После развала СССР с методиками измерений начался кавардак - контроль безопасности почему-то стал сферой услуг, который должен самоокупаться и выживать в условиях рынка. Методики стали чьей-то частной интеллектуальной собственностью. Многообразие форм проведения измерений и интерпретации их результатов создали почву для манипулирования общественным мнением, взращиванию недоверия к оценкам профессиональных специалистов радиологов. Хорошо, что не везде рыночные механизмы разрушили советский опыт единообразия, реалистичной простоты и прозрачности методического обеспечения. К примеру на сайте Института радиологии в Белоруссии размещена официальная методика МВИ.МН 2513-2006 по проведению радиационного контроля территорий, предприятий, рабочих мест, лесных и сельскохозяйственных угодий, зданий, сооружений, техники, транспорта, металлолома и т.д. Что называется, пользуйтесь люди добрые! Уточняйте: каким образом проводили измерения, какие прогнозируемые дозы облучения, какая компетентность и ответственность человека, вещающего об очередной радиационной страшилке.

http://www.rir.by/metodiki.html
Согласно МВИ.МН 2513-2006:
> При обследовании территории измерение мощности эквивалентной дозы гамма-излучения (МЭД) проводят на высоте 1 м от поверхности. (При проведении преддезактивационного обследования для участков с повышенным радиационным фоном дополнительно проводят измерения МЭД на высоте 2-3 см от поверхности.)
> При обследовании зданий и сооружений измеряют МЭД в каждом помещении (комнате) в пяти точках на высоте 1 м над уровнем пола (четыре измерения по углам помещения и одно в центре).
> Обследование оборудования, техники, транспортных средств включает измерение МЭД в характерных точках (кабина водителя, салон автомобиля, рабочее место обслуживающего персонала и т.д.).
> Обследование металлолома производят вблизи поверхности (на расстоянии не более 0,1 м) партии (фрагмента) металлолома (за вычетом величины природного фона).
> При аттестации рабочих мест специалистов, работающих с источниками ионизирующих излучений, измерения проводятся на высотах 0,1; 0,9 и 1,5 м от поверхности пола.
> Обследование транспортных контейнеров осуществляют на поверхности и на расстоянии 2 м от контейнера.
> Измерение МЭД от поверхности защитного блока с источником ионизирующего излучения производится на расстоянии 1 м.

Результаты измерения МЭД существенно зависят от расстояния до источника (радиационный калькулятор - http://www.radprocalculator.com/Gamma.aspx), а в методике указываются такие, чтобы результаты позволяли достоверно оценивать возможный ущерб для здоровья человека - эффективную дозу радиационного облучения, как меру риска возникновения отдалённых последствий облучения с учетом радиочувствительности различных органов.

P.S. В дополнение приведу выдержки из МАГАТЭ: в IAEA-TECDOC-1092/R «Руководство по мониторингу при ядерных или радиационных авариях» МАГАТЭ, Вена, 2002
"А1: Разведка в облаке
Держать дозиметр внутри машины над сидением при закрытом окне. При регистрации уровней мощности амбиентной дозы в 5 раз выше фона и более уведомить Специалиста-радиолога о вашем местоположении и показаниях прибора.
Используя соответствующий прибор с открытым (β+γ) и закрытым (γ) окном, провести радиационную разведку, разместив прибор на уровне пояса (примерно 1 м над поверхностью земли) и на уровне земли (примерно 3 см над поверхностью земли) в положении прибора детектором вниз.
Определить, поднято ли облако над землей, находится ли оно на уровне земли, или прошло над территорией, сравнивая показания прибора с данными таблицы...

А2: Разведка выпадений на землю
Перемещаясь (на машине) вперед по каждой дороге по направлению к загрязненной территории, начинать измерения из машины на нижнем диапазоне измерений (закрытое окно детектора), регистрировать участки, где уровень мощности амбиентной дозы в два раза превышает фоновый. Также регистрировать участки, где мощность дозы в 10 раз превышает фоновые значения (примерно 1 мкЗв/час) и участки, на которых мощность дозы увеличивается на 10 мкЗв/час, доходя до 1 мЗв/ч.

А3: Дозиметрия окружающей среды
Поместить два дозиметра ТЛД в герметичный пластиковый пакет и крепко закрепить их на стойке или подставке, обратив их по направлению к центру следа облака или источнику. Установить ТЛД на высоте примерно одного метра над землей. Не помещать ТЛД на всходы или в положение контакта с поверхностью земли.

А4: Мониторинг источника
При смешанном бета- и гамма-излучении следует измерять мощность дозы с открытым и закрытым окном для бета-излучения. Это даст относительное указание на уровень мощности дозы бета- и гамма-излучения
Если ожидается присутствие бета- или альфа- излучения, следует располагать прибор вблизи поверхности источника. Необходимо позаботиться о том, чтобы прибор не оказался загрязнен радионуклидами.

А5: Разведка поверхностного загрязнения
Для мониторинга альфа-излучения и мягкого бета-излучения расположить зонд близко к поверхности (расстояние от окна зонда до исследуемой поверхности не должно превышать 0.5 см).
Влажные поверхности могут экранировать альфа-излучение. Необходимо провести повторный мониторинг альфа-излучения на влажных поверхностях после того, как они высохнут, либо отобрать пробы поверхностей для лабораторного анализа.
Зарегистрировать показания, характеризующие альфа-, бета+гамма, бета- и/или гамма- излучения

Разведка загрязнения транспортных средств
Провести общую разведку транспортных средств на предмет бета+гамма-излучения, начиная с решетки радиатора, брызговиков с арками колес, бамперов, и шин …
Если при внешнем радиационном контроле транспортного средства обнаружено загрязнение выше фонового уровня … провести разведу внутренних поверхностей транспортного средства: сидений, половиков, подлокотников, руля, переключателя передач

А8: Индивидуальный мониторинг
А8а: Индивидуальная дозиметрия – внешняя
прикрепить индивидуальный дозиметр к нагрудному карману под защитной одеждой
Периодически (в соответствии с заранее согласованным расписанием) проверять показания вашего дозиметра

А8б: Мониторинг щитовидной железы
Поместить детектор NaI(Tl) у шеи и проводить измерение между кадыком и перстневидным хрящом (твердый хрящ вблизи гортани на передней поверхности шеи)

А8в: Индивидуальный мониторинг загрязнения
Поместить датчик примерно на 1 см над поверхностью тела человека, соблюдая предосторожность, чтобы не дотронуться до него/нее. Начиная с макушки головы, перемещать датчик вниз по одной стороне шеи, вдоль воротника, наружной стороны плеча, предплечья, запястья, руки, внутренней стороны поверхности руки, подмышечной впадины, боковой поверхности тела, ноги, обшлага брюк, обуви. Провести мониторинг внутренней поверхности ног и другой стороны тела, как указано на Рисунке А5. Провести мониторинг передней и задней поверхностей туловища. Обратить особое внимание на ступни, ягодицы, локти, руки и лицо. Датчик следует перемещать со скоростью примерно 5 см в секунду. Любое радиоактивное загрязнение будет выявлено, прежде всего, с помощью звукового индикатора.
Следует также провести мониторинг всех личных вещей.
..."
http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1092R_prn.pdf

Раньше были сборники методик для общего использования, утвержденные или согласованные с главным санитарным врачем СССР. Такие сборники были в Мин.обороне, ЦГСЭН и гидрометеослужбе. Поделитесь их сканами если у кого есть.

2.1. При прохождении через вещество узкого (парал­лельного) пучка γ-излучения его интенсивность J умень­шается по экспоненциальному закону. Из этого следует, что мощность поглощенной дозы .

где (см 2 /г) - массовый коэффициент истинного по­глощения анергии γ-излучения в данном веществе.

Для узкого пучка моноэнергетического γ-излучения с энергией Е γ (МэВ) имеет место соотношение между мощ­ностью поглощенной дозы в воздухе р (Гр/с) и плотностью потока фотонов φ (см -2 ·с -1):

(1)

где относится к воздуху. В табл. 1.3 приведены линей­ные коэффициенты ослабления μ и массовые коэффициен­ты поглощения μ am для воздуха, воды и свинца.

В случае немоноэнергетического γ-излучения в формулу (1.16) нужно подставить среднюю энергию фотонов E γ и усредненное по энергиям фотонов значение μ am .

Мощность поглощенной дозы направленного пучка γ-излучения в любом веществе, в том числе в мягкой биологи­ческой ткани (воде), определяется при подстановке в (1.16) вместо значения μ am для этого вещества.

Таблица 2.1.

Линейные коэффициенты ослабления μ (см -1)

и массовые коэффициенты поглощения энергии μ am (см 2 /г)

для узкого пучка γ-излучения

2.2. Соотношение между мощностью дозы и активностью источника γ-излучения. Активность радионуклида в ис­точнике измеряется в беккерелях, Бк. Внесистемная единица активности - кюри, 1 Ки = 3,7 10 10 Бк.

Пусть имеется точечный γ-источник активностью А (Бк), испускающий γ-излучение изотропно во все стороны пространства. Найдем мощность поглощенной дозы в (воз­духе на расстоянии R (м) от источника, пренебрегая погло­щением -у-излучения на пути от источника к данной точке. Поскольку плотность потока фотонов от точечного источ­ника убывает обратно пропорционально квадрату расстоя­ния, то мощность поглощенной дозы в воздухе р (Гр/с) равна

Здесь Г СИ - гамма-постоянная радионуклида, выраженная в единицах СИ - Гр·м 2 /(с·Бк). Она показывает, какую мощность поглощенной дозы в воздухе создает нефильтрованное γ-излучение точечного источника активностью 1 Бк на расстоянии 1 м. Величина гамма-постоянной зависит от схемы распада радионуклида и энергии его γ-излучения. В табл. 1.4 (последний столбец) приведены значения Г СИ для некоторых радионуклидов, выраженные в аГр·м 2 /(с·Бк); приставка а (атто) означает 10 -18 .

Таблица 2.2.

Характеристики γ- из лучения некоторых радиоактивных нуклидов

* Радий в равновесии с продуктами распада до RaD.

** То же при платиновом фильтре 0,5 мм.

Пример 1. Определить мощность поглощенной дозы γ-излучения в воздухе на расстоянии 2 м от точечного ис­точника 60 Со активностью 3,7-10 s Бк. Из табл. 14 нахо­дим Г СИ = 84,63·10 -18 Гр·м 2 / (с·Бк). По формуле (1.17): р = 3,7·10 8 ·84,63·10 -18:4 = 7,83·10 -9 Гр/с = 2,8·10 -5 Гр/ч.

Для расчета мощности экспозиционной дозы от точеч­ного γ-источника на практике применяют ионизационную гамма-постоянную.

Ионизационная гамма-постоянная Г радионуклида пока­зывает, какую мощность экспозиционной дозы р экс (Р/ч) создает нефильтрованное γ-излучение точечного изотропно­го источника активностью 1 мКи на расстоянии 1 см. Она выражается во внесистемных единицах - Р-см 2 /(ч-мКи). В табл. 1.4 приведены значения полной ионизационной гам­ма-постоянной Г для некоторых радионуклидов.

Соотношение между мощностью экспозиционной до­зы и активностью точечного γ -источника имеет следующий вид:

Здесь: р экс - мощность экспозиционной дозы (Р/ч), А - активность (мКи), r - расстояние (см), Г - полная иони­зационная гамма-постоянная (Р·см 2 /ч·мКи).

Пример 2. Определить мощность экспозиционной до­зы в условиях предыдущего примера (А = 10 мКи).

Из табл. 1.4 для 60 Со находим Г= 12,91 Р-см 2 /(ч·мКи). Так как А = 10 мКи, г = 200 см, то по формуле (1.18) р Экс = = 10-12,91: 40000 = 0,0032 Р/ч=3,2 мР/ч.

2.3. Для сравнения радиоактивных источников по ионизирующему действию их у-излучения часто используют внесистемную величину - гамма-эквивалент.

Гамма-экивалент источника М (или т Ra) - это ус­ловная масса точечного источника 226 Ra, создающего на данном расстоянии такую же мощность экспозиционной до­зы, как и данный источник [б]. Специальные единицы гам­ма-эквивалента: кг-экв Ra, г-экв Ra, мг-экв Ra.

Миллиграм-эквивалент радия (1 мг-экв Ra) - это гамма-эквивалент радиоактивного источника, Y-излучение которого при тождественных условиях измере­ния создает такую же мощность экспозиционной дозы, что и γ-излучение 1 мг Ra при платиновом фильтре толщиной 0,5 мм.

Установлено, что точечный источник радия массой 1 мг в равновесии с продуктами распада, заключенный в пла­тиновую оболочку толщиной 0,5 мм, создает на расстоянии 1 см мощность экспозиционной дозы 8,4 Р/ч. Следователь­но, такую же мощность дозы создает 1 мг-экв Ra любого радионуклида на расстоянии 1 см.

Поскольку величина М численно равна отношению мощ­ностей экспозиционных доз от данного источника я от 1 мг Ra на одном и том же расстоянии, то применяя формулу (3) для r =1см, получим

М=АГ/8,4, (4)

где М - гамма-эквивалент источника (мг-экв Ra),

А - активность (мКи),

Г - ионизационная гамма-постоянная [Р·см 2 /(ч·мКи)].

Пример 3 . Активность источника 137 Cs равна 10 мКи. Найти гамма-эквивалент источника М. Из табл. 1.4 Г = 3,26 Р·см 2 /(ч·мКи). По (1.19) М= 10-3,26: 8,4 = 3,88 мг-экв Ra.

И, наоборот, если известен гамма-эквивалент источника, то из формулы (3) можно найти активность А данного радионуклида.

Объединяя формулы (2) и (3), получаем соотно­шение между мощностью экспозиционной дозы и гамма-эк­вивалентом точечного источника:

где р экс выражается вР/ч, М - в мг-экв Ra, г - в см.

Умножив величину р экс, рассчитанную по формуле (5), на энергетический эквивалент рентгена 8,73 · 10 -3 Гр/Р, получим мощность поглощенной дозы от источника излучения в воздухе в условиях электронного равновесия, р (Гр/ч).

Пример 4 . Гамма-эквивалент точечного источника М =1 г-эквRa = 10 3 мг-экв Ra. Найти мощность экспозици­онной и поглощенной дозы в воздухе на расстоянии г = = 100 см от источника. По (5) р экс = 8,4-10 3: 10 4 = = 0,84 Р/ч. Мощность поглощенной дозы в воздухе при со­блюдении электронного равновесия р = 0,84 · 8,73· 10 -3 = 7,3 · 10 -3 Гр/ч = 7,3 мГр/ч.

Итак, мощность экспозиционной дозы р экс от точечного γ -источника находят по формулам (2) или (5). Мощ­ность поглощенной дозы в воздухе р определяют либо по формуле (1), либо умножая р экс на η.

2.4. На основании (1.11) между мощностью поглощен­ной дозы γ -излучения в биологической ткани р тк и в воз­духе р в имеется связь:

Для γ-излучения широком диапазоне энергии 0,1 - 3 МэВ отношение коэффициентов μ ат равно 1,09-1,11 (см. табл. 1.3) и, следовательно, с достаточной точностью мож­но принять р тк ≈1,1 р в.

Мощность эквивалентной дозы ^""Излучения в ткани по­лучим, имея в виду, что коэффициент качества /с=1. Для указанного выше диапазона энергии γ-фотонов

р экс = Р тк ·к=1,1· р в, (6)

где р в выражено в Гр/с, р экв - в Зв/с.

Навигация по статье:

В каких единицах измеряется радиация и какие допустимые дозы безопасны для человека. Какой радиационный фон является естественным, а какой допустимым. Как перевести одни единицы измерения радиации в другие.

Допустимые дозы радиации

• допустимый уровень радиоактивного излучения от естественных источников излучения , иначе говоря естественный радиоактивный фон, в соответствии с нормативными документами, может быть в течении пяти лет подряд не выше чем

  0,57 мкЗв/час

В последующие года, радиационный фон должен быть не выше  0,12 мкЗв/час



• предельно допустимой суммарной годовой дозой, полученной от всех техногенных источников , является
  

Величина 1 мЗв/год, суммарно должна включать в себя все эпизоды техногенного воздействия радиации на человека. Сюда входят все типы медицинских обследований и процедур, включает флюорографию, рентген зуба и так далее. Так же сюда относятся полеты на самолетах, прохождение через досмотр в аэропорту, получение радиоактивных изотопов с пищей и так далее.

В чем измеряется радиация

Для оценки физических свойств радиоактивных материалов применяются такие величины как:

• активность радиоактивного источника (Ки или Бк)
• плотность потока энергии (Вт/м 2)

Для оценки влияния радиации на вещество (не живые ткани) , применяются:

• поглощенная доза (Грей или Рад)
• экспозиционная доза (Кл/кг или Рентген)

Для оценки влияния радиации на живые ткани , применяются:

• эквивалентная доза (Зв или бэр)
• эффективная эквивалентная доза (Зв или бэр)
• мощность эквивалентной дозы (Зв/час)

Оценка действия радиации на не живые объекты

Действие радиации на вещество проявляется в виде энергии, которую вещество получает от радиоактивного излучения, и чем больше вещество поглотит этой энергии, тем сильнее действие радиации на вещество. Количество энергии радиоактивного излучения, воздействующего на вещество, оценивается в дозах, а количество поглощенной веществом энергии называется - поглощенной дозой .

Поглощенная доза - это количество радиации, которое поглощено веществом. В системе СИ для измерения поглощенной дозы используется - Грей (Гр).

1 Грей - это количество энергии радиоактивного излучения в 1 Дж, которая поглощена веществом массой в 1 кг, независимо от вида радиоактивного излучения и его энергии.

1 Грей (Гр) = 1Дж/кг = 100 рад

Данная величина не учитывает степень воздействия (ионизации) на вещество различных видов радиации. Более информативная величина, это экспозиционная доза радиации.

Экспозиционная доза - это величина, характеризующая поглощённую дозу радиации и степень ионизации вещества. В системе СИ для измерения экспозиционной дозы используется - Кулон/кг (Кл/кг) .

1 Кл/кг= 3,88*10 3 Р

Используемая внесистемная единица экспозиционной дозы - Рентген (Р):

1 Р = 2,57976*10 -4 Кл/кг

Доза в 1 Рентген - это образование 2,083*10 9 пар ионов на 1см 3 воздуха

Оценка действия радиации на живые организмы

Если живые ткани облучить разными видами радиации, имеющими одинаковую энергию, то последствия для живой ткани будут сильно отличаться в зависимости от вида радиоактивного излучения. Например, последствия от воздействия альфа излучения с энергией в 1 Дж на 1 кг вещества будут сильно отличаться от последствий воздействия энергии в 1 Дж на 1 кг вещества, но только гамма излучения . То есть при одинаковой поглощенной дозе радиации, но только от разных видов радиоактивного излучения, последствия будут разными. То есть для оценки влияния радиации на живой организм недостаточно просто понятия поглощенной или экспозиционной дозы радиации. Поэтому для живых тканей было введено понятие эквивалентной дозы.

Эквивалентная доза - это поглощённая живой тканью доза радиации, умноженная на коэффициент k, учитывающий степень опасности различных видов радиации. В системе СИ для измерения эквивалентной дозы используется - Зиверт (Зв) .

Используемая внесистемная единица эквивалентной дозы - Бэр (бэр) : 1 Зв = 100 бэр.

Коэффициент k
Вид излучения и диапазон энергий	Весовой множитель
Фотоны всех энергий (гамма излучение)	1
Электроны и мюоны всех энергий (бета излучение)	1
Нейтроны с энергией < 10 КэВ (нейтронное излучение)	5
Нейтроны от 10 до 100 КэВ (нейтронное излучение)	10
Нейтроны от 100 КэВ до 2 МэВ (нейтронное излучение)	20
Нейтроны от 2 МэВ до 20 МэВ (нейтронное излучение)	10
Нейтроны > 20 МэВ (нейтронное излучение)	5
Протоны с энергий > 2 МэВ (кроме протонов отдачи)	5
Альфа-частицы , осколки деления и другие тяжелые ядра (альфа излучение)	20

Чем выше "коэффициент k" тем опаснее действие определенного вида радиции для тканей живого организма.

Для более лучшего понимания, можно немного по-другому дать определение "эквивалентной дозы радиации":

Эквивалентная доза радиации - это количество энергии поглощённое живой тканью (поглощенная доза в Грей, рад или Дж/кг) от радиоактивного излучения с учетом степени воздействия (наносимого вреда) этой энергии на живые ткани (коэффициент К).

В России, с момента аварии в Чернобыле, наибольшее распространение имела внесистемная единица измерения мкР/час, отражающая экспозиционная дозу , которая характеризует меру ионизации вещества и поглощенную им дозу. Данная величина не учитывает различия в воздействии разных видов радиации (альфа, бета, нейтронного, гама, рентгеновского) на живой организм.

Наиболее объективная характеристика это - эквивалентная доза радиации , измеряемая в Зивертах. Для оценки биологического действия радиации в основном применяется мощность эквивалентной дозы радиации, измеряемая в Зивертах в час. То есть это оценка воздействия радиации на организм человека за единицу времени, в данном случае за час. Учитывая, что 1 Зиверт это значительная доза радиации, для удобства применяют кратную ей величину, указываемую в микро Зивертах - мкЗв/час:

1 Зв/час = 1000 мЗв/час = 1 000 000 мкЗв/час.

Могут применяться величины, характеризующие воздействия радиации за более длительный период, например, за 1 год.

К примеру, в нормах радиационной безопасности НРБ-99/2009 (пункты 3.1.2, 5.2.1, 5.4.4), указана норма допустимого воздействия радиации для населения от техногенных источников 1 мЗв/год .

В нормативных документах СП 2.6.1.2612-10 (пункт 5.1.2) и СанПиН 2.6.1.2800-10 (пункт 4.1.3) указаны приемлемые нормы для естественных источников радиоактивного излучения , величиной 5 мЗв/год . Используемая формулировка в документах - "приемлемый уровень" , очень удачная, потому что он не допустимый (то есть безопасный), а именно приемлемый .

Но в нормативных документах есть противоречия по допустимому уровню радиации от природных источников . Если просуммировать все допустимые нормы, указанные в нормативных документах (МУ 2.6.1.1088-02, СанПиН 2.6.1.2800-10, СанПиН 2.6.1.2523-09), по каждому отдельному природному источнику излучения, то получим, что радиационный фон от всех природных источников радиации (включая редчайший газ радон) не должен составлять более 2,346 мЗв/год или 0,268 мкЗв/час . Это подробно рассмотрено в статье . Однако в нормативных документах СП 2.6.1.2612-10 и СанПиН 2.6.1.2800-10 указана приемлемая норма для природных источников радиации в 5 мЗв/год или 0,57 мкЗ/час.

Как видите, разница в 2 раза. То есть к допустимому нормативному значению 0,268 мкЗв/час, без всяких обоснований применен повышающий коэффициент 2. Это скорее всего связано с тем, что нас в современном мире стали массово окружать материалы (прежде всего строительные материалы) содержащие радиоактивные элементы.

Обратите внимание, что в соответствии с нормативными документами, допустимый уровень радиации от естественных источников излучения 5 мЗв/год , а от искусственных (техногенных) источников радиоактивного излучения всего 1 мЗв/год.

Получается, что при уровне радиоактивного излучения от искусственных источников свыше 1 мЗв/год могут наступить негативные воздействия на человека, то есть привести к заболеваниям. Одновременно нормы допускают, что человек может жить без вреда для здоровья в районах, где уровень выше безопасного техногенного воздействия радиации в 5 раз, что соответствует допустимому уровню радиоактивного естественного фона в 5мЗв/год.

По механизму своего воздействия, видам излучения радиации и степени ее действия на живой организм, естественные и техногенные источники радиации не отличаются .

Все же, о чем говорят эти нормы? Давайте рассмотрим:

• норма в 5 мЗв/год, указывает, что человек в течении года может максимально получить суммарную дозу радиации, поглощённую его телом в 5 мили Зиверт. В эту дозу не входят все источники техногенного воздействия, такие как медицинские, от загрязнения окружающей среды радиоактивными отходами, утечки радиации на АЭС и т.д.
• для оценки, какая доза радиации допустима в виде фонового излучения в данный момент, посчитаем: общую годовую норму в 5000 мкЗв (5 мЗв) делим на 365 дней в году, делим на 24 часа в сутки, получим 5000/365/24 = 0,57 мкЗв/час
• полученное значение 0,57 мкЗв/час, это предельно допустимое фоновое излучение от природных источников, которое считается приемлемым.
• в среднем радиоактивный фон (он давно уже не естественный) колеблется в пределах 0,11 - 0,16 мкЗв/час. Это нормальный фон радиации.

Можно подвести итог по допустимым уровням радиации, действующим на сегодняшний день:

• По нормативной документации, предельно допустимый уровень радиации (радиационный фон) от природных источников излучения может составлять 0,57 мкЗ/час .
• Если не учитывать не обоснованный повышающий коэффициент, а также не учитывать действие редчайшего газа - радона, то получим, что в соответствии с нормативной документацией, нормальный радиационный фон от природных источников радиации не должен превышать 0,07 мкЗв/час
• предельно допустимой нормативной суммарной дозой, полученной от всех техногенных источников , является 1 мЗв/год.

Можно с уверенность утверждать, что нормальный, безопасный радиационный фон в пределах 0,07 мкЗв/час , действовал на нашей планете до начала промышленного применения человеком радиоактивных материалов, атомной энергетики и атомного оружия (ядерные испытания).

А в результате деятельности человека, мы теперь считаем приемлемым радиационный фон в 8 раз превышающий естественное значение.

Стоит задуматься, что до начала активного освоения человеком атома, человечество не знало, что такое раковые заболевания в таком массовом количестве, как это происходит в современном мире. Если до 1945 года в мире регистрировались раковые заболевания, то их можно было считать единичными случаями по сравнению со статистикой после 1945 года.

Задумайтесь , по данным ВОЗ (всемирной организации здравоохранения), только в 2014 году на нашей планете умерли около 10 000 000 человек от раковых заболеваний, это почти 25% от общего количества умерших, то есть фактически каждый четвертый умерший на нашей планете, это человек умерший от ракового заболевания.

Так же по данным ВОЗ, ожидается, что в ближайшие 20 лет, число новых случаев заболевания раком будет увеличено примерно на 70% по сравнению с сегодняшним днем. То есть рак станет основной причиной смертности. И как бы тщательно, правительство государств с атомной энергетикой и атомным оружием, не маскировали бы общую статистику по причинам смертности от раковых заболеваний. Можно уверенно утверждать, что основной причиной раковых заболеваний, является воздействие на организм человека радиоактивных элементов и излучений.

Для справки:

Для перевода мкР/час в мкЗв/час можно воспользоваться упрощенной формулой перевода:

1 мкР/час = 0,01 мкЗв/час

1 мкЗв/час = 100 мкР/час

0,10 мкЗв/час = 10 мкР/час

Указанные формулы перевода - это допущения, так как мкР/час и мкЗв/час характеризуют разные величины, в первом случае это степень ионизации вещества, во втором это поглощённая доза живой тканью. Данный перевод не корректен, но он позволяет хотя бы приблизительно оценить риск.

Перевод величин радиации

Для перевода величин, введите в поле нужное значение и выберете исходную единицу измерения. После ввода значения, остальные величины в таблице будут вычислены автоматически.

Все документы, представленные в каталоге, не являются их официальным изданием и предназначены исключительно для ознакомительных целей. Электронные копии этих документов могут распространяться без всяких ограничений. Вы можете размещать информацию с этого сайта на любом другом сайте.

Государственная система санитарно-эпидемиологического нормирования Российской Федерации

2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

Проведение радиационно-гигиенического обследования жилых
и общественных зданий

Методические указания

МУ 2.6.1.715-98

Санкт-Петербург

1998

1. Методические указания разработаны Федеральным радиологическим центром Санкт-Петербургского Научно-исследовательского института радиационной гигиены Минздрава РФ (Крисюк Э.М.. Терентьев М.В., Стамат И.П. и Барковский А.Н.) и Департаментом Госсанэпиднадзора Минздрава Российской Федерации (Иванов СИ.. Перминова Г.С. и Соломонова Е.П.)

2. Утверждены и введены в действие Главным Государственным санитарным врачом Российской Федерации 24 августа 1998 года

3. Введены впервые

в которой приняты обозначения: t 0,95 - значение коэффициента Стьюдента для доверительной вероятности Р = 0,95 (принимают по Приложению 5 в зависимости от числа повторных измерений N в данной точке); s i - среднеквадратичное отклонение результата измерения от среднего, i которое рассчитывается по результатам всех N повторных измерений в i -той точке по формуле: (3) - n -ое измерение МЭД гамма излучения в i -той точке. При использовании дозиметров интегрального типа EL-1101 (EL-1119) время измерения должно выбираться таким, чтобы случайная составляющая погрешности оценки значения результата измерения не превышала 20%. В этом случае значение считывается со шкалы приборов, а Δ 0 i определяется как произведение на статистическую погрешность измерений, считываемую со шкалы прибора. С поисковым радиометром (дозиметром) производят обход всех помещений обследуемого здания по периметру каждой комнаты, производят замеры на высоте 1 м от пола на расстоянии 5 - 10 см от стен, и по оси каждой комнаты, производя замеры на высоте 5 - 10 см над полом. При обнаружении локальных повышений показаний используемого прибора, производят поиск максимума и фиксируют в журнале его положение и показания прибора в точке максимума. Кроме того, в журнал заносят максимальные показания прибора в каждом помещении. Конкретные помещения (квартиры), подлежащие обследованию по , выбираются с учетом результатов проведенного предварительного обследования. При этом обязательно должны обследоваться те из них, в которых зафиксированы максимальные показания поисковых радиометров (дозиметров), а также обнаруженные точки локальных максимумов. 2.7. Измерения МЭД внешнего гамма-излучения в каждом обследуемом помещении выполняют в точке, расположенной в его центре на высоте 1 м от пола, а также в выявленных участках с максимальным значением МЭД гамма- излучения (). Число повторных измерений N выбирают из условия, чтобы случайная составляющая относительной погрешности оценки среднего значения результата измерения на превышала 20%: (5) Здесь: - оценка среднего значения результата измерения в помещении, а случайную составляющую погрешности результата измерения дельта для доверительной вероятности P = 0.95 рассчитывают по формуле: Δ = t 0.95 × s , мкЗв / ч (6) в которой приняты такие же обозначения, как и в выражении () Результат измерения МЭД гамма-излучения в данном помещении представляют в форме: МкЗв/ч.(7) Результаты всех измерений заносятся в рабочий журнал. где: - измеренное по - значение МЭД гамма-излучения на открытой местности, мкЗв/ч; Δ σ - суммарная погрешность оценки разности двух величин - и (мкЗв/ч), определяемая из выражения δ - предел относительной погрешности дозиметра, значение которого принимают по паспорту или свидетельству о поверке; t 0.95 (ν )- значение коэффициента Стьюдента для доверительной вероятности P = 0.95 при числе наблюдений ν ; ν - число степеней свободы, рассчитываемое по формуле: ,(10) в которой n - число повторных наблюдений при измерении и S 0 , а m - то же для и S , соответственно. При использовании дозиметров типа EL-1101 суммарная погрешность Δ σ определяется по формуле: ,(11) где s 0 и s - случайные составляющие погрешности результатов измерения и , соответственно, для доверительной вероятности P = 0.95, рассчитываемые дозиметрами EL-1101 и EL-1119. 2.11. Для эксплуатируемого здания вопрос о перепрофилировании его или отдельных его помещений решается в установленном законом порядке (с согласия жильцов или домовладельца и т.п.) местными органами власти по согласованию с территориальным центром госсанэпиднадзора, если максимальное значение измеренной мощности дозы превышает мощность дозы на открытой местности более, чем на 0.6 мкЗв/ч (п. 7.3.4. НРБ-96). 3. Контроль эквивалентной равновесной объемной активности изотопа радона 3.1. Контролируемой величиной в зданиях и сооружениях, согласно НРБ-96 , является среднегодовое значение эквивалентной равновесной объемной активности (ЭРОА ) изотопов радона ( - радона и - торона) в воздухе помещений, равное: ,(12) где (13) (14) где A RaA , A RaB , A RaC , A ThB , A ThC - объемная активность в воздухе RaA (), RaB (), RaC (), ThB (), ThC (), соответственно, в Бк/м 3 . 3.2. Допускается проводить оценку ЭРОА Rn по результатам измерений объемной активности радона (A Rn ). В этом случае для пересчета измеренных значений А Rn в значении ЭРОА Rn используется коэффициент F Rn , характеризующий сдвиг радиоактивного равновесия между радоном и его дочерними продуктами в воздухе: .(15) Значения F Rn определяют экспериментальным путем по результатам одновременных измерений A Rn и ЭРОА Rn . В расчетах по формуле (15) используют значения F Rn , характерные для данного региона, периода года и типа здания. При отсутствии экспериментальных данных о значении F Rn , его принимают равным 0.5. 3.3. В соответствии с пп. 7.3.3 и 7.3.4 НРБ-96 , среднегодовое значение ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений проектируемых и сдаваемых в эксплуатацию зданий жилищного и общественного назначения не должно превышать 100 Бк/м 3: Бк/м 3 ;(16) а в эксплуатируемых зданиях критерием необходимости проведения защитных мероприятий является невыполнение условия: Бк/м 3 (17) 3.4. При приемке в эксплуатацию зданий, как правило, не имеется возможности проводить измерения среднегодового значения ЭРОА изотопов радона, поэтому проводят оценку его верхней границы по результатам измерений за период до 1 - 2 недель с учетом коэффициента вариации во времени значения ЭРОА радона V Rn (t) и основных погрешностей применяемых средств измерений: Бк/м 3 ,() где Δ Rn и Δ Tn - погрешности определения ЭРОА радона и торона в воздухе соответственно, значения которых рассчитываются по формуле: Бк/м 3 (19) в которой ЭРОА i - измеренное значение ЭРОА радона (торона) в воздухе, а δ 0 - основная погрешность измерения, принимаемая по свидетельству о поверке (метрологической аттестации) средства измерения. Значение коэффициента вариации зависит от геолого-геофизических характеристик грунта под зданием, климатических особенностей региона, типа здания, сезона года, в течение которого проводились измерения, а также от продолжительности измерения (продолжительность пробоотбора) в используемой методике контроля. В качестве расчетных значений коэффициента вариации при проверке выполнения соотношения () принимают среднее значение V Rn (t) , определенное в процессе специальных исследований в данном регионе в зданиях различного типа, выполненных в разные сезоны года. При отсутствии данных о фактических значениях V Rn (t) их принимают по таблице 1 в зависимости от продолжительности измерения. Таблица 1 Продолжительность измерения ≤ 1 час 1 - 3 суток 1 - 2 недели 1 - 3 месяца Значение V Rn ( t ) Теплый сезон Холодный сезон 0.95 0.75 то в остальных выбранных для обследования помещениях измерения ЭРОА Tn не проводятся, а проверка выполнения условия () осуществляется с использованием среднего значения ЭРОА торона, вычисленного из сделанных измерений. Если условие (20) не выполняется, то во всех выбранных для обследования помещениях следует проводить измерения ЭРОА торона, а результаты этих измерений использовать при проверке выполнения условия (). 3.6. В качестве средств контроля ЭРОА радона и торона принимаются инспекционные и интегральные радиометры альфа-активных аэрозолей. Для контроля ЭРОА радона по величине объемной активности радона используются интегральные радиометры радона или мониторы объемной активности радона. При этом следует применять методы и средства измерений, позволяющие определять средние значения объемной активности радона за периоды времени не менее 3 суток. Технические и метрологические характеристики рекомендуемых типов приборов приведены в . 3.8. Измерения в выбранных для обследования помещениях вновь строящихся и реконструированных зданий проводятся после их предварительной выдержки (не менее 12 - 24 часов) при закрытых окнах и дверях (как в помещениях, так и в подъездах) и штатном режиме принудительной вентиляции (при ее наличии). Измерения рекомендуется проводить при наиболее высоком для данной местности барометрическом давлении и слабом ветре. Измерения с использованием интегральных средств измерений и мониторов радона допускается начинать одновременной с закрытием окон и дверей и запуском вентиляции в штатном режиме. Установку пассивных интегральных средств измерений ОА радона, мониторов радона и отбор проб воздуха при инспекционных измерениях следует производить в местах с минимальной скоростью воздухообмена, чтобы полученные результаты, по возможности, характеризовали максимальные значения ОА или ЭРОА радона и торона в данном помещении. При измерениях приборы следует располагать: не ниже 50 см от пола, не ближе 25 см от стен и 50 см от нагревательных элементов, кондиционеров, окон и дверей. В каждом обследуемом помещении (квартире) проводится, как правило, одно измерение ЭРОА изотопов радона. При больших размерах обследуемого помещения количество измерений увеличивается из расчета: одно измерение на каждые 50 квадратных метров. 3.9. В зависимости от результатов измерений и основанной на них оценке верхней границы среднегодового значения ЭРОА изотопов радона принимаются следующие решения: Помещения отвечают требованиям НРБ-96 ; Необходимо провести дополнительные исследования (при этом указывается, какие и в каком количестве); Необходимо проведение защитных мероприятий (по снижению гамма-фона, по снижению ЭРОА радона или оба мероприятия одновременно); Здание (часть помещений здания) следует перепрофилировать (или снести). 3.9.1. Если во всех обследованных помещениях (не считая подвальных помещений) выполняется условие (), то здание можно считать радонобезопасным и удовлетворяющим нормативу, приведенному в НРБ-96 . 3.9.2. Если в некоторых обследованных помещениях (исключая подвальные) не выполняется условие (), но при этом во всех них выполняется соотношение: Бк/м 3 () то в этих помещениях проводят повторные измерения ОА радона с использованием интегральных средств при большем времени экспозиции (не менее 2 недель) для уменьшения коэффициента вариации V Rn (t) и ЭРОА торона (при заметном его вкладе) с использованием приборов, имеющих меньшее значение основной погрешности, или многократно повторяя измерения (желательно в разное время суток) с последующим усреднением результатов измерений. При этом объем измерений для каждого помещения, как минимум, утраивается. 3.9.2.1. Если в результате повторного обследования оказалось, что в данных помещениях выполнено условие (), то здание считается радонобезопасным. 3.9.3. Если в результате первичного обследования выбранных помещений оказалось, что в ряде из них (исключая подвальные помещения) не выполняются одновременно условия () и (), то проводятся мероприятия по . 3.9.4. После реализации защитных мероприятий в помещениях, где они проводились, осуществляется повторная серия измерений, оценивается верхняя граница среднего значения ЭРОА изотопов радона в данных помещениях (квартирах) и проверяется выполнение для них условия (). Примечание: Если в качестве одной из защитных мер принято дополнительное оборудование здания специальными вентиляторами или устройствами, то повторная серия измерений проводится при включенных дополнительных устройствах, работающих в штатном режиме. 3.9.5. Если после реализации защитных мероприятий в сдаваемом в эксплуатацию здании условие () не выполняется в ряде помещений (квартир), то решается вопрос о перепрофилировании или реконструкции в целом здания или отдельных его помещений (квартир). 3.10. При проведении обследования в эксплуатируемых зданиях выбор помещений (квартир) для проведения измерений зависит от конкретной ситуации, требований Заказчика (домовладельца, администрации и т.п.) и должен согласовываться с территориальным центром госсанэпиднадзора. При отсутствии каких-либо чрезвычайных ситуаций (наличие информации о локальных источниках радона, прогнозируемом превышении норматива и т.п.) и требований Заказчика обследовать конкретные помещения выбор (в случае обследования здания) подлежащих обследованию помещений (квартир) проводится также, как и при приемке их в эксплуатацию (). 3.11. В эксплуатируемых зданиях, как правило, определение среднегодового значения ЭРОА изотопов радона в выбранных помещениях (квартирах) производится на основе двукратных измерений ОА радона в холодный и теплый сезоны года общей продолжительностью 4 - 6 месяцев с использованием интегральных (трековых или электретных) средств. Учет дочерних продуктов торона производится согласно В том случае, если не выполняется условие (), в данных помещениях проводят многократные измерения ЭРОА торона в разное время суток и время года и оценивают среднее арифметическое значение, которое в дальнейшем используют в качестве оценки среднегодового значения. При этом измерения проводятся при обычном режиме функционирования обследуемых помещений, а при наличии принудительной вентиляции - при штатном режиме ее работы. 3.12. При двукратных измерениях ОА радона по п. 3.11 среднегодовое значение ЭРОА изотопов радона вычисляется как среднее арифметическое. При этом должно соблюдаться условие: Бк/м 3 (22) где Δ Rn и Δ Tn - погрешности среднегодовых значений ЭРОА радона и торона, соответственно, учитывающие основную погрешность использованных средств измерений. В случае однократных измерений ОА (ЭРОА ) радона и ЭРОА торона производят, как и при приемке зданий в эксплуатацию, оценку верхней границы среднегодового значения ЭРОА изотопов радона, используя соотношение (), правая часть которого заменена на 200 Бк/м 3 , и . Приложение 1 Форма протокола радиационного обследования (Наименование организации и лаборатории) _______________________________________________________________________________ (N Аттестата об аккредитации и срок его действия) Протокол радиационного обследования N ___ от "___" _______________ 199_ г. Наименование объекта, его адрес __________________________________________________ _______________________________________________________________________________ Назначение объекта (жилое или общественное здание) ________________________________ Цель обследования объекта: Приемка в эксплуатацию после завершения строительства; Приемка в эксплуатацию после реконструкции или капремонта; Обследование эксплуатируемого здания. Заказчик_______________________________________________________________________ Проект здания (тип, серия) _______________________________________________________ Характеристика объекта: Год постройки (реконструкции, капремонта) __________. Количество этажей ______ Тип фундамента ____________________________ Использованные стройматериалы _________________________________________________________________________ Система вентиляции в здании: Система вентиляции помещений: Естественная,- принудительная,- кондиционирование. Средства измерения: № п/п Тип прибора Зав. № № свидетельства о госпроверке Срок действия свидетельства Кем выдано свидетельство Основная погрешность измерения Нормативно-методическая документация, использованная при проведении измерений (МВИ, номер и дата утверждения, кем утверждено) __________________________________ _______________________________________________________________________________ Условия проведения измерений: Состояние принудительной вентиляции (кондиционеров): Подвал:- штатный режим работы,- нештатный режим работы. Остальные помещения здания: Штатный режим работы,- нештатный режим работы. Окна, двери помещений и подъездов закрыты,- открыты. Указывать не обязательно: Температура воздуха: в помещениях - _________°С, вне здания - ________°С Барометрическое давление, скорость ветра _______________________________ Результаты измерений: 1. МЭД внешнего гамма-излучения на открытой местности № п/п Место измерения Зав. № дозиметра Дота измерения Среднее значение Н 0, i , мкЗв/ч Минимальное значение Н 0 , мкЗв/ч Погрешность Δ 0 , мкЗв/ч 2. МЭД внешнего гамма-излучения в помещениях № п/п Зав. № дозиметра Дата измерения Показания поискового прибора * Результат измерения Н , мкЗв/ч Погрешность Δ , мкЗв/ч Н-Н 0 +Δ t , мкЗв/ч. * приводится без указания погрешности. 3. ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений № п/п Место измерения: этаж, № помещения, назначение Дата (период) измерения Бк/м 3 Бк/м 3 Максим. среднегодовая С max , Бк/м 3 ЭРОА± Δ Rn ЭРОА± Δ Tn Использованное при расчетах C max значение V Rn ( t ) = ___________________________________. Примечание: . Лицо, ответственное за проведение обследования: Должность _____________________ Ф.И.О. ____________________________ Подпись _____________________________ Зав. лабораторией Ф.И.О. ____________________________ Подпись _____________________________ Приложение 2 (справочное) Перечень дозиметрических приборов, рекомендуемых для проведения измерений мощности экспозиционной дозы гамма-излучения N п/п Тип прибора Тип детектора Фирма (страна) Измеряемые величины Пределы измерений Диапазон энергий МэВ мкР/ч ДРГ-01Т Счетчики Гейгера Россия МЭксД 0.01-100 мР/ч 0.05-3.0 8 ¸ 9 ДБГ-06Т Счетчики Гейгера Россия МЭквД 0.1-1000 мкЗв/ч 0.05-3.0 8 ¸ 9 МЭксД 0.01-100 мР/ч 1101 Nal (Т l ) сцинтиллятор АТОМТЕХ (Беларусь) МЭксД 0.005-100 мР/ч 0.04-3.0 1.5 ¸ 2 МЭквД 0.05-1000 мкЗв/ч Еср 0.06-1.5 МэВ 1119 Пластиковый сцинтиллятор АТОМТЕХ (Беларусь) МэксД 0.005-10(6) мР/ч 0.05-10.0 1.5 ¸ 2 МПД 0.05-10 (7) мкГр/ч 0.05-10.0 МэквД 0.05-10 (7) мкЗв/ч 0.02-10.0 ЭксД 5 мкР-1000 Р 0.05-10.0 пд 0.05 мкГр/ч - 10 Гр 0.05-10.0 ЭквД 0.05 мкЗв/ч - 10 Зв 0.02-10.0 МЭксД - мощность экспозиционной дозы МЭквД - мощность эквивалентной дозы МПД- мощность поглощенной дозы в воздухе ЭксД- экспозиционная доза ЭквД- эквивалентная доза ПД- поглощенная доза в воздухе Еср.- средняя энергия фотонного излучения Собственный фон и отклик на космическое излучение в единицах МЭксД Гамма-монитор EL-1101 является высокочувствительным гамма-дозиметром с микропроцессорной обработкой результатов измерений. Он позволяет измерять как мощности экспозиционной и эквивалентной доз, так и среднюю энергию гамма-излучения. Он представляет собой 9-ти канальный сцинтилляционный Na l гамма-спектрометр, откалиброванный как дозиметр с неравномерностью чувствительности во всем энергетическом диапазоне менее 10%. Дозиметр позволяет запомнить до 100 результатов измерений и передавать их непосредственно в ПЭВМ по последовательному интерфейсу RS-232. Прибор имеет поисковый режим, позволяющий использовать его и в качестве поискового радиометра. Гамма-дозиметр EL-1119 отличается от EL-1101 тем, что имеет пластиковый сцинтиллятор и позволяет измерять мощность экспозиционной, поглощенной в воздухе и эквивалентной дозы рентгеновского и гамма-излучений в диапазоне энергий 0.02 - 10 МэВ. Кроме того, он позволяет измерять и соответствующие дозы. По набору сервисных функций он аналогичен прибору EL-1101. Приложение 3 (справочное) Таблица Перечень средств измерений, рекомендуемых для измерений ОА и ЭРОА радона в воздухе зданий и сооружений N п/п Наименование и тип прибора Тип детектора Фирма (страна) Измеряемая величина Диапазон и погрешность измерений Автоматизация обработки 1 Интегральные средства измерений ОА и ЭРОА радона в воздухе Трековый Комплекс "КСИРА 2010Z" "Радон-Сервис" (Россия) Интегральная ОА радона в воздухе Диапазон экспозиций 200 ¸ 3×10 5 Бк×м (-3) ×сутки с погрешностью ≤ 25% есть Трековый Комплекс "ТРЕК-РЭИ-1" Нитрат-целлюлозный пленочный трековый детектор НИИЦ РБ КО (Россия) Интегральная ОА радона в воздухе Диапазон экспозиций 200 ¸ 3×10 5 Бк×м (-3) ×сутки с погрешностью ≤ 25% нет 2 Квазиинтегральные средства измерений ОА и ЭРОА радона в воздухе Угольные адсорберы "НИТОН" (Россия) Квазиинтегральная ОА радона в воздухе Диапазон измерения ОА радона при экспозиции 1-6 суток от 10 Бк/м 3 нет Радиометр радона РГГ-01Т Угольные адсорберы НИИ ПММ (Россия) Квазиинтегральная ОА радона в воздухе Диапазон измерения ОА радона 40 ¸ 2×10 5 Бк/м 3 , с погрешностью ≤ 30% нет Радиометр радона РМ-2000 (RTM-2010) ППД с электростатическим осаждением Ро-218 (Ро-218//Ро-212) SARAD (Германия) (ЗАО КПЦЕ) Квазиинтегральная ОА радона и торона в воздухе Диапазон измерения ОА радона 1 ¸ 1×10 7 есть 3 Средства измерений ОА и ЭРОА радона мгновенного типа 3.1 Радиометры аэрозолей ДПР и ДПТ 3.1.1 Радиометр "РАМОН-01" Спектрометрический ППД "Соло" (Казахстан) ОА аэрозолей ДПР и ДПТ Диапазон измерения ЭРОА радона 4 ¸ 2×10 5 Бк/м 3 ,с погрешностью ≤30% есть 3.1.2 Многофункциональный комплекс "Камера", аэрозольный модуль "НИТОН" (Россия) ОА аэрозолей ДПР и ДПТ Диапазон измерения ОА ДПР от 1 Бк/м 3 и более; АО ДПТ от 0,1 Бк/м 3 и более нет 3.1.3 Радиометр "РАА-02" Спектрометрический ППД СПб НИИРГ (Россия) ОА аэрозолей ДПР и ДПТ Диапазон измерения ЭРОА радона 15 ¸ 2×10 5 Бк/м 3 , с погрешностью ≤25% есть 3.1.4 Радиометр "РГА-01Т" Сцинтилляционный детектор НИИ ПММ (Россия) ОА аэрозолей ДПР и ДПТ Диапазон измерения ЭРОА радона 15 ¸ 2×10 5 нет 3.2 Радиометры радона 3.2.1 Радиометр радона РРА-01М (и более поздние модификации - 03, О3М) ППД с электростатическим осаждением МТМ "Защита" (Россия) ОА радона в воздухе Диапазон измерения ОА радона от 20 до 2×10 5 Бк/м 3 , с погрешностью 40 - 20% (есть в более поздних моделях) 3.2.2 Многофункциональный комплекс "Камера" Угольные адсорберы "НИТОН" (Россия) ОА радона в воздухе Диапазон измерения ОА радона от 10 Бк/м 3 и более нет 3.2.3 Радиометр радона РГГ-01Т Угольные адсорберы НИИ ПММ (Россия) ОА радона в воздухе Диапазон измерения ОА радона 40¸ 2×10 5 Бк/м 3 , с погрешностью ≤30% нет 3.2.4 Радиометр радона RM-2000 (RTM-2010) ППД с электростатическим осаждением SARAD (Германия) (ЗАО КПЦЕ) Квазиинтегральная OA радона и торона в воздухе Диапазон измерения ОА радона 1 ¸ 1×10 7 Бк/м 3 , погрешность зависит от времени измерения есть 4 Мониторы радона и аэрозолей ДПР в воздухе Радон-монитор " Alpha GUARD PQ 2000" Импульсная ионизационная камера с 3d-спектрометрической обработкой сигнала Непрерывное измерение ОА Диапазон измерения ОА радона 2¸ 2×10 6 Бк/м 3 , с погрешностью ≤10% (время измерения на уровне 2 Бк/м 3 – не менее 24 ч) есть Радон-монитор " Alpha GUARD PQ 2000- T & N " Детектор по п. 3.1 с TTL -входом и аэрозольным модулем "WLM-02T&N" "Genitron Instrument" (Германия ) Непрерывное измерение ОА радона, температуры, давления и относит. влажности воздуха Диапазон измерения по ОА в соответствии с п. 4.1. Диапазон измерения ЭРОА радона 5¸ 2×10 5 Бк/м 3 , с погрешностью ≤10% есть Радон-монитор " Alpha GUARD PQ 2000- S " в комплекте с почвенным зондом "Soil-Kit", глубина отбора проб 20 - 100 см Импульсная ионизационная камера с 3d-спектрометрической обработкой сигнала "Genitron Instrument" (Германия ) Непрерывное измерение ОА радона, температуры, давления и относит. влажности воздуха Диапазон измерения ОА радона в почвенном воздухе 1000 ¸ 2×10 6 Бк/м 3 , с погрешностью ≤10% (время 1 измерения не более 15 – 20 минут) есть Монитор радона и ДПР серии EQF-30хх р адон ППД с электростатическим осаждением ; связанная и свободная фракции ДПР SARAD (Германия) (ЗАО КПЦЕ) ОА радона и ДПР в воздухе; возможно также измерение ОА торона Диапазон измерения ОА радона и каждого из ДПР 5 ¸ 1×10 7 Бк/м 3 , с погрешностью, зависящей от времени измерения есть Средства измерений данного типа, кроме основной, могут иметь дополнительную погрешность, значение которой зависит главным образом от относительной влажности воздуха в контролируемом помещении. Кроме того, на результаты измерений может оказывать существенное влияние характер измерения ОА радона в помещении, причем связанная с этим дополнительная погрешность контролю практически не поддается. Приложение 4 Оценка потенциала радоноопасности территорий Оценка потенциальной радоноопасности территории застройки вблизи обследуемого здания определяется следующими факторами, перечисленными ниже в порядке убывания своей значимости: - ЭРОА или ОА изотопов радона в принимаемых в эксплуатацию или эксплуатируемых зданиях, расположенных на данной территории застройки вблизи обследуемого здания; Плотностью потока (интенсивностью эксхаляции) j (мБк/с × м 2) радона с поверхности земли; - ОА радона С Rn в почвенном воздухе на глубине 1 метра от поверхности земли; Удельной активностью радия-226 С Ra в слоях пород геологических разрезов. В таблице 1 дана приближенная оценка потенциальной радоноопасности территорий, разбитой на 3 категории. Допускается производить оценку потенциальной радоноопасности Таблица 1 ЭРОА изотопов радона, Бк/м 3 Плотность потока радона j , мБк/с×м 2 ОА радона С Rn , кБк/м 3 С Ra , Бк/кг < 25 < 20 < 10 < 100 25 - 100 20 - 80 10 - 40 100 - 400 > 100 > 80 > 40 > 400 В таблице 1 дана приближенная оценка потенциальной радоноопасности территорий, разбитой на 3 категории. Допускается производить оценку потенциальной радоноопасности территории застройки на основе известного значения одного из четырех факторов, приведенных в таблице 1. Если известны значения двух и более факторов, приведенных в таблице 1, то потенциальную радоноопасность территории вблизи обследуемого здания оценивают по значению, соответствующему наибольшей степени потенциальной радоноопасности. В таблице 2 приведен минимальный объем радиационного контроля в зависимости от степени потенциальной радоноопасности территории вблизи обследуемого здания, содержания 226 Ra в стройматериалах и засыпке, конструкции фундамента, наличия вентиляции в подвальном пространстве, назначения здания. Таблица 2 Число помещений на различных этажах (в процентах от их общего числа на каждом этаже), подлежащих обследованию. Для подвального помещения приведено количество точек измерений, которое также зависит и от общей площади подвала. Факторы, определяющие объем контроля Подвал Первый этаж Верхний этаж Другие этажи Столбчатый фундамент без ограждающих подполье конструкций; Принудительная вентиляция подполья и помещений Сплошная монолитная фундаментная железобетонная плита; Отсутствие вентиляции подполья Отсутствие подпольного пространства; Обследуются школьные и дошкольные учреждения, односемейные дома и коттеджи 5-10 Приложение 5 (справочное) 1		63.657	13	2.160	3.012	25	2.060	2.787
2	4.303	9.925	14	2.145	2.977	26	2.056	2.779
3	3.182	5.841	15	2.131	2.947	27	2.052	2.771
4	2.776	4.604	16	2.120	2.921	28	2.048	2.763
5	2.571	4.032	17	2.110	2.898	29	2.045	2.756
6	2.447	3.707	18	2.101	2.878	30	2.043	2.750
7	2.365	3.499	19	2.093	2.861	40	2.021	2.704
8	2.306	3.355	20	2.086	2.845	60	2.000	2.660
9	2.262	3.250	21	2.080	2.831	120	1.980	2.617
10	2.228	3.169	22	2.074	2.819	>120	1.960	2.576
11	2.201	3.106	23	2.069	2.807
12	2.179	3.055	24	2.064	2.797

где: N 0 и N k - число повторных измерений на открытой местности (в пункте с наименьшим средним значением МЭД) в k -ом помещении, соответственно.

1

1 ФГАОУ ВПО «Южный федеральный университет»

Проведена оценка мощности эквивалентной дозы гамма-излучения природных и урбанизированных территорий Ростовской области, Краснодарского края и республики Адыгея. Представленные результаты в целом соответствуют среднемировым значениям гамма-фона. В отдельных районах были выявлены отклонения от типичных значений. Приведено объяснение полученных результатов для природных и урбанизированных территорий. В районах проведения исследований на территории республики Адыгея были обнаружены аномалии, в которых измеренные значения сильно отличались от средних показателей. Оценены годовые значения эквивалентной дозы для исследованных территорий. На основании полученных сведений был сделан вывод о необходимости дальнейших радиоэкологических наблюдений в данном регионе. Подчеркнута важность работы по выявлению радиоактивных аномалий с целью предотвращения получения излишней дозовой нагрузки населением.

гамма-излучение

эквивалентная доза

природные территории

промышленные территории

1. Джамилова С.М. Оценка характеристик гамма-поля территорий городов и поселков Акмолинской области // Вестник Алтайского государственного аграрного университета. – 2011. – № 9 (83).– С. 51–54.

2. Давыдов М.Г. Радиоэкология: учебник для вузов. / М.Г. Давыдов, Е.А. Бураева, Л.В. Зорина, В.С. Малышевский, В.В. Стасов. – Ростов-н/Д.: Феникс, 2013. – 635 с.

3. СанПин 2.6.1.2523-09 Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). Утверждены и введены в действие постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации Г.Г. Онищенко от 7 июля 2009 г № 47 с 01 сентября 2009 г.

4. Chernyago B.P. Current radiation environment in the Central Ecological Zone of the Baikal Natural Territory / B.P. Chernyago, A.I. Nepomnyashchikh, V.I. Medvedev // Russian Geology and Geophysics. – 2012. – Vol. 53. – P. 926–935.

5. Chougankar M.P. Profiles of doses to population living in the high background radiation areas in Kerala / M.P. Chougankar, K.P. Eappen, T.V. Ramachandran // J. Environ. Radioact. – 2003. – № 71. – P. 275–295.

6. Fasasi M.K. Natural radioactivity of the tar-sand deposits of Ondo State, Southwest Nigeria / M.K. Fasasi, A.A. Oyawale, C.E. Mokobia, P. Tchosossa, T.R. Ajayi, F.A. Balogun // Nucl. Instrum. and Methods. – 2003. – № 505. – P. 449–453.

7. Gupta M. Measurement of natural radioactivity and radon exhalation rate in fly ash samples from a thermal power plant and estimation of radiation doses. / M. Gupta, A.K. Mahur, R. Varshney, R.G. Sonkawade, K.D. Verma, R. Prasad. // Radiation Measurements. – 2013. Vol. 50. – P. 160–165.

8. Hewamanna R. Natural radioactivity and gamma dose from Sri Lankan clay bricks used in building construction. / R. Hewamanna, C.S. Sumithrarachchi, P. Mahawatte, H.L.C. Nanayakkara, H.C. Ratnayake // Appl. Rad. Isotopes. – 2001. – Vol. 54. – P. 365–369.

9. Isinkaye O.M. Radiometric assessment of natural radioactivity levels of bituminous soil in Agbabu, southwest Nigeria // Radiation Measurements. – 2008. – Vol. 43. – P. 125–128.

10. Ravisankar R. Measurement of natural radioactivity in building materials of Namakkal, Tamil Nadu, India using gamma-ray spectrometry / R. Ravisankar, K. Vanasundari, A. Chandrasekaran, A. Rajalakshmi, M. Suganya, P. Vijayagopal, V. Meenakshisundaram // Appl. Rad. and Isotopes. – 2012. – Vol. 70. – P. 699–704.

11. Sabyasachi P. Detection of low level gaseous releases and dose evaluation from continuous gamma dose measurements using a wavelet transformation technique / P. Sabyasachi, D.D. Rao, P.K. Sarkar // Appl. Rad. and Isotopes. – 2012. – Vol. 70. – P. 2569–2580.

12. Shweikani R. Natural radiation background in the ancient city of Palmyra. / R. Shweikani, M.S. Al-Masri, M. Hushari, G. Raja, M. Aissa, R. Al-Hent // Radiation Measurements. – 2012. –Vol. 47. – P. 557–560.

13. Song G. Natural radioactivity levels in topsoil from the Pearl River Delta Zone, Guangdong, China / G. Song, D. Chen, Z. Tang, Z. Zhang, W. Xie. // J. of Env. Radioactivity. – 2012. – Vol. 103. – P. 48–53.

Изучению радиоактивности природных и урбанизированных территорий посвящено множество публикаций. В качестве основного критерия оценки загрязнения территории используется мощность эквивалентной дозы гамма-излучения (МЭД) . В зависимости от территориальных особенностей значения естественного гамма фона могут меняться в достаточно широких пределах. Значительные вариации МЭД связаны как с особенностями геологического и тектонического строения регионов, так и с наличием техногенного влияния - разработкой месторождений полезных ископаемых, выбросами в результате ядерных инцидентов, внесением удобрений и др. .

В большинстве исследуемых природных регионов мира гамма-фон варьируется в пределах 0,2-0,4 мкЗв/ч . В то же время существуют зоны с аномально высокими значениями МЭД, например, в Национальном парке Агбабу (юго-западная часть Нигерии) значения фона варьируются от 10 до 30 мкЗв/ч при среднем его значении 20 мкЗв/ч . На урбанизированных территориях гамма-фон также в целом составляет от 0,03-0,25 мкЗв/ч , при среднемировом значении 0,1 мкЗв/ч .

В целом достаточно широкие значения МЭД различных регионов и наличие радиоактивных аномалий на отдельных участках делают актуальной проблему оценки радиоактивности объектов и территорий. Подобные исследования позволяют определить естественный гамма-фон изучаемых районов, оценить дозы облучения населения от природных источников гамма-излучения и выявить непригодные для деятельности человека территории.

Материалы и методы их исследования

В качестве объектов исследования был выбран ряд участков, находящихся в Ростовской области, Краснодарском крае и Республике Адыгея.

В Ростовской области оценка мощности эквивалентной дозы гамма-излучения проводилась в городах: Ростов-на-Дону, Новочеркасск, Таганрог, а также в ст. Старочеркасской. В качестве природных территорий Ростовской области в данной работе были выбраны целинные и залежные участки в Орловском, Аксайском, Цимлянском, Дубовском и Волгодонском районах, включая 30-километровую зону наблюдения Ростовской АЭС. Ландшафт Ростовской области представлен степями и пойменными участками реки Дон, почвы которых сформированы преимущественно на известняках, желтых глинах и аллювиальных отложениях. В данном регионе сильно развиты промышленность, производство, сельское хозяйство и атомная энергетика (Ростовская атомная электростанция).

В Краснодарском крае наблюдения на природных участках проводились в Кущевском районе. Урбанизированные территории Краснодарского края представлены в основном селами, расположенными в предгорной части Главного Кавказского хребта вдоль побережья Черного моря (Вардане, Верхнениколаевское, Высокое и др.). Краснодарский край делится рекой Кубань на две части: северную - равнинную (2/3 территории), расположенную на Кубано-Приазовской низменности, и южную - предгорную и горную (1/3 территории), расположенную в западной высокогорной части Большого Кавказа. Ведущее место в структуре промышленности принадлежит перерабатывающим производствам и пищевой отрасли. Достаточно развиты электроэнергетика, топливная отрасль, машиностроение и металлообработка, туризм и курортное дело. Доля химической, лесной и легкой промышленности незначительна.

Территорию Республики Адыгея можно условно разделить на северную часть, которая представлена равнинами и поймами рек, и южную, которая находится в предгорьях и горах Главного Кавказского хребта. Около 40 % территории занимают широколиственные леса. Оценка мощности эквивалентной дозы гамма-излучения проводилась в г. Майкоп и ряде населенных пунктов Майкопского района, а также на луговых и лесных участках предгорий. Урбанизированные территории представлены населенными пунктами: г. Майкоп, п. Каменомостский, с. Победа, с. Никель, ст. Даховская, ст. Абадзехская, с. Севастопольское и с. Новосвободное и месторождениями полезных ископаемых Майкопского района. В основном населенные пункты данной территории имеют малую численность населения и невысокую плотность застройки.

Мощность эквивалентной дозы гамма-излучения измеряли пешеходной гамма-съемкой с помощью дозиметров-радиометров ДРБП-03, СРП-88н и ДКС-96 на высоте 1 м от поверхности почвенного покрова. Погрешность оценки МЭД не превышает 15 %.

Результаты исследования и их обсуждение

Мощность эквивалентной дозы гамма-излучения по районам Ростовской области и Краснодарского края варьируется в пределах от 0,05 до 0,29 мкЗв/ч, при среднем значении мощности эквивалентной дозы 0,15 мкЗв/ч (табл. 1, рисунок 1, а-г). На большинстве природных территорий данных регионов гамма-фон находится в пределах 0,08-0,20 мкЗв/ч (рисунок 1, б, г), что не превышает значений МЭД, установленных в (0,2 мкЗв/ч) и соответствует среднемировому гамма-фону (0,1 мкЗв/ч). Для г. Ростова-на-Дону мощность эквивалентной дозы гамма-излучения соответствует данным по Ростовской области (табл. 1).

Для городских (урбанизированных) территорий Ростовской области (рисунок 1, а) распределение мощности эквивалентной дозы гамма-излучения неоднородное. Имеют место как районы с гамма-фоном на уровне 0,09-0,15 мкЗв/ч, так и участки с фоном в пределах 0,22-0,29 мкЗв/ч. Подобное распределение мощности эквивалентной дозы гамма-излучения на урбанизированных территориях связано с неоднородностью застройки, чередованием парковых зон и загруженных автомобильных магистралей, а также с использованием различных строительных материалов при возведении зданий и объектов.

Республика Адыгея имеет крайне неоднородный и сложный рельеф с горными и равнинными участками. Радиоактивность данных территорий в значительной мере зависит от глубины залегания материнских пород, наличия проявлений урана и зон тектонических разломов .

На природных территориях измерения проводились в ущельях рек Белая и Сюк, в смешанных лесах, прилегающих к пойме реки Белая, и на луговых территориях, в том числе на плато Лаго-Наки. Радиационный фон на данных территориях также варьируется в значительных пределах (табл. 2). Дополнительные дозовые нагрузки могут вносить эманации радона и выходы гранитов на поверхность Земли. Коренные породы залегают неглубоко - от 20 см до 1 м и вследствие оползней и селей могут быть оголены.

На территории Республики Адыгея имеют место радиоактивные аномалии с повышенным гамма-фоном. Они могут быть как естественного происхождения, например, участки с проявлениями урана, так и искусственного, например, штольни и отвалы, а также некоторые источники водоснабжения, которые ведут забор воды из водоносных слоев, сформированных на радиоактивных пластах. В табл. 2 приведены сведения для аномалий, которые были обнаружены как на территориях населенных пунктов, так и на природных участках в экспедициях 2003 и 2010-2012 гг. Разброс значений мощности эквивалентной дозы крайне велик. Сами аномалии распределены неравномерно.

а б в

г д е

Диаграмма распределения мощности эквивалентной дозы гамма-излучения урбанизированных территорий Ростовской области (а), природных территорий Ростовской области (б), урбанизированных территорий Краснодарского края (в), природных территорий Краснодарского края (г), урбанизированных территорий Республики Адыгея (д), природных территорий Республики Адыгея (е)

Распределение мощности эквивалентной дозы варьируется в широких пределах (табл. 2, рисунок д-е). Источниками высоких значений мощности эквивалентной дозы урбанизированных районов могут служить объекты питьевого водоснабжения (колодцы, колонки, скважины), строительные материалы, а также эманации радона. 222Rn хорошо растворим в воде, обладает высокой скоростью эманации с поверхности земли и может свободно выходить на поверхность по трещинам и разломам горных пород.

Выявленные в аномалиях значения МЭД свыше 1 мкЗв/ч делают их потенциально опасными для здоровья человека. Измеренные величины свидетельствуют о высокой вероятности превышения предельно допустимых значений законодательно нормируемых характеристик установленных в для радионуклидов. Длительное нахождение в таком месте может привести к получению заметной дозы облучения. Отдельную опасность представляет случайное попадание концентрированных количеств радионуклидов из областей аномалий в организм человека. Поиск, локализация и изоляция таких участков является важной задачей. Пешеходная гамма-съемка хоть и дает хорошее разрешение, но не в силах охватить большие территории, на которых могут присутствовать радиоактивные аномалии, как например, на территории Республики Адыгея. Кроме того необходимо проводить учет аномальных участков и устанавливать в местах их нахождения предупреждающие знаки.

Таблица 1

Мощность эквивалентной дозы гамма-излучения

Таблица 2

Гамма-фон территорий Республики Адыгея

Также в данной работе оценивалась годовая эффективная доза для населения . Расчет годовой эффективной дозы проводился, исходя из принципа, что фон в течение года стабилен и человек облучается равномерно.

Таблица 3

Оценка годовой эффективной дозы для урбанизированных и природных территорий Ростовской области

Территории	Минимальное значение, мЗв/г	Максимальное значение, мЗв/г	Среднее значение, мЗв/г	Стандартное отклонение
Ростовская область
Урбанизированные
Природные
Краснодарский край
Урбанизированные
Природные
Республика Адыгея
Урбанизированные
Природные
Аномалии

В целом на урбанизированных и природных территориях население получает примерно одинаковые дозы (табл. 3). Однако годовая эффективная доза, получаемая населением на урбанизированных и природных территориях горных районов, может значительно разниться. Аномальные участки могут вносить значительный вклад в индивидуальную дозовую нагрузку человека как за счет внутреннего, так и внешнего облучения.

Допустимые значения для эффективной дозы в условиях воздействия естественных радионуклидов, согласно , не устанавливаются. Но существуют ограничения по МЭД на участках застройки, на которых её значение не должно превышать мощности дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч . Установлены нормы качества питьевой воды по радиационной безопасности в условиях воздействия как техногенных, так и природных радионуклидов .

Отметим, что в случае радиационной аварии, согласно , территории со значениями годовой эффективной дозы от 1 до 5 мЗв/г относятся к зонам радиационного контроля. При этом большинство исследуемых районов Северного Кавказа (табл. 3) относятся к территориям, в которых годовая эффективная доза гамма-излучения населения, обусловленная исключительно естественными радионуклидами также может составлять от 1 до 5 и даже более мЗв/г. Поэтому эти районы требуют организации радиоэкологического мониторинга.

Оценены мощности эквивалентных доз гамма-излучения природных и урбанизированных территорий (табл. 1, 2). Данные хорошо согласуются друг с другом и со среднемировыми значениями в интервале 0,1 мкЗв/ч.

На территории Республики Адыгея присутствуют радиоактивные аномалии. Определена годовая эффективная доза облучения населения природных и городских территорий для фоновых территорий и районов с радиоактивными аномалиями (табл. 3). Все исследованные участки относятся к зонам вмешательства, для которых требуется дозиметрический контроль объектов и территорий.

Работа выполнена при финансовой поддержке Минобрнауки России в рамках Федеральной целевой программы «Научные и научно-педагогические кадры инновационной России» (№ 14.А18.21.0633).

Рецензенты:

Вардуни Т.В., д.п.н., к.б.н., профессор, заведующая отделом экологических инноваций Научно-исследовательского института биологии, ФГАОУ ВПО «Южный федеральный университет», г. Ростов-на-Дону;

Симонович Е.И., д.б.н., старший научный сотрудник Научно-исследовательского института биологии, ФГАОУ ВПО «Южный федеральный университет», г. Ростов-на-Дону.

Работа поступила в редакцию 18.09.2013.

Библиографическая ссылка

Бураева Е.А., Малышевский В.С., Нефедов В.С., Тимченко А.А., Горлачев И.А., Семин Л.В., Шиманская Е.И., Триболина А.Н., Кубрин С.П., Гуглев К.А., Толпыгин И.Е., Мартыненко С.В. МОЩНОСТЬ ЭКВИВАЛЕНТНОЙ ДОЗЫ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ ПРИРОДНЫХ И УРБАНИЗИРОВАННЫХ ТЕРРИТОРИЙ СЕВЕРНОГО КАВКАЗА // Фундаментальные исследования. – 2013. – № 10-5. – С. 1073-1077;
URL: http://fundamental-research.ru/ru/article/view?id=32455 (дата обращения: 24.07.2019). Предлагаем вашему вниманию журналы, издающиеся в издательстве «Академия Естествознания»