Что такое мэд в радиации

Что такое мэд в радиации

2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

ПРОВЕДЕНИЕ РАДИАЦИОННО-ГИГИЕНИЧЕСКОГО
ОБСЛЕДОВАНИЯ ЖИЛЫХ И ОБЩЕСТВЕННЫХ ЗДАНИЙ

Realisation of Radiation control in Dwellings and public Buildings

Дата введения 1998-11-01

1. 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 С.И., Перминова Г.С. и Соломонова Е.П.)

2. УТВЕРЖДЕНЫ И ВВЕДЕНЫ В ДЕЙСТВИЕ Главным Государственным санитарным врачом Российской Федерации 24 августа 1998 года

ВВЕДЕНИЕ

Настоящие методические указания определяют общий порядок организации и проведения радиационно-гигиенического обследования жилых и общественных зданий, обеспечивающего реализацию требований Федерального Закона «О радиационной безопасности населения» и «Норм радиационной безопасности (НРБ-96)» по ограничению облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения.

Методические указания предназначены для органов и учреждений государственного санитарно-эпидемиологического надзора. Соблюдение требований настоящего документа является обязательным для предприятий и организаций любой ведомственной принадлежности и формы собственности, осуществляющих приемку в эксплуатацию жилых и общественных зданий.

1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

1.1. Целью настоящих Методических указаний является унификация методов радиационного контроля, а также обеспечение единых требований к проведению контроля за соблюдением действующих на территории Российской Федерации гигиенических нормативов по ограничению облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения в жилых домах и зданиях социально-бытового назначения как при приемке их в эксплуатацию после завершения строительства (реконструкции или капитального ремонта), так и при их эксплуатации.

1.2. Радиационно-гигиеническое обследование зданий проводится органами госсанэпиднадзора в порядке предупредительного или текущего надзора либо по специальному решению компетентных органов исполнительной власти в порядке, установленном действующим законодательством, либо по заказу (просьбе) юридических лиц или отдельных граждан (жильцов, домовладельцев, сотрудников организаций и т.д.).

1.4. Средства измерения, предназначенные для контроля радиационной обстановки в жилых и других помещениях, должны иметь действующие Свидетельства о государственной метрологической поверке.

Федеральный радиологический Центр СПб НИИ радиационной гигиены (ФРЦ) осуществляет методическое руководство по проведению радиационного контроля в жилых и общественных зданиях в рамках настоящих методических указаний, ежегодно проводит анализ поступивших замечаний и предложений, на основании которых делает обзор с выводами и рекомендациями, и разрабатывает по мере необходимости дополнения и изменения к настоящему документу.

2. КОНТРОЛЬ МОЩНОСТИ ЭКВИВАЛЕНТНОЙ ДОЗЫ
ВНЕШНЕГО ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ

2.1. Контролируемой величиной в зданиях и сооружениях по п. 1.1 является мощность эквивалентной дозы (МЭД) (мкЗв/ч) внешнего гамма-излучения.

Допускается измерять и представлять результаты в единицах мощности экспозиционной дозы гамма-излучения (мкР/ч), связанной с (мкЗв/ч) приближенным соотношением:

2.2. Согласно НРБ-96 (пп. 7.3.3 и 7.3.4) значение МЭД внешнего гамма-излучения в проектируемых новых зданиях жилищного и общественного назначения не должно превышать среднее значение мощности дозы на открытой местности (в районе расположения здания) более чем на 0,3 мкЗв/ч.

в которой приняты обозначения:

— значение коэффициента Стьюдента для доверительной вероятности Р=0.95 (принимают по Приложению 5 в зависимости от числа повторных измерений в данной точке);

При использовании дозиметров интегрального типа ЕL-1101 (ЕL-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 определяется как произведение на статистическую погрешность измерений, считываемую со шкалы прибора.

Результат измерения МЭД гамма-излучения на открытой местности вблизи обследуемого здания представляют в форме:

мкЗв/ч.

Примечание: Значение может различаться для разных типов и экземпляров приборов, поэтому эти значения должны быть получены для всех экземпляров приборов, используемых при обследовании здания.

2.5. Объем контроля МЭД внешнего гамма-излучения должен быть достаточным для выявления всех помещений, где значения могут превышать установленный предел, а также для оценки максимальных значений МЭД в типичных помещениях (по функциональному назначению, занимаемой площади, на этаже, в подъезде, а также по типу использованных стройматериалов).

Измерения МЭД гамма-излучения в помещениях сдаваемого в эксплуатацию здания проводятся, как правило, выборочно. Для проведения измерений выбирают типичные помещения, ограждающие конструкции которых изготовлены из различных строительных материалов. При этом в многоэтажных зданиях выбирают помещения, подлежащие обследованию, на каждом этаже.

Число обследуемых помещений выбирается в зависимости от этажности здания, числа помещений (квартир) и других характеристик здания, при этом:

— в односемейных домах, коттеджах (в том числе многоэтажных), школьных и дошкольных учреждениях измерения должны проводиться в каждом помещении;

— в многоквартирных домах при числе квартир до 10 и зданиях социально-бытового назначения при числе помещений до 30 измерения проводятся в каждой квартире для жилых зданий и в каждом помещении для других зданий;

— в многоквартирных домах при числе квартир до 100 и зданиях социально-бытового назначения при числе помещений до 300 измерения проводятся не менее чем в 50% квартир (помещений) в каждом подъезде;

— при числе квартир в жилом здании свыше 100 и числе помещений в здании социально-бытового назначения свыше 300 число обследуемых квартир (помещений) должно быть не менее 25% от их общего числа в каждом из подъездов здания.

При обследовании многоквартирных жилых домов измерения в каждой обследуемой квартире следует проводить не менее чем в двух помещениях, которые должны быть различными по функциональному назначению.

2.6. Для предварительной оценки радиационной обстановки в помещениях с целью выявления возможных локальных источников гамма-излучения проводят предварительное обследование, для проведения которого следует использовать поисковые высокочувствительные гамма-радиометры (индикаторы) типа СРП-68, СРП-88 или высокочувствительные гамма-дозиметры, имеющие поисковый режим работы, типа ЕL-1101 (см. Приложение 2).

С поисковым радиометром (дозиметром) производят обход всех помещений обследуемого здания по периметру каждой комнаты, производя 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 п. 2.5, 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 (п. 2.6).

Число повторных измерений выбирают из условия, чтобы случайная составляющая относительной погрешности оценки среднего значения результата измерения не превышала 20%:

мкЗв/ч

в которой приняты такие же обозначения, как и в выражении (2).

Результат измерения МЭД гамма-излучения в данном помещении представляют в форме:

мкЗв/ч.

Результаты всех измерений заносятся в рабочий журнал.

2.8. В зависимости от результатов оценки максимального значения измеренной мощности дозы в помещении принимаются следующие варианты решений:

мкЗв/ч,

Источник

Единицы измерения и дозы радиации

Навигация по статье:

Содержание статьи

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

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

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:

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

Для оценки влияния радиации на живые ткани, применяются:

Оценка действия радиации на не живые объекты

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.

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.

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»:

Допустимые нормы радиации

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.

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.

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 «Источники радиоактивных излучений». 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:

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

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.

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

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.

Единицы измерения, применяемые в СМИ

Часто, при публичном объявлении информации о радиационном загрязнении, официальными структурами осознано применяются величины, которые не позволяет объективно оценить степень угрозы. Например, при освещении аварии АЭС Фукусима-1 в Японии, приводятся данные по плотности загрязнения почвы или воды радиоизотопами в Беккерелях на единицу объема, или указывается активность радиоизотопов в Кюри. Данные величины характеризуют лишь сам радиоактивный изотоп, указывая на количество распадов ядер элемента за единицу времени и не дают представления о его потенциальном воздействии на вещество или живые организмы.

Более объективной величиной, которая позволяет оценить степень опасности радиоактивного загрязнения, является указание эквивалентной дозы в Зивертах (Зв), мили Зивертах (мЗв) или микро Зивертах (мкЗв).

Это делается СМИ осознано, потому что, если было бы указано, что радиационный фон в Фукусиме составляет 100 мЗв/час (зарегистрированный факт), это равно 100 000 мкЗв/час, каждый может его сравнить с нормальным радиационным фоном для техногенных источников и понять, что радиационное загрязнение примерно в 1 000 000 раз выше допустимого уровня, который в соответствии с нормативным документом НРБ-99/2009, должен составлять 0,11 мкЗв/час или что соответствует 1000 мкЗв/год или 1 мЗв/год. Это означает, что при нахождении в зоне действия радиации в течении 30 минут, человек получит единовременную дозу радиации, которую он мог получать в течении всей своей жизни. То есть организм подвергся огромному сконцентрированному по времени энергетическому воздействию, что с большой вероятностью может привести к онкологии.

Другие единицы измерения радиации

Перевод величин радиоактивного распада

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

Видео: Единицы измерения и дозы радиации

Термины и определения

Источник

Что такое мэд в радиации

мощность экспозиционной дозы

минимальная эффективная доза

Словарь: С. Фадеев. Словарь сокращений современного русского языка. — С.-Пб.: Политехника, 1997. — 527 с.

мощность эквивалентной дозы

Московская энергетическая дирекция

Московский энергетический диалог

МЭН «МЭД»
см. также: МЭН

Полезное

Смотреть что такое «МЭД» в других словарях:

МЭД — 3.5. МЭД мощность эквивалентной дозы гамма излучения содержащихся в металлоломе радионуклидов вблизи поверхности (на расстоянии не более 10 см) партии (фрагмента) металлолома (за вычетом вклада природного фона). Источник: МУК 2.6.1.1087 02:… … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

МЭД — минимальная эффективная доза мощность экспозиционной дозы … Словарь сокращений русского языка

Мэд-Руч-Ёль — Характеристика Длина 16 км Бассейн Белое море Бассейн рек Северная Двина Водоток Устье Руч Ю · Местоположение … Википедия

МЭД ДОГ — МЭD DОГ Годы 1995 2003 Страна … Википедия

Мэд Дог — МЭD DОГ Годы 1995 2003 Страна … Википедия

Клуб Мэд — Club Méditerranée Год основания 1950 Основатели Жерар Блитц (Gérard Blitz) Ключевые фигуры Анри Жискар д’Эстен (Henri Giscard d’Estaing) … Википедия

МЭкД — МЭД МЭкД мощность эквивалентной дозы … Словарь сокращений и аббревиатур

Белла (дозиметр) — У этого термина существуют и другие значения, см. Белла. Бытовой дозиметр «Белла» (СССР, 1990). Белла бытовой дозиметр популярный в середине 1990 х годов[1] … Википедия

Детройт Пистонс — Детройт Пистонс … Википедия

Источник

РАДИАЦИОННЫЙ КОНТРОЛЬ ОБЪЕКТОВ КАПИТАЛЬНОГО СТРОИТЕЛЬСТВА

Исторический экскурс

Атомы вещества состоят из ядер (с протонами и нейтронами) и вращающих вокруг них электронов. У большинства они устойчивы, а у некоторых ядра обладают нестабильностью и могут излучать в пространство энергию. Это и есть радиоактивное излучение, которое подразделяется на α-, β- и γ- излучение. (альфа-, бета- и гамма-излучение).

Альфа-излучение – это поток тяжелых положительно заряженных частиц. Возникает в результате распада атомов тяжелых элементов, таких как уран, радий и торий. В воздухе альфа-излучение проходит не более пяти сантиметров и, как правило, полностью задерживается листом бумаги или внешним омертвевшим слоем кожи. Однако если вещество, испускающее альфа-частицы, попадает внутрь организма с пищей или воздухом, оно облучает внутренние органы и становится опасным.

Бета-излучение – это электроны, которые значительно меньше альфа-частиц и могут проникать вглубь тела на несколько сантиметров. От него можно защититься тонким листом металла, оконным стеклом и даже обычной одеждой. Попадая на незащищенные участки тела, бета-излучение оказывает воздействие, как правило, на верхние слои кожи. Если вещество, испускающее бета-частицы, попадет в организм, оно будет облучать внутренние ткани.

Гамма-излучение – это фотоны, т.е. электромагнитная волна, несущая энергию. В воздухе оно может проходить большие расстояния, постепенно теряя энергию в результате столкновений с атомами среды. Интенсивное гамма-излучение, если от него не защититься, может повредить не только кожу, но и внутренние ткани. Плотные и тяжелые материалы, такие как железо и свинец, являются отличными барьерами на пути гамма-излучения.

В отношении радиоактивности по нормам радиационной безопасности принято использовать словосочетание «ионизирующее излучение». Ионизация – процесс превращения атомов молекул в ионы. Ионы могут быть заряжены положительно и отрицательно. Положительно заряженные ионы образуются путем выбивания энергией электронов из атома. Отрицательно заряженные ионы появляются если нейтральная частица присоединила свободный электрон к атому.

Почему необходим контроль и возможные последствия превышений

Воздействие радиации на организм несет в себе как положительные, так и отрицательные стороны. Малые дозы радиации стимулируют обновление клеток в организме, уменьшают вероятность развития онкологических заболеваний. Например, в медицине против опухолей используют радиотерапию – лечение ионизирующим излучением, специально направленным на проблемный участок тела или орган. Радоновые ванны, широко используемые в схемах санаторно-курортного лечения, укрепляют иммунную, нервную и сердечно-сосудистую системы.

Однако при интенсивном и продолжительном воздействии на человека ионизирующее излучение вызывает необратимые негативные изменения на генном уровне, что приводит к наследственным заболеваниям у последующих поколений, проблемам с иммунитетом, раковым опухолям. Чтобы население не подвергалось риску от интенсивного облучения, радиационный контроль осуществляется на законодательном уровне.

Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности
(ОСПОРБ-99/2010) устанавливают требования по защите людей от вредного радиационного воздействия при всех условиях облучения от источников ионизирующего излучения. Согласно п.2.1 ОСПОРБ-99/2010 «Радиационная безопасность персонала, населения и окружающей среды считается обеспеченной, если соблюдаются основные принципы радиационной безопасности (обоснование, оптимизация, нормирование) и требования радиационной защиты, установленные Федеральным законом от 09.01.96 N 3-ФЗ «О радиационной безопасности населения», НРБ-99/2009 и действующими санитарными правилами.» Исходя из Статьи 3. данного ФЗ основными принципами обеспечения радиационной безопасности являются:

· принцип нормирования – непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения;

· принцип обоснования – запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением;

· принцип оптимизации – поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения.

СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности» (НРБ-99/2009) устанавливает основные пределы доз, допустимые уровни ионизирующего излучения, которые являются обязательными для всех юридических и физических лиц, независимо от их подчиненности и формы собственности, в результате деятельности которых возможно облучение людей, а также для администраций субъектов Российской Федерации, местных органов власти, граждан Российской Федерации, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории Российской Федерации. Годовая доза облучения населения не должна превышать 1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год.

Согласно Федеральному закону от 30.12.2009 N 384-ФЗ (ред. от 02.07.2013) «Технический регламент о безопасности зданий и сооружений» ст. 10 п.1 «Здание или сооружение должно быть спроектировано и построено таким образом, чтобы при проживании и пребывании человека в здании или сооружении не возникало вредного воздействия на человека в результате физических, биологических, химических, радиационных и иных воздействий».

Что контролируем

Основными контролируемыми показателями радиационной безопасности на объектах капитального строительства являются:

1. Мощность дозы гамма-излучения (далее МЭД);

2. Среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность изотопов радона

4. Плотность потока радона (далее ППР) с поверхности грунта в пределах площади застройки;

5. Удельная эффективная радиоактивность естественных радионуклидов (далее ЕРН) в строительных материалах.

Рассмотрим каждый показатель поподробнее.

Мощность эквивалентной дозы (МЭД)

Эквивалентная доза – поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения. Для альфа- бета- и гамма- излучения он равен единице. Если на организм воздействует сразу несколько разных источников излучения, то эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения. Мощность эквивалентной дозы определяет насколько организм поглощает дозу излучения в течение определенного времени. Источниками излучения на объектах строительства могут быть привозимые стройматериалы, геологические слои, которые могут быть разработаны на подготовительном этапе строительства. Из-за того, что гамма-излучение обладает максимальной проникающей способностью, оно имеет наибольший приоритет при радиационном контроле.

Среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность изотопов радона (ЭРОА) и плотность потока радона (ППР) с поверхности грунта в пределах площади застройки

Радон является продуктом распада урана и представляет собой бесцветный радиоактивный тяжелый газ, не имеющий запаха, в силу чего его невозможно как-либо почувствовать без использования специального оборудования. Все изотопы этого газа короткоживущие, иными словами они довольно быстро распадаются: у самого устойчивого из них период полураспада составляет около четырех суток, у других же он не доходит и до минуты. Изотопы радона имеют малую проникающую способность альфа-излучения, барьером которого может служить даже обычный лист бумаги или кожа человека, но опасность их выражается не прямым воздействием на организм. Как говорилось ранее, радионуклиды могут содержаться в стройматериалах, в воде, почве. Попадая в организм человека вместе с вдыхаемым воздухом, питьем или едой, изотопы радона поражают внутренние органы, вызывая серьезные нарушения в работе организма.

Удельная эффективная радиоактивность естественных радионуклидов в строительных материалах

Радиационный контроль

Лаборатория санитарно-эпидемиологического и радиационного контроля Государственного бюджетного учреждения города Москвы «Центр экспертиз, исследований и испытаний в строительстве» располагает самым современным оборудованием в сфере радиационной безопасности. Для гамма-съемки используют поисковые дозиметры-радиометры. Для измерений ППР и ЭРОА используют измерительный комплекс и сорбционные камеры. Удельную эффективную радиоактивность стройматериалов анализируют в спектрометрической установке.

Контроль МЭД

На втором этапе проводятся измерения мощности дозы гамма-излучения в контрольных точках, которые по возможности должны располагаться равномерно по территории участка. В число контрольных должны быть включены точки с максимальными показаниями поискового радиометра, а также точки в пределах выявленных радиационных аномалий, в том числе и после их ликвидации.

Для оценки радиационной безопасности зданий и сооружений сначала измеряют радиационный фон местности вокруг объекта в 5 контрольных точках на расстоянии не менее 30м от ограждающих конструкций. Затем обследует выбранные помещения, обходя сначала по периметру и диагонали на расстоянии 25 см от стен и пола. Контрольной точкой считается:

• точка в центре помещения на высоте 1м от поверхности пола;

• точка максимума в зоне локальной аномалии, в случае обнаружения;

• точка с максимальными показаниями радиометра в остальной части помещения.

Локальная радиационная аномалия в помещении – место, где показания прибора выше средних значений в 2 и более раз.

Согласно МУ 2.6.1.2838-11 объем работ по гамма съемке помещений определяется из количества помещений. В односемейных домах, школах и детских садах обследования проводятся во всех помещениях. В многоквартирных домах все зависит от масштаба объекта.

Контроль ППР с поверхности земли

Измерение плотности потока радона на земельных участках предпочтительно проводят в пределах контура проектируемого здания в узлах сети контрольных точек. Шаг сети контрольных точек должен приниматься из расчета не более 10 м на 10 м, а общее число точек должно быть не менее 10 независимо от площади застройки здания. Расположение контрольных точек должно быть по возможности равномерным. Каждая контрольная точка располагается на горизонтальном участке размером не менее 50 на 50 см. Предпочтение отдается участкам с менее плотным и наименее влажным грунтом, где наиболее вероятны высокие значения ППР.

Перед проведением измерений выполняется предварительная подготовка площадки вокруг контрольной точки, которая заключается в зачистке от снега, мусора, растительности и крупных камней, рыхления на глубину (3÷5) см и выравнивания поверхности участка. Для отбора пробы в каждой контрольной точке устанавливается накопительная камера с активированным углем на срок от 3 до 5 часов. По истечении времени отбора активированный уголь пересыпается из накопительных камер в сорбционные колонки. После доставки проб в лабораторию проводят измерения на измерительном комплексе.

Контроль ЭРОА в помещениях

Контроль ЕРН в строительных материалах

Определение удельных активностей ЕРН в сыпучих материалах, строительных изделиях и облицовочных материалах из природного камня проводят на навесках, отобранных из представительной пробы. Представительную пробу получают путем перемешивания не менее 10 точечных проб.

Результаты работы

За 2019 год Лаборатория санитарно-эпидемиологического и радиационного контроля Государственного бюджетного учреждения города Москвы «Центр экспертиз, исследований и испытаний в строительстве» провела более чем 1200 работ на объектах капитального строительства в сфере радиационной безопасности. По всем выявленным несоответствиям подготовлены отчеты и переданы в комитет Государственного Строительного Надзора города Москвы для принятия мер административного воздействия. На момент публикации статьи все нарушения устранены.

Библиографический список:

1. ГОСТ 30108-94 «Определение удельной эффективной активности естественных радионуклидов»;

2. Федеральный закон от 09.01.96 N 3-ФЗ «О радиационной безопасности населения»;

3. МУ 2.6.1.2398-08 «Радиационный контроль и санитарно-эпидемиологическая оценка земельных участков под строительство жилых домов, зданий и сооружений общественного и производственного назначения в части обеспечения радиационной безопасности»;

4. МУ 2.6.1.2838-11 «Радиационный контроль и санитарно-эпидемиологическая оценка жилых, общественных и производственных зданий и сооружений после окончания их строительства, капитального ремонта, реконструкции по показателям радиационной безопасности»;

5. СанПиН 2.6.1.2523-09 Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009);

6. СП 2.6.1.2612-10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)».

Статью написал и оформил:

Лаборант Лаборатории «СЭиРК» Кружалин Д.И.

Статью правил и утвердил:

Начальник Лаборатории «СЭиРК» Ипполитов Д.Е.

Если вы нашли ошибку: выделите текст и нажмите Ctrl+Enter

Источник