Оценка индивидуальной дозы ионизирующего облучения

                УКРАИНА
            ООО "ЭКОТЕХНОЛОГИЯ"
       УДК 539.1; 539.3: 502.55: 621.039.7(018)
   Крыленко В.И., Крыленко И.В., Крыленко В.В., Дзагания Е.В.

    ОЦЕНКА ИНДИВИДУАЛЬНОЙ ДОЗЫ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ЧЕЛОВЕКА
                Донецк 2006
   
                СОДЕРЖАНИЕ
                стр.
Введение  :::::::::::::::::::::::::::::::::.                2
1. Общие положения  ::::::::::::::::::::::::...:.::         4
2. Методика расчетной оценки вклада различных источников
в создание индивиду-альной дозы облучения человека  ::::::: 7
2.1. Естественные источники радиации  :::::::::::::::::::   7
2.1.1. Внешние источники радиации  :::::::::::::::::::::.   7
2.1.1.1. Внеземные (космические) источники радиации  :::::: 7
2.1.1.2. Земные источники радиации  ::::::::::::::::::::..  9
2.1.2. Внутренние источники радиации  :::::::::::::::::::   11
2.1.2.1. Расчет индивидуальной эквивалентной дозы
внутреннего облучения человека от радионуклидов,
поступающих внутрь организма с пищей и водой  ..:               12
2.1.2.2. Расчет индивидуальной эквивалентной дозы внутреннего
облучения человека от радионуклидов, поступающих внутрь
организма с  вдыхаемым воздухом  :...:.                14
2.2. Антропогенные источники радиации  ::::::::::::::::::...    19
2.2.1. Воздействия атомной технологии, энергетики и прочих
энергоустановок  ...:.                20
2.2.2. Радиоактивные осадки из атмосферы  :::::::::::::::...::  22
2.2.3. Источники радиации, используемые в медицине  ::::::::::: 24
2.2.4. Используемые в в быту и прочие источники радиации  ::::: 27
3. Пример расчетной оценки вклада различных источников в
создание индивидуаль-ной дозы облучения человека по
предлагаемой методике  ::::::::::..:                29
3.1. Расчет индивидуальной эквивалентной дозы облучения
человека от естественные источники радиации  :::::::::::::::::: 29
3.1.1. Внешние источники радиации  :::::::::::::::::::::        29
3.1.1.1. Внеземные (космические) источники радиации  :::::::::::30
3.1.1.2. Земные источники радиации  :::::::::::::::::::.:..     35
3.1.2. Расчет индивидуальной эквивалентной дозы внутреннего
облучения человека от радионуклидов, поступающих внутрь
организма с пищей, водой и вдыхаемым воздухом  :::::::::::::::::::::::::.:..  36
3.2. Оценка индивидуальной эквивалентной дозы облучения человека от
антропогенных источников радиации  :::::::::::::::::::.:       40
3.2.1. Оценка дозы от атомной технологии, энергетики и прочих
энергоустановок : 40 3.2.2. Оценка дозы от радиоактивных
осадков из атмосферы  :::::.::::..  41 3.2.3. Оценка дозы
от источников радиации, используемых в медицине  .::.::..       41
3.2.4. Оценка дозы от бытовых и производственных источников р
адиации  .:::.  42 3.3. Сравнительная оценки всех источников
облучения человека  :::::.::..  43

СПИСОК  ЛИТЕРАТУРЫ  :::::::::::::::::::::::::.                45


                Введение

Все люди живут в условиях постоянного воздействия различных источников радиа-ции: естественных (природных, земного и космического происхождения) и антропо-генных - вызванных деятельностью людей (техногенных, производственных, бытовых и др.). Радиоактивные вещества (РАВ) и другие источники ионизирующих излучений (ИИИ) весьма часто встречаются в повседневной жизни человека, их широко применяют в быту, в строительстве, в медицине и др. сферах. После аварии 1986г. на Чернобыльской АЭС стали больше уделять внимания вопросам контроля радиоак-тивности окружающей среды, воды, пищевых, бытовыз, строительных и др. материа-лов. Установлено, что существенный вклад в дозы ИИ, получаемые людьми, вносит радон, выделяющийся из воды, природного газа, грунта, фундаментов и строительных конструкций и накапливающийся в воздухе кухонь, ванных и жилых помещений, осо-бенно при малом воздухообмене.
При работе с такими опасными и вредными факторами, как РАВ и др. ИИИ (ко-торые неощутимы органами чувств человека и последствия от воздействий которых могут быть отдалены на многие годы и десятилетия), защиту от РАВ и др. ИИИ про-водят по всем направлениям и объектам (персонал - непосредственно контактирую-щий с ИИИ и попадающий в зоны их действия, окружающая среда, население) и с ис-пользованием всех научно-методических принципов и приемов:
1) системный комплексный анализ усдовий проживания, пребывания и деятельнсти людей;
2) выявление, анализ и оценка источников, причин и условий возникновения или проявления РАВ и ИИ;
3) выявление объектов, на которые могут отрицательно подействовать РАВ и ИИ;
4) определение возможных видов отрицательных последствий, их масштабов (разме-ров) и степени тяжести;
5) установление предельно допустимых норм-доз (ПДД) радиации для различных сред, объектов, органов, условий;
6) обеспечение надежного общего и индивидуального контроля радиации;
7) оценка степени опасности и вредности существующих и ожидаемых уровней ра-диации (сравнением фактических или ожидаемых уровней с ПДД);
8) определение требуемых эффективностей и объемов защитных мероприятий;
9) выбор, оптимизация и осуществление защитных мероприятий (профилактиче-ских, дезактивационных, компенсационных) на всех этапах деятельности:
I. Научные исследования и опытно-конструкторские разработки.
II. Разработка и совершенствование норм и правил.
III. -Конструирование и проектирование различных объектов.
IV. Изготовление нзделий, строительство и тому подобная созидательная или полезная деятельность.
V. Наладка, эксплуатация, ремонт, реконструкция и утилизация созданных объектов.
VI. Хранение, транспортировка и использование РАВ и ИИИ.
VII. Захоронене радиоактивных отходов.
Поэтому, каждому человеку (особенно специалистам строительного профиля, за-кладывающим основы нашего повседневного жилья и окружения) надо четко пред-ставлять основные источники ИИ, понимать принципы и виды их действия, уметь оценить степень их опасности и вредности, знать основные направления, средства и приемы защиты от них. С помощью дозиметрических приборов можно измерить свою общую индивидуальную дозу ионизирующих облучений (однако, для этого при себе нужно постоянно иметь комплект дозиметрических приборов, что явно нереально для непрофессионалов). Более реально применение расчетных методов оценки величины и доли вклада основных источников ИИ в создание своей общей индивидуальной дозы облучения. Для этого полезно воспользоваться радиометрическими приборами для измерения радиоактивности жилых и рабочих помещений, применяемых предметов, воды, воздуха, пищи.
Цель данной рукописи - выделить особенности оценки индивидуальной дозы об-лучени человека и дать методические указания: 1) по самостоятельной расчетной оценке этой дозы и 2) по анализу доли вклада различных источников ИИ. Работа вы-полнена авторами по своей инициативе, с использованием общедоступных открытых публикаций по теме. Авторы выражают благодарность М.В.Крыленко за помощь в обработке материалов рукописи и подготовке их к публикации.
1. Общие положения
Все живые существа (в том числе и люди) живут и развиваются в условиях постоянного воздействия различных источников радиации, так что естественный природный радиационный фон - постоянный фактор окружающей среды и, несомненно, что в условиях естественного фона обеспечиваются оптимальные условия для жизнедеятельности растений, животных и человека. Поэтому при оценке опасности ИИ и определении критериев для установлении допустимых пределов облучения очень важно знать характер и уровни облучения от различных источников ИИ, в том числе - естественных. Отличительная особенность естествен-ных источников ИИ - их относительно постоянный уровень воздействия на все живые организмы. К естественным источникам относят космические излучения, радиоактивные вещества на поверхности и в недрах Земли, в атмосфере, воде, растениях, в организмах всех живых существ. До 1982г. среднегодовую дозу облучения всего тела человека оценивали в 1 миллизиверт (мЗв) в год. Но человек своей деятельностью существенно изменил локальное (местное) распределение источников ИИ, что привело к повышенному облучению из строительных материалов и конструкций зданий, из золы от сжигания топлив, из отходов металлургии, энеретики, химической промышленности и т.д. Поэтому в 1982г. среднее значение эффективной дозы увеличили до 2,06 мЗв/год [1]. К началу ХХ века выделились следующие основные группы источников ИИ [1-7]: естественные (природные) и антропогенные: используемые в медицине, используемые в быту и в профессиональной деятельности, радиоактивные осадки из атмосферы, увеличение РА-осадков после катастрофы в Чернобыле в 1986г., выбросы атомной технологии и энергетики, выбросы энергетики ТЭС и прочих энергоустановок. Сложившаяся к началу ХХ века структура основных естественных источников ИИ приведена в таблице 1 (по данным [6-7]).
Таблица 1. Естественные источники ИИ
Виды источников радиации Среднегодовая доза
мзв/год в % к итогу
Внеземные (космические) источники ИИ: внешние
                внутренние 0,3
0,01 14,7
0,5
Земные источники ИИ всего 1,73 84,8
Внешние источники ИИ, в том числе калий, уран, торий
в том числе: вне помещений
                в доме 0,35
0,06
0,29 17,1
2,9
14,2
Внутренние (радон, рубидий, калий, уран, торий и др.) 1,38 67,7
в том числе: ингаляция вне помещений
                ингаляция в доме 0,09
0,94 4,4
46,2
поступление с пищей 0,16 7,8
другие поступления 0,19 9,3
Итого 2,04 100,0
Установлено, что при малых дозах ИИ на ожидаемый биологический эффект практически не влияют радиобиологические факторы [1-2]: условия и ритм облучения, мощность дозы, микрораспределение поглощенной энергии по облучен-ному обьему. В этом случае выраженность биологического эффекта h зависит только от двух параметров - суммарной поглощенной энергии D и качества излучения: h=f(D, К_). Поэтому в условиях облучения в малых дозах введена величина - эквивалентная доза облучения, учитывающая различия поражающего биологическо-го эффекта различными видами излучений (например, поражающий эффект a-излу-чения в 20 раз больше, чем от такой же дозы g-излучений). Эквивалентная доза Н_э есть мера выраженности эффекта хронического облучения ИИ произвольного состава. Её определяют как произведение поглощенной дозы D_ данного _-го видов излучений на средний коэффициент качества К_ в данном элементе обьема биологической ткани стандартного человека [2]:
                Н_ = D_*К_                (1)
Для смешанного (от n видов облучений) эквивалентную дозу НЭ определяют по формуле [2]:                НЭ = Si=1n(D_*К_)                (2)
где Si=1n - знак суммирования от i=1 до i=n.
Эквивалентная доза облучения является основной величиной, определяющей уровень радиационной опасности при хроническлм облучении человека в малых дозах [2]. Её единица в СИ - зиверт (Зв) - эквивалентная доза, при которой произ-ведение эквивалентной дозы в биологической ткани стандартного состава на срелний коэффициент качества равно 1 Дж/кг. Внесистемная единица - бэр (биологиче-ский эквивалент рада): 1 бэр=10-2 Зв=100 эрг/г. При К_=1 эквивалентная доза в 1 Зв реализуется при поглощенной дозе в 1 Гр, а при К_ не =1 эквивалентная доза в 1 Зв создается при поглощенной дозе, равной 1/К_  грей (Гр).
Эквивалентную дозу можно использовать только до значений, не более 0,25 Зв (25 бэр) при кратковременном воздействии. В то же время допустимо суммирование эквивалентных доз для оценки общего уровня хронического облучения за длитель-ный период времени, если только кратковременные дозы в каждом случае облучения не превышали 0,25 Зв (25 бэр). Для случаев острых облучений (больших кратковре-менных доз Н>0,25 Зв) еще не найдены критерии для связи между уровнем облучения и биологическим эффектом, поскольку при этом коэффициент качества зависит не только от линейной передачи энергии (ЛПЭ), но и от типа клеток, подвергшихся облучению. Следует учитывать, что одни части тела (органы, ткани) более чувстви-тельны, чем другие. Например, при одинаковой эквивалентной дозе облучения возникновение рака в лёгких более вероятно, чем в щитовидной железе, а облучение половых желез особенно вредно из-за риска генетических повреждений. Поэтому дозы облучения органов и тканей также следует учитывать путем умножения на соответствующий коэффициент. Умножив эквивалентные дозы на соответствующие им коэффициенты WОт и просуммировав по всем органам и тканям, получим эффективную эквивалентную дозу (ЭЭД), отражающую суммарный эффект облуче-ния для организма (то есть, индивидуально для отдельного человека). ЭЭД также измеряют в зивертах (Зв).
2. Методика расчетной оценки вклада различных источников
в создание индивидуальной дозы облучения человека
Свою годовую индивидуальную дозу от всех основных источников (от N j-тых источников) n видов (от n _-тых видов облучений) облучений (НСум) можно оценить по формуле:
                НСум = Sj=1N (Si=1n Нji), мЗв/год                (3)
где Sj=1N и Si=1n - знаки суммирования от j=1 до j=N и от i=1 до i=n;
Нji - доза от всех основных источников (от N j-тых источников) n видов (от n _-тых ви-дов облучений) облучений.
2.1. Естественные источники радиации
2.1.1. Внешние источники радиации
2.1.1.1. Внеземные (космические) источники радиации
Космические излучения подразделяют на галактические и солнечные. Ккосмогенные радионуклиды образуются в основном в атмосфере и с воздухом поступают внутрь организма человека (главным образом в виде углерода-14 и трития). Уровень внешнего космического излучения зависит от солнечной активности (возрастает во много раз в периоды солнечной активности), географического положения местности и быстро возрастает по мере повышения места проживания над уровнем моря:
Таблица 2
Высота над уровнем моря, h, м     0 1000 2000 4000 8000 10000 12000 20000
Уровень радиации, мкЗв/ч, НhВнешКосм 0,035 0,06 0,1 0,2 0,84 2,9 5 13
Годовую индивидуальную дозу от внешнего космического излучения (НВнешКосм) можно оценить по формуле:
              НВнешКосм = 0,001*St=01год(Фh*НhВнешКосм), мЗв/год                (4)
где Фh - длительность (фонд) времени пребывания данного человека на высоте h м над уровнем моря, ч.
Значения НhВнешКосм можно определить либо интерполяцией данных таблицы2, либо вычислить по формулам аппроксимации (полученных нами):
НhВнешКосм=0,035+0,025*(h/1000)1,1, мкЗв/ч при 0-1700м н.у.м.                (5-1)
НhВнешКосм=0,06+(0,04*(h/2000)2, мкЗв/ч при 1800-5500м н.у.м.               (5-2)
НhВнешКосм=0,055*(h/2000)2, мкЗв/ч при 5500-8000м н.у.м.                (5-3)
НhВнешКосм=0,06*(h/2000)2,4 , мкЗв/ч при 10000-20000м н.у.м.                (5-4)
Расчет годовой индивидуальной дозы внешнего g-облучения человека (DgГод) можно выполнить по результатам наружного измерения уровня радиации (внешнего фона). Если человек находится в помещении, доза внешнего облучения, с одной стороны, уменьшается из-за экранирования строительными конструкциями, а с другой стороны - возрастает вследствие излучений радионуклидов, содержащихся в материалах, из которых построено здание (в основном - калий-40, радон-226, торий-232). Годовую дозу DgВнешГод можно ориентировочно (то есть, без учета излучений от строительных конструкций и материалов) определить по формуле:
                DgВнешГод = 10-3*DgНар*[ФНар+Sм=1М(ФмПом/КмОсл)], мГр/год                (6)
где ФНар и ФмПом - годовой фонд времени пребывания человека соответственно снаружи и в м-том месте помещения (при условии, что ФНар+Sм=1МФмПом=8760 ч/год);
DgНар - уровень радиации (мощность экспозиционной дозы) внешнего g-излучения по результатам измерения снаружи (вне помещений), мкГр/ч;
КмОсл - коэффициент ослабления внешнего фонового g-облучения в м-том месте помещения строительными конструкциями и материалами, из которых построено помещение, в долях единицы.
Величина КмОсл зависит от энергии g-излучений, материала и толщины экранирующих конструкций. Для ослабления энергии g-излучений (0,1-10 МэВ) в 2 раза необходим слой бетона толщиной соответственно 47-188 мм. Определение величины КмОсл по результатам измерений снаружи и внутри помещений (в местах, где конкретный человек проводит большую часть времени - в местах работы, отдыха, приема пищи, досуга) желательно, но затруднительно, поскольку строительные конструкции и материалы также излучают. Можно ориентировочно принять, что КмОсл у больших окон обычно не превышает 3-4, а в глубине квартиры может достигать 10 и более (в зависимости от этажности здания, его архитектуры и строительных конструкций, от расположения мест длительного пребывания).
По формуле, аналогичной (6), можно определить дозу внешнего g-облучения человека за любой промежуток времени (месяц, квартал, год и т.д.).
2.1.1.2. Земные источники радиации
Доза от естественных облучений от земных источников зависит от места проживания - она больше там, где у поверхности Земли залегают горные породы с повышенной радиоактивностью. Вследствие наличия газообразных радионуклидов продукты распада элементов всех семейств в заметных количствах содержатся в почве, водах, воздухе. Доза излучения над поверхностью земли определяется содержанием радионуклидов в почве (в основном в верхнем 30-сантиметровом слое, так как более глубинные излучения ослабляются верхним слоем почвы). Около 40% дозы вызваны g-излучением тория-232, "40% - калия-40 и "20% - урана-238. Внешнее (вне зданий и помещений) g-облучение человека от естественных радионуклидов обусловлено их присутствием в природных средах (почве, водах, воздухе, биосфере). Основной вклад дают нуклиды урано-радиевого и ториевого рядов. Мощность поглощенной дозы в воздухе (на высоте 1м) от радионуклидов внешней среды колеблется (в зависимости от условий местности) в пределах (3,9-9,4)*10-8 Гр/ч. В помещении человек получает дозу вследствие излучений радионуклидов, содержащихся в строительных конструкциях и материалах, из которых построено здание (в основном - калий-40, радон-226, торий-232). Дозу от естественных облучений от земных источников (DЗемГод) можно определить по формуле (предложенной нами):
  мЗв/год   (30)
где 10-3* - коэффициент пересчета от мкЗв (микрозиверт) к мЗв (миллизиверт); поскольку для излучений с неизвестным спектральным составом (рентгеновские, b и g- излучения, электроны, позитроны) усредненное значение коэффициента качества К_ равно 1 [2], то размерность мощности поглощенной дозы в мкГр/ч численно равна размерности эквивалентной дозы облучения (учитывающей различия поражающего биологического эффекта различными видами излучений) в мкЗв/ч;
   ФсЗе - годовой фонд времени пребывания человека снаружи над поверхностью с-той среды (вод, почв, горных пород, покрытий дорог, площадей, тротуаров и т.д.), ч/год;
   ФмПом - годовой фонд времени пребывания человека в м-том месте помещения (при условии, что Sс=1СФсЗеЛок+Sм=1МФмПом=8760 ч/год); по нашему мнению это не совсем так, поскольку человек может одновременно получать дозы излучений от материалов, из которых построено помещение (одноэтажный дом, будка, контейнер, вагончик, вагон, автомобиль, лодка и т.д.) и от внешней среды (воды, почвы, горных пород, покрытий дорог, площадей, тротуаров и т.д.), на которой находится или движется помещение (величина коэффициента ослабления внешнего фонового g-излучения в таких помещениях обычно мало отличается от 1);
   НсЗеЛок - мощность дозы (удельное локальное излучение) от внешних источников (с-той среды), мкГр/ч. Её можно принять в размере (мкГр/ч): от гранитов (и других магматических пород - порфиров, грано-диоритов и др.) - 0,1; от осадочных пород - 0,027; от морской, озерной, речной воды (поверхностный слой) - 0,0006.
   НмПом - мощность дозы (удельное локальное излучение) от внутренних (м-тых) источников в м-том месте помещения, мкГр/ч. Мощность дозы в домах колеблется в пределах (4-12)*10-8 Гр/ч. В кирпичных, каменных, бетонных зданиях она в 2-3 раза выше, чем в домах из дерева и синтетических материалов, где она составляет (4-5)*10-8 Гр/ч. Годовая доза от внешнего земного (без космического) излучения составляет для населения городов (мГр/год): в Киеве, Львове, Минске - 1; в Севастополе - 0,45; в Москве - 0,9; в С.Петербурге и Ташкенте - 1,2; в Алма-Ате - 1,6. При этом мощность дозы составляет в здании/на грунте (мкГр/ч): в Севастополе - 0,033/0,034; в Москве - 0,011/0,095; в С.Петербурге - 0,13/0,081; в Выборге - 0,24/0,16; в Воронеже - 0,082/0,056. Данные о содержании (удельная активность) некоторых естественных радионуклидов в естественных средах приведены ниже в таблице 6.
Таблица 6
Радионуклид Колебания удельной активности (среднее значение)
в почве
Бк/кг в гидросфере
Бк/м3 в воздухе
Бк/м3 в биосфере
Бк/кг
Уран-238 10-50 (25) 0,0024-2,6 1,2*10-6
Калий-40 100-700 (370) до 629 60
Углерод-14 227
Тритий 3Н 200-900 (400)
Радон-222 0,02-10 (3) - вне зданий
5-25 - в здании
Радий-226 3,7-48 (38) 0,1-2,7
Торий-232 7-50 (25)
Берклий-7 3000 0,0007
Мощность поглощенной дозы в воздухе на высоте 1м от поверхности (почвы, воды) в расчете на 1 Бк/кг активности составляет: от калия-40 - 43 пГр/ч; от урана-238 - 427 пГр/ч; от тория 232 - 662 пГр/ч (здесь пГр - пикогрей: 1 пГр=10-12 Гр). Естественный радиационный фон в пределах 0,1-0,2 мкЗв/ч считают нормальным; 0,2-0,6 мкЗв/ч - допустимым, а свыше 0,6-1,2 мкЗв/ч - повышенным.
2.1.2. Внутренние источники радиации
Обычно учитывают три пути проникновения радионуклидов внутрь организма человека: через органы дыхания, через желудочно-кишечный тракт (ЖКТ), через кожу и слизистые оболочки и через повреждения в них (порезы, проколы, царапины, ожоги, язвы и др.). Этими путями радионуклиды ают в кровь и разносятся по всему телу или преимущественно в критические органы. В некоторых случаях  критическими органами становятся легкие, ЖКТ и его отдельные участки. Наиболее опасный путь - органы дыхания, поскольку за сутки человек вдыхает "20 м3 ("25 кг) воздуха, а воды и пищи потребляет на порядок меньше ("2-3 кг/сутки). Доля радионуклидов, попадающих в ткани и органы, может колебаться от 0,01% до 100%, в зависимости от химической формы, растворимости, а для дыхательных путей - и от размеров аэрозольных частиц. До 75% частиц крупнее 5 мкм задерживаются верхними дызательными путями (носоглоткой), а 8% достигают альвеол легких. Для расчетов принимают аэродинамический диаметр аэрозольных частиц 1 мкм и следующее распределение вдыхаемого вещества [2]:  выдыхается 35%, осаждается в носоглотке 30%, осаждается в альвеол легких 25%, откладывается в трахеях легких 8%, В дыхательной системе критическими органами являются альвеолы и трахея, которые условно называют "легкие" (общей массой 1000г). Подробные данные и расчетные формулы для оценки биологического действия радионуклидов, попадающих внутрь организма с воздухом, пищей и водой, приведены в разделе 2.4 справочника [2]; при этом применяют поправочный коэффициент расчета дозы для разных возрастных групп (КВозр), который колеблется от КВозр=1 для взрослых до 3,4-11,6 (для разных радионуклидов) для грудных детей в возрасте до 1 года. Степень вредности РАВ определяется не только видами и мощностью его излучений, но и длительностью нахождения в организме (оцениваемой полупериодом выведения из организма). Для разных радионуклидов критическими могут быть разные органы и всё тело.
2.1.2.1. Расчет индивидуальной эквивалентной дозы внутреннего облучения
человека от радионуклидов, поступающих внутрь организма с пищей и водой
Самую большую эффективно-эквивалентную дозу при внутреннем облучении органов человека создают (мЗв/год): радон-222 - 0,8-1 (лёгкие); радон-220 (тепловые нейтроны) - 0,17-0,22 (лёгкие); калий-40 (b, g) - 0,18 (разные органы и всё тело); полоний-210 (a) - 0,13 (разные органы). Индивидуальную эквивалентную дозу внутреннего облучения t-го критического органа (НПиэt) человека от радионуклидов, поступающих внутрь организма с пищей, водой и вдыхаемым воздухом можно определить по формуле [2]:
НПиэt = (1,6*10-13/mt)*Sj=1Р*(fjt*Фjt*Еjtэф*Аj), Зв/год                (8)
где 1,6*10-13 Дж/МэВ - коэффициент пересчета от МэВ в джоули (Дж);
Sj=1Р - знак суммирования от j=1 до j=Р;
Р - число учитываемых (j-тых) радионуклидов;
Фjt - средняя продолжительность действия j-го радионуклида на t-тый орган (с учетом длительности распада и выведения из организма), с;
Еjtэф - эффективная энергия распада (МэВ/распад), передаваемая t-му органу в каждом акте распада j-го радионуклида с учетом биологической эффективности излучения. Данные для определения Тjt и Еjtэф для некоторых нуклидов и органов приведены в табл. 2.4 справочника [2].
Аj - равновесная (то есть, не изменяющаяся во времени) активность j-го радионуклида во всем теле от годового поступления нуклида (Ек/год), определяемая по удельной ак-тивности ап и годовой массе потребления (Мп) п-го продукта:
               Аj = апищи*Мпищи+аводы*Мводы+авозд*Мвозд , Бк/г/год                (9)
fjt - доля j-го радионуклида в t-том органе относительно его общего содержания во всем теле. При равномерном распределении j-го радионуклида во всем теле fjt можно определить из выражения:
                fjt=mt/mТ,                (10)
где mt - масса t-го критического органа; mТ - масса всего тела, кг (см. таблицу 7).
Таблица 7.  Масса некоторых органов условного человека (mt, кг) [2]
Орган или ткань масса mt, кг Орган или ткань масса mt, кг
Всё тело 70 Плозма крови 3,1
Мышцы 28 Желудочно-кишечный тракт 1,2
Кожа 2,6 Печень 1,8
Эпидермис 0,1 Лёгкие 1,0
Дерма 2,5 Почки 0,31
Подкожная жировая клетчатка 7,5 Щитовидная железа 0,02
Скелет 10 Яички (семенники) 0,035
Красный костный мозг 1,5 Яичники 0,011
Головной мозг 1,0 Бедра 18
Селезенка 0,3 Голени 6
Сердце 0,4 Стопы 2
Матка (беременность 10 недель) 0,6 Кисти 1
Хрусталик глаз 0,002
Если j-тый радионуклид накапливается преимущественно только в одном (q-том) органе или ткани, то для этого органе (ткани) можно принять fjq=1. Если известна доля j-го радионуклида в одном (q-том) органе (ткани) fjq, а в остальных (t-тых) он распределяется равномерно, то значение fjt можно определить из выражения:
fjt=(1- fjq)*mt/mТ                (11)
Данные для оценки fjt можно принять по табл. 2.3 справочника [4].

2.1.2.2. Расчет индивидуальной эквивалентной дозы внутреннего облучения человека
от радионуклидов, поступающих внутрь организма с  вдыхаемым воздухом
Годовое поступление радона АРад внутрь организма с вдыхаемым воздухом определяют с учетом длительности пребывания на открытом воздухе, в хорошо и в плохо проветриваемых помещениях:
АРад = vДых*Sм=1М (а мВоз*Фм), Бк/год                (12)
где vДых - средняя скорость дыхания, м3/час (для взрослого человека - 0,8 м3/ч);
амВоз - удельная радиоактивность воздуха в м-том месте (для каждого человека она определяется по его личным данным), Бк/;
Фм - средняя годовая длительность пребывания в м-том месте, Бк/м3;
Для открытого воздуха и воздуха хорошо проветриваемых помещений (кратность воздухообмена более 10 м3/ч на 1 м3 объема помещения) удельную активность (аОвВоз) можно принять по радону-222; она колеблется в пределах 0,02-10 (в среднем 3) вне помещений и 5-25 - в помещениях.
Для воздуха плохо проветриваемых помещений удельную активность (аПпВоз) определяют из выражения:
аПпВоз=аОпВоз+аВыд/WПл, Бк/м3                (13)
где аОпВоз - удельная активность открытого наружного воздуха, Бк/м3;
аВыд - удельная скорость выделения радона из строительных конструкций и грунта в помещение (в расчете на 1 м3 объема помещения), Бк/(ч*м3); значения аВыд определяют путем измерений в конкретных помещениях;
WПл - кратность воздухообмена в помещении (м3/ч воздуха в расчете на 1 м3 объема помещения).
Удельную активность воздуха в кухне  с включенной газовой плитой (аКухВоз) определяют из выражения:
            аКухВоз=аОпВоз+аВыд/WКух+аГаз*VГаз/(VКух*WКух), Бк/м3                (14)
где WКух - кратность воздухообмена в кухне (м3/ч воздуха в расчете на 1 м3 объема помещения);
VКух - объем помещения кухни, м3;
VГаз - объем газа, сжигаемого в кухне (м3/ч);
а Газ - удельная активность газа, сжигаемого в кухне (Бк/м3).
Удельную активность воздуха в ванной комнате с включенным душем или ванной, заполненной водой (аВанВоз) определяют из выражения:
            аВанВоз=аОпВоз+аВыд/WВан+аВод*VВод*gВод/(VВан*WВан), Бк/м3                (15)
где WВан - кратность воздухообмена (м3/ч воздуха в расчете на 1 м3 объема ванной комнаты) во время купания;
VВан - объем помещения ванной комнаты, м3;
VВод - расход воды в ванной комнате (м3/ч);
а Вод - удельная активность воды, Бк/м3;
g Вод - доля радона, выделившенося из воды в ванную комнату, доли единицы.
Обьем воздуха для оценки кратность воздухообмена можно определить по площади дверных или оконных проемов (или щелей в них при закрытых дверях и окнах), приняв среднюю скорость движения воздуха в "живом" сечении проемов (или щелей в них) в пределах 0,2-0,5 м/с (чем меньше "живое" сечение, тем меньше скорость движения воздуха в нем).
Подставив значения (для конкретно оцениваемых условий) в формулы (12)-(15), получим годовое поступление радона в организм человека. Для упрощения расчетов по оценке количества радионуклидов, поступающих с пищей и водой, можно выполнить расчет только для калия-40, доля вклада которого (gКал) составдяет порядка 50-70% (gКал=0, 5-0,7) общего поступления радионуклидов с пищей и питьевой водой. Общее поступление радионуклидов с пищей и питьевой водой может быть ориентировочно оценено по формуле:
               АОбщПищ = АКал/gКал, Бк/год                (16)
где АКал - годовое поступление калия-40 в организм с пищей и питьевой водой, Бк/год.
Обьемы потребления основных компонентов питания "стандартного" человека массой 70 кг приведены ниже в таблице 8. Пример расчета индивидуальной эквивалентной дозы внутреннего облучения человека приведен в разделе 3.
Среди естественных источников радиации основной вклад создают внутренние
Таблице 8
Наименование компонентов питания человека Единица измер. Количество
Вдыхание воздуха за сутки м3/сутки 20
Вдыхание воздуха за рабочую смену м3/за смену до 9
Питье воды кг/сутки 2-3
то же кг/год
Прием пищи кг/сутки
то же кг/год
(то есть, содержащиеся внутри тела человека и попавшие туда с пищей, водой, воздухом) источники земного происхождения (1,5 мЗв/год или 68%), а также внешние (то есть, находящиеся вне организма человека) источники земного (0,44 мЗв/год или 20%) и космического (0,24 мЗв/год или 15%) происхождения. Внутренние космические облучения создают лишь около 0,5% общей дозы. Избежать естественных облучений практически невозможно, им подвержен любой житель Земли и доза их зависит от места проживания - больше там, где у поверхности Земли залегают горные породы с повышенной радиоактивностью (есть места, где уровень радиации в сотни раз превышает  средние значения, достигая 0,25 Зв/год, например, у источников воды, богатых радием и радоном). Вследствие наличия газообразных радионуклидов продукты распада элементов всех семейств в заметных количствах содержатся в почве, водах, воздухе. Доза излучения над поверхностью земли определяется содержанием радионуклидов в почве (в основном в верхнем 30-сантиметровом слое, так как более глубинные излучения ослабляются верхним слоем почвы). 40% дозы вызваны g-излучением тория-232, 40% - калия-40 и 25% - урана-238. Самую большую эффективно-эквивалентную дозу при внутреннем облучении органов человека создают (мЗв/год): радон-222 - 0,8-1 (лёгкие); радон-220 (тепловые нейтроны) - 0,17-0,22 (лёгкие); калий-40 (b, g) - 0,18 (разные органы и всё тело); полоний-210 (a) - 0,13 (разные органы); углерод-14 (b) - 0,012 (разные органы); радий-228 (b) и радий-226 (a) - 0,02 (разные органы). Ученые лишь не так давно поняли, что наиболее значимым из всех естественных источников радиации фвляется радон. Радон со своими продуктами распада создаёт около 1,2 мЗв/год или 3/4 годовой индивидуальной эффективно-эквивалентной дозы, получаемой людьми от земных источников радиации, и примерно половину этой дозы от всех естественных источников радиации. Радон выделяется из земной коры повсеместно, но его концентрация в наружном воздухе существенно различается в различных точках земного шара (от 0,02 до 10 Бк/м3). Основную часть дозы от радона человек получает с вдыхаемым воздухом, находясь в закрытых непроветриваемых помещениях. В зонах с умеренным климатом концентрация радона в закрытых помещениях примерно в 8 раз выше, чем в наружном воздухе. Радон накапливается в изолированных от внешней среды (закрыты окна и двери) помещениях, просачиваясь сквозь фундамент и пол из грунта, выделяясь из строительных конструкций и материалов. Высокие уровни радиации возникаю при повышенном содержании радионуклидов в грунте, на котором стоит дом, или в стройматериалах. Согласно зарубежным данным, меньше всего выделяет радона дерево (1,1 Бк/кг); относительно немного - природный гипс (29 Бк/кг), бетон (30-40 Бк/кг), кирпич (126 Бк/кг); заметно больше гранит (340 Бк/кг), фосфо-гипс (до 574 Бк/кг), глинозем, используемый для производства цемента (500-1370 Бк/кг), кальций-силикатный шлак (2140 Бк/кг), отходы обогащения урановых руд (4625 Бк/кг). За рубежом до конца ХХ века в широких масштабах использовали для жилищного строительства все эти материал, а также высокоактивные отходы: зольную пыль от сжигания угля, доменный шлак, кирпич из красной глины - отхода производства алюминия. Хотя радиационный контроль стройматериалов важен, всё же главный источник радона в помещениях (даже при подсыпке из высокоактивных материалов) - выделения из грунта, Концентрация радона в верхних этажах зданий меньше, чем на первом этаже. Хотя дерево выделяет ничтожно малорадона, концентрация радона в деревянных домах выше, чем в кирпичных, так как их этажность ниже, чем кирпичных, и их помещения расположены ближе к земле - основному источнику радона. Скорость проникновения радона из земли в помещения определяется толщиной и целостностью (количеством трещин и микротрещин) междуэтажных перекрытий, плотностью заделки щелей в полу и стенах. Выделение радона из стен уменьшается в 10 раз после облицовки стен пластиковыми материалами типа полиэтилена, полиамида, поливинилхлорида или после покрытия стен слоем краски на эпоксидной основе или тремя слоями масляной краски. Даже после оклейки стен обоями скорость выделения радона из стен уменьшается на 30%. Особенно эффективное средство уменьшения количества радона, просасывающегося через щели в полу - вентиляционные установки в подвалах. Герметизация помещений с целью утепления затрудняет выход радона из помещения, в результате его концен-трация в помещении возрастает в 500-5000 раз по сравнению с наружной. Это было обнаружено в конце 1970-х годов в Швеции и Финляндии, а затем в Англии и США.
Меньшие источники поступления радона в жилье - вода и природный газ. Концентрация радона в обычно используемой воде очень мала (близка к нулю), но вода из некоторых источников (особенно из глубоких колодцев и артезианских скважин) содержит очень много радона - от 1500 Бк/м3 до 100 млн. Бк/м3. Воду с концентрацией более 100 Бк/л пьют менее 10% житклей Земли. Основная опасность исходит не от питья воды, даже при высоком содержании радона. Обычно большую часть воды люди потребляют в составе пищи и горячих напитков (чай, кофе, компоты, какао и др.). При кипячении воды и приготовлении горячих бдюд большая часть радона улетучивается и поступает в организм в основном с некипяченой водой. Но даже в этом случае радон очень быстро выводится из организма. Гораздо большую опасность представляет попадание радонас вдыхаемым воздухом, что чаще всего происхолит в ванной комнате, где концентрация радона (8500 Бк/м3) в три раза выше, чем в кухне (3 кБк/м3) и в сорок раз выше, чем в жилых комнатах (0,2 кБк/м3). Концентрация радона в ванной комнате быстро возрастает (в десятки раз) при работе горячего душа и 15 минут после его выключения; для снижения его концентрации до исходной требуется не менее 1,5 часа после выключения душа.
При переработке из природного газа улетучивается большая часть радона, но концентрация радона в кухне (или др. помещении, где сжигают газ) может заметно возрасти, если плита (или др. устройство для сжигания газа) не снабжены вытяжкой. При наличии вытяжки сжигание газа почти не влияет на концентрацию радона. Концентрация радона в сжиженном газе выше, чем в природном, но в целом за счет природного газа выход радона в 10-100 раз выше, чем от сжиженного, потребление которого во много раз меньше. Если принять весь радон в зданиях за 100%, то доля вклада составит: грунт под зданием и стройматериалы - 78%, наружный воздух - 13%, вода - 5%, природный газ - 4%.
Калий-40 (второй после радона по важности естественный источник внутреннего облучения) поступает в организм в основном с пищей. Его концентрации в пищевых продуктах колеблются в широких пределах (Бк/кг): в бобах какао и соевой муке - 370-660; в горохе  - 274; в картофеле  - 107-130; в птице - 148; в говядине - 70-85; в рыбе - 78; в молоке - 37-45; в свинине - 34; в сливочном масле - 4; в речной воде - 0,037-0,63 (а также  - 0,009-0,08 Бк/кг радия-226). Калий - важный биологический элемент, его концентрация в теле мужчины 2 г/кг, удельная активность калия-40 60 Бк/кг. Установлено, что радионуклиды  интенсивно аккуму-лируются некоторыми видами биоты в трофических цепях отдельных компонентов экосистем моря (фито- и зоопланктон, фито- и зообентос, рыбы): среднее значение фактора биоаккуму-ляции находится в пределах 9*102?3,5*104; водоросли, бентосные животные и рыбы накапли-вают изотопы U238 и U234 в незначительной степени: среднее значение фактора биоаккумуляции составляет 1?55, что на несколько порядков ниже величины фактора для Pu и Ро [8]. Рыбы содержат значительное количество Pu и Ро, которое может быть опасным при употредлении рыб в пищу, однако годовое поступление изотопов Ро, Pu и U (токсичных альфа-излучателей) в организм среднестатистического жителя (в данном случае - Польши) при употреблении рыбы в пищу эквивалентно 10 мБк, 7 мБк и 24 мБк соответственно, что значительно ниже допустимого по нормам Международной комиссии по радиационной защите и Научного комитета ООН по влиянию ядерных излучений [8].  Выбросы при аварии 1986г. на Чернобыльской АЭС вызвали значительные загрязнения на боьших территориях не только в районе ЧАЭС, но даже в Донецкой области (до 2 Ки/км2). Выбросы радиоактивных веществ достигли черноморских берегов Кавказа (в том числе Сочи), Турции и др. стран, вы-звав повышение суммарной (по цезию-137 и цезию-134) радиоактивности разных сортов чая до (70-155)-(310-420) Бк/кг (при обычной РА чая меньше 0,3 Бк/кг по всем показателям) при норме международной торговли для всех пищевых продуктов (кроме молочных) 600 Бк/кг [9].
По усредненным данным (без учета радона в помещениях) годовая тканевая поглощенная доза в костном мозге, костной ткани и гонадах примерно одинаковая (1 мЗв/год), причем 66-77% дает внешнее g-излучение, остальное - g-излучение калия-40 (роль a-излучения крайне мала).
Суммарная доза (с учетом радона в помещениях), получаемая 95% населения Земли от всех естественных источников, составляет (мЗв/год): для красного костного мозга - 0,85-1,4; для гонад - 0,75-1,25; для эндостальных клеток костной ткани - 2,21; для легких - 7,5 (в том числе 6,9 - от внутреннего облучения). Доза, получаемая легкими вне помещений - 1,27 мЗв/год (то есть, примерно такая, как и в других тканях и органах). Гораздо большую дозу получают люди, живущие в плохо вентилируемых помещениях, в горных  и районах с высоким уровнем радиации. 
2.2. Антропогенные источники радиации
Среди источников радиации, обусловленных деятельностью людей, имеются как естественные (например, радионуклиды, содержащиеся в угле, природном и сжиженном газах, удобрениях, строительных и др. материалах), так и техногенные (созданные человеком) источники. За последние десятилетия человек создал сотни искусственных радионуклидов и научился использовать атомную энергию в разных целях: создание оружия, получение энергии, медицинская диагностика и лечение (лучевая терапия в борьбе с раком), поиск полезных ископаемых. различные средства контроля и т.д. Широкое применение нашли РАВ и ИИ в строительстве и стройиндустрии (см., например, [6-7]). Считают, что персонал, обслуживающий дефектоскопы в условиях строительной площадки, получает большие дозы облучения. Дозы, получаемые разными людьми от искусственных источников радиации, могут колебаться в широких пределах, быть ниже или значительно выше доз от естественных источников. Одной из наиюлее опасных групп источников ИИ считают многочисленные научные, исследовательские и производственные лаборатории, использующие РАВ. Слабый контроль за соблюдением правил применения, хранения, транспортировки, сбора, захоронения РАВ привел к частым и почти повсеместным случаям преступно-халатного отношения к РАВ, когда источники мощных ИИ выбрасывают куда придется и они оказываются в зонах пребывания людей (в том числе - в деталях жилых домов), что нередко приводит к трагическим последствиям. Дозу облучений, получаемую населением от таких нерегистрируемых источников, можно оценить путем введения (в законодательном порядке, ибо по своей инициативе практически никто это делать не захочет) обязательного сплошного радиометрического контроля всего жилищного фонда и других мест и помещений длительного пребывания людей (как ранее построенных, так и в новостройках).
Ниже приведены подходы к расчетной оценке доз, получаемых населением от основных видов источников радиации, обусловленных деятельностью людей.
2.2.1. Воздействия атомной технологии, энергетики и прочих энергоустановок
Атомная технология и атомная энергетика являются источниками радиации, вокруг которых ведут наиболее острые споры и закрытия которых требует "обществен-ность" ряда регионов (особенно там, где они расположены или намечено их размеще-ние), хотя в целом они вносят весьма небольшой вклад в облучение населения. Мощ-ность ядерных энергоустановок удваивали каждые 5 лет. Из-за противодействия "общественности" ожидается неуклонное снижение доли атомной энергии (в общем-пировом потреблении энергии) с 6,6% в 2000г. до 5,3% в 2010г. и 3,9% в 2020г. В течение грядущих двадцати лет потребление нефти увеличится не менее чем в полтора раза, газа - вдвое, угля - как минимум на 40% и только использование атомной энергии несколько сократится. Поэтому можно ожидать значительного увеличения ожидаемой коллективной эффективной эквивалентной дозы (ОКЭЭД) не за счет атомной энергетики, а за счет сжигания топлив. Величины ОКЭЭД (за счет короткоживущих изотопов) на этапах ядерного топливного цикла приведены ниже в таблице 9.
Таблица 9
Этапы ядерного топливного цикла Ожидаемая доза в чел*Зв на каждый гигаватт*год получаемой электроэнергии:
персонала населения всего
Добыча руд 0,9 0,5 1,4
Обогащение руд 0,1 0,04 0,14
Изготовление тепловыделяющих
элементов (ТВЭл) 1 0,002 1,002
Реакторы 10 4 14
Регенерация ТВЭлов 10 1 11
Захоронение радиоактивных отходов ? 0,03 0,00,03
Итого 22 5,6 27,6
У 90% персонала АЭС доза составляет 1-10 мЗв/год и, за редким исключением, не превышает 25 мЗв/год; среднегодовая доза на большинстве АЭС - 5-6 мЗв/год. Основные дозы создают перегрузки отработавшего топлива, ремонтные работы, ревизия оборудования. 90% всей дозы облучения, обусловленной короткоживущими изотопами, население получит в течение 1 года после выброса; 98% - в течение 5 лет. Почти вся доза приходится на людей, живущих не далее нескольких тысяч км от АЭС. Около 670 чел*Зв/Гвт*год обусловлены долгоживущими изотопами, которые распространяются по всему земному шару, причем на первые 500 лет приходится менее 3% всей дозы (то есть, 0,04 чел*Зв/год на 1 Гвт*год). Считают, что в ближайшие тысячи лет вклад захоронений радиоактивных отходов будет очень малым (порядка 0,1-1% от ожидаемой КЭЭД), хотя проблема захоронения сотен миллионов тонн радиоактивных отходов обогащения руд весьма серьезна.
Коллективная доза от выбросов АЭС и профессионального облучения персонала АЭС в 1980г. (при мощности всех АЭС 140 ГВт) была равна 5-часовой дозе естественного фона, а в 2000г. (500 ГВТ) - на уровне суточной дозы естественного фона. Коллективная доза профессионального облучения персонала АЭС в 1980г. - 2000 чел*Зв (около 0,03% дозы естественного фона). Сравнительная оценка общего ущерба здоровью людей от ядерного и угольного топливных циклов, отнесенная к выработке 1 ГВт*год энергии (с учетом канцерогенного эффекта химических компонентов выбросов ТЭС: летучей золы, двуокиси серы, бенз/а/пирена) показала, что проживание вблизи ТЭС мощностью 1 ГВт (с учетом выбросов её химических компонентов) в сотни (300-500) раз более вредно (и опасно), чем проживание вблизи АЭС. Коллективная доза АЭС формируется в результате облучения людей, проживающих в зоне до 200-500 км от АЭС. 
Исходя из приведенных выше данных, индивидуальную дозу облучения отдель-ного человека (для всего тела) от воздействия атомной  технологии, энергетики и про-чих энергоустановок (НАтЭн) можно оценить по расстоянию от атомных (АЭС) и тепловых (ТЭС) электростанций (и др. объектов, создающих выделения РАВ в окружающую среду) и продолжительности ветров с их стороны в сторону места пребывания человека. При отсутствии достоверных данных, в зависимости от соотношения этих факторов, можно принять ориентировочную величину НАтЭн: 1) при проживании вблизи ЭС: для АЭС - порядка 0,01 мЗв/год, а для ТЭС - порядка 0,1 мЗв/год; 2) при проживании вдали от ЭС (сотни км от ближайших ТЭС и тысячи км от ближайших АЭС): для АЭС - порядка 0,001, а для ТЭС - порядка 0,01 мЗв/год.
2.2.2. Радиоактивные осадки из атмосферы
За период 1945-1981гг. произведено 423 взрыва в атмосфере общей мощностью около 220 мегатонн (из них 111 Мт - в СССР) с выбросом большого количества РАВ. Суммарная ожидаемая коллективная эффективная эквивалентная доза (ОКЭЭД) от всех ядерных взрывов в атмосфере оценена в 30*106 чел*Зв. К 1980г. человечество получило лишь 12% этой дозы; остальную часть оно может получать еще миллионы лет. С 1963г. (самые интенсивные испытания ядерного оружия) к началу 1980-х годов среднегодовая КЭЭД от ядерных испытаний снизилась с 7% до 1% (а после Чернобыля-1986 - до 0,7%) от дозы естественных источников. На следующий год после ядерных взрывов в атмосфере даже в отдаленной Дании произошло скачкообразное повышение содержания цезия-137 в зерне, овощах, фруктах, мясе, молоке. Особенно сильно возрастало содержание цезия-137 в ягеле и в мясе оленей на Крайнем Севере, в связи с чем пастухи получали дозу цезия-137 в 100-1000 раз больше, чем остальное население [2], [6].
Выбросы при аварии 1986г. на Чернобыльской АЭС вызвали значительные загрязнения на боьших территориях не только в районе ЧАЭС, но даже в Донецкой области (до 2 Ки/км2). Выбросы радиоактивных веществ достигли черноморских бере-гов Кавказа (в том числе Сочи), Турции и др. стран, вызвав повышение суммарной (по цезию-137 и цезию-134) радиоактивности чая и др. продуктов земледелия [9].
Осевшие радиоизотопы обычно находятся в верхнем слое почвы толщиной 1-2 см, откуда они легко выделяются и разносятся вокруг, особенно при обработке почвы, земляных и строительных работах, при движении и работе машин. В составе топливных частиц при взрыве выделился и плутоний-241 в количестве в 100 раз больше, чем более опасный плутоний-239. Но при распаде (период полураспада 14 лет) он превращается в более опасный америций-241, способный загрязнять воздух, воды и др. среды, участвуя в естественном круговороте веществ. Поэтому зоны, считавшиеся благополучными при оценке по плутонию-241, через годы могут оказаться недопустимо зараженными америцием-241.
Данные по доле вклада различных источников радиации в общую дозу, получаемую средним жителем Земли в районах с нормальным фоном (до и после Чер-нобыльской катастрофы 1986г.) приведены ниже в таблице 10 [6].
Таблица 10
Виды источников
радиации Доля вклада источников радиации
До Чернобыля 1986г. Первые годы после 1986г.
мЗв/год в % к итогу мЗв/год в % к итогу
Естественные (природные)
в том числе - вдыхание радона с воздухом в доме 2,2

0,94 84

36 2,2

0,94 78,6

34
Используемые в медицине 0,4 15 0,4 14,4
Радиоактивные осадки 0,02 0,8 0,2 7
Атомная энергетика 0,001 0,04 0,001 0,036
Итого 2,62 100,0 2,8 100
Теперь, когда практически вся масса радионуклидов, выброшенных ЧАЭС в 1986г., осела на поверхность суши и дно водоемов и покрыта сверху слоем последующих от-ложений, величина радиоактивных осадков ненамного превышает дочернобыльский уровень (0,02 мЗв/год или 0,8% общей дозы, получаемой средним жителем Земли в районах с нормальным фоном), а вклад атомной энергетики, как по абсолютной вели-чине, так и по доле вклада в общую дозу радиации, в сорок раз меньше, чем от меди-цинских процедур и в сто раз меньше, чем от ингаляции радона в доме.
Исходя из приведенных выше данных, индивидуальную дозу облучения отдель-ного человека (для всего тела) от радиоактивных осадков из атмосферы (НРаОс) вследствие ядерных взрывов и катастрофы на ЧАЭС можно оценить: 1) по расстоянию от ЧАЭС и мест проведения ядерных взрывов (полигоны у г.Семипалатинска, на острове Новая Земля, у пгт.Юнокоммунаровск в Донецкой области и др.); 2) по продолжительности ветров со стороны ЧАЭС, мест проведения ядерных взрывов  и др. мест массового выделения РАВ в сторону места пребывания человека. В зависимости от соотношения этих факторов, можно принять величину НРаОс в пределах от 0,02 мЗв/год до 0,2 мЗв/год.
2.2.3. Источники радиации, используемые в медицине
Сопоставление различных источников ралиации по индивидуальной дозе на весь ор-ганизм в целом приведено ниже в таблице 11  [6].
Таблица 11. Эффективные эквивалентные дозы облучения  (ЭЭДО) отдельного
человека от некоторых естественных и техногенных источников
Источники облучения ЭЭД О (для всего тела человека)
Зв бэр
Облучение за год за счет радиоактивных выбросов АЭС в районе её расположения (0,2-1)*10-6 (0,02-0,1)*10-3
Облучение за год за счет дымовых выбросов ТЭС, работающей на угле (2-5)*10-6 (0,2-0,5)*10-3
Прием радоновой ванны (0,01-1)*10-3 0,001-0,1
Лучевая гамма-терапия после операции 0,2-0,5 20-50
Флюорография (0,1-0,5)*10-3 0,01-0,05
Рентгенография грудной клетки (0,1-1)*10-3 0,01-0,1
Рентгеноскопия грудной клетки (2-4)*10-3 0,2-0,4
Рентгенодиагностика при раке легких 0,05 "5
Рентгеновская томография 0,005-0,1 0,5-10
Рентгеновская мамография (1-2)*10-3 0,1-0,2
Рентгеноскопия желудка, кишечника 0,1-0,25 10-25
Просмотр кинофильма по цветному телевизору (2м от экрана) 0,01*10-6 1*10-6
Ежедневный в течение года 3-часовой просмотр цветных телепрограмм (5-7)*10-6 (0,5-0,7)*10-3
1 час полета на дозвуковом самолёте (4-7)*10-6 (0,4-0,7)*10-3
1 час полета на сверхзвуковом самолёте (типа "Конкорд") на высоте 18-20 км (10-30)*10-6 (1-3)*10-3
1 сутки полета на орбитальном космическом корабле (без вспышек на Солнце) (180-350)*10-6 (18-35)*10-3
Как видно из таблиц 10 и 11, основной вклад (на 2-4 порядка превосходящий вклад остальных техногенных источников ИИ) в создание годовой КЭЭД вносят облучения от медицинских процедур (диагностика и лечение). Цель облучений в медицине - излечение больного, но нередко дозы оказываются неоправданно большими: флюорография - 2-5 мЗв; рентгеноскопия грудной клетки - 47-195 мЗв; рентгеновские снимки: черена - 8-60 мЗв; позвоночника - 1,6-147 мЗв; зубов - 30-50 мЗв; желудка и кишечника - 120-820 мЗв [1]. При рентгенографии желудочно-кишечного тракта, тазобедренного сустава, поясничного отдела позвоночника доза облучения гонад дос-тигает 0,04-36 мЗв. Около половины рентгеновских обследований приходится на долю грудной клетки. Но, по мере уменьшения заболеваемости туберкулезом, целесообразность массовых обследований снижается. Более того, практика показала, что раннее обнаружение рака легких почти не увеличивает шансов на выживание [1]. В 1980-е годы во многих странах (включая США, Англию, Швецию) частота таких обследований существенно снижена. Однако из этого не следует делать вывод о необходимости полного исключения ИИ из арсенала диагностики и лечения. Например, своевременное обнаружение воспаления легких с помощью рентгеноскопии уменьшает число смертельных исходов в 200 раз. Даже в одной стране дозы, получаемые пациентами, могут сильно варьировать (иногда в 100 раз). Излишнее облучение часто вызвано плохим состоянием и эксплуатацией оборудования, низкой квалификацией, недобросовестно-стью, а иногда - и злым умыслом медперсонала, низкой чувствительностью фото-пленки, облучением большей поверхности тела, чем это требуется. Уменьшить дозу можно правильной экранировкой, максимальным уменьшением площади рентгеновского пучка, его фильтрацией (убирающей лишнее облучение), использованием более чувствительных фотопленок. Еще в 1970-е годы замена рентгеновской пленки на кинопленку и электростатику уменьшила дозу при обследовании молочной железы в 10-20 раз. За 100 лет со времени открытия рентгеновских лучей самое значительное достижение в рентгенодиагностике - компьютерная томография, уменьшившая дозы облучения: при обследовании кожи - в 5 раз, яичников - в 25 раз, семенников - в 50 раз (по сравнению с обычными методами урографии 1970-х годов). Генетически значимые дозы (ГЗД) облучения, приходящиеся на гонады, составляли в 1970-е годы: в Англии - 0,12 мЗв/год, в Японии - 0,15 мЗв/год, в СССР - 0,23 мЗв/год, Наибольший вклад в ГЗД вносят обследования семенников, яичников, мочевого пузыря, мочевыводящих путей, таза, нижней части спины, а также бариевые клизмы. Доза облучения костного мозга при рентгенографии зубов составляет 0,06-0,13 мЗв в черепе, 0,14-8,5 мЗв в нижней челюсти, 0,024-1,16 мЗв в шейных позвонках. Средняя ЭЭД для наиболее распространенных радиологических исследований лежит в пределах 0,05-10 мЗв. Поглощенная доза в облучаемом с целью терапии органе (уничтожение раковых клеток) очень велика и составляет 20-60 Гр за несколько сеансов (а при послеоперационной g-лучевой терапии - 0,2-0,5 Зв  ЭЭД). При использовании радиофармацевтических препаратов доза на отдельный орган составляет от нескольких мГр до нескольких греев, а доза на гонады - от нескольких мГр до нескольких десятков мГр на одну процедуру. Средняя доза, получаемая медперсоналом при снятии одной рентгенограммы, колеблется в пределах от 0,5 мкЗв*чел в США до 4,2 мкЗв*чел в Швеции [1]. Среднемировая индивидуальная доза от медпроцедур (главный вклад дает диагностика) составляет 0,44-1 мЗв/год или 20-50% средней дозы естественного облучения (2,2 мЗв/год).
По нашему мнению, для предупреждения и недопущения неоправданного излишнего облучения целесообразно  введение обязательного (в законодательном порядке, ибо по своей инициативе практически никто это делать не захочет) предарительного (до процедуры облучения) оповещения пациентов о намечаемой дозе облучения (всего тела и конкретных органов и тканей) и фактически полученной (после завершения процедуры облучения) дозе облучения (всего тела и конкретных органов и тканей).
Исходя из приведенных выше данных, общую (суммарную) годовую индивиду-альную дозу облучения отдельного человека (для всего тела) от медицинских проце-дур (диагностика и лечение) (НМедГод) можно оценить по формуле:
    НМедГод = Sk=1K(Нk) + 10-3*Sl=1L(Dlntl), м7Зв/год                (17)
где Нk - известная доза облучения при отдельной k-той медицинской процедуре (диагностика или лечение), мЗв;
К - годовое число k-тых медицинских процедур, для которых известна доза облучения, проц/год;
L - годовое число l-тых медицинских процедур, для которых неизвестна доза облучения, но известны средняя мощность дозы (Dl, мкЗв/с или мкЗв/ч) и длительность l-той процедуры (tl, в секундах или часах), проц/год.
2.2.4. Ииспользуемые в быту и прочие источники радиации
По аналогии с подразделом 2.2.3 и исходя из приведенных ниже данных, общую инди-видуальную дозу облучения отдельного человека (для всего тела) от используемых в быту и прочих источников радиации (НБытГод) можно оценить по формуле:
    НБытГод = Sb=1B(Нb) + 10-3*Sб=1Б(Dбntб), мЗв/год                (18)
где Нb - известная доза от отдельного b-го облучения бытовым или прочим источни-ком, мЗв;
В - годовое число b-тых облучений, для которых известна доза облучения, облуч/год;
Б - годовое число б-тых облучений бытовым или прочим источником, для которых неизвестна доза облучения, но известны средняя мощность дозы (Dб, мкЗв/с или мкЗв/ч) и длительность б-го облучения (tб, в секундах или часах), облуч/год.
Облучение персонала обычных промышленных предприятий дает вклад в годо-вую дозу 0,5 чел*Зв на 1 млн. жителей; если принять его численность 100 тыс. чел., то средняя годовая доза 1 работника (НРабГод) составит : НРабГод=0,5/105=0,005 мЗв/год.
Профессиональные дозы почти повсеместно являются самыми большими из ин-дивидуальных доз. Средние дозы шахтеров подземных урановых рудников и некото-рых заводов по переработке руд в 6 раз превышают естественный фон - 2,2 мзв/год (см. табл. 10), то есть, НШахУр"13 мзв/год. На открытых рудниках, на АЭС персонал получает средние профессиональные дозы вдвое больше фона (то есть, НПерАЭС"4,4 мзв/год). Коллективная профессиональная доза так распределена по категориям пер-сонала: работники заводов по переработке ядерного топлива, персонал АЭС с реакто-рами с газовым охлаждением - 100%, технический персонал - 71%, администрация - 11%, операторы - 10%, дозиметристы - 8%.
В шахтах при добыче железных руд и др. ископаемых дозы, получаемые шахте-рами, могут быть выше, чем на урановых рудниках (то есть, НШахГод>13 мзв/год). По-вышенные дозы получают и шахтеры угольных шахт. До 0,3 Зв/год получает персонал курортов, где применяют радоновые ванны [1].
Принцип действия многих видов детекторов дыма основан на a-излучении америция-241, но при правильной эксплуатации они дают ничтожно малую дозу. Радионуклиды применяют в дросселях флюоресцентных светильников и в др. электроприборах. При изготовлении особо тонких линз применяют торий, что может вызвать облучение хрусталика глаз. Для придания блеска искусственным зубам в зубной фарфор добавляют уран, что вызывает облучение тканей рта. Рентгеновские аппараты для проверки багажа в аэропортах почти не облучают пассажиров. Радиоактивные изотопы, используемые в светящихся циферблатах часов, компасов, телефонов, в прицелах, в указателях входа-выхода помещений дают общую дозу, в 4 раза превышающую дозу, обусловленную утечками на АЭС [1]. Часы со светящимся составом на основе радия-226 создают мощность дозы DЧасРад=0,074 мкЗв/ч; эту мощность можно уменьшить на 2-3 порядка, заменив радий на тритий или прометий-147 [1] (то есть, DЧасТрПр"0,0005 мкЗв/ч). Годовую дозу от ношения таких часов (НчЧасГод) можно определить по формуле:
НЧасГод= 10-3*SчЧ(Фч*DчЧас), мЗв/год                (19)
где Фтю - годовой фонд времени ношения часов ч-го типа, ч/год;
DчЧас - мощность дозы от часов ч-го типа, мкЗв/ч.
Цветной телевизор создает мощность дозы "100 мкЗв/ч на расстоянии 5 см от экрана и "0,0025 мкЗв/ч на расстоянии от экрана 2,5м; у черно-белого телевизора эти мощности примерно вдвое меньше [1]. Исходя из этих данных, нами определена эависимость мощности дозы (НLТел) от расстояния (L) зрителя от экрана телевизора:
              НLТелЦв = Кт*L-2,71, мкЗв/ч                (20)
где Кт - коэффициент, зависящий от типа телевизора: Кт"0,03 для цветного телевизора и Кт"0,015 для черно-белого телевизора.
Годовую дозу от пребывания у телевизора (НТелГод) можно определить по формуле:
                НТелГод = 10-3*SтюЮ(Кт*Фтю*Lтю-2,71), мЗв/год                (20а)
где Фтю - годовой фонд времени пребывания человека за т-тым типом телевизора на ю-том расстояния (L) зрителя от экрана, ч/год.
По этим же формулам можно определить годовую дозу от работы за компьютером.
По данным [1] при полетах в самолетах на больших высотах каждый член экипажа получает 1-2 мЗв/год из-за облучения космическими лучами. Ггодовую инди-видуальную дозу (НСамГод) отдельного человека (для всего тела - как членов экипажа, так и пассажиров) от облучения космическими лучами при полетах в самолетах на любых высотах можно оценить по формуле (предложенной нами):
    НСамГод = 10-3*SсСShВ(Фсh*Dсh), мЗв/год                (21)
где SсС и ShВ - знаки суммирования соответственно по типам самолетов (индекс с) и высотам полёта (индекс h);
С - число с-тых  типов самолетов, в которых летал данный человке в течение  года;
В - число h-тых  интервалов высот, на которых летал данный человке в течение  года в самолетах с-го типа;
Фсh - годовой фонд времени пребывания человека h-том  интервалах высот в самолете с-го типа, ч/год;
Dсh - мощность дозы внешнего g-излучения в h-том интервале высот в самолете с-го типа, мкЗв/ч. Величину Dсh можно определить по формуле:
                Dсh = НhВнеш/КОслСм, мкЗв/ч                (22)
где НhВнеш - уровень радиации (мощность дозы ) внешнего g-излучения в h-том  интервале высот, мкЗв/ч; значения НhВнеш можно определить либо интерполяцией данных таблицы2, либо вычислить по формулам аппроксимации (5-1)-(5-4);
КОслСм - коэффициент ослабления внешнего фонового g-облучения в м-том месте внутри самолета с-го  типа конструкциями и материалами обшивки самолета, в долях единицы. Величина КОслСм зависит от энергии g-излучений, материала и толщины экранирующих конструкций. Для ослабления энергии g-излучений (0,1-10 МэВ) в 2 раза необходим слой стали толщиной соответственно 8-34 мм.
3. Пример расчетной оценки вклада различных источников в создание
индивидуальной дозы облучения человека по предлагаемой методике
3.1. Расчет индивидуальной эквивалентной дозы облучения
человека от естественные источники радиации
3.1.1. Внешние источники радиации
3.1.1.1. Внеземные (космические) источники радиации
Годовую индивидуальную дозу от внешнего (космического) излучения оцениваем по формуле:
           мЗв/год  (23)
где Фh - длительность (фонд) времени пребывания данного человека на высоте h м над уровнем моря, ч.
   НhВнешКосм - мощность дозы от внешнего (космического) излучения; её, в зависимости от высоты места пребывания h, определяем по формулам (5-1)-(5-4).
Величина коэффициента ослабления (КмОсл) внешнего фонового g-облучения в м-том месте помещения строительными конструкциями и материалами, из которых построено помещение, зависит от энергии g-излучений, материала и толщины экранирующих конструкций. Для ослабления энергии g-излучений (0,1-10 МэВ) в 2 раза необходим слой бетона толщиной соответственно 47-188 мм. Ниже в табл. 12 приведен энергетический спектр космического излучения для высот "200 и "2700м н.у.м. Долю прохождения (проникания к человеку) g-лучей э-го участка спектра внешнего g-излучения КоэПрох (величину, обратно пропорциональную коэффициенту ослабления: КоэПрох=1/КэОсл):
                КоэПрох = ехр[-Sз=1З(dзСф*mэз)], в долях единицы                (24)
где З - число слоев строительных и др. материалов, находящихся между человеком и -сф-тым участком небесной полусферы;
dзСф - толщина з-го защитного слоя между человеком и -сф-тым участком небесной полусферы;
mэз (или мюэз, так как буквы греческого алфавита в таблицах ЕХЕL не изображаются) - значения линейного коэффициента поглощения g-излучений э-го участка спектра з-тым защитным слоем строительных и др. материалов.
Таблица 12
Энергия космических g-излучений (Эн), МэВ Доля данного участка спектра в общей энергии  g-излучений (бэ, в %) для высот:
Интервал (э) Среднее значение "200 м н.у.м. "2700 м н.у.м.
<0,1 0,1 0,05 0,2
0,1-0,3 0,2 0,35 1,4
0,3-0,5 0,4 0,45 1,8
0,5-0,7 0,6 0,55 2,2
0,7-0,9 0,8 0,65 2,4
0,9-1,1 1 0,75 3
1,1-2 1,5 6,2 19
2-4 3 18 21
4-6 5 19 21
6-8 7 19 21
8-10 9 18 10
10-12 11 12 4
12-16 14 4 1,3
16-20 18 0,6 0,4
>20 25 0,4 0,3
Долю g-излучения э-го участка спектра (ДолПронУчэ), проникших к человеку, определи-ли как сумму (по всем участкам небесной полусферы) произведений ДоУчСф*КоУчСф*бэ:
ДолПронУчэ=    SэСф=1Сф(ДоУчСф*КоУчСф*бэ/100), в долях един                (25)
Долю g-излучения всего спектра (ДолПронУчм), проникающих к человеку, находящему-ся в м-том месте помещения, определяем как сумму ДозУчэ по всем (М) участкам  спектра:
                ДолПронУчм = Sэ=1Э(ДозУчэ), в долях един                (26)
Коэффициент ослабления (КмОсл) внешнего фонового g-облучения в м-том месте помещения строительными конструкциями и материалами определяли из выражения (см. таблицу 13):
                КмОсл=1/ДолПронУчм=1/0,129=7,75                (27)
   Мощность дозы g-излучения (НgмПрон), проникшего к человеку (находящемуся в м-том месте помещения) сквозь строительные и др. материалы и конструкции, можно определить как сумму (по всем э-тым участкам спектра) внешнего g-излучения КоэПрох:
    НgмПрон = 0,001*НhВнешКосм*Sэ=1Э(ДозУчэ), мЗв/ч                (28)
Фрагмент исходных данных и результатов расчета коэффициента ослабления (КмОсл) внешнего (космического) g-излучения в помещении строительными конструкциями и материалами, из которых построено помещение, приведен в таблице 13.
Таблица 13
Еэ, МэВ 0,1 0,4 0,8 1 3 5 9 14 18 25
бэ, % 0,05 0,45 0,65 0,75 18 19 18 4 0,6 0,4
УчСф1Восток
d11 0,6 0,6 0,6 0,6 0,6 0,6 0,6 0,6 0,6 0,6
мю11 0,147 0,061 0,055 0,054 0,045 0,039 0,036 0,035 0,033 0,032
d12 0,1 0,1 0,1 0,1 0,1 0,1 0,1 0,1 0,1 0,1
мю12 0,049 0,020 0,018 0,018 0,015 0,013 0,012 0,011 0,011 0,010
ДоУчСф1 0,100 0,100 0,100 0,100 0,100 0,100 0,100 0,100 0,100 0,100
КоПрох1 0,911 0,962 0,966 0,967 0,972 0,975 0,978 0,978 0,979 0,980
ДоУч*Ко 0,091 0,096 0,097 0,097 0,097 0,098 0,098 0,098 0,098 0,098
УчСф2Запад
d21 0,6 0,6 0,6 0,6 0,6 0,6 0,6 0,6 0,6 0,6
мю21 0,147 0,061 0,055 0,054 0,045 0,039 0,036 0,035 0,033 0,032
d22 5 5 5 5 5 5 5 5 5 5
мю22 0,049 0,020 0,018 0,018 0,015 0,013 0,012 0,011 0,011 0,010
ДоУчСф2 0,05 0,05 0,05 0,05 0,05 0,05 0,05 0,05 0,05 0,05
КоПрох2 0,718 0,871 0,884 0,886 0,903 0,915 0,922 0,925 0,928 0,932
ДоУч*КоУч 0,041 0,044 0,044 0,045 0,045 0,046 0,046 0,046 0,046
       УчСф3Юг
d31 114 114 114 114 114 114 114 114 114 114
мю31 0,147 0,061 0,055 0,054 0,045 0,039 0,036 0,035 0,033 0,032
d32 24 24 24 24 24 24 24 24 24 24
мю32 0,049 0,020 0,018 0,018 0,015 0,013 0,012 0,011 0,011 0,010
ДоУчСф3 0,25 0,25 0,25 0,25 0,25 0,25 0,25 0,25 0,25 0,25
КоПрох3 0,000 0,001 0,001 0,001 0,004 0,008 0,013 0,015 0,018 0,021
ДоУч*КоУч 0,000 0,000 0,000 0,001 0,001 0,003 0,003 0,004 0,004
ДоУч*КоУч*%э$ 0,00000 0,00000 0,00000 0,00003 0,00018 0,00056 0,00039 0,00015 0,00003
УчСф4Север
d41 38 38 38 38 38 38 38 38 38 38
мю41 0,147 0,061 0,055 0,054 0,045 0,039 0,036 0,035 0,033 0,032
d42 11 11 11 11 11 11 11 11 11 11
мю42 0,049 0,020 0,018 0,018 0,015 0,013 0,012 0,011 0,011 0,010
ДоУчСф4 0,25 0,25 0,25 0,25 0,25 0,25 0,25 0,25 0,25 0,25
КоПрох4 0,002 0,078 0,101 0,107 0,152 0,194 0,224 0,236 0,253 0,269
ДоУч*КоУч 0,006 0,023 0,025 0,030 0,038 0,055 0,057 0,059 0,063
       УчСф5Верх
d51 28 28 28 28 28 28 28 28 28 28
мю51 0,147 0,061 0,055 0,054 0,045 0,039 0,036 0,035 0,033 0,032
d52 9 9 9 9 9 9 9 9 9 9
мю52 0,049 0,020 0,018 0,018 0,015 0,013 0,012 0,011 0,011 0,010
ДоУчСф5 0,35 0,35 0,35 0,35 0,35 0,35 0,35 0,35 0,35 0,35
КоПрох5 0,010 0,150 0,182 0,189 0,246 0,295 0,329 0,342 0,360 0,377
ДоУч*КоУч 0,021 0,059 0,064 0,072 0,086 0,113 0,116 0,120 0,126
ДоУч*КоУч*%Эн 0,00007 0,00032 0,00041 0,00448 0,01549 0,02149 0,01397 0,00479 0,00076
Итого ДоУч*КоУч 0,095 0,097 0,097 0,106 0,128 0,139 0,125 0,107 0,099
ДоУч*КоУч*%Эн 0,0003 0,001 0,001 0,007 0,023 0,026 0,015 0,004 0,001
           Итого  ДоУч*КоУч*бэ = 0,129         КмОсл =1/0,129 = 7,75
Просуммировав значения (НgмПрон*Фhм) по времени нахождения на h-той высоте и на м-тых местах в помещениях, можно определить годовую индивидуальную дозу от космического излучения, полученную внутри помещений (DgПом):
DgПом = Sh=1ВыSм=1М(НgмПрон*Фhм), мЗв/год                (29)
где Вы - число h-тых интервалов высот над уровнем моря;
М - число м-тых мест в помещениях;
Фhм - длительность (фонд) времени пребывания данного человека на высоте h м над уровнем моря (ч) в м-том месте в помещениях.
Сокращенный (то есть, данный в качестве иллюстрации) расчет выполнен для человека: 1) постоянно проживающего на высоте h=210 м н.у.м. (Ф210 "7520 ч/год (в том числе Ф210Пом"5720 ч/год в помещении), Ф210Пом"1800 ч/год вне помещений - на от-крытом воздухе, в водном и в наземном транспорте); 2) временно пребывающего (в отпуске) на высоте h"2700 м н.у.м. (Ф2700"1200 ч/год - все время вне помещений (сюда включено время пребывания в палатке и в тонкостенных сооружениях), то есть, Ф2700Пом"0); 3) проводящего 40ч в полете на самолётах, в том числе 22ч в дозвуковом и 18ч в сверхзвуковом. Подставив значения в формулы (5-1)-(5-4), получим:
          Н210ВнешКосм=0,035+0,025*(210/1000)1,1"0,04 мкЗв/ч
       Н2700ВнешКосм=0,06+(0,04*(2700/2000)2"0,133 мкЗв/ч
В таблице 13 дан (в качестве иллюстрации) фрагмент исходных данных и результатов расчета величины коэффициента ослабления (КмОсл) внешнего фонового g-излучения в помещении строительными конструкциями и материалами, из которых построено помещение. Здесь (в данном примере) небесная полусфера (источник g-излучений) разделена на 5 участков (хотя их можно выбрать сколько угодно), с учетом ориентации здания и помещений, в которых данный человек проводит значительную часть времени; определена (и задана в таблице) доля каждого (Сф-го) участка в общей угловой площади небесной полусферы ДоУчСф. Участок первый (УчСф1Восток) ориентирован оконными проемами на восток (в таблице задана доля его угловой площади "ДоУчСф1" от общей угловой площади небесной полусферы) и имеет малую толщину защитных слоев: из стекла (d11, в см) и оконных переплетов (d12, в см); для них по справочным данным (например, по [2] или более современным) заданы значе-ния линейного коэффициента поглощения g-излучений (мю11 и мю12) для всех интер-валов энергетического спектра космического излучения. Таким хе образом заданы ис-ходные данные для остальных участков небесной полусферы (они условно обозначены УчСф2Запад:УчСф5Верх). Толщину их защитных слоев принимали по суммарной толщине строительных элементов здания (стен, перегородок, перекрытий, покрытий полов и кровли и т.д.), а значения мю принимали для основных материалов, из кото-рых изготовлены эти элементы (дерево, пластики, кирпичи, шлако-, гипсо- и др. блоки, бетоны и т.д.).
Подставив значения в формулу (23), получим:
мЗв/год, в том числе 0,16 мЗв/год (или "61%) - за 50 суток пребывания на высоте 2700м и 0,102 мЗв/год - за остальную часть года во время пребывания на высоте 210м, в том числе 0,072 мЗв/год (или 69%) за 1800ч пребывания вне помещений и 0,03 мЗв/год - в помещениях.
Аналогично выполнен расчет годовой индивидуальной дозы от космического излучения при полете на самолётах:
в дозвуковом: Н12000ВнешКосм=0,06*(12000/2000)2,4=4,42 мкЗв/ч
в сверхзвуковом: Н20000ВнешКосм=0,06*(20000/2000)2,4=15,1 мкЗв/ч
При двухслойной изоляции (в том числе 2-3 мм металла и 5-6 см тепловой и др. изоля-ции доля всего спектра g-лучей, проникающих к человеку, составит ДолПрон=0,912, а коэффициент ослабления внешнего g-облучения - КмОсл=1/0,912 =1,096 для дозвуковых самолётов и ДолПрон=0,888, а КмОсл=1/0,888 =1,126 для сверхзвуковых самолётов. С учетом этого мощность дозы (НgмПрон) для всего тела пассажира составит 4,42/1,096"4 мкЗв/ч для дозвуковых и 15,1/1,126"13 мкЗв/ч для сверхзвуковых самолётов, а годовая инди-видуальная доза составит:
         DСамГод=4*22+13*18=88+234"322 мкЗв/год"0,322 мЗв/год.
По данным [1] за 1 час полета в дозвуковом самолёте человек получает 4-7 мкЗв/ч, а в сверхзвуковом самолёте (типа "Конкорд") на высоте 18-20 км - 10-30 мкЗв/ч, что в "1,5-2 раз больше, чем получено в нашем расчете.
Среднегодовую дозу от внеземных (космических) источников ИИ (космогенные радионуклиды образуются в основном в атмосфере и с воздухом поступают внутрь организма человека главным образом в виде углерода-14 и трития) согласно данным таблицы 1 принята в размере 0,01 мзв/год.
Полная годовая индивидуальная доза от внешнего (космического) излучения со-ставит: DgВнешГодКос=0,262+0,322+0,01 мкЗв/год"0,594 мЗв/год, в том числе 0,24 мЗв/год во время пребывания вне помещений и 0,032 мЗв/год - в помещениях.
3.1.1.2. Земные источники радиации
Дозу от естественных облучений от земных источников (DЗемГод) определим по формуле (7); исходные данные и результаты расчета величины дозы и доли (в %) вклада её источников приведены в таблице 14. Как видно из таблицы 14, годовая доза от естественных облучений от земных источников составляет DЗемГод=0,853 мЗв/год, причем подавляюще большой (91,6%) вклад в создание дозы от естественных земных источников облучений дают антропогенные объекты, а главный из них - здания (85,6%), особенно бетонные (80,5%). Радиационный фон от чисто естественных источ-ников составляет в среднем 1000*0,072/1380"0,052 мкЗв/ч, а в целом естественный со-ставляет в среднем 1000*0,853/8760"0,097 мкЗв/ч, что ниже нижнего предела 0,1-0,2 мкЗв/ч, который считают нормальным.
Общая доза от всех внешних - земных и внеземных (космических) источников радиации (DgВнешОбщГод) составляет:
DgВнешОбщГод = DgВнешГодКос+DЗемГод=0,594+0,853"1,447 мЗв/год
Таблица 14
Места пребывания
оцениваемого
человека Годовой фонд времени пре-бывания чело-века, Фсм, ч Мощность дозы, Нс, Нм, мкЗв/ч Годовая доза, DЗемГод,
мЗв/год % к итогу
На поверхности воды (рек, озер, морей, прудов) 40 0,0006 0,00002 0,003
На поверхности почвы 140 0,02 0,0028 0,3
На поверхности магматических горных пород - гранитов, грано-диоритов, порфиров и др. 500 0,1 0,05 5,9
На поверхности горных осадоч-ных пород 700 0,027 0,0189 2,2
На поверхности искусственных покрытий дорог, площадей, тротуаров 600 0,03 0,018 2,1
В кирпичных зданиях 70 0,08 0,0056 0,7
в каменных зданиях 140 0,1 0,014 1,6
В бетонных зданиях 5720 0,12 0,6864 80,5
В домах из дерева 240 0,04 0,0096 1,1
В домах из синтетических и т.п. материалов 300 0,05 0,015 1,8
В наземном и водном транспорте 500 0,06 0,03 3,5
В самолетах 40 0,07 0,0028 0,3
Итого 8990 0,853 100
В том числе от естественных источников 1380 0,072 8,4
В том числе в антропогенных объектах 7610 0,781 91,6
В том числе в зданиях 6470 0,731 85,6
3.1.2. Расчет индивидуальной эквивалентной дозы внутреннего облучения
человека от радионуклидов, поступающих внутрь организма
с пищей, водой и вдыхаемым воздухом
Индивидуальную эквивалентную дозу внутриорганизменного облучения t-го критиче-ского органа (НПиэt) человека от радионуклидов, поступающих внутрь организма с пищей, водой и вдыхаемым воздухом можно определить по формуле (8), где долю j-го нуклида в t-том органе (fjt) отно-сительно его общего содержания во всем теле определяем по формуле (10):
а) для калия-40 (он после заглатывания его с водой и пищей равномерно распределяется во всех органах и тканях):    fjt=0,0035/70=0,0005;
б) для радона - по формуле (11) (он после  вдыхания его с воздухом равномерно распределяется во всех органах и тканях, кроме лёгких):
    fjt=(1-0,4)*0,0035/70=0,0003.
Среднюю продолжительность действия j-го радионуклида на t-тый орган (Фjt) (с уче-том длительности распада и выведения из организма) определяем по табл. 2.4 справочника [2]:
а) для калия-40: Фjt=6,4*104 с (1,8 ч);
б) для радона: Фjt=4,5*104 с (1,25 ч).
Эффективную энергию (Еjtэф) распада (МэВ/распад), передаваемая t-му органу в каж-дом акте распада j-го радионуклида (с учетом биологической эффективности излучения) определяем по табл. 2.4 справочника [2]:
а) для калия-40: Еjtэф=1,6 МэВ/распад;
б) для радона: Еjtэф=110 МэВ/распад.
Равновесную активность j-го радионуклида во всем теле от годового поступления нуклида (Аj, Бк/год) определяем по формуле (9) по удельной активности ап и годовой массе потребления (Мп) п-го продукта:
а) для калия-40 (Бк/год):

Годовое поступление радона определяем по его содержанию во вдыхаемом воздухе, поскольку его поступления через ЖКТ с пищей и питьевой водой незначительны. Расчет проводим по формуле (12) по длительности пребывания на открытом воздухе, в хорошо проветриваемых помещениях (ФОВ=2200 ч/год), в плохо проветриваемых помещениях - при кратности воздухообмена менее 10 м3/ч на 1 м3 объема помещения (ФПлПр=6000 ч/год), в кухне  с включенной газовой плитой (ФКух=460 ч/год),  в ванной комнате с включенным душем или ванной, заполненной водой (ФВан=100 ч/год):
              АРад = vДых*Sм=1М (а мВоз*Фм), Бк/год                (12)
где vДых=0,8 м3/ч - средняя скорость дыхания взрослого человека;
аОВ - удельная радиоактивность воздуха на открытом воздухе и в хорошо проветриваемых помещениях (кратность воздухообмена более 10 м3/ч на 1 м3 объема помещения) принята для условий Донбасса в размере 9,2 Бк/м3. Для воздуха плохо проветриваемых помещений удельную активность (аПпВоз) определили из выражения (13):      аПпВоз=аОпВоз+аВыд/WПл=9,2+15/0,4=46 Бк/м3
      здесь аВыд=15 Бк/(ч*м3) - удельная скорость выделения радона из строительных конструкций и грунта в помещение - в расчете на 1 м3 объема помещения (определена путем измерений);
WПл=0,12 м3/ч воздуха в расчете на 1 м3 объема помещения - кратность воздухообмена в помещении определена как произведение площади щелей в проёмах на скорость прохождения воздуха сквозь  щели (0,2 м/с), разделенную на объема помещения (4м*3м*2,5м=30 м3):
WПл=5м*0,001м*0,2м/с*3600с/ч)/30м3"0,12 м3/ч воздуха на 1 м3 помещения
Для воздуха в кухне  с включенной газовой плитой удельную активность (аКухВоз) определили из выражения (14):
    аКухВоз=аОпВоз+аВыд/WКух+аГаз*VГаз/(VКух*WКух)= 9,2+15/8+2800*1,2/(20*8)=32 Бк/м3,
где WКух"8 м3/ч воздуха в расчете на 1 м3 объема помещения - кратность воздухообмена в кухне;
VКух"20 м3 - объем помещения кухни (2,7м*2,7м*2,5м);
VГаз"1,2 м3/ч - объем газа, сжигаемого в кухне;
а Газ"2800 Бк/м3 - удельная активность газа, сжигаемого в кухне.
Для воздуха в ванной комнате с включенным душем или ванной, заполненной водой, удельную активность (аВанВоз) определили из  выражения (15):
       аВанВоз=аОпВоз+аВыд/WВан+аВод*VВод*gВод/(VВан*WВан)=
=9,2+15/0,2+630*0,5*0,4/(8*0,2)"118 Бк/м3
где WВан"0,2  - кратность воздухообмена (м3/ч воздуха в расчете на 1 м3 объема ванной комнаты) во время купания;
VВан"8м3 - объем помещения ванной комнаты;
VВод"0,5 м3/ч - расход воды в ванной комнате;
а Вод"630 Бк/м3 - удельная активность воды;
gВод"0,4 - доля радона, выделившенося из воды в ванную комнату, в долях единицы.
Подставив значения в формулу (12), получим годовое поступление радона в организм человека:
АРад=0,8*(9,2*2200+46*6000+32*460+118*100)=
=0,8*(9,2*2200+276000+32*460+11800) "2,6*105 Бк/год
Подставив значения в формулу (8), получим годовую индивидуальную эквивалентную дозу внутреннего облучения t-го критического органа (НПиэt) человека от радионуклидов, поступающих внутрь организма с пищей, водой и вдыхаемым воздухом:
*2,6*105)="0,00224 Зв/год"2,24 мЗв/год
При этом доза от поступления калия-40 составляет "0,24 мЗв/год ("10,5%), а радона - "2 мЗв/год  ("89,5%). Приняв вклад калия-40 в размере 60% от общего поступления радионуклидов с питьевой водой и пищей, определим общую дозу внутреннего облучения от РАВ, поступающих с питьевой водой и пищей:
НПиэtОб=0,24/0,6=0,4 мЗв/год
Тогда общая доза внутреннего облучения (НВнуОбt) составит:
                НВнуОбt=0,4+2=2,4 мЗв/год
Здесь доля вклада калия-40 составляет "16,7%), а радона - "83,3%.
Результаты вычислений  приведены в таблице 15.
Таблица 15
Источники радиации Годовая доза, DЗемГод
мЗв/год % к итогу
Поступление с питьевой водой и пищей:
калия-40 0,24 10
Поступление с питьевой водой и пищей:
прочих радиоуклидов 0,16 6,67
Поступление радона с вдыхаемым воздухом
в том числе: 1) на открытом воздухе 0,126 5,25
2) в закрытых помещениях (в основном из грун-та под зданием, из строительных конструкций и материалов здания 1,71 71,25
3) в кухне (в основном из сжигаемого газа) 0,092 3,83
4) в ванной комнате (в основном из воды) 0,072 3
Итого общая доза внутриорганизменного облучения (НВнуОбt) 2,4 100
В том числе поступление нуклидов с питьевой водой и пищей 0,4 16,67
В том числе поступление радона с вдыхаемым воздухом 2 83,33
Результаты оценки годовой индивидуальной эквивалентной дозы облучения человека от естественных источников радиации приведены в таблице 16. Как видно из таблиц 15 и 16, главным (52% общей дозы) из всех естественных источников облучения чело-века является поступление радона внутрь организма с вдыхаемым воздухом (в основ-ном из грунта под зданием, из строительных конструкций и материалов здания); 22% дают все земные источники g-радиации, 15% дают все внеземные (космические) источники g-радиации и 10% дают поступления нуклидов с питьевой водой и пищей.
Таблица 16
Источники радиации Годовая доза,
мЗв/год % к итогу
Все внеземные (космические) источники радиации 0,594 15,4
Все земные источники g-радиации 0,853 22,2
Все внутриорганизменные источники радиации 2,4 62,4
В том числе поступление нуклидов с питьевой водой и пищей 0,4 10,4
В т.ч. поступление с радоном с вдыхаемым воздухом 2 52,1
В том числе поступление радона в закрытых помещениях 1,71 44,5
Итого общая доза облучения от всех естественных источников радиации 3,847 100
Доля поступления радона в организм с вдыхаемым воздухом составляет:
1) на открытом воздухе - 6,3% или  0,126 мЗв/год;
2) в кухне (в основном из сжигаемого газа) - 4,6% или  0,092 мЗв/год;
3) в ванной комнате (в основном из воды) - 3,6% или  0,072 мЗв/год;
4) главная часть радона (более 85%) поступает внутрь организма с вдыхаемым воздухом в закрытых, плохо проветриваемых помещениях, в основном из грунта под зданием, а также из строительных конструкций и материалов здания.
Поэтому целесообразно осуществлять ряд мероприятий по уменьшению поступления радона в организм человека:
а) устраивать высококачественную герметичную изоляцию жилых помещений от грунта и подвалов;
б) облицовывать стены пластиковыми материалами типа полиэтилена, полиамида, поливинилхлорида;
в) покраска стен и потолков слоем краски на эпоксидной основе или тремя слоями масляной краски (что уменьшает выделение радона в помещение из  строительных конструкций в 10 раз);
г) устройство эффективной вентиляции подвалов;
д) повышение воздухообмена жилых и вспомогательных помещений для удаления выделяющегося радона.
3.2. Оценка индивидуальной эквивалентной дозы облучения человека
от антропогенных источников радиации
3.2.1. Оценка дозы от атомной технологии, энергетики и прочих энергоустановок
Согласно данным таблицы 9, ожидаемая для населения доза оценена в 5,6 чел*Зв в расчете на каждый гигаватт*год электроэнергии, получаемой на АЭС с учетом всех этапов ядерного топливного цикла. Если принять, что общее производство энергии равно 12 ГВт и в ближней зоне АЭС (коллективная доза АЭС формируется в результате облучения людей, проживающих в зоне до 500 км от АЭС) проживает "52 млн. чел., то индивидуальная эквивалентная доза (DАтТехГод) составит:
DАтТехГод=103*5,6*12/(52*106)"0,0013 мЗв/год
Коллективная доза от выбросов АЭС и профессионального облучения персонала АЭС в 2000г. (при мощности всех АЭС 500 ГВТ) была на уровне суточной дозы естественного фона, что составляет: DАтТехГод=2,2/365"0,006 мЗв/год.
Оцениваемый человек проживает в 250 км к востоку от Запорожской АЭС и в 380 км к югу от Ново-Воронежской АЭС; со всех сторон на расстояниях 25-60 км расположены несколько ТЭС (работающей на угле) общей мощностью свыше 10 ГВт. Исходя из приведенных в подразделе 2.2.1 данных, при проживании вблизи ЭС (десятки км от ближайших ТЭС и сотни км от ближайших АЭС) индивидуальную дозу облучения отдельного человека (для всего тела) от воздействия атомной технологии, энергетики и прочих энергоустановок (DАтЭнГод) можно принять ориентировочно: для АЭС - порядка DАЭС"0,01 мЗв/год, а для дымовых выбросов ТЭС, работающих на угле - порядка DТЭС"0,1 мЗв/год, что можно принять для последующей оценки.
3.2.2. Оценка дозы от радиоактивных осадков из атмосферы
Исходя из данных подраздела 2.2.2, радиоактивные осадки из атмосферы создают дозу 0,02 мЗв/год в результате ядерных взрывов. В результате выбросов при аварии 1986г. на Чернобыльской АЭС радиоактивные осадки из атмосферы создавали дозу около 0,2 мЗв/год. Теперь, 20 лет спустя, эту дозу для многих мест можно принять в размере DАтмОс"0,1 мЗв/год. Однако, учитывая специфику места проживания оцениваемого человека (высокая концентрация ТЭС, химических и металлургических предприятий, шахт, карьеров, отвалов высокоактивных горных пород, отходов обогащения, шлаков, золы и др.; выбросы в атмосферу больших количеств высокоактивной пыли и золы), её следует принять в размере DАтмОс"0,2 мЗв/год.
3.2.3. Оценка дозы от источников радиации, используемых в медицине
Эффективные эквивалентные дозы облучения (ЭЭДО) на весь организм в целом от некоторых медицинских процедур приведены ранее в таблице 11. Годовую дозу (НМедГод) от всех медицинских процедур (диагностика и лечение) можно оценить по формуле (17). Исходные данные и результаты расчета величины дозы и доли (в %) вклада её источников приведены в таблице 17.
Таблица 17 медицина
Виды медицинских процедур число процедур
К
пр/год доза 1 процеду-ры Dk мЗв/проц Годовая доза, DklМедГод
мЗв/год % к итогу
Прием радоновой ванны 7 0,1-10 1,4 12,6
Флюорография 1 2-5 3,5 31,5
Рентгенография грудной клетки 1 1-10 6 54,1
Рентгенографии зубов 2 0,06-0,13 0,2 1,8
Всего 11,1 100
Как видно из таблицы 17, годовая доза от медицинских процедур составляет DМед-Год=11,1 мЗв/год, причем подавляюще большой (85,6%) вклад дают рентгенография грудной клетки и флюорография. Еще больший вклад могут дать такие диагностические и лечебные процедуры, как рентгеноскопия грудной клетки - 47-195 мЗв; рентгеновские снимки: черена - 8-60 мЗв; позвоночника - 1,6-147 мЗв; зубов - 30-50 мЗв; желудка и кишечника - 120-820 мЗв, лучевая терапич (уничтожение раковых клеток) - 20-60 Гр за несколько сеансов (а при послеоперационной g-лучевой терапии - 0,2-0,5 Зв ЭЭД). При использовании радиофармацевтических препаратов доза на отдельный орган составляет от нескольких мГр до нескольких греев.
3.2.4. Оценка дозы от бытовых и производственных
источников радиации
Эффективные эквивалентные дозы облучения (ЭЭДО) на весь организм в целом от некоторых бытовых и прочих источников радиации приведены ранее в таблице 11. Годовую дозу (НБытГод) от них можно оценить по формуле (18). Исходные данные и ре-зультаты расчета величины дозы и доли (в %) вклада её источников приведены в таблице 18.
Таблица 18
Виды бытовых и прочих источников радиации Годовой фонд време-ни действия источника, Фб, ч мощ-ность до-зы Нб мкЗв/ч Годовая доза, DkбБытГод
мЗв/год % к итогу
Облучение на предприятии 2000 0,003 0,006 4,1
Часы наручные со светящимся составом 6000 0,0005 0,003 2,0
Просмотр цветного телевизора (1,5м от экрана) 700 0,01 0,007 4,7
Работа за компьютером (0,6м от экрана) 1100 0,12 0,132 89,2
Итого 0,148 100

Мощность дозы, получаемой при просмотре цветного телевизора определена по формуле (20) для расстояния зрителя от экрана L=1,5м:
Н1,5ТелЦв=0,03*1,5-2,71"0,01, мкЗв/ч
По этой же формуле определили мощность дозы, получаемую при работе за компьютером для расстояния от экрана L=0,6м:
Н0,6Комп=0,03*0,6-2,71"0,12, мкЗв/ч
Как видно из таблицы 18, годовая доза от бытовых и прочих источников радиации со-ставляет DБытГод="0,15 мЗв/год, причем подавляюще большой (89,2%) вклад дает работа за компьютером (0,6м от экрана). Сравнительно невелик (4,7%) вклад от просмотра цветного телевизора (1,5м от экрана), при этом, если сесть на 1м дальше, доза уменьшится почти в 3 раза.
Резудьтаты оценки годовой индивидуальной эквивалентной дозы облучения человека от антропогенных источников радиации приведены в таблице 19.
Таблица 19
Источники радиации Годовая доза,
мЗв/год % к итогу
Атомная технология и энергетика (АЭС и ТЭС) 0,11 1,0
Радиоактивные осадки из атмосферы 0,2 1,7
Источники радиации, используемые в медицине 11,1 96,0
Источники радиации, используемые в быту и др. 0,148 1,3
Итого общая доза облучения от всех источников 11,6 100
Как видно из таблицы 19, самый главный (96% общей дозы от всех антропогенных источников облучения человека) вклад дают медицинские процедуры (диагностика и лечение).
3.3. Сравнительная оценки всех источников облучения человека
Таблица 20
Источники радиации Годовая доза,
мЗв/год % к итогу
_. Естественные источники радиации всего 3,847 25,0
1) Внешние источники радиации 1,437 9,4
а) внеземные (космические) источники радиации 0,584 3,9
б) земные источники радиации 0,853 5,5
2) Внутриорганизменные источники радиации 2,4 15,6
а) поступающие с питьевой водой и пищей 0,4 2,6
б) поступающие с радоном с вдыхаемым воздухом 2 13,0
в том числе в закрытых помещениях (из строительных материалов и грунта под зданием) 1,71 11,1
__ Антропогенные источники радиации всего         11,558 75,0
1) Атомная технология и энергетика (АЭС и ТЭС) 0,11 0,7
2) Радиоактивные осадки из атмосферы 0,2 1,3
3) Источники радиации, используемые в медицине         11,1 72,1
4) Источники радиации, используемые в быту и др. 0,148 1,0
    Итого  общая доза облучения от всех источников        15,405 100
Таким образом, как видно из таблицы 20, для оцениваемого человека самый большой ("75% общей дозы) вклад дают антропогенные (в том числе "72% медицинские про-цедуры - диагностика и лечение) и "25% - естественные (в том числе "2/3 - внутриорганизменные) источники радиации. Атомная технология и энергетика (АЭС и ТЭС) и радиоактивные осадки из атмосферы в сумме дают 2% общей дозы. В расчете на среднего жителя Земли (а более 95% населения Земли проживает в районах с нормальным - не повышенным радиоационным фоном) среднегодовая доза облучения распределяется так: основную (82%) часть дозы люди получают от естественнных источников, около 15% - от медицинских процедур, 0,8% - от радиоактивных осадков, вызванных взрывами атомного оружия, и лишь 0,04% - от атомной энергетики [1], [6], [10]. Анализ фактических данных показал, что распреде-ление людей, работающих с ИИ, по величине полученной дозы соответствует лога-рифмически нормальному распределению, то есть очень немного людей получают до-зу, близкую к предельной (50 мЗв/год), средняя арифметическая доза равна 0,1 пре-дельной (то есть 5 мЗв/год), а у 98% персонала АЭС доза составдяет 10-15 мЗв/год). Для предупреждения нестохастических эффектов МКРЗ рекомендовала ограничить локальное облучение каждого органа на уровне 500 мЗв/год, а хрусталика глаз - 300 мЗв/год, причем для соблюдения предельно допустимой дозы ПДД (НПЭЭД) предел годовой эквивалентной дозы для отдельных органов не должен превышать (мЗв/год): щитовидная железа и поверхность костной ткани - 1700; легкие и красный костный мозг - 400; молочные железы - 300; половые железы - 200; другие органы и ткани - 170. Рекомендуемый предел дозы для "ограниченной части населения" (ПД=5 мЗв/год) в 3-4 раза ниже естественного фона, наблюдаемого в ряде районов Земли, где проживает людей в тысячи раз больше, чем "ограниченная часть населения".

СПИСОК  ЛИТЕРАТУРЫ
1. Радиация. Дозы, эффекты, риск. -М.: Мир, 1988. -79с.
2. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. -М.: Энергоатомиздат, 1991, -352с.
3. Кимель Р.В., Машкович В.П. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. -М.: Атомиздат, 1972, -327с.
4. Маргулис У.Я. Атоная знергия и радиационной безопасность. -М.: Энергоатом-издат, 1988, -224с.
5. Федосеев Н.П. Безопасность работ на строительстве в условиях ионизирующих излучений. -М.: Стройиздат, 1966, -60с.
6. Крыленко В.И. Источники радиации, действие радиации на человека (справоч-ные материалы).-Макеевка: МакИСИ, 1993. -80с.
7. Крыленко В.И. Методические указания к расчетам по радиационной защите.-Макеевка: МакИСИ, 1993. -52с.
8. Scwarzec Bogdan Polonium, uranium and plutonium in southern Baltic Sea //AMBIO. -1997. -26, №2. -с.113-117.
9. Авсеенко В.Ф. Дозиметрические и радиометрические приборы и измерения. -Киев: Урожай, 1990. -144с.; Спецвыпуск газеты "Советская торговля" от 16.04.1990.
10. Крыленко В.И., Крыленко И.В., Крыленко В.В., Дзагания Е.В. Сравнительная оценка степени опасности и вредности источников радиации. -Донецк: ООО "Экотех-нология", 2006. -47с. -Деп. в ГНТБ Украины.