УКРАИНА
ООО "ЭКОТЕХНОЛОГИЯ"
УДК 539.1; 539.3: 502.55: 621.039.7
Крыленко В.И., Крыленко И.В., Крыленко В.В., Дзагания Е.В.
РАСЧЕТ ИНДИВИДУАЛЬНОЙ ДОЗЫ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ЧЕЛОВЕКА С ПОМОЩЬЮ ТАБЛИЦ КОМПЬЮТЕРНОЙ ПРОГРАММЫ EXCEL
Донецк 2006
СОДЕРЖАНИЕ
стр.
Введение ...:::::::::::::::::::::::::::::::. 2
1. Общие положения ...::::::::::::::::::::::...:.:: 4
2. Критерии для оценки индивидуальной дозы облучения
человека :::::... 5
3. Расчетные формулы и условные обозначения :...:::::: 8
4. Структура таблиц EXEL :::::::::::::::::::::::. 17
5. Указания по заполнению таблиц EXEL своими данными
для выполнения расчетов :::::::::::::::::::::::::::::: 19
6. Пример расчетной оценки вклада различных источников
в создание индивидуальной дозы облучения человека :::: 21
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ :::::::::::::::::::::::. 24
Введение
Радиоактивные вещества (РАВ) и другие источники ионизирующих излучений (ИИИ) весьма часто встречаются в повседневной жизни людей. Атомную энергию используют в разных целях: в создании оружия и портативных источников энергии; в получении электроэнергии, в медицинской диагностике и лечении заболеваний (лучевая терапия в борьбе с раком); в быту, в поиске полезных ископаемых; в дефектоскопии и при поиске мест утечки жидкостей и газов из аппаратов, трубопроводов, емкостей; в строительстве и стройиндустрии; в различных средствах контроля и др. сферах [1-6]. После аварии на Чернобыльской АЭС 1986г. стали больше уделять внимания вопросам контроля радиоактивности окружающей среды, воды, пищевых, бытовых, строительных и др. материалов. Среди источников радиации имеются как естественные (например, радионуклиды, содержащиеся в угле, природном и сжиженном газах, удобрениях, строительных и др. материалах), так и техногенные (за последнее столетие человеком созданы сотни искусственных радионуклидов). Установлено, что существенный вклад в дозы ИИ, получаемые людьми, вносит радон, выде-ляющийся из воды, природного газа, грунта, фундаментов и строительных конст-рукций и накапливающийся в воздухе кухонь, ванных и жилых помещений, осо-бенно при малом воздухообмене. Слабый контроль за соблюдением правил применения, хранения, транспортировки, сбора, захоронения РАВ привел к частым и почти повсеместным случаям преступно-халатного отношения к РАВ, когда источники мощных ИИ выбрасывают куда придется и они оказываются в зонах пребывания людей.
За редкими исключениями, люди подвержены малым дозам ИИ. За все вре-мя использования атомной энергии еще ни при одной аварии (включая Черно-быль-1986) не было случая облучениий населения большими дозами, приводящими к лучевой болезни. А при малых дозах последствия имеют вероятностный характер и могут проявиться только через много лет. Вероятность некоторых отдаленных последствий резко возрастает при превышении некоторой пороговой дозы и очень мала при меньших дозах (то есть, эти эффекты имеют выраженный пороговый характер). Например, лучевая катаракта возникает, если доза g-облучения превысит 15 Зв или 5 Зв при длительном облучении нейтронами малыми дозами. Бесплодие от облучения появляется только при суммарной дозе на яичники более 3 Зв. Пороговая доза, вызывающая косметические дефекты кожи, - 20 Зв. Для большинства отдаленных последствий (генетических эффектов, злокачественных новообразований) при хроничском облучении порог не обнаружен - вероятность их возникновения растет с увеличением дозы. Исходя из этого, под стохастическим эффектом понимают такое радиационное последствие, вероятность которого существует при сколь угодно малых дозах и возрастает при увеличении дозы. При этом, в отличие от нестохастических эффектов, тяжесть последствия от дозы не зависит. Международной комиссией по радиологической защите (МКРЗ) принято допущение о линейной зависимости между дозой и вероятностью отдаленных последствий [1]. При этом зависимость "доза а эффект" при малых дозах экстраполируют к нулю, исходя из того уровня дозы, при котором она достоверно определена. Такой подход не приведет к недооценке риска и не нанесет ущерба ни отдельному человеку, ни обществу в целом. При этом принято, что при малых дозах выход эфффектов (смертельных искодов от рака) определяется только суммарной накопленной дозой, независимо от времени облучениия. Исходя из линейной зависимости, индивидуальный риск (вероятность смерти) Rt от рака t-го органа при средней эквивалентной дозе Dt в данном t-том органе или ткани определяется по формуле: Rt=Сt*Dt, где Сt - вероятность смерти для 1 человека (Зв-1) при облучениии t-го органа или ткани дозой Dt=1 Зв.
Суммарный риск Rt при равномерном облучениии всего тела (всех основных органов и тканей дозой DЭЭ: St=1Т(Сt*Dt)=Сw*DЭЭ, где Т - число всех основных учитываемых органов и тканей всего тела, а Сw - суммарный риск для всех органов и тканей (Сw=0,01 Зв-1); Wt=Сt/Сw - взвешивающий коэффициент (множитель) - взвешенный риск для t-го органа по отношению к суммарному риску облучения всего организма (тела), причем St=1ТWt=1. Величина DЭЭ являет-ся эффективной эквивалентной дозой (см. [2], [7]). Исходя из этого факта, желательно по возможности избегать неоправданных облучений и держаться от источников ИИ на достаточном расстоянии. А для этого надо знать величину своей индивидуальной дозы ионизирующих облучений и долю вклада различных источников радиации в cоздание этой дозы.
Для определения необходимости и требуемых эффективностей и объемов за-щитных мероприятий по обеспечению надежной защиты от чрезмерного облуче-ния, надо овладеть приемами оценки степени опасности и вредности РАВ и источ-ников ИИ, воздействующих на людей.
Радиометрическими приборами можно измерить радиоактивность жилых и рабочих помещений, применяемых предметов, воды, воздуха, пищи, а с помощью дозиметрических приборов [5] можно измерить свою общую индивидуальную дозу ионизирующих облучений, однако для непрофессионалов это явно нереально. По нашему мнению, более реально применение расчетных методов оценки величины дозы и доли вклада основных источников ИИ в создание своей общей индивиду-альной дозы облучения. Нами выполнена сравнительная оценка степени опасности и вредности источников радиации ([6], [7]) и предложена методика оценки индивидуальной дозы облучения человека [8], где приведены расчетные формулы и примеры расчетов. Цель данной рукописи - дать шаблон (и методиче-ские указания-инструкцию для пользования им) для самостоятельного расчета (с помощью таблиц компьютерной программы EXEL) индивидуальной дозы иони-зирующего облучения человека и оценки доли вклада различных источников радиации в cоздание общей дозы облучения. Работа выполнена авторами по своей инициативе, с использованием общедоступных открытых публикаций по теме. Авторы выражают благодарность М.В.Крыленко за помощь в работе.
1. Общие положения
В работе [8] все источники радиации, участвующие в формировании индиви-дуальной дозы ионизирующих облучений человека, разделены на несколько групп с указанием создаваемой ими годовой дозы (мЗв/год) и доли вклада входящих в них источников (в % к итогу):
Таблица 1
Источники радиации Годовая доза,
мЗв/год % к итогу
_. Естественные источники радиации:
1) Внешние источники радиации:
а) земные источники радиации;
б) внеземные (космические) источники радиации.
2) Внутриорганизменные источники радиации:
а) поступающие с питьевой водой и пищей;
б) космогенные радионуклиды, образующиеся в основ-ном в атмосфере и поступающие (главным образом в виде углерода-14 и трития) с вдыхаемым воздухом внутрь организма человека
в) поступающие с радоном с вдыхаемым воздухом,
в том числе:
1) из атмосферного воздуха;
2) из природного газа в кухне;
3) из воды в ванной комнате с включенным душем или с ванной, заполненной водой;
4) из строительных материалов и грунта под зданием в закрытых, плохо поветриваемых помещениях.
__ Антропогенные источники радиации:
1) Атомная технология и энергетика (АЭС и ТЭС)
2) Радиоактивные осадки из атмосферы
3) Источники радиации, используемые в медицине
4) Источники радиации, используемые в быту и др.
Итого: общая доза облучения от всех источников
По подобной схеме нами сформированы структуры подгрупп источников радиации: земные и внеземные (космические) источники радиации; внутриорганизменные источники радиации: поступающие с питьевой водой, пищей и с вдыхаемым воздухом; источники радиации, используемые в медицине; источники радиации, используемые в быту и др. Структуры этих подгрупп детализированы с учетом данных, необходимых для расчета дозы, вносимой конкретным источником облучения. Эти детализированные структуры в форме таблиц были введены в таблицы компьютерной программы EXEL с соответствующими формулами для вычисления или использования данных, имеющихся в таблицах EXEL.
2. Критерии для оценки индивидуальной дозы облучения человека
Экспериментально установлено, что при одной и той же поглощенной дозе биоло-
гический эффект различен для различных видов ИИ; он тем больше, чем выше плотность ионизации, создаваемая данным видом ИИ [1-2]. Например, помутнение хрусталика глаз (катаракта) возникает при значительно меньшей поглощенной дозе быстрых нейтронов, чем g-излучений, поскольку у образованных нейтронами потоков отдачи (которым нейтроны отдали часть своей энергии) линейная плотность ионизации больше, чем у электронов, которым переданы g-кванты энергии. Для сравнения различных (_-тых) видов излучений по их биологической эффективности введено понятие относительной биологической эффективности (ОБЭ) - отношение поглощенной дозы образцового излучения D0 (в его качестве принято рентгеновское излучение с граничной энергией изотонов 0,18-0,2 МэВ) к дозе данного _-го) излучения D_, вызывающей такой же биологический эффект (ОБЭ=D0/D_) ([2], [9]). ОБЭ зависит не только от вида излучения, но и от ритма облучения, распределения поглощенной энергии по облучаемому обьему, индивидуальной чувствительности организма и др. При хроническом (длительном) облучении ОБЭ больше, чем при кратковременном; при локальном (местном) облучении ОБЭ зависит от того, какой орган или группа органов облучены, от их массы mОт и др. Поскольку ОБЭ зависит от многих параметров, его используют только в радиобиологии. Для биологической эффективности излучений МКРЗ рекомендовано понятие "коэффициент качества" К_ - число, показывающее, во сколько раз ожидаемый биологический эффект i-го излучения больше, чем у излучения с ЛПЭ=3,5 кэВ на 1 мкм пути в воде, что соответствует энергии элентронов с плотностью ионизации 100 пар ионов на 1 мкм пути в воде. Значение К_ зависит от ЛПЭ (см. табл. 2):
Таблица 2 Зависимость коэффициента качества" i-го излучения (К_) от
линейной тормозной способности (линейной передачи энергии ЛПЭ)
ЛПЭ, кэВ/мкм <=3,5 7 23 53 175
К_ 1 2 5 10 20
Если ЛПЭ во всех точках облучаемого тела неизвестна, используют усредненные значения коэффициента качества К_ применительно к различным - i-тым видам первичного излучения. Значения К_ и К_ приведены в табл. 4.2 и 4.7 "Норм радиационной безопасности НРБ-76/87" [9]. В таблице 3 приведены значения К_ для излучений с неизвестным спектральным составом. Установлено, что при малых дозах ИИ на ожидаемый биологический эффект практически не влияют
Таблица 3
Виды излучений К_
рентгеновские, b и g- излучения, электроны, позитроны 1
g-излучения с энергией менее 1 МэВ при энергии фотонов 5 кэВ 2,6
нейтроны с энергией менее 20 кэВ 3
нейтроны с энергией 0,1-10 МэВ, протоны с энергией менее 10 МэВ 10
a-излучения с энергией менее 10 МэВ, тяжелые ядра отдачи 20
радиобиологические факторы: условия и ритм облучения, мощность дозы, микрораспределение поглощенной энергии по облученному обьему. В этом случае выраженность биологического эффекта (h) зависит только от двух параметров - суммарной поглощенной энергии Н_ и коэффициента качества излучения К_: h=f(Н_, К_). Поэтому в условиях облучения в малых дозах введена специальная величина - эквивалентная доза облучения, учитывающая различия поражающего биологического эффекта различными видами излучений (например, поражающий эффект a-излучения в 20 раз больше, чем от такой же дозы g-излучений). Эквивалентная доза D_ есть мера выраженности эффекта хронического облучения ИИ произвольного состава. Её определяют как произведение поглощенной дозы Н_ _-го вида излучений на средний коэффициент качества К_ в данном элементе обьема биологической ткани стандартного человека:
D_ = Н_*К_ (2-1)
Для смешанного (от n видов _-тых облучений) эквивалентную дозу DЭ определяют по формуле: DЭ = Si=1n(Н_*К_) (2-2)
где Si=1n - знак суммирования от i=1 до i=n.
Эквивалентная доза облучения является основной величиной, определяющей уровень радиационной опасности при хроническом облучении человека в малых дозах. Её единица в SI (СИ) - зиверт (Зв) - эквивалентная доза, при которой произведение эквивалентной дозы в биологической ткани стандартного состава на средний коэффициент качества равно 1 Дж/кг. Внесистемная единица - бэр (биологический эквивалент рада): 1 бэр=10-2 Зв=100 эрг/г. При К_=1 эквивалентная доза в 1 Зв реализуется при поглощенной дозе в 1 Гр, а при К_ не =1 эквивалентная доза в 1 Зв создается при поглощенной дозе, равной 1/К_ Гр (грей).
Эквивалентную дозу можно использовать только до значений не более 0,25 Зв (25 бэр) при кратковременном воздействии. В то же время допустимо суммирование эквивалентных доз для оценки общего уровня хронического облучения за длительный период времени, если только кратковременные дозы в каждом случае облучения не превышали 0,25 Зв (250 мЗв или 25 бэр). Для случаев острых облучений (больших кратковременных доз DЭ>0,25 Зв) еще не найдены критерии для связи между уровнем облучения и биологическмч эффектом, пос-кольку при этом коэффициент качества зависит не только от ЛПЭ, но и от типа клеток, подвергшихся облучению. Следует учитывать, что одни части тела (органы, ткани) более чувствительны, чем другие. Например, при одинаковой эквивалентной дозе облучения возникновение рака в лёгких более вероятно, чем в щитовидной железе, а облучение половых желез особенно вредно из-за риска генетических повреждений. Поэтому дозы облучения органов и тканей также следует учитывать путем умножения на соответствующий коэффициент. Умножив эквивалентные дозы на соответствующие им коэффициенты WОт и просуммировав по всем органам и тканям, получим эффективную эквивалентную дозу ЭЭД (DЭЭ), отражающую суммарный эффект облучения для организма (то есть, индивидуально для отдельного человека). ЭЭД также измеряют в зивертах.
3. Расчетные формулы и условные обозначения
Годовую эффективную эквивалентную индивидуальную дозу ионизирующих об-лучений оцениваемого человека в каждой из групп источников радиации определяли путем суммирования доз от каждого из источников, взодящих в эту группу. Годовую индивидуальную дозу от всех основных источников (от N j-тых источников) n видов (от n _-тых видов) облучений (DСум) можно оценить по формуле:
DСум=Sj=1N (Si=1n Dji), мЗв/год (3-1)
где Sj=1N и Si=1n - знаки суммирования от j=1 до j=N и от i=1 до i=n;
Dji - доза от всех основных источников (от N j-тых источников) n видов (от n _-тых видов) облучений.
3.1. Естественные источники радиации
3.1.1. Внешние источники радиации
3.1.1.1. Внеземные (космические) источники радиации
Годовую индивидуальную дозу от внешнего внезмного (космического) излучения (DВнешКосм) можно оценить по формуле:
DВнешКосм=0,001*St=01год(Фh*НhВнешКосм), мЗв/год (3-2)
где Фh - длительность (фонд) времени пребывания данного человека на высоте h м над уровнем моря, ч/год.
Значения мощности дозы НhВнешКосм можно определить либо интерполяцией табличных данных ([2], [8]), либо вычислить по формулам аппроксимации (полу-ченных нами):
НhВнешКосм=0,035+0,025*(h/1000)1,1, мкЗв/ч при 0-1700м н.у.м. (3-3)
НhВнешКосм=0,06+(0,04*(h/2000)2, мкЗв/ч при 1800-5500м н.у.м. (3-4)
НhВнешКосм=0,055*(h/2000)2, мкЗв/ч при 5500-8000м н.у.м. (3-5)
НhВнешКосм=0,06*(h/2000)2,4 , мкЗв/ч при 10000-20000м н.у.м. (3-6)
Годовую дозу DgВнешГод можно ориентировочно (то есть, без учета излучений от строительных конструкций и материалов) определить по формуле:
DgВнешГод = 10-3*НgНар*[ФНар+Sм=1М(ФмПом/КмОсл)], мГр/год (3-7)
где ФНар и ФмПом - годовой фонд времени пребывания человека соответственно снаружи и в м-том месте помещения (при условии, что ФНар+Sм=1МФмПом=8760 ч/год);
НgНар - уровень радиации (мощность экспозиционной дозы) внешнего g-излучения по результатам расчетов или измерений снаружи (вне помещений), мкГр/ч;
КмОсл - коэффициент ослабления внешнего фонового g-излучения в м-том месте помещения строительными конструкциями и материалами, из которых построено помещение, в долях единицы.
Величина КмОсл зависит от энергии g-излучений, материала и толщины экранирующих конструкций; её можно вычислить по формуле:
КмОсл = 1/КПроник=1/{exp-[Sз=1Сз(Мюmэз*dmмз)]} (3-8)
где Мюmэз - значение линейного коэффициента поглощения гамма-излучений э-го участка спектра з-тым защитным слоем m-го строительного или др. материала в м-том месте;
dmмз - толщина з-го защитного слоя m-го строительного или др. материала в м-том месте, см; Сз - число защитных слоев.
3.1.1.2. Земные источники радиации
Доза от естественных облучений от земных источников зависит от места проживания - она больше там, где у поверхности Земли залегают горные породы с повышенной радиоактивностью. Доза излучения над поверхностью земли обусловлена содержанием радионуклидов в почве (в основном в верхнем 30-сантиметровом слое, так как более глубинные излучения ослабляются верхним слоем почвы). Внешнее (вне зданий и помещений) g-облучение человека от естественных радионуклидов обусловлено их присутствием в природных средах (почве, водах, воздухе, биосфере). В помещении человек получает дозу вследствие излучений радионуклидов, содержащихся в строительных конструкциях и материалах, из которых построено здание. Дозу от естественных облучений от земных источников (DЗемГод) можно определить по формуле (предложенной нами):
мЗв/год (3-9)
где 10-3 - коэффициент пересчета от мкЗв (микрозиверт) к мЗв (миллизиверт). Поскольку для излучений с неизвестным спектральным составом (рентгеновские, b и g- излучения, электроны, позитроны) усредненное значение коэффициента качества К_ равно 1 [2], то размерность мощности поглощенной дозы в мкГр/ч численно равна размерности эквивалентной дозы облучения (учитывающей различия поражающего биологического эффекта различными видами излучений) в мкЗв/ч;
ФсЗе - годовой фонд времени пребывания человека снаружи над поверхностью с-той среды (вод, почв, горных пород, покрытий дорог, площадей, тротуаров и т.д.), ч/год;
ФмПом - годовой фонд времени пребывания человека в м-том месте помещения (при условии, что Sс=1СФсЗеЛок+Sм=1МФмПом=8760 ч/год); по нашему мнению это не совсем так, поскольку человек может одновременно получать дозы излучений от материалов, из которых построено помещение (одноэтажный дом, будка, контейнер, вагончик, вагон, автомобиль, лодка и т.д.) и от внешней среды (воды, почвы, горных пород, покрытий дорог, площадей, тротуаров и т.д.), на которой находится или движется помещение (величина коэффициента ослабления внеш-него фонового g-излучения в таких помещениях обычно мало отличается от 1);
НсЗеЛок - мощность дозы (удельное локальное излучение) от внешних источников (с-той среды), мкГр/ч. Её можно принять в размере (мкГр/ч): от гранитов (и других магматических пород - порфиров, грано-диоритов и др.) - 0,1; от осадочных пород - 0,027; от морской, озерной, речной воды (поверхностный слой) - 0,0006.
НмПом - мощность дозы (удельное локальное излучение) от внутренних (м-тых) источников в м-том месте помещения, мкГр/ч. Мощность дозы в домах колеблется в пределах (4-12)*10-8 Гр/ч.
3.1.2. Внутриорганизменные источники радиации
Обычно учитывают три пути проникновения радионуклидов внутрь организма человека: через органы дыхания, через желудочно-кишечный тракт (ЖКТ), через кожу и слизистые оболочки и через повреждения в них (порезы, проколы, царапины, ожоги, язвы и др.). Этими путями радионуклиды попадают в кровь и разносятся по всему телу или преимущественно в критические органы. В некоторых случаях критическими органами становятся легкие, ЖКТ и его отдельные участки. Наиболее опасный путь - органы дыхания, поскольку за сутки человек вдыхает "20 м3 ("25 кг) воздуха, а воды и пищи потребляет на порядок меньше ("2-3 кг/сутки). Доля радионуклидов, попадающих в ткани и органы, может колебаться от 0,01% до 100%, в зависимости от химической формы, растворимости, а для дыхательных путей - и от размеров аэрозольных частиц. До 75% частиц крупнее 5 мкм задерживаются верхними дызательными путями (носоглоткой), а 8% достигают альвеол легких. Подробные данные и расчетные формулы для оценки биологического действия радионуклидов, попадающих внутрь организма с воздухом, пищей и водой, приведены в разделе 2.4 справочника [2]; при этом применяют поправочный коэффициент расчета дозы для разных возрастных групп (КВозр), который колеблется от КВозр=1 для взрослых до 3,4-11,6 (для разных радионуклидов) для грудных детей в возрасте до 1 года.
Степень вредности РАВ определяется не только видами и мощностью его излучений, но и длительностью нахождения в организме (оцениваемой полупериодом выведения из организма). Для разных радионуклидов критическими могут быть разные органы и всё тело.
3.2.1. Расчет индивидуальной эквивалентной дозы внутреннего
облучения человека от радионуклидов, поступающих
внутрь организма с пищей и водой
Самую большую эффективно-эквивалентную дозу при внутреннем облучении органов человека создают (мЗв/год): радон-222 - 0,8-1 (лёгкие); радон-220 (тепловые нейтроны) - 0,17-0,22 (лёгкие); калий-40 (b, g) - 0,18 (разные органы и всё тело); полоний-210 (a) - 0,13 (разные органы). Индивидуальную эквивалент-ную дозу внутреннего облучения t-го критического органа (DПиэt) человека от радионуклидов, поступающих внутрь организма с пищей, водой и вдыхаемым воздухом можно определить по формуле [2]:
DПиэt = (1,6*10-13/mt)*Sj=1Р*(fjt*Фjt*Еjtэф*Аj), Зв/год (3-10)
где 1,6*10-13 Дж/МэВ - коэффициент пересчета от МэВ в джоули (Дж);
Sj=1Р - знак суммирования от j=1 до j=Р;
Р - число учитываемых (j-тых) радионуклидов;
Фjt - средняя продолжительность действия j-го радионуклида на t-тый орган (с учетом длительности распада и выведения из организма), с;
Еjtэф - эффективная энергия распада (МэВ/распад), передаваемая t-му органу в ка-ждом акте распада j-го радионуклида с учетом биологической эффективности излучения. Данные для определения Тjt и Еjtэф для некоторых нуклидов и органов приведены в табл. 2.4 справочника [2].
Аj - равновесная (то есть, не изменяющаяся во времени) активность j-го радионуклида во всем теле от годового поступления нуклида (Ек/год), определяемая по удельной активности ап и годовой массе потребления (Мп) п-го продукта:
Аj = апищи*Мпищи+аводы*Мводы+авозд*Мвозд , Бк/г/год (3-11)
fjt - доля j-го радионуклида в t-том органе относительно его общего содержания во всем теле. При равномерном распределении j-го радионуклида во всем теле fjt можно определить из выражения:
fjt=mt/mТ, (3-12)
где mt - масса t-го критического органа; mТ - масса всего тела, кг (см. таблицу 7 на 'ЛИСТе 6' EXEL).
Если j-тый радионуклид накапливается преимущественно только в одном (q-том) органе или ткани, то для этого органе (ткани) можно принять fjq=1. Если известна доля j-го радионуклида в одном (q-том) органе (ткани) fjq, а в остальных (t-тых) он распределяется равномерно, то значение fjt можно определить из выра-жения:
fjt=(1- fjq)*mt/mТ (3-13)
Данные для оценки fjt можно принять по табл. 2.3 справочника [2].
3.2.2. Расчет индивидуальной эквивалентной дозы внутреннего
облучения человека от радионуклидов, поступающих
внутрь организма с вдыхаемым воздухом
Годовое поступление радона (АРад) и космогенных радионуклидов, образующихся в основном в атмосфере и поступающих (главным образом в виде углерода-14 и трития) (АКосГен) с вдыхаемым воздухом внутрь организма человека определяют с учетом длительности пребывания: 1) на открытом воздухе, 2) в хорошо и 3) в плохо проветриваемых помещениях:
АРад = vДых*Sм=1М (а мВоз*Фм), Бк/год (3-14)
где vДых - средняя скорость дыхания, м3/час (для взрослого человека vДых=0,8 м3/ч);
амВоз - удельная радиоактивность воздуха в м-том месте (для каждого человека она определяется по его личным данным), Бк/;
Фм - средняя годовая длительность пребывания в м-том месте, Бк/м3;
Для открытого воздуха и воздуха хорошо проветриваемых помещений (кратность воздухообмена более 10 м3/ч на 1 м3 объема помещения) удельную активность (аОв-Воз) можно принять по радону-222; она колеблется в пределах 0,02-10 (в среднем 3) вне помещений и 5-25 - в помещениях.
Для воздуха плохо проветриваемых помещений удельную активность (аПпВоз) определяют из выражения:
аПпВоз=аОпВоз+аВыд/WПл, Бк/м3 (3-15)
где аОпВоз - удельная активность открытого наружного воздуха, Бк/м3;
аВыд - удельная скорость выделения радона из строительных конструкций и грунта в помещение (в расчете на 1 м3 объема помещения), Бк/(ч*м3); значения аВыд определяют путем измерений в конкретных помещениях;
WПл - кратность воздухообмена в помещении (м3/ч воздуха в расчете на 1 м3 объема помещения).
Удельную активность воздуха в кухне с включенной газовой плитой (аКухВоз) определяют из выражения:
аКухВоз=аОпВоз+аВыд/WКух+аГаз*VГаз/(VКух*WКух), Бк/м3 (3-16)
где WКух - кратность воздухообмена в кухне (м3/ч воздуха в расчете на 1 м3 объема помещения);
VКух - объем помещения кухни, м3;
VГаз - объем газа, сжигаемого в кухне (м3/ч);
а Газ - удельная активность газа, сжигаемого в кухне (Бк/м3).
Удельную активность воздуха в ванной комнате с включенным душем или ванной, заполненной водой (аВанВоз) определяют из выражения:
аВанВоз=аОпВоз+аВыд/WВан+аВод*VВод*gВод/(VВан*WВан), Бк/м3 (3-17)
где WВан - кратность воздухообмена (м3/ч воздуха в расчете на 1 м3 объема ванной комнаты) во время купания;
VВан - объем помещения ванной комнаты, м3;
VВод - расход воды в ванной комнате (м3/ч);
а Вод - удельная активность воды, Бк/м3;
g Вод - доля радона, выделившенося из воды в ванную комнату, доли единицы.
Обьем воздуха для оценки кратность воздухообмена можно определить по площади дверных или оконных проемов (или щелей в них при закрытых дверях и окнах), приняв среднюю скорость движения воздуха в "живом" сечении проемов (или щелей в них) в пределах 0,2-0,5 м/с (чем меньше "живое" сечение, тем меньше скорость движения воздуха в нем).
Подставив значения (для конкретно оцениваемых условий) в формулы (3-14)-(3-17), получим годовое поступление радона в организм человека. Аналогично выполнен расчет для космогенных радионуклидов.
Для упрощения расчетов по оценке количества радионуклидов, поступающих с пищей и водой, можно выполнить расчет только для калия-40, доля вклада которого (gКал) составдяет порядка 50-70% (gКал=0, 5-0,7) общего поступления радионуклидов с пищей и питьевой водой. Общее поступление радионуклидов с пищей и питьевой водой может быть ориентировочно оценено по формуле:
АОбщПищ = АКал/gКал, Бк/год (3-18)
где АКал - годовое поступление калия-40 в организм с пищей и питьевой водой, Бк/год.
Обьемы потребления основных компонентов питания "стандартного" человека массой 70 кг приведены в таблице 8 на 'ЛИСТе 6' EXEL.
3.2. Антропогенные источники радиации
3.2.1. Расчетные формулы и условные обозначения приведены ниже в табл. 4.
Таблица 4
Символ Единица
измерения Смысловое значение символа
НМедГод мЗв/год Общая (суммарная) годовая индивидуальная доза облучения отдельного человека (для всего тела) от ме-дицинских процедур (диагностика и лечение):
DМедГод мЗв/год DМедГод=Sk=1K(Dk)+Sl=1L(Нlntl)
Dk мЗв/проц известная доза облучения при отдельной k-той меди-цинской процедуре (диагностика или лечение)
К проц/год годовое число k-тых медицинских процедур, для кото-рых известна доза облучения
L проц/год годовое число l-тых медицинских процедур, для кото-рых неизвестна доза облучения, но известны средняя мощность дозы (Нl) и длительность l-той процедуры (tl)
Нl мЗв/с или мЗв/ч средние мощности дозы l-тых медицинских процедур
tl с или час длительность l-той процедуры
DБытГод мЗв/год Общая индивидуальная доза облучения отдельного человека (для всего тела) от используемых в быту, коммунально-бытовых и прочих источников радиации
DБытГод мЗв/год DБытГод=Sb=1B(Db)+10-3*Sб=1Б(Нбntб)
Db мЗв известная доза от отдельного b-го облучения бытовым или прочим источником
В облуч/год годовое число b-тых облучений, для которых известна доза облучения
Б облуч/год годовое число б-тых облучений бытовым или прочим источником, для которых неизвестна доза облучения, но известны средняя мощность дозы Нб и длительность б-го облучения (tб)
tб сек или ч длительность б-го облучения
Нб мкЗв/с или мкЗв/ч средняя мощность дозы облучения б-тым бытовым или др. источником
DТелГод Годовая доза от пребывания у телевизора
DТелГод мЗв/год DТелГод=10-3*SтэЭ(Кт*Фтэ*Lтэ-2,71)
Фтэ ч/год годовой фонд времени пребывания человека за т-тым типом телевизора на э-том расстоянии зрителя от экрана
Нтэ мкЗв/ч Мощность дозы, получаемой при просмотре т-го типа телевизора на э-том расстоянии от экрана Lэ
Нтэ мкЗв/ч Нтэ=0,015Кт*Lэ-2,71
Lэ м э-тое расстояние зрителя от экрана телевизора
Кт доли един. коэффициент, зависящий от типа телевизора:
КтЧб доли един. Кт"0,015 для черно-белого телевизора
КтЦв доли един. Кт"0,03 для цветного телевизора
ККомп доли един. Кт"0,03 для компьютера
DЧасГод мЗв/год Годовая доза от ношения часов со светящимся составом
DЧасГод мЗв/год НЧасГод=10-3*SчЧ(Фч*DчЧас)
НчЧас мкЗв/ч мощность дозы от часов со светящимся составом ч-го типа
DчЧасГод мЗв/год Годовая доза от ношения часов со светящимся составом
DЧасГод мЗв/год DЧасГод=10-3*SчЧ(Фч*НчЧас)
НчЧас мкЗв/ч мощность дозы от часов ч-го типа
Фтю ч/год годовой фонд времени ношения часов ч-го типа
h м н.у.м. высота над уровнем моря
Фh ч/год длительность (фонд) времени пребывания данного че-ловека на высоте h м над уровнем моря
Фh ч/год длительность (фонд) времени пребывания данного че-ловека на h-той высоте и на м-тых местах в помеще-ниях
НhВнеКос мкЗв/ч мощность дозы от внешнего (космического) излуче-ния; её, в зависимости от высоты места пребывания h, определяем по формулам (5-1)-(5-4)
НgмПрон мЗв/ч Мощность дозы внешнего g-излучения, проникшего к человеку (находящемуся в м-том месте помещения) сквозь строительные и др. материалы и конструкции, определиют как сумму (по всем э-тым участкам спек-тра) произведений НhВнешКосм*КоэПрох
НgмПрон мЗв/ч НgмПрон=0,001*НhВнешКосм*Sэ=1Э(ДозУчэ)
ДолПронУч доли един. Доля g-излучений э-го участка спектра, проникших к человеку, определяемая как сумма (по всем участкам небесной полусферы) произведений ДоУчСф*КоУчСф*б
ДолПронУчэ доли един. ДолПронУчэ=SэСф=1Сф(ДоУчСф*КоУчСф*бэ/100)
КмОсл доли един. Коэффициент ослабления внешнего фонового g-облучения в м-том месте помещения строительными конструкциями и материалами, из которых построено помещение
КоэПрох доли един. Доля прохождения (проникания к человеку) g-лучей э-го участка спектра внешнего g-излучения (величина, обратно пропорциональная коэффициенту ослабления: КоэПрох=1/КэОсл)
З число число слоев строительных и др. материалов, находящихся между человеком и -сф-тым участком небесной полусферы
dзСф см толщина з-го защитного слоя между человеком и -сф-тым участком небесной полусферы
Мюэз доли един. линейный коэффициент поглощения g-излучений э-го участка спектра з-тым защитным слоем строительных и др. материалов
КоэПрох доли един. КоэПрох = ехр[-Sз=1З(dзСф*мюэз)]
DgВнеГодКос мЗв/год Годовая индивидуальная доза от внешнего (космиче-ского) излучения
DgВнешГодКос мЗв/год мЗв/год
Энэ МэВ Энергия э-го участка спектра космических g-излучений
(бэh, % Доля э-го участка спектра в общей энергии g-излучений для высоты h
ДолПронУчэ доли един. Доля g-излучения э-го участка спектра, проникших к человеку, определили как сумму (по всем участкам небесной полусферы) произведений
ДоУчСф*КоУчСф*бэ
ДолПронУчэ доли един. ДолПронУчэ=SэСф=1Сф(ДоУчСф*КоУчСф*бэ/100)
ДолПронУчм доли един. Доля g-излучения всего спектра, проникающих к чело-веку, находящемуся в м-том месте помещения - сумма ДозУчэ по всем (М) участкам спектра
ДолПронУчм доли един. ДолПронУчм = Sэ=1Э(ДозУчэ)
КмОсл доли един. КмОсл=1/ДолПронУчм
НgмПрон мкЗв/ч Мощность дозы внешнего g-излучения, проникшего к человеку (находящемуся в м-том месте помещения) сквозь строительные и др. материалы и конструкции - сумма НhВнеКос*КоэПрох (по всем э-ым участкам спектра)
НgмПрон мЗв/ч НgмПрон = 0,001*НhВнешКосм*Sэ=1Э(ДозУчэ)
DgПом мЗв/ч Годовая индивидуальная доза от космического излучения, полученная внутри помещений - сумма значений (НgмПрон*Фhм) по времени нахождения на h-той высоте и на м-тых местах в помещениях
DgПом мЗв/год DgПом = Sh=1ВыSм=1М(НgмПрон*Фhм), мЗв/год
Вы число число h-тых интервалов высот над уровнем мор
М число число м-тых мест в помещениях
УчСф1 доли един. Доля участка небесной полусферы в её общей угловой площади
3.2.2. Используемые в быту и прочие источники радиации
Общую индивидуальную дозу облучения отдельного человека (для всего тела) от используемых в быту и прочих источников радиации (DБытГод) можно оценить по формуле:
DБытГод = Sb=1B(Нb) + 10-3*Sб=1Б(Dбntб), мЗв/год (3-19)
где Db - известная доза от отдельного b-го облучения бытовым или прочим источ-ником, мЗв;
В - годовое число b-тых облучений, для которых известна доза облучения, облуч/год;
Б - годовое число б-тых облучений бытовым или прочим источником, для кото-рых неизвестна доза облучения, но известны средняя мощность дозы (Dб, мкЗв/с или мкЗв/ч) и длительность б-го облучения (tб, в секундах или часах), облуч/год.
4. Структура таблиц EXEL
На 'ЛИСТе 1' (см. файл "ПримерРасчДозыEXEL.xls" на прилагаемой дискете) помещены:
1. Итоговая таблица "Общая годовая индивидуальная доза облучения от всех источников радиации".
2. Задание исходных данных для расчетов годовой дозы внешнего гамма-облучения.
На 'ЛИСТе 2' помещены:
Таблица 1 Расчет годовой индивидуальной дозы облучения от источников ра-диации, применяемых в медицине.
Таблица 2 Расчет годовой индивидуальной дозы облучения от бытовых, ком-мунально-бытовых и прочих источников радиации.
Таблица 3 Расчет годовой индивидуальной дозы облучения от от производст-венных источников радиации (на предприятии).
Таблица 4 Расчет годовой индивидуальной дозы облучения за счет радиоак-тивных выбросов АЭС для населения и др. людей.
Таблица 5 Расчет годовой индивидуальной дозы облучения населения за счет радиоактивных выбросов ТЭС.
Таблица 6 Годовая индивидуальная доза облучения населения от радиоак-тивных осадков из атмосферы.
Таблица 7 Годовая индивидуальная эквивалентная доза облучения от антропо-генных источников радиации.
На 'ЛИСТе 3' помещены:
Расчет годовой дозы внешнего гамма-облучения за анализируемый год.
А. Расчет годовой дозы внешнего гамма-облучения во время пребывания в транспорте.
а) Расчет годовой дозы внешнего гамма-облучения во время полета в самолё-тах.
б) Расчет годовой дозы внешнего гамма-облучения в наземном и водном транспорте.
Б. Расчет коэффициента ослабления внешнего гамма-излучения в помещении строительными конструкциями и материалами, из которых построено помеще-ние.
II. Расчет годовой дозы облучения от внутриорганизменных источников радиа-ции.
На ЛИСТе '4' приведена нормативная база для оценки дозы от антропогенных источников радиации:
Таблица 1 Данные для расчета годовой индивидуальной дозы облучения от ис-точников радиации, применяемых в медицине.
Таблица 2 Данные для расчета годовой индивидуальной дозы облучения от бытовых и прочих источников радиации.
Таблица 3 Данные для расчета годовой индивидуальной дозы облучения от производственных источников радиации (на предприятии).
Таблица 4 Данные для расчета годовой индивидуальной дозы облучения насе-ления за счет радиоактивных выбросов АЭС.
Таблица 5 Данные для расчета годовой индивидуальной дозы облучения насе-ления за счет радиоактивных выбросов ТЭС.
Таблица 6 Данные для расчета годовой индивидуальной дозы облучения насе-ления от радиоактивных осадков из атмосферы.
На ЛИСТе '5' приведена нормативная база для оценки дозы от естественных источников радиации:
Таблица 1 Данные о мощности дозы гамма-излучения от некоторых естествен-ных и искуственных источников радиации.
Таблица 2 Коэффициенты в формуле Нh=А+Б*(h/1000)С для расчета мощности космического гамма-излучения.
Таблица 3 Масса некоторых органов условного человека (mt, кг).
На ЛИСТе '6' приведены нормативные данные и вспомогательные расчеты для оценки дозы, получаемой от естественных источников радиации::
Таблица 1 Доля данного (э-го у) участка спектра в общей энергии гамма-излучений (бэh, в %) для высот h.
Таблица 2 Доля энергии (бэ, %) э-го участка спектра космических гамма-излучений для высоты h м н.у.м.
Таблица 3 Мюэз - значения линейного коэффициента поглощения гамма-излучений э-го участка спектра з-тым защитным слоем строительных и др. мате-риалов.
Таблица 4 Расчетные параметры бетонно-кирпичных 9-этажных зданий (4 этаж).
Таблица 5 Расчетные параметры деревянных 1-этажных домов.
Таблица 6 Расчетные параметры 1-этажных контейнеров, вагончиков.
Таблица 7 Масса некоторых органов условного человека (mt, кг).
Таблица 8 Данные по радиоактивности некоторых веществ, поступающих в организм человека.
Таблица 9 Расчет радиоактивности пищи оцениваемого человека.
5. Указания по заполнению таблиц EXEL своими данными
для выполнения расчетов
Для выполнения расчетов необходимо ввести свои данные за анализируемый год в копию таблицы EXEL, сделанную с файла "ПримерРасчДозыEXEL.xls", записанного на дискете, прилагаемой к данной рукописи.
_. На 'ЛИСТе 1' в разделе "Исходные данные для расчета годовой дозы внешнего гамма-облучения в транспортных средствах" (строки 113-149) запол-нить для каждого типа транспортных средств:
1) средняя высота над уровнем моря h (столбец D) и время пребывания в транспортных средствах Ф (столбец Е);
2) средняя толщина металла верхней полусферы корпуса транспортного сред-ства d11, см (столбец Н);
3) средняя толщина изолирующей обшивки верхней полусферы корпуса транс-портного средства d12, см (столбец I).
__. 1) В таблице 1 'ЛИСТа 2' (строки "27-98) заполнить столбец E своими личными данными по числу медицинских процедур (диагностика и лечение), по-лученных за анализируемый год.
__. 2) В табл 2 'ЛИСТа 2': 1) в ячейке D19 задать анализируемый год (напри-мер, 2006); 2) заполнить столбец D (строки 120-122 или др.), задав свое обычное расстояние от экрана телевизора и компьютера; 3) заполнить столбец Е (строки "107-138) своими личными данными по длительности (ч/год) действия бытовых, коммунально-бытовых и прочих источников радиации (Фб, ч/год) за анализируе-мый год.
__. 3) В табл. 3 'ЛИСТа 2' (строки "145-179) заполнить столбец F своими лич-ными данными за анализируемый год по длительности (ч/год) работы на пред-приятии (Фб, ч/год), выбрав в столбце А вид или место своих (или близких им по облучению работников) работ.
__. 4) В табл. 4 'ЛИСТа 2' (строки "186-198) заполнить столбец F своими лич-ными данными за анализируемый год по длительности (ч/год) своего проживания или пребывания в соответствующем (выбрать подходящие строки в таблице) рай-оне относительно расположения АЭС (в зонах соответствующего радивционного загрязнения от АЭС).
__. 5) В табл. 5 'ЛИСТа 2' (строки "206-218) заполнить столбец F своими лич-ными данными за анализируемый год по длительности (ч/год) своего проживания или пребывания в соответствующем (выбрать подходящие строки в таблице) рай-оне относительно расположения ТЭС (в зонах соответствующего радивционного загрязнения от ТЭС).
__. 6) В табл. 6 'ЛИСТа 2' (строки "226-258) заполнить столбец F по длитель-ности (ч/год) своего проживания или пребывания в соответствующем (выбрать подходящие строки в таблице) районе относительно расположения ЧАЭС и мест проведения ядерных взрывов (от 30 км до более 10000 км).
___. 1) В табл. 1 'ЛИСТа 3' (строки 25-58) заполнить столбец E своими личными данными за анализируемый год о длительности (ч/год) своего пребывания в разных местах, причем суммарное время пребывания может пре-вышать годовой фонд времени (8760 ч/год), поскольку человек, допустим, нахо-дясь в транспортном средстве или в стационарном помещении, может подвергать-ся облучению одновременно и от грунта или воды (с одной стороны), и от мате-риалов и оборудования помещения (с другой стороны).
___. 2) В табл. 2 'ЛИСТа 3' (строки 68-95) заполнить столбцы С (высота над уровнем моря, м н.у.м.) и E (длительность пребывания в разных местах, ч/год) своими личными данными за анализируемый год.
___. 3) В 'ЛИСТе 3' (строки 150-300) в "Расчете годовой дозы внешнего гамма-облучения при полетах в самолетах" заполнить своими данными за анализируе-мый год для каждого типа самолётов:
1) среднюю высоту полёта h =(столбец E);
2) среднюю толщину металла обшивки верхней полусферы корпуса самолёта d11, см (столбцы от D до Q);
3) среднюю толщину металла обшивки верхней полусферы корпуса полёта d12, см (столбецы от D до Q).
___. 4) В 'ЛИСТе 3' в "Расчете годовой дозы внешнего гамма-облучения в на-земном и водном транспорте" (строки 300-410) ввести свои данные аналогично расчету при полетах в самолетах.
___. 5) В 'ЛИСТе 3' в "Расчете годовой дозы внешнего гамма-облучения в стационарных помещениях" (строки 411-620) ввести свои данные аналогично расчету транспорте.
___. 6) В 'ЛИСТе 3' в "Расчете годовой дозы облучения от внутриорганизмен-ных источников радиации" (строки 620-820) заполнить:
1) ячейку C636 своими личными данными по средней массе своего тела;
2) ячейки F707, F710, F711, F712 своими личными данными по длительности пребывания: 1) на открытом воздухе и в хорошо проветриваемых помещениях; 2) в плохо проветриваемых помещениях, в том числе: а) в кухне с включенной газо-вой плитой; б) в ванной комнате с включенным душем или ванной, заполненной водой; в) в прочих плохо проветриваемых помещениях;
3) в табл "Объем помещений" (строки 714-720) заполнить ячейки "Размеры помещений, м: Длина Ширина Высота";
4) В подразделе "Расходы веществ источников радона" (строки 812-824) в столбце Е задать расходы воды в ванной комнате (Vвод, м3/ч) и газа, сжигаемого в кухне (Vгаз, м3/ч) в строках, соответствующих своим условиям за анализируемый год.
5) Для оценки обьема притока воздуха и кратности воздухообмена следует задать: а) размеры (длина, ширина, м) или площадь (м2) меньшего проема; б) ско-рость воздуха в проеме, м/с.
5) Для оценки количества радона, вдыхаемого с воздухом, надо выбрать из таблицы (строки 751-754) нужную (свою) среднюю скорость дыхания человека, Vдых, м3/ч.
_V. 1) В ЛИСТе '6' в таблицы 4, 5, 6 (строки 80-136) ввести толщину (столбцы E, H, K, N) и число (столбцы F, I, L, Q) слоев материалов для всех типов помеще-ний (для своих личных условий).
_V. 2) В таблице 9 (строки 234-272) заполнить столбец F своими личными данными по годовому потреблению пищевых веществ и питьевой воды (кг/год).
Просьба: В таблицах EXEL НИГДЕ НЕ ВСТАВЛЯТЬ СТРОК, поскольку это полностью нарушит режим работы программы!
6. Пример расчетной оценки вклада различных источников в создание
индивидуальной дозы облучения человека
Пример расчета индивидуальной дозы облучения человека по предлагаемой мето-дике приведен в файле "ПримерРасчДозыEXEL.xls", записанном на дискете, прилагаемой к данной рукописи. Итоговая таблица 5 с результатами расчета при-ведена ниже.
Таблица 5 (итоговая) Общая годовая индивидуальная доза облучения
от всех источников радиации за анализируемый год
Типы источников радиации Доза об-лучения
мЗв/год %
к дозе группы %
к общей
дозе
Всего: Общая годовая индивидуальная доза об-лучения от всех источников радиации 13,29 100
_. Антропогенные источники радиации всего 7,78 100 58,52
1. Источники радиации, применяемые в меди-цине 6,60 84,84 49,64
В том числе: Флюорография обычным персона-лом оборудованием наших больниц 5,00 64,27 37,61
Рентгенографии поясничного отдела позвоночника 1,60 20,57 12,03
2. Бытовые, коммунально-бытовые и прочие источники радиации 0,30 3,84 2,25
В том числе: Просмотр цветного телевизора - 600 ч/год, 1,5м от экрана 0,01 0,08 0,05
Работа за компьютером - 700 ч/год, 0,6м от экрана 0,08 1,08 0,63
3. Производственные источники радиации (на предприятии) 0,01 0,08 0,05
4. Радиоактивные выбросы АЭС для населе-ния и др. людей 0,01 0,19 0,11
5. Радиоактивные выбросы ТЭС 0,73 9,35 5,47
6. Доза облучения населения от радиоактив-ных осадков из атмосферы 0,13 1,71 1,00
__. Внешние естественные и естественно-антропогенные источники ра-диации
Общая доза от всех внешних - земных и вне-земных (космических) источников радиации 1,667 100,0 12,54
В том числе: I. От земных источников радиации 0,69 41,3 5,18
на поверхности горных пород 0,09 5,2 0,65
В том числе в антропогенных объектах 0,58 34,6 4,34
В том числе в зданиях 0,54 32,3 4,05
В том числе в транспорте 0,04 2,3 0,29
II. От внеземных (космических) источников 0,98 58,7 7,36
В том числе: Вне помещений всего 0,13 7,9 0,99
В помещениях всего 0,61 36,6 4,58
А. В стационарных помещениях всего 0,30 18,3 2,29
В том числе: В бетонно-кирпичных 9-этажных зданиях 0,25 15,0 1,88
В деревянных 1-этажных домах 0,03 1,9 0,24
В 1-этажных контейнерах, вагончиках 0,02 1,4 0,17
В том числе: В транспортных средствах всего 0,24 14,3 1,79
В наземном транспорте 0,02 1,3 0,17
В самолетах 0,21 12,8 1,60
2) Внутриорганизменные источники радиа-ции: всего 3,85 100,00 28,95
а) космогенные радионуклиды, образующиеся в основном в атмосфере и поступающие (глав-ным образом в виде углерода-14 и трития) с вдыхаемым воздухом
0,025
0,66
0,19
б) поступающие с питьевой водой и пищей (калия-40, полония-210, тритий и др.) 0,004 0,12 0,03
в) поступающие с радоном с вдыхаемым воз-духом 3,82 99,23 28,72
в том числе в закрытых, плохо проветриваемых поме-щениях
в том числе от выделения радона из строитель-ных материалов и грунта под зданием
3,65
94,81
27,45
от выделения радона в кухне из сжигаемого газа 0,35 9,06 2,62
от выделения радона из воды в ванной комнате 0,008 0,21 0,06
Как видно из таблицы 5, для оцениваемого человека самый большой ("59% общей дозы) вклад дают антропогенные (7,8 мЗв/год) (из которых "85% дают медицин-ские процедуры - диагностика и лечение) и "41% - естественные. Атомные техно-логия и энергетика (АЭС) и радиоактивные осадки из атмосферы в сумме создают "1,1% общей дозы; значительно больше вклад пыле-газовых выбросов и золы ТЭС ("5,5% общей дозы). Среди естественных источников радиации основной вклад создают внутриорганизменные (то есть, содержащиеся внутри тела человека и попавшие туда с пищей, водой, воздухом) источники земного происхождения (3,85 мЗв/год или 29% общей дозы), а также внешние (то есть, находящиеся вне организма человека) (1,67 мЗв/год или 12,5% общей дозы) источники земного (0,69 мЗв/год или 5,2% общей дозы) и космического (0,98 мЗв/год или 7,4% общей дозы) происхождения. Внутриорганизменные радионуклиды космического происхождения создают около 0,2% общей дозы.
Для предупреждения нестохастических эффектов МКРЗ рекомендовала ог-раничить локальное облучение каждого органа на уровне 500 мЗв/год, а хрустали-ка глаз - 300 мЗв/год, причем для соблюдения предельно допустимой дозы ПДД (НПЭЭД) предел годовой эквивалентной дозы для отдельных органов не должен превышать (мЗв/год): щитовидная железа и поверхность костной ткани - 1700; легкие и красный костный мозг - 400; молочные железы - 300; половые железы - 200; другие органы и ткани - 170. Общая годовая индивидуальная доза облучения оцениваемого человека ("13,3 мЗв/год) в десятки раз меньше этих рекомендаций МКРЗ и почти в 4 раза меньше предельно допустимой дозы (50 мЗв/год, которую получают очень немного людей) и находится в пределах естественного фона (наблюдаемого в ряде районов Земли, где проживают сотни миллионов людей) и дозы, которую получают "98% персонала АЭС (10-15 мЗв/год). Тем не менее, она почти в три раза выше верхнего предела дозы, рекомендуемого МКРЗ для "огра-ниченной части населения" радиационно загрязненных зон (типа 30-километровой зоны Чернобыля) (ПД=5 мЗв/год), который в 3-4 раза ниже естественного фона, наблюдаемого в ряде районов Земли, где проживает людей в тысячи раз больше, чем "ограниченная часть населения".
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Радиация. Дозы, эффекты, риск. -М.: Мир, 1988. -79с.
2. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. -М.: Энергоатомиздат, 1991, -352с.
3. Кимель Р.В., Машкович В.П. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. -М.: Атомиздат, 1972, -327с.
4. Маргулис У.Я. Атоная знергия и радиационная безопасность. -М.: Энергоатом-издат, 1988, -224с.
5. Авсеенко В.Ф. Дозиметрические и радиометрические приборы и измерения. -Киев: Урожай, 1990. -144с.; Спецвыпуск газеты "Советская торговля" от 16.04.1990.
6. Крыленко В.И. Источники радиации, действие радиации на человека (спра-вочные материалы).-Макеевка: МакИСИ, 1993. -80с.
7. Крыленко В.И., Крыленко И.В., Крыленко В.В., Дзагания Е.В. Сравнитель-ная оценка степени опасности и вредности источников радиации. -Донецк: ООО "Экотехнология", 2006. -47с. -Деп. в ГНТБ Украины.
8. Крыленко В.И., Крыленко И.В., Крыленко В.В., Дзагания Е.В. Оценка инди-видуальной дозы ионизирующего облучения человека. -Донецк: ООО "Экотехно-логия", 2006. -45с. -Деп. в ГНТБ Украины.
9. Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87. -М.: Энергоатомиздат, 1988, -44с.