Радиационная безопасность

мых значений эффективной дозы, которые обусловлены
суммарным воздействием природных источников излуче-
ния, но предусмотрено снижение уровней облучения населения
за счет ограничений, вводимых для некоторых природных ис-
точников. Так, учитывая природу и источники поступления радо-
на и торона, вместе с равновесной активностью их дочерних
продуктов распада, Нормы устанавливают для проектируемого
и строящегося жилья и зданий социального назначения эквива-
лентную равновесную объемную активность в воздухе помеще-
ний не выше 100 Бк/м
3
, а превышение мощности дозы γ-
излучения в помещении над таковой для открытой местности не
более чем на 0,2 мкЗв/ч. В эксплуатируемых зданиях того же
назначения среднегодовая эквивалентная равновесная объем-
ная активность дочерних продуктов радона и торона не должна
превышать 200 Бк/м
3
. В случае превышения необходимо прове-
дение защитных мероприятий. Последние должны проводиться
и в случае превышения мощности эффективной дозы γ-
излучения в помещении над таковой для открытой местности,
более чем на 0,2 мкЗв/ч.

---

67
Нормами также лимитируется эффективная удельная ак-
тивность природных радиоизотопов в строительных материалах
(щебень, песок и т.п.), отходах промышленного производства,
используемых для их изготовления и в готовой продукции. Эф-
фективная удельная активность не должна превышать:
-для материалов, используемых в строящихся и реконст-
руируемых жилых и общественных зданиях (I класс) – 370 Бк/кг,
-используемых в дорожном строительстве в пределах насе-
ленных пунктов, зонах перспективной застройки и при возведе-
нии производственных сооружений (II класс) – 740 Бк/кг,
-для материалов дорожного строительства вне населенных
пунктов (III класс) – 1500 Бк/кг.
При активности строительных материалов в пределах 1500-
4000 Бк/кг использование допускается в каждом случае на осно-
вании заключения федерального надзорного органа. Если эф-
фективная удельная активность строительных материалов пре-
вышает 4000 Бк/кг, такие строительные материалы не могут
быть использованы в строительстве.
Для питьевой воды, с точки зрения радиационной безопас-
ности, нормами предусмотрено использование ее без ограни-
чений в случае, если ее удельная α- и β-активность не превы-
шает 0,2 и 1,0 Бк/кг. В противном случае проводится анализ со-
держания в воде радионуклидов. В случае присутствия в воде
нескольких радионуклидов, должно выполняться условие ΣА
i
/УВ
i
< 1, где А
i
– удельная активность i-го радионуклида в воде, а УВ
i
– соответствующие уровни вмешательства, указанные в прило-
жении к Нормам. Кроме того, для питьевой воды введено до-
полнительное ограничение по содержанию
222
Rn, связанное с
переходом его в воздух помещений и ингаляционным поступле-
нием продуктов его распада в организм человека. Для этого оп-
ределен уровень вмешательства в 60 Бк/кг.
Также предусмотрено обязательное определение удельной
активности
222
Rn в питьевой воде из подземных источников во-
доснабжения.
Физические принципы защиты от действия ионизирующей
радиации можно сформулировать следующим образом:
- защита временем связана с природой радионуклидов, а
именно индивидуальной для каждого из них скоростью распада,
что позволяет в случае малых значений периодов полураспада
снизить активность до приемлемых уровней за счет «выдерж-
ки». Такая технология, в частности, используется в случае отра-

---

68
ботанных тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), которые по-
сле извлечения из активной зоны реактора помещают в бассей-
ны выдержки для снижения их активности за счет распада ко-
роткоживущих осколочных радиоизотопов. Второй вариант за-
щиты временем заключается в том, что при нахождении на за-
грязненной территории или в помещении с высоким уровнем
радиации полученная доза будет определяться ее мощностью и
временем, в течение которого человек подвергается ее воздей-
ствию. Таким образом, сокращение времени пребывания в ак-
тивной зоне снижает дозовую нагрузку, а в некоторых случаях
можно рассчитать время безопасного пребывания там человека,
исходя из известной мощности дозы и допустимых уровней об-
лучения;
- защита расстоянием основана на том, что интенсивность,
в том числе и ионизирующего излучения без учета поглощения
средой, обратно пропорциональна квадрату расстояния от то-
чечного источника, т.е. в нашем случае А =А
0
/r
2
, где А – интен-
сивность источника излучения (1/ед. времени), а А
0
– интенсив-
ность излучения на расстоянии от источника, равном r. Работает
принцип – чем дальше от источника, тем меньше мощность до-
зы. В то же время знание мощности источника ионизирующего
излучения позволяет рассчитать расстояние, на котором мощ-
ность дозы не будет превышать допустимый уровень. Указанный
принцип защиты относится, преимущественно, к γ-излучению,
обладающему высокой проникающей способностью, и в некото-
рой мере к жесткому β-излучению, поскольку для последнего в
качестве достаточно эффективного экранирующего средства
выступает воздушная среда;
- защита экранированием основана на поглощении излу-
чения материалом экрана. Ее используют в случае мощных по-
токов γ-излучения и высокоэнергичных β-частиц. В случае α-
частиц, как правило, специального экранирования не требуется,
т.к. их пробег в воздухе не превышает нескольких сантиметров.
В случае излучателей β-частиц с высокой энергией, обладаю-
щих сравнительно высокой проникающей способностью, доста-
точно защиты из органического стекла или тонкого слоя алюми-
ния (табл. 2 и 3). Иное дело – защита от нейтронного и γ-
излучения, обладающих большой проникающей способностью.
Эффект экранирования (поглощения) будет зависеть от плотно-
сти используемого для экрана материала, толщины его слоя и,
конечно, энергии γ-квантов и нейтронов. Интенсивность γ-

---

69
излучения эффективно снижают материалы с высокой плотно-
стью, такие, как свинец, сталь, особо плотный бетон и т.п., а
эффективное ослабление потока нейтронов происходит в мате-
риалах, основу которых составляют ядра легких элементов, при
столкновении с которыми нейтроны теряют значительную часть
своей энергии (вода, парафин, пластмассы, бетон и т.п.). Защи-
та от тепловых нейтронов обеспечивается материалами, в со-
став которых входят элементы с ядрами, обладающими боль-
шими сечениями захвата, например, бор, кадмий.
Для оценки эффективности экранирующего действия раз-
личных материалов используют такую их характеристику, как
толщина слоя половинного ослабления излучения (справочная
величина), что важно для оценки эффективности убежищ и ук-
рытий. Значения толщин слоя половинного ослабления для раз-
личных материалов приведены в таблице 12.
Таблица 12