятные изменения состояния организма.

Производственное облучение - облучение работни­ков от всех техногенных и природных источников в процессе производственной деятельности.

Природное облучение - облучение природными источ­никами излучения.

Профессиональное облучение - облучение персона­ла в процессе работы с техногенными источниками.

Биологическое действие излучения - совокупность морфологических и функциональных изменений в живом ор­ганизме, возникающих под действием облучения.

Детерминированные эффекты излучения вредные эффекты, у которых существует порог, ниже которого эффект отсутствует, а выше - тяжесть эффекта зависит от дозы.

Стохастические эффекты излучения - вредные эффекты, не имеющие дозового порога, веростность которых пропорциональна дозе, а тяжесть проявления не зависит от дозы.

Соматическое последствие облучения - вызван­ные облучением изменения в самом облучаемом организме, а не в потомстве.

Генетическое последствие облучения - вызванные облучением генные лучевые повреждения в организме, кото­рые могут привести к изменениям в организме его потомства.

Радиочувствительность - термин, который в практике радиационной безопасности характеризует сравнительную ра-диопоражаемость органов и тканей.

Лучевая реакция - вызванные облучением обратимые изменения тканей, органов или целого организма и их функ­ций.

Лучевое поражение (повреждение) - обусловлен­ные лучевым воздействием патологические изменения тканей, органов и их функций.

Обратимое лучевое поражение - доля поражения, которая уменьшается за счет процессов восстановления, проте­кающих в облученном организме.

Необратимое лучевое поражение - доля поражения, которая не изменяется и может обусловливать отдаленные последствия облучения.

Пороговая доза (лучевого поражения) - мини­мальная доза, вызывающая данный биологический эффект.

Генное лучевое повреждение - генные мутации, возникающие в результате облучения.

Лучевая болезнь - общее заболевание со специфически­ми симптомами, развивающееся вследствие лучевого пора­жения.

Острая лучевая болезнь - лучевая болезнь, разви­вающаяся после острого облучения (для человека в дозах, превышающих 1 Гр = 100 рад.

Ближайшие последствия облучения - первичная реакция и поражение организма, наступающие в течение не­скольких недель после острого облучения.

Отдаленные последствия облучения - изменения в организме, возникающие в отдаленные сроки (через годы) после облучения.

Тканевая доза - поглощенная доза в биологической ткани.

Минимальная абсолютно смертельная доза (МАСД) - наименьшая доза, при которой наблюдают гибель100% облученных за определенный срок (обычно в течение ЗОсут после облучения).

Доза 50%-ного выживания (СД₅₀)- доза излучения, приводящая к гибели 50% облученных за определенный срок (обычно в течение 30-60 сут после облучения, СД₅₀/₃₀ за З0 сут, СД₅₀/₆₀ за 60 сут.

Популяция - совокупность людей, осуществляющих вос­производство потомства нескольких поколений преимущест­венно в пределах этой совокупности. Популяция может вклю­чать население на ограниченной территории, в крае, республи­ке или в стране в целом.

Генетически значимая доза - среднее значение ин­дивидуальной эквивалентной дозы на гонады в популяции с учетом ожидаемого числа детей, зачатых после облучения.

Генетически значимые нуклиды - радионуклиды, которые при попадании в организм создают заметное облуче­ние гонад по сравнению с другими критическими органами.

Соматическая доза - доза облучения, рассматриваемая по отношению к соматическим последствиям.

Радиотоксичность - способность радиоактивного веще­ства оказывать лучевое повреждение.

Избирательное накопление (радиоактивного вещества) - преимущественное накопление радиоактивного вещества в организме или ткани.

Остеотропный нуклид - нуклид, накапливающийся преимущественно в костной ткани.

Инкорпорированное радиоактивное вещество - радиоактивное вещество, которое в результате биологических и физико-химических процессов находится в тканях организма.

Коэффициент всасывания (радиоактивного вещества) - отношение количества радиоактивного вещест­ва, поступившего в кровь, к общему количеству радиоактив­ного вещества, введенного в организм.

Коэффициент отложения (радиоактивного ве­щества в органе) - отношение количества радиоактивного вещества, поступившего в данный орган из крови, к количеству радиоактивного вещества, находящемуся в крови.

Эффективная поглощенная энергия (излуче­ния нуклида или цепочки нуклидов) Еэф-сумма про­изведений поглощенной энергии Е, всех приходящихся на один распад ядра заряженных частиц и фотонов на соответствующее значение коэффициента качества k_j, и других необходимых коэффициентов (например, N_j, - коэффициент распределения):

Еэф = Σ E_j k_j N_j ;                             УЭЭ=Σ E_j k_j N_j/m;                                                                        j                                                       j

              

где m - масса органа (ткани).

Эффективная поглощенная энергия выражается в единицах МэВ/расп. Удельная эффективная поглощенная энергия УЭЭ выражается в МэВ/(кг • расп.).

Метаболизм радиоактивного вещества - участие радиоактивного вещества в обменных процессах организма.

Выведение радиоактивных веществ - выведение радиоактивных нуклидов из организма с выделениями.

Естественное выведение - выведение радиоактивных нуклидов без дополнительных мер по ускорению или замедле­нию процессов выведения и при отсутствии патологических из­менений в организме, нарушающих естественное течение про­цессов обмена.

Период полувыведения (биологический) Тб - время, за которое активность нуклида, накопленного в организ­ме (или органе), уменьшается вдвое только вследствие процес­сов биологического выделения.

Период полувыведения (эффективный) Тэф - время, в течение которого активность нуклида в организме или его части уменьшается в два раза за счет биологического выве­дения и радиоактивного распада нуклида:

Т эф.=Тб Т_1/2 / (Тб + Т_1/2)

где Т _1/2 и Тб - период полураспада нуклида (физический) и период полувыведения (биологический).

Радиационная опасность радиоактивного ве­щества - радиационные и гигиенические характеристики ра­диоактивного вещества, определяющие его опасность для об­лучаемого объекта.

Группы радиационной опасности радиоактив­ных веществ (радиотоксичности) - группы, на кото­рые разделены радиоактивные вещества (радионуклиды) по их радиационной опасности, как потенциальный источник внут­реннего облучения. В порядке убывания радиационной опа­сности выделены четыре группы с индексами а, Б, В и Г.

Класс работ - характеристика работ с открытыми источ­никами, определяющая требования по радиационной безопа­сности персонала в зависимости от радиотоксичности и актив­ности нуклидов.

Критический орган (при облучении) - орган, ткань или часть тела, облучение которых в данных условиях неравно­мерного облучения организма может причинить наибольший ущерб здоровью (с учетом радиочувствительности отдельных органов и распределения эквивалентной дозы по телу) облу­ченного лица или его потомства.

В НРБ-76/87 в порядке убывания радиочувствительности критические органы относили к I, II или III группам, для ко­торых были установлены разные значения дозовых пределов. При сравнительно равномерном облучении организма (тела) ущерб здоровью оценивают по уровню (дозе) облучения всего тела, что соответствует I группе критических органов.

7. Дозовые пределы облучения

Категории облучаемых лиц - условно выделяемые исходя из условий контакта с источниками ионизирующих излучений группы облучаемых лиц.

Персонал (профессиональные работники) - ли­ца, которые постоянно или временно непосредственно работа­ют с техногенными источниками ионизирующих излучений (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).

Население - все лица, включая персонал вне работы с источниками излучения, но по условиям проживания, профес­сиональной деятельности или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию радиоактивных веществ и других источников излучения, применяемых в учреждениях и/или удаляемых во внешнюю среду с отходами. Уровень облучения лиц из населения определяется как среднее значение по кри­тической группе.

Критическая группа - группа лиц из населения (не ме­нее 10 человек), однородная по социальным условиям жизни, возрасту, полу, рациону питания, которая подвергается наи­большему радиационному воздействию от данного источника излучения.

Предел дозы (ПД) для лиц из персонала - зна­чение годовой индивидуальной эффективной или эквивалент­ной дозы, соблюдение которой предотвращает возникновение детерминистских эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется на приемлемом уровне.

ПД - это допустимое значение суммы эффективной дозы от внешнего профессионального облучения за год и полувеко­вой ожидаемой эффективной дозы от профессионального по­ступления радионуклидов за тот же год. ПД является основ­ным дозовым пределом для лиц группы А и Б.

ПД для лиц из населения - это наибольшее допусти­мое за календарный год среднее значение индивидуальной эффективной или эквивалентной дозы, получаемой критиче­ской группой лиц из населения не за счет профессиональной деятельности, медицинского облучения или естественного фона. ПД является основным дозовым пределом для лиц из населения, который равен сумме внешнего облучения за ка­лендарный год и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения за этот же период. Интервал времени для опреде­ления ожидаемой дозы устанавливается равным 70 годам.

Примечание. Предел дозы контролируется для критической группы яиц по усредненной мощности дозы внешнего излучения на территории и в помеще­ниях и по уровню радиоактивных сбросов и выбросов и радиоактивного загряз­нения объектов внешней среды.

Квота - часть предела дозы, установленная для ограниче­ния облучения населения от отдельных видов техногенных источников и пути облучения.

Допустимые уровни - производные нормативные зна­чения для поступления радиоактивных веществ в организм человека за календарный год, усредненные за год содержания радиоактивных веществ в организме, их концентрации (объем­ной активности) в воздухе, питьевой воде и рационе, мощности эквивалентной дозы, плотности потока частиц (фотонов) и т. п., рассчитанные из значений основных дозовых преде­лов ПД.

Предел годового поступления (ПГП) для пер­сонала - допустимое поступление данного радионуклида в организм лиц группы А и Б с параметрами условного человека в течение календарного года, которое создает ожидаемую дозу, равную 1 ПД при монофакторном воздействии.

Примечание. При ежегодном поступлении на уровне ПГП эффективная или эквивалентная доза за любой год будет равна или меньше 1 ПД в зависимости от времени достижения равновесного содержания радионуклида в организме. Поступление оценивается по объемной активности в воздухе с учетом скоро­сти дыхания, эффективности СИЗ и других параметров по соответствующей методике.

Предел годового поступления (ПГП) для лиц из населения - такое поступление данного радионуклида в организм лиц с параметрами условного человека в течение календарного года, которое создает ожидаемую дозу, равную 1 ПД при монофакторном воздействии.

Примечание. При ежегодном поступлении на уровне ПГП средняя эффек­тивная или эквивалентная доза за любой календарный у критической группы лиц будет равна или меньше 1 ПД в зависимости от времени достижения рав­новесного содержания радионуклида в организме.

Допустимое содержание (Д С) - такое среднегодовое содержание радиоактивных веществ в организме (критическом органе), при котором эффективная или эквивалентная доза за календарный год равна ПД.

Примечание. Расчет эффективной или эквивалентной дозы по измерению содержания радионуклидов в организме прямым методом дозиметрии осуще­ствляется по соответствующей методике. Согласно НРБ содержание их в организ­ме не нормиуется.

Допустимая мощность дозы (ДМД) - отношение предела дозы ПД ко времени облучения в течение календар­ного года. В РФ для категории А время облучения Тд принима­ется равным Тд = 1700 ч = 6,1 • 10⁶ с/год (в РФ для большей ча­сти персонала установлена 36-часовая рабочая неделя и 4-б-не-дельный отпуск). Согласно рекомендациям МКРЗ продолжи­тельность профессиональной работы за календарный год при­нимается равной 2000 ч (7,2 • 10⁶ с). Для лиц из населения в РФ время облучения принимается равным Т = 8800 ч = 3,2-10⁷ с/год.

Примечание. При установлении контрольных уровней могут использоваться и другие расчетные значения Т_А в зависимости от условий облучения и фактиче­ской продолжительности облучения.'

Допустимая плотность потока частиц (фото­нов) (ДПП) - такая плотность потока, при которой создается допустимая мощность дозы ДМД. Численно равна отношению ДМД к максимальной эквивалентной дозе на единичный флюэнс (перенос) h_макс.

Допустимая объемная активность (ДОА) в| воздухе рабочей зоны производственных' помещений персонала или в атмосферном воздухе -| отношение предельно допустимого поступления ПГП радио­активного вещества к объему воздуха, с которыми оно поступает в организм лиц категорий А, Б (или населения) в тече­ние календарного года. Согласно НРБ для категории А объем потребляемого воздуха в рабочее время принимается равным 2,5 • 10³ м³ /год при Гд = 1700 ч/год.

Допустимая удельная активность в питьевой воде или пище (ДУА) - отношение ПГП для населения к массе воды (рациона), с которой радионуклид поступает в орга­низм в течение календарного года.

Для населения объем потребляемого воздуха взрослого че­ловека согласно НРБ принимается равным 8,1 • 10³ м³/год (22 м³/сут), а массы воды 730 кг/год (2,0 кг/сут).

Контрольные уровни - значения индивидуальной эк­вивалентной дозы, мощности эквивалентной дозы, плотности потока частиц, поступления радиоактивного вещества в орга­низм и его содержания в организме, концентрации (объемной активности) радионуклида в воздухе, удельной активности в воде и рационе, радиоактивного загрязнения поверхности, ра­диоактивного выброса и сброса и т. д., устанавливаемые адми­нистрацией учреждения или органами Госсанэпиднадзора в целях ограничения облучения персонала и населения, умень­шения радиоактивного загрязнения окружающей среды, для оперативного радиационного контроля, закрепления достигну­того уровня указанных величин ниже основных дозовых преде­лов и допустимых уровней, обеспечения дальнейшего ограни­чения облучения персонала, лиц категорий Б и населения.

Примечание. Администрация может вводить дополнительные, более низ­кие значения контрольных уровней - административные уровни.

8. Радиационная гигиена и санитария

Радиоактивное загрязнение - наличие или распро­странение радиоактивных веществ техногенного происхожде­ния на поверхностях и в объемах, в теле человека, в его бытовой и производственной обстановке и в окружающей среде, которое превышает допустимые уровни.

Зональная планировка - выделение зон на предприя­тии, установке и т. п., отличающихся друг от друга возможными Уровнями внешнего излучения и радиоактивного загрязнения.

Чистая зона - территория части промышленной (производ­ственной) площади, где располагаются административно-служебные помещения, столовые, мастерские по ремонту и изготовлению чистого оборудования и другие объекты, где не про­водятся работы с радиоактивными веществами.

Зона строгого режима* - помещения, здания или со­оружения, где возможно воздействие на персонал внешних β-,γ- и n-излучений, загрязнение воздушной среды радиоактив­ными газами и аэрозолями, загрязнение поверхностей строи­тельных конструкций и оборудования радионуклидами или радиоактивными веществами. На границе зоны строгого режима устанавливается санитарно-пропускной режим.

Зона свободного режима- помещения, здания, где практически исключается воздействие на персонал ионизиру­ющего излучения.

Помещение постоянного пребывания - помещение, предназначенное для пребывания персонала в течение всей смены.

Рабочее место - место постоянного или временного пре­бывания персонала для выполнения производственных функ­ций в течение более 50% рабочего времени или двух часов не­прерывно в условиях воздействия ионизирующего излучения.

Необслуживаемое помещение - помещение, где раз­мещается оборудование, являющееся основным источником излучения. Во время нормального режима эксплуатации не по­сещается персоналом.

Полуобслуживаемое помещение - место периодиче­ского пребывания персонала.

Санитарный пропускник - помещение, предназначен­ное для смены одежды, санитарной обработки персонала и дозиметрического контроля радиоактивного загрязнения кож­ных покровов и спецодежды.

Санитарный шлюз,- помещение на границе между зо­нами радиационного объекта, предназначенное для предвари­тельной дезактивации и смены дополнительных средств инди­видуальной защиты и предотвращения переноса радиоактив­ных загрязнений между этими зонами.

Средства индивидуальной защиты (СИЗ) технические средства индивидуальной защиты персонала от внешнего излучения радионуклидов, от поступления радио­активных веществ внутрь организма и радиоактивного загрязнения кожных покровов (например, очки, щитки, респирато­ры, бахилы, перчатки и т. п.).

Санитарно-защитная зона - территория вокруг радиа­ционного объекта или техногенного источника радиоактивных выбросов и сбросов, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации может превысить предел дозы для населения, устанавливаются определенные ограни­чения (не допускается проживание и т. п.).

Категория объекта - характеристика объекта по сте­пени потенциальной опсности для населения при возможной аварии.

Зона наблюдения - территория вокруг радиационного объекта за пределами санитарно-защитной зоны, где проводит­ся радиационный контроль и на которой при возникновении радиационной аварии может потребоваться проведение мер защиты населения.

Минимально-значимая активность (МЗА) активность открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте, при превышении которой требуется разрешение органов Санэпиднадзора на использо­вание этих источников, если при этом также превышено значе­ние минимально-значимой удельной активности.

Минимально-значимая удельная активность - удельная активность открытого источника излучения в поме­щении или на рабочем месте, при превышении которой требу­ется разрешение органов Санэпиднадзора на использование этого источника, если при этом также превышено значе­ние МЗА.

Радиоактивное загрязнение - присутствие радио­активных веществ на поверхности, в воздухе, в теле человека или внутри материала, которое превышает допустимые уровни.

Допустимое радиоактивное загрязнение по­верхности (ДЗ) устанавливается на уровне, не допускаю­щем внешнего и внутреннего облучения людей за счет радио­активного загрязнения свыше ПД, а также предупреждающем загрязнение помещений и территории вследствие разноса радиактивных веществ.

Неснимаемое фиксированное радиоактивное загрязнение поверхности - часть загрязнения поверх­ности радиоактивными веществами, которые самопроизволь­но или при контакте не переходят на другие предметы и не удаляются применяемыми методами дезактивации.

Снимаемое (нефиксированное) загрязнение поверхности - часть загрязнения поверхности радиоактив­ными веществами, которые самопроизвольно или при контак­те с другими предметами переходят или удаляются применяе­мыми способами дезактивации.

Дезактивация - удаление радиоактивного загрязнения физико-химическими или механическими способами с какой-либо поверхности или из какой-либо среды.

Выброс радиоактивных веществ (выброс) поступление радионуклидов (радиоактивных веществ) в атмо­сферный воздух в результате работы предприятия.

Допустимый выброс - регламентированный выброс за календарный год через систему вентиляции предприятия.

Радиоактивные выпадения - выпадения из атмосфе­ры радионуклидов или радиоактивных веществ.

Сброс радиоактивных веществ (сброс) - поступ­ление радионуклидов или радиоактивных веществ в водоемы (моря, озера, реки и т. п.) с жидкими отходами (сточными вода­ми) предприятия.

Допустимый сброс - регламентированный сброс за ка­лендарный год.

Мощность выброса, сброса (скорость выбро­са, сброса) - радиоактивный выброс, сброс в единицу вре­мени.

Предельно допустимый выброс - установленное ком­петентными органами предельное значение активности вы­бросов.

Предельно допустимый сброс - установленное компе­тентными органами предельное значение активности радио­активных сбросов.

Радиоактивные отходы - неиспользуемые жидкие и твердые радиоактивные вещества в любом агрегатном состоя­нии, общая и удельная активность, радиоактивная загрязнен­ность которых превышает уровни, установленные НРБ и ОСПОРБ.

Биологическая цепочка - естественные пути мигра­ции радионуклидов (радиоактивных веществ) в биосфере, ве­дущие к поступлению их из внешней среды в живые организмы.

Пищевая цепочка - биологическая цепочка, ведущая к поступлению радионуклидов (радиоактивных веществ) в организм человека с пищевыми продуктами.

Средний пищевой рацион - среднесуточный состав

Допустимый выброс - регламентированный выброс за календарный год через систему вентиляции предприятия.

Радиоактивные выпадения - выпадения из атмосфе­ры радионуклидов или радиоактивных веществ.

Сброс радиоактивных веществ (сброс) - поступ­ление радионуклидов или радиоактивных веществ в водоемы (моря, озера, реки и т. п.) с жидкими отходами (сточными вода­ми) предприятия.

Допустимый сброс - регламентированный сброс за ка­лендарный год.

Мощность выброса, сброса (скорость выбро­са, сброса) - радиоактивный выброс, сброс в единицу вре­мени.

Предельно допустимый выброс - установленное ком­петентными органами предельное значение активности вы­бросов.

Предельно допустимый сброс - установленное компе­тентными органами предельное значение активности радио­активных сбросов.

Радиоактивные отходы - неиспользуемые жидкие и твердые радиоактивные вещества в любом агрегатном состоя­нии, общая и удельная активность, радиоактивная загрязнен­ность которых превышает уровни, установленные НРБ и ОСПОРБ.

Биологическая цепочка - естественные пути мигра­ции радионуклидов (радиоактивных веществ) в биосфере, ве­дущие к поступлению их из внешней среды в живые организмы.

Пищевая цепочка - биологическая цепочка, ведущая к поступлению радионуклидов (радиоактивных веществ) в организм человека с пищевыми продуктами.

Средний пищевой рацион - среднесуточный состав и количество продуктов питания в пересчете на одного чело­века данного контингента населения.