Четверг, Март 24 2011 19: 45

Проектирование рабочего места для обеспечения радиационной безопасности

Оценить этот пункт
(2 голосов)

Основные конструктивные особенности радиационных установок

Опасности, связанные с обращением с источниками излучения и их использованием, требуют специальных элементов проектирования и конструкции, которые не требуются для обычных лабораторий или рабочих зон. Эти специальные конструктивные особенности включаются таким образом, чтобы работник объекта не подвергался чрезмерным помехам, гарантируя, что он или она не подвергается чрезмерному внешнему или внутреннему облучению.

Доступ ко всем зонам, где может произойти облучение от источников излучения или радиоактивных материалов, должен контролироваться не только в отношении работников установки, которым может быть разрешен вход в такие рабочие зоны, но и в отношении типа одежды или средств защиты, которые они должны использовать. износ и меры предосторожности, которые они должны принимать в контролируемых зонах. При проведении таких мер контроля это помогает классифицировать радиационные рабочие зоны на основе наличия ионизирующего излучения, наличия радиоактивного загрязнения или того и другого. Внедрение таких концепций классификации рабочих зон на ранних стадиях планирования приведет к тому, что установка будет иметь все характеристики, необходимые для того, чтобы сделать операции с источниками излучения менее опасными.

Классификация рабочих зон и типов лабораторий

Основой классификации рабочей зоны является группировка радионуклидов по их относительной радиотоксичности на единицу активности. Группа I должна быть отнесена к радионуклидам с очень высокой токсичностью, группа II — к радионуклидам со средней и высокой токсичностью, группа III — к радионуклидам со средней токсичностью и группа IV — к радионуклидам с низкой токсичностью. В таблице 1 представлена ​​классификация групп токсичности многих радионуклидов.

Таблица 1. Классификация радионуклидов по относительной радиотоксичности на единицу активности

Группа I: очень высокая токсичность

210Pb

210Po

223Ra

226Ra

228Ra

227Ac

227Th

228Th

230Th

231Pa

230U

232U

233U

234U

237Np

238Pu

239Pu

240Pu

241Pu

242Pu

241Am

243Am

242Cm

243Cm

244Cm

245Cm

246Cm

249Cm

250Cf

252Cf

Группа II: Высокая токсичность

22Na

36Cl

45Ca

46Sc

54Mn

56Co

60Co

89Sr

90Sr

91Y

95Zr

106Ru

110Agm

115Cdm

114Inm

124Sb

125Sb

127Tem

129Tem

124I

126I

131I

133I

134Cs

137Cs

140Ba

144Ce

152Ю (13 лет)

154Eu

160Tb

170Tm

181Hf

210Bi

182Ta

192Ir

204Tl

207Bi

230Pa

211At

212Pb

224Ra

228Ac

234Th

236U

249Bk

         

Группа III: умеренная токсичность

7Be

14C

18F

24Na

38Cl

31Si

32P

35S

41A

42K

43K

47Sc

48Sc

48V

51Cr

52Mn

56Mn

52Fe

55Fe

59Fe

57Co

53Ni

65Ni

64Cu

65Zn

69Znm

72Ga

73As

74As

76As

77As

82Br

85Krm

87Kr

86Rb

85Sr

91Sr

90Y

92Y

93Y

97Zr

95Nb

99Mo

96Tc

97Tcm

97Tc

99Tc

97Ru

103Ru

105Ru

105Rh

109Pd

105Ag

111Ag

109Cd

115Cd

115Inm

113Sn

125Sn

122Sb

125Tem

129Te

131Tem

132Te

130I

132I

134I

135I

135Xe

131Cs

136Cs

140La

141Ce

143Ce

142Pr

143Pr

147Nd

149Nd

147Pm

149Pm

151Sm

152Эу (9.2 ч)

155Eu

153Gd

159Gd

165Dy

166Dy

166Ho

169Er

171Er

171Tm

177Lu

181W

185W

187W

183Re

186Re

188Re

185Os

191Os

193Os

190Ir

195Ir

191Pt

193Pt

197Pt

196Au

198Au

199Au

197Hg

197Hgm

203Hg

200Tl

201Tl

202Tl

203Pb

206Bi

212Bi

220Rn

222Rn

231Th

233Pa

239Np

             

Группа IV: Низкая токсичность

3H

15O

37A

58Com

59Ni

69Zn

71Ge

85Kr

85Srm

87Rb

91Ym

93Zr

97Nb

96Tcm

99Tcm

103Rhm

133Inm

129I

131Xem

133Xe

134Csm

135Cs

147Sm

187Re

191Osm

193Ptm  

197Ptm

натуральныйTh

232Th

235U

238U

натуральныйU

               

(МАГАТЭ, 1973 г.)

Можно предусмотреть три широких типа лабораторий на основе соображений радиотоксичности, количеств или количеств радиоактивных материалов, которые будут обрабатываться в рабочей зоне, и типа задействованных операций.

В таблице 2 описаны лаборатории по типам и приведены примеры для каждого типа. В таблице 3 показаны типы лабораторий, а также классификация рабочих зон и контроль доступа (МАГАТЭ, 1973 г.).

Таблица 2. Классификация рабочих зон

Тип

Определение

Контроль доступа

Типичные операции

1

Районы, в которых уровни поглощенной дозы внешнего излучения или уровни радиоактивного загрязнения могут быть высокими

Доступ ограничен только радиационными работниками в строго контролируемых условиях труда и с использованием соответствующего защитного снаряжения.

Горячие лаборатории, сильнозагрязненные помещения

2

Области, в которых могут существовать уровни внешнего излучения и в которых возможность загрязнения требует инструкций по эксплуатации

Доступ ограничен радиационными работниками с
соответствующую защитную одежду и обувь

Люминесцентные заводы и другие аналогичные
средства

3

Районы, в которых средний уровень внешней радиации составляет менее 1 мГр·нед.-1 и в которых возможность радиоактивного загрязнения требует специальных инструкций по эксплуатации

Доступ ограничен радиационными работниками, нет
требуется защитная одежда

Рабочие места в непосредственной близости от
радиографическая операция, например, диспетчерские

4

Зоны в пределах границ радиационной установки, где уровни внешнего излучения менее 0.1 мГр•нед.-1 и где
радиоактивного загрязнения нет

Доступ неконтролируемый

Администрация и зоны ожидания пациентов

(МКРЗ, 1977 г., МАГАТЭ, 1973 г.)

Таблица 3. Классификация лабораторий по работе с радиоактивными материалами

Группа
радионуклиды

Тип лаборатории, необходимый для деятельности, указанной ниже

 

Введите 1

Введите 2

Введите 3

I

<370 кБк

70 кБк до
37 МБк

>37 МБк

II

<37 МБк

37 МБк до
37 ГБк

>37 ГБк

III

<37 ГБк

37 ГБк до
370 ГБк

>370 ГБк

IV

<370 ГБк

370 ГБк до
37 ТБк

>37 ТБк

 

Эксплуатационные факторы для лабораторного использования радиоактивных материалов

Коэффициенты умножения для уровней активности

Простое хранение

× 100

Простые мокрые операции (например, приготовление аликвот маточного раствора)

× 10

Обычные химические операции (например, простая химическая подготовка и анализ)

× 1

Сложные мокрые операции (например, многократные операции или операции со сложной стеклянной посудой)

× 0.1

Простые сухие операции (например, манипуляции с порошками летучих радиоактивных соединений)

× 0.1

Сухие и пыльные операции (например, шлифование)

× 0.01

(МКРЗ, 1977 г., МАГАТЭ, 1973 г.)

Опасности, связанные с работой с радиоактивными материалами, зависят не только от уровня радиотоксичности или химической токсичности и активности радионуклидов, но и от физической и химической формы радиоактивных материалов, а также от характера и сложности выполняемой операции или процедуры.

Расположение радиационной установки в здании

Когда радиационная установка является частью большого здания, при принятии решения о размещении такой установки необходимо учитывать следующее:

  • Радиационная установка должна располагаться в относительно редко посещаемой части здания, чтобы можно было легко контролировать доступ в эту зону.
  • Вероятность возгорания в выбранной зоне должна быть минимальной.
  • Расположение радиационной установки, а также системы отопления и вентиляции должны быть такими, чтобы возможность распространения как поверхностного, так и переносимого по воздуху радиоактивного загрязнения была минимальной.
  • Место расположения радиационного объекта следует выбирать обдуманно, чтобы при минимальных затратах на экранирование можно было эффективно поддерживать уровни радиации в установленных пределах в непосредственной близости.

 

Планирование радиационных объектов

Если предполагается градация уровней активности, лаборатория должна располагаться таким образом, чтобы доступ к зонам с высоким уровнем радиации или радиоактивного загрязнения был постепенным; то есть сначала человек входит в зону без излучения, затем в зону с низкой активностью, затем в зону со средней активностью и так далее.

Необходимости тщательного контроля вентиляции в небольших лабораториях можно избежать, используя вытяжки или перчаточные боксы для работы с открытыми источниками радиоактивного материала. Однако система вентиляции должна быть спроектирована таким образом, чтобы воздушный поток проходил в таком направлении, чтобы любой радиоактивный материал, попадающий в воздух, утекал от работающего с радиацией. Поток воздуха всегда должен направляться из незагрязненной зоны в сторону загрязненной или потенциально загрязненной зоны.

Для обращения с открытыми источниками низкой и средней радиоактивности средняя скорость воздуха через отверстие в колпаке должна быть около 0.5 мс.-1. В случае высокой радиотоксичности или высокого уровня радиоактивности скорость воздуха через отверстие должна быть увеличена в среднем до 0.6–XNUMX
1.0 мс-1. Однако чрезмерно высокие скорости воздуха могут вытягивать радиоактивные материалы из открытых контейнеров и загрязнять всю площадь колпака.

Размещение колпака в лаборатории важно с точки зрения перекрестных сквозняков. Как правило, вытяжку следует располагать вдали от дверных проемов, через которые должен поступать приточный или добавочный воздух. Двухскоростные вентиляторы позволяют работать с более высокой скоростью воздуха, когда колпак используется, и с более низкой скоростью, когда он закрыт.

Целью любой вентиляционной системы должно быть:

  • обеспечить комфортные условия труда
  • обеспечить непрерывную замену воздуха (от трех до пяти замен в час) для удаления и разбавления нежелательных загрязнителей воздуха.
  • свести к минимуму загрязнение других участков здания и окружающей среды.

 

При проектировании радиационных установок высокие требования к экранированию могут быть сведены к минимуму за счет принятия некоторых простых мер. Например, для лучевой терапии, ускорителей, генераторов нейтронов или панорамных источников излучения лабиринт может уменьшить потребность в тяжелой двери со свинцовой облицовкой. Сужение основного защитного барьера в областях, которые не находятся непосредственно в полезном луче, или размещение объекта частично или полностью под землей может значительно уменьшить количество требуемой защиты.

Особое внимание следует уделить правильному расположению смотровых окон, подземных кабелей и дефлекторов вентиляционной системы. Смотровое окно должно улавливать только рассеянное излучение. Еще лучше замкнутое телевидение, которое также может повысить эффективность.

Отделка поверхности в рабочей зоне

Все необработанные поверхности, такие как штукатурка, бетон, дерево и т. д., должны быть постоянно покрыты подходящим материалом. При выборе материала следует руководствоваться следующими соображениями:

  • обеспечение гладкой, химически инертной поверхности
  • условия окружающей среды температуры, влажности и механического износа, которым могут подвергаться поверхности
  • совместимость с радиационными полями, которым подвергается поверхность
  • необходимость легкости ремонта в случае повреждения.

 

Обычные краски, лаки и лаки не рекомендуются для покрытия поверхностей износа. Применение поверхностного материала, который можно легко удалить, может быть полезным, если происходит загрязнение и требуется обеззараживание. Однако удаление таких материалов иногда может быть трудным и грязным.

Соединители

Раковины, умывальники и сливы в полу должны быть соответствующим образом маркированы. Умывальники, в которых можно мыть загрязненные руки, должны быть оборудованы кранами с коленным или ножным приводом. Может оказаться экономичным сократить объем технического обслуживания за счет использования трубопровода, который при необходимости можно легко дезинфицировать или заменить. В некоторых случаях может быть целесообразно установить подземные резервуары для выдержки или хранения для контроля за захоронением жидких радиоактивных материалов.

Конструкция радиационной защиты

Экранирование важно для снижения радиационного облучения работников объекта и населения в целом. Требования к экранированию зависят от ряда факторов, включая время, в течение которого работники, работающие с радиационными объектами, или лица из населения подвергаются воздействию источников излучения, а также тип и энергия источников излучения и полей излучения.

При проектировании радиационных экранов экранирующий материал следует по возможности размещать вблизи источника излучения. Отдельные соображения по защите должны быть сделаны для каждого рассматриваемого типа излучения.

Дизайн экранирования может быть сложной задачей. Например, использование компьютеров для моделирования защиты ускорителей, реакторов и других источников излучения высокого уровня выходит за рамки этой статьи. Для сложной конструкции экранирования всегда следует консультироваться с квалифицированными специалистами.

Экранирование источника гамма-излучения

Ослабление гамма-излучения качественно отличается от ослабления альфа- или бета-излучения. Оба этих вида излучения имеют определенный пробег в веществе и полностью поглощаются. Гамма-излучение, с другой стороны, может быть уменьшено по интенсивности за счет все более толстых поглотителей, но не может быть полностью поглощено. Если затухание моноэнергетического гамма-излучения измеряется в условиях хорошей геометрии (т. е. излучение хорошо коллимировано в узком пучке), то данные интенсивности, нанесенные на полулогарифмический график зависимости от толщины поглотителя, будут лежать на прямой линии. с наклоном, равным затуханию
коэффициент, мк.

Интенсивность или мощность поглощенной дозы, прошедшей через поглотитель, можно рассчитать следующим образом:

I(Т) = Я(0)e μ t

в котором I(t) - интенсивность гамма-излучения или мощность поглощенной дозы, прошедшей через поглотитель толщиной t.

Единицы µ и t являются взаимными друг другу. Если толщина абсорбера t измеряется в см, тогда μ является линейным коэффициентом затухания и измеряется в см-1. Если t имеет единицы площади плотности (г/см2), то µ – массовый коэффициент ослабления µm и имеет единицы см2/грамм.

В качестве приближения первого порядка с использованием поверхностной плотности все материалы имеют примерно одинаковые свойства ослабления фотонов для фотонов с энергиями от 0.75 до 5.0 МэВ (мегаэлектронвольт). В этом диапазоне энергий свойства защиты от гамма-излучения примерно пропорциональны плотности экранирующего материала. Для более низких или более высоких энергий фотонов поглотители с более высоким атомным номером обеспечивают более эффективное экранирование, чем поглотители с более низким атомным номером, для данной плотности поверхности.

В условиях плохой геометрии (например, для широкого луча или для толстого экрана) приведенное выше уравнение будет значительно занижать требуемую толщину экрана, поскольку предполагает, что каждый фотон, взаимодействующий с экраном, будет удален из луча, а не обнаружено. Значительное количество фотонов может быть рассеяно экраном в детектор, или фотоны, которые были рассеяны из луча, могут быть рассеяны обратно в него после второго взаимодействия.

Толщина экрана для условий плохой геометрии может быть оценена с помощью коэффициента нарастания B который можно оценить следующим образом:

I(Т) = Я(0)Be μ t

Коэффициент накопления всегда больше единицы и может быть определен как отношение интенсивности фотонного излучения, включая как первичное, так и рассеянное излучение, в любой точке луча, к интенсивности первичного луча только в эта точка. Коэффициент накопления может относиться либо к потоку излучения, либо к мощности поглощенной дозы.

Коэффициенты накопления были рассчитаны для различных энергий фотонов и различных поглотителей. На многих графиках или в таблицах толщина экрана указана в единицах длины релаксации. Длина релаксации — это толщина экрана, который ослабит узкий пучок до 1/e (около 37%) его исходной интенсивности. Таким образом, одна длина релаксации численно равна обратной величине линейного коэффициента затухания (т. е. 1/мк).

Толщина поглотителя, который при введении в первичный пучок фотонов снижает мощность поглощенной дозы наполовину, называется слоем половинного значения (HVL) или толщиной половинного значения (HVT). HVL можно рассчитать следующим образом:

HVL = ln2 / мк

Требуемую толщину фотонного экрана можно оценить, предполагая узкий луч или хорошую геометрию при расчете требуемого экрана, а затем увеличивая полученное таким образом значение на один HVL для учета нарастания.

Толщина поглотителя, который при введении в первичный пучок фотонов снижает мощность поглощенной дозы на одну десятую, называется десятым слоем (TVL). Один TVL равен примерно 3.32 HVL, так как:

ln10 / ln2 ≈ 3.32

Значения как для TVL, так и для HVL приведены для различных энергий фотонов и нескольких распространенных экранирующих материалов (например, свинца, стали и бетона) (Schaeffer 1973).

Интенсивность или мощность поглощенной дозы для точечного источника подчиняется закону обратных квадратов и может быть рассчитана следующим образом:

в котором Ii - интенсивность фотона или мощность поглощенной дозы на расстоянии di из источника.

Экранирование медицинского и немедицинского рентгеновского оборудования

Экранирование рентгеновского оборудования подразделяется на две категории: экранирование источника и структурное экранирование. Экранирование источника обычно обеспечивается производителем корпуса рентгеновской трубки.

Правила техники безопасности определяют один тип корпуса защитной трубки для медицинских диагностических рентгеновских аппаратов и другой тип для медицинских терапевтических рентгеновских аппаратов. Для немедицинского рентгеновского оборудования корпус трубки и другие части рентгеновского аппарата, такие как трансформатор, экранированы, чтобы уменьшить утечку рентгеновского излучения до приемлемого уровня.

Все рентгеновские аппараты, как медицинские, так и немедицинские, имеют защитные кожухи, предназначенные для ограничения количества просачивающегося излучения. Излучение утечки, используемое в настоящих спецификациях для кожухов трубки, означает все излучение, исходящее от кожуха трубки, за исключением полезного луча.

Структурное экранирование рентгеновской установки обеспечивает защиту от полезного или первичного рентгеновского луча, от излучения утечки и от рассеянного излучения. В нем заключены как рентгеновское оборудование, так и облучаемый объект.

Величина рассеянного излучения зависит от размера рентгеновского поля, энергии полезного луча, эффективного атомного номера рассеивающей среды и угла между входящим полезным лучом и направлением рассеяния.

Ключевым проектным параметром является рабочая нагрузка объекта (W):

в котором W недельная рабочая нагрузка, обычно указывается в мА-мин в неделю; E Ток трубки, умноженный на время экспозиции на просмотр, обычно указывается в мА с; Nv количество просмотров на одного пациента или облучаемый объект; Np количество пациентов или объектов в неделю и k - коэффициент преобразования (1 мин, деленная на 60 с).

Еще одним ключевым параметром конструкции является коэффициент использования. Un для стены (пола или потолка) n. Стена может защищать любую занятую зону, такую ​​как диспетчерская, офис или зал ожидания. Коэффициент использования определяется по формуле:

где, Nв, н это количество проекций, для которых первичный рентгеновский луч направлен на стену n.

Требования к конструкционной защите для данного рентгеновского оборудования определяются следующим:

  • максимальный потенциал трубки в пиковых киловольтах (кВп), при котором работает рентгеновская трубка
  • максимальный ток луча в мА, при котором работает рентгеновская система
  • загруженность (W), который является мерой в подходящих единицах (обычно мА-мин в неделю) количества использования рентгеновской системы.
  • фактор использования (U), которая представляет собой долю рабочей нагрузки, в течение которой полезный луч направлен в интересующем направлении.
  • Коэффициент занятости (T), который является коэффициентом, на который следует умножить рабочую нагрузку, чтобы скорректировать степень или тип занятости защищаемой зоны.
  • максимально допустимая мощность эквивалентной дозы (P) человеку для контролируемых и неконтролируемых зон (типичные пределы поглощенной дозы составляют 1 мГр для контролируемой зоны за одну неделю и 0.1 мГр для неконтролируемой зоны за одну неделю)
  • тип экранирующего материала (например, свинец или бетон)
  • Расстояние (d) от источника до защищаемого места.

 

С учетом этих соображений значение коэффициента первичного луча или коэффициента передачи K в мГр на мА-мин на одном метре определяется как:

Экранирование рентгеновской установки должно быть выполнено таким образом, чтобы защита не нарушалась стыками; отверстиями для воздуховодов, труб и т.п., проходящих через ограждения; или трубопроводами, служебными коробками и т. д., встроенными в барьеры. Экранирование должно покрывать не только заднюю часть сервисных боксов, но и боковые стороны, или быть достаточно расширенным, чтобы обеспечить эквивалентную защиту. Трубопроводы, проходящие через барьеры, должны иметь достаточные изгибы для снижения излучения до требуемого уровня. Смотровые окна должны иметь экранирование, эквивалентное необходимому для перегородки (барьера) или двери, в которой они расположены.

В учреждениях лучевой терапии могут потребоваться дверные замки, сигнальные лампы, кабельное телевидение или средства для звуковой (например, голосовой или зуммер) и визуальной связи между любым лицом, которое может находиться в учреждении, и оператором.

Защитные барьеры бывают двух видов:

  1. первичные защитные барьеры, достаточные для ослабления основного (полезного) луча до необходимого уровня
  2. вторичные защитные барьеры, достаточные для ослабления утечки, рассеянного и рассеянного излучения до необходимого уровня.

 

Для проектирования вторичного защитного барьера необходимо отдельно рассчитать необходимую толщину для защиты от каждого компонента. Если требуемые толщины примерно одинаковые, добавьте дополнительный HVL к наибольшей рассчитанной толщине. Если наибольшая разница между рассчитанными толщинами составляет один TVL или более, будет достаточно самого толстого из рассчитанных значений.

Интенсивность рассеянного излучения зависит от угла рассеяния, энергии полезного луча, размера поля или площади рассеяния и состава объекта.

При проектировании вторичных защитных барьеров принимаются следующие упрощающие консервативные допущения:

  1. Когда рентгеновские лучи производятся при напряжении 500 кВ или меньше, энергия рассеянного излучения равна энергии полезного луча.
  2. После рассеяния энергетический спектр рентгеновского излучения для пучков, генерируемых при напряжении более 500 кВ, деградирует до луча 500 кВ, а мощность поглощенной дозы на расстоянии 1 м и под углом 90 градусов от рассеивателя составляет 0.1% от мощности в полезный пучок в точке рассеяния.

 

Соотношение пропускания рассеянного излучения записывается через коэффициент пропускания рассеяния (Kμx) в единицах мГр•м2 (мА-мин)-1:

в котором P максимальная недельная мощность поглощенной дозы (в мГр), dпомет - расстояние от цели рентгеновской трубки до объекта (пациента), dсек - расстояние от рассеивателя (объекта) до точки интереса, которую должны защищать вторичные барьеры, a - отношение рассеянного излучения к падающему излучению, f - фактический размер поля рассеяния (в см2), а также расширение F является фактором, объясняющим тот факт, что выход рентгеновского излучения увеличивается с напряжением. Меньшие значения Kмкс требуют более толстых щитов.

Коэффициент ослабления утечки BLX для диагностических рентгеновских систем рассчитывается следующим образом:

в котором d - расстояние от цели трубы до интересующей точки и I ток трубки в мА.

Соотношение барьерного затухания для терапевтических рентгеновских систем, работающих при напряжении 500 кВ или менее, определяется следующим образом:

Для терапевтических рентгеновских трубок, работающих при потенциалах более 500 кВ, утечка обычно ограничивается 0.1% от интенсивности полезного луча на расстоянии 1 м. Коэффициент затухания в этом случае равен:

в котором Xn мощность поглощенной дозы (в мГр/ч) на расстоянии 1 м от терапевтической рентгеновской трубки, работающей при токе трубки 1 мА.

Номер n ВЛ, необходимых для получения желаемого затухания BLX получается из соотношения:

or

Защита от бета-частиц

При проектировании экрана для высокоэнергетического бета-излучателя необходимо учитывать два фактора. Это сами бета-частицы и тормозное излучение создается бета-частицами, поглощенными в источнике и в экране. тормозное излучение состоит из рентгеновских фотонов, возникающих при быстром торможении высокоскоростных заряженных частиц.

Поэтому бета-защита часто состоит из вещества с низким атомным номером (чтобы свести к минимуму тормозное излучение производства), которая достаточно толстая, чтобы остановить все бета-частицы. Затем следует материал с высоким атомным номером, достаточно толстый, чтобы ослабить тормозное излучение до приемлемого уровня. (Обратный порядок щитов увеличивается тормозное излучение производство в первом щите до уровня настолько высокого, что второй щит может обеспечить неадекватную защиту.)

Для целей оценки тормозное излучение опасности, можно использовать следующее соотношение:

в котором f - доля падающей бета-энергии, преобразованная в фотоны, Z - атомный номер поглотителя, а Eβ – максимальная энергия спектра бета-частиц в МэВ. Для обеспечения адекватной защиты обычно предполагается, что все тормозное излучение фотоны имеют максимальную энергию.

В эмирском тормозное излучение поток F на расстоянии d от бета-источника можно оценить следующим образом:

`Eβ представляет собой среднюю энергию бета-частиц и может быть оценена по формуле:

Диапазон Rβ бета-частиц в единицах поверхностной плотности (мг/см2) можно оценить следующим образом для бета-частиц с энергией от 0.01 до 2.5 МэВ:

в котором Rβ в мг/см2 и Eβ находится в МэВ.

Что касается Eβ>2.5 МэВ, пробег бета-частиц Rβ можно оценить следующим образом:

в котором Rβ в мг/см2 и Eβ находится в МэВ.

Экранирование альфа-частиц

Альфа-частицы являются наименее проникающим типом ионизирующего излучения. Из-за случайного характера ее взаимодействий пробег отдельной альфа-частицы варьируется в пределах номинальных значений, как показано на рисунке 1. Диапазон в случае альфа-частиц может быть выражен по-разному: минимальным, средним, экстраполированным или максимальным пробегом. . Средний пробег наиболее точно определяется, соответствует пробегу «средней» альфа-частицы и используется чаще всего.

Рисунок 1. Типичное распределение альфа-частиц по дальности

ИОН040F1

Воздух является наиболее часто используемой поглощающей средой для определения соотношения пробега и энергии альфа-частиц. Для альфа-энергии Eα менее примерно 4 МэВ, Rα в воздухе приблизительно определяется как:

в котором Rα находится в см, Eα в МэВ.

Что касается Eα от 4 до 8 МэВ, Rα в воздухе дается примерно по формуле:

в котором Rα находится в см, Eα в МэВ.

Пробег альфа-частиц в любой другой среде можно оценить из следующего соотношения:

Rα (в другой среде; мг/см2) » 0.56 A1/3 Rα (в воздухе; см), где A - атомный номер среды.

Нейтронная защита

Как правило, для экранирования нейтронов достигается равновесие энергии нейтронов, которое затем остается постоянным после одной или двух длин релаксации экранирующего материала. Следовательно, для экранов толщиной более нескольких длин релаксации эквивалентная доза за пределами бетонного или железного экрана будет ослаблена при длинах релаксации 120 г/см.2 или 145 г / см2, Соответственно.

Потери энергии нейтронов за счет упругого рассеяния требуют наличия водородного экрана для максимизации передачи энергии по мере замедления или замедления нейтронов. При энергиях нейтронов выше 10 МэВ неупругие процессы эффективны для ослабления нейтронов.

Как и в случае ядерных энергетических реакторов, высокоэнергетические ускорители требуют мощной защиты для защиты рабочих. Большая часть эквивалентов доз для рабочих приходится на воздействие активированного радиоактивного материала во время операций по техническому обслуживанию. Активационные продукты производятся в компонентах акселератора и вспомогательных системах.

Мониторинг рабочей среды

Необходимо отдельно заниматься разработкой программ рутинного и оперативного мониторинга рабочей среды. Для достижения конкретных целей будут разработаны специальные программы мониторинга. Нежелательно разрабатывать программы в общих чертах.

Регулярный мониторинг внешнего облучения

Важной частью подготовки программы рутинного контроля внешнего облучения на рабочем месте является проведение всестороннего обследования при вводе в эксплуатацию нового источника излучения или новой установки, а также при внесении или возможном внесении каких-либо существенных изменений. производится в существующей установке.

Периодичность планового контроля определяется с учетом ожидаемых изменений радиационной обстановки. Если изменения средств защиты или изменения процессов, проводимых на рабочем месте, минимальны или несущественны, то для целей проверки редко требуется плановый радиационный контроль рабочего места. Если радиационные поля подвержены быстрому и непредсказуемому увеличению до потенциально опасных уровней, то требуется система радиационного контроля и предупреждения.

Оперативный контроль за внешним излучением

Разработка программы оперативного мониторинга в значительной степени зависит от того, влияют ли проводимые операции на радиационные поля или же радиационные поля будут оставаться практически постоянными в ходе обычных операций. Детальный план такого обследования в решающей степени зависит от формы операции и от условий, в которых она проводится.

Регулярный мониторинг загрязнения поверхности

Обычный метод рутинного мониторинга поверхностного загрязнения заключается в мониторинге репрезентативной части поверхностей в районе с периодичностью, определяемой опытом. Если операции таковы, что вероятно значительное поверхностное загрязнение и работники могут выносить значительные количества радиоактивного материала из рабочей зоны за один раз, рутинный мониторинг следует дополнять использованием мониторов портального загрязнения.

Оперативный контроль загрязнения поверхности

Одной из форм оперативного контроля является обследование предметов на предмет загрязнения, когда они покидают радиологически контролируемую зону. Этот контроль должен включать руки и ноги рабочих.

Основными задачами программы мониторинга поверхностного загрязнения являются:

  • для оказания помощи в предотвращении распространения радиоактивного загрязнения
  • для обнаружения нарушений сдерживания или отклонений от правильных операционных процедур
  • ограничить поверхностное загрязнение до уровней, при которых общие стандарты надлежащего ведения домашнего хозяйства являются адекватными, чтобы удерживать радиационное облучение на разумно достижимом низком уровне и избегать чрезмерного облучения, вызванного загрязнением одежды и кожи.
  • предоставлять информацию для планирования оптимизированных программ для отдельных лиц, для мониторинга воздуха и для определения оперативных процедур.

 

Мониторинг загрязнения воздуха

Мониторинг переносимых по воздуху радиоактивных материалов важен, поскольку вдыхание обычно является наиболее важным путем поступления таких материалов в организм работников, занимающихся радиацией.

Мониторинг рабочего места на наличие переносимого по воздуху загрязнения потребуется на регулярной основе в следующих случаях:

  • когда газообразные или летучие материалы обрабатываются в количестве
  • когда обращение с любым радиоактивным материалом в таких операциях приводит к частому и значительному загрязнению рабочего места
  • при переработке средне- и высокотоксичных радиоактивных материалов
  • при обращении с негерметичными лечебными радионуклидами в больницах
  • при эксплуатации горячих камер, реакторов и критических сборок.

 

Когда требуется программа мониторинга воздуха, она должна:

  • быть в состоянии оценить вероятный верхний предел вдыхания радиоактивных материалов радиационными работниками
  • быть в состоянии привлечь внимание к неожиданному воздушно-капельному загрязнению, чтобы можно было защитить радиационных работников и принять меры по исправлению положения
  • предоставлять информацию для планирования программ индивидуального мониторинга внутреннего загрязнения.

 

Наиболее распространенной формой мониторинга переносимого по воздуху загрязнения является использование пробоотборников воздуха в ряде выбранных мест, выбранных так, чтобы они были достаточно репрезентативными для зон дыхания радиационных работников. Может оказаться необходимым сделать образцы более точно отражающими зоны дыхания, используя персональные пробоотборники воздуха или отвороты.

Обнаружение и измерение радиации и радиоактивного загрязнения

Мониторинг или обследование с помощью салфеток и инструментальных обследований столешниц, полов, одежды, кожи и других поверхностей в лучшем случае являются качественными процедурами. Трудно сделать их высоко количественными. Используемые приборы обычно относятся к детекторным, а не к измерительным устройствам. Поскольку количество вовлеченной радиоактивности часто невелико, чувствительность приборов должна быть высокой.

Требование портативности детекторов загрязнения зависит от их предполагаемого использования. Если прибор предназначен для общего контроля лабораторных поверхностей, желателен портативный тип прибора. Если прибор предназначен для специального использования, при котором контролируемый объект может быть доставлен к прибору, то портативность не требуется. Мониторы для одежды, а также ручные и обувные мониторы, как правило, не являются портативными.

Приборы и мониторы скорости счета обычно включают показания счетчика и звуковые выходы или разъемы для наушников. В таблице 4 указаны приборы, которые могут использоваться для обнаружения радиоактивного загрязнения.ион.+

Таблица 4. Инструменты обнаружения загрязнения

Инструмент

Диапазон скоростей счета и другие характеристики1

Типичное использование

Замечания

bg поверхностные мониторы2

Общие

Портативный измеритель скорости счета (тонкостенный или тонкооконный GM3 прилавок)

0–1,000 копий в минуту
0–10,000 копий в минуту

Поверхности, руки, одежда

Простой, надежный, на батарейках

Тонкое торцевое окно
лабораторный монитор GM

0–1,000 копий в минуту
0–10,000 копий в минуту
0–100,000 копий в минуту

Поверхности, руки, одежда

Линейный

Персонал

Монитор рук и обуви, GM или
счетчик сцинтилляционного типа

От 1½ до 2 раз больше натурального
фон

Быстрый мониторинг загрязнения

автоматическая работа

Особый

Мониторы для прачечных, напольные мониторы,
дверные мониторы, автомобильные мониторы

От 1½ до 2 раз больше натурального
фон

Мониторинг загрязнения

Удобно и быстро

Наземные мониторы Alpha

Общие

Портативный воздушный пропорциональный счетчик с зондом

0-100,000 100 импульсов в минуту на расстоянии более XNUMX см2

Поверхности, руки, одежда

Не для использования в условиях повышенной влажности, аккумулятор-
электрическое, хрупкое окно

Портативный счетчик газа с зондом

0-100,000 100 импульсов в минуту на расстоянии более XNUMX см2

Поверхности, руки, одежда

Хрупкое окно на батарейках

Портативный сцинтилляционный счетчик с зондом

0-100,000 100 импульсов в минуту на расстоянии более XNUMX см2

Поверхности, руки, одежда

Хрупкое окно на батарейках

Личное

Ручно-обувной пропорциональный счетчик, монитор

0-2,000 импульсов в минуту на расстоянии около 300 см2

Оперативный мониторинг рук и обуви на загрязнение

автоматическая работа

Ручной сцинтилляционный счетчик, монитор

0-4,000 импульсов в минуту на расстоянии около 300 см2

Оперативный мониторинг рук и обуви на загрязнение

неровный

Раневые мониторы

Обнаружение низкоэнергетических фотонов

Мониторинг плутония

Специальный дизайн

Мониторы воздуха

Пробоотборники частиц

Фильтровальная бумага большого объема

1.1 м3/ Мин

Образцы быстрого захвата

Прерывистое использование, требует отдельного
противодействие

Фильтровальная бумага, малый объем

0.2 20-м3/h

Непрерывный мониторинг воздуха в помещении

Непрерывное использование, требует отдельного
противодействие

Отворот

0.03 м3/ Мин

Непрерывный мониторинг воздуха в зоне дыхания

Непрерывное использование, требует отдельного
противодействие

Электростатический осадитель

0.09 м3/ Мин

Непрерывный мониторинг

Образец, нанесенный на цилиндрическую оболочку,
требуется отдельный счетчик

импинджер

0.6 1.1-м3/ Мин

Альфа-загрязнение

Специальное использование, требуется отдельный счетчик

Тритиевые мониторы воздуха

Проточные ионизационные камеры

0-370 кБк/м3 мин

Непрерывный мониторинг

Может быть чувствителен к другой ионизации
источников

Комплексные системы мониторинга воздуха

Минимальная обнаруживаемая активность

Фиксированная фильтровальная бумага

α » 0.04 Бк/м3; βγ » 0.04 Бк/м3

 

Накопление фона может маскировать низкоуровневую активность, включая счетчик

Перемещение фильтровальной бумаги

α » 0.04 Бк/м3; βγ » 0.04 Бк/м3

 

Непрерывная запись активности воздуха, время измерения можно регулировать от
время сбора на любое более позднее время.

1 cpm = число импульсов в минуту.
2 Немногие поверхностные мониторы подходят для обнаружения трития (3ЧАС). Протирочные тесты, подсчитываемые с помощью жидкостных сцинтилляционных устройств, подходят для обнаружения загрязнения тритием.
3 GM = измеритель счетчика Гейгера-Мюллера.

Детекторы альфа-загрязнения

Чувствительность альфа-детектора определяется площадью и толщиной окна. Обычно площадь окна составляет 50 см.2 или выше с плотностью поверхности окна 1 мг/см2 или менее. Мониторы альфа-загрязнения должны быть нечувствительны к бета- и гамма-излучению, чтобы свести к минимуму фоновые помехи. Обычно это достигается за счет различения высоты импульса в счетной схеме.

Портативные альфа-мониторы могут быть газопропорциональными счетчиками или сцинтилляционными счетчиками сульфида цинка.

Детекторы бета-загрязнения

Портативные бета-мониторы нескольких типов могут использоваться для обнаружения загрязнения бета-частицами. Измерители скорости счета Гейгера-Мюллера (ГМ) обычно требуют тонкого окна (площадная плотность от 1 до 40 мг/смXNUMX).2). Сцинтилляционные (антраценовые или пластмассовые) счетчики очень чувствительны к бета-частицам и относительно нечувствительны к фотонам. Портативные бета-счетчики, как правило, не могут использоваться для контроля трития (3H) загрязнение из-за очень низкой энергии бета-частиц трития.

Все приборы, используемые для мониторинга бета-загрязнения, также реагируют на радиационный фон. Это необходимо учитывать при интерпретации показаний приборов.

При наличии высоких уровней радиационного фона портативные счетчики для мониторинга загрязнения имеют ограниченное значение, поскольку они не показывают незначительного увеличения исходно высоких скоростей счета. В этих условиях рекомендуются тесты мазков или салфеток.

Детекторы гамма-загрязнения

Поскольку большинство гамма-излучателей также излучают бета-частицы, большинство мониторов загрязнения обнаруживают как бета-, так и гамма-излучение. Обычной практикой является использование детектора, чувствительного к обоим типам излучения, для повышения чувствительности, поскольку эффективность обнаружения обычно выше для бета-частиц, чем для гамма-лучей. Пластиковые сцинтилляторы или кристаллы йодида натрия (NaI) более чувствительны к фотонам, чем счетчики GM, и поэтому рекомендуются для обнаружения гамма-излучения.

Пробоотборники и мониторы воздуха

Пробы твердых частиц могут быть отобраны следующими методами: седиментация, фильтрация, импакция и электростатическое или термическое осаждение. Однако загрязнение воздуха твердыми частицами обычно контролируется путем фильтрации (прокачивания воздуха через фильтрующий материал и измерения радиоактивности на фильтре). Скорость отбора проб обычно превышает 0.03 м3/мин. Однако в большинстве лабораторий скорость отбора проб не превышает 0.3 мXNUMX.3/мин. Конкретные типы пробоотборников воздуха включают «захватные» пробоотборники и непрерывные мониторы воздуха (CAM). CAM доступны с фиксированной или подвижной фильтровальной бумагой. CAM должен включать в себя сигнал тревоги, поскольку его основная функция заключается в предупреждении об изменениях переносимого по воздуху загрязнения.

Поскольку альфа-частицы имеют очень короткий пробег, для измерения загрязнения альфа-частицами необходимо использовать фильтры с поверхностной загрузкой (например, мембранные фильтры). Собранный образец должен быть тонким. Необходимо учитывать время между сбором и измерением, чтобы учесть распад дочерних продуктов радона (Rn).

Радиойод, например 123I, 125я и 131I можно обнаружить с помощью фильтровальной бумаги (особенно если бумага содержит древесный уголь или нитрат серебра), потому что некоторое количество йода осаждается на фильтровальной бумаге. Однако для количественных измерений требуются ловушки или канистры с активированным углем или серебряным цеолитом, чтобы обеспечить эффективное поглощение.

Тритиевая вода и газообразный тритий являются основными формами загрязнения тритием. Хотя тритированная вода имеет некоторое сходство с большинством фильтровальной бумаги, методы с фильтровальной бумагой не очень эффективны для отбора проб тритиевой воды. Наиболее чувствительные и точные методы измерения связаны с поглощением тритированного конденсата паров воды. Тритий в воздухе (например, в виде водорода, углеводородов или водяного пара) можно эффективно измерять с помощью камер Канне (проточных ионизационных камер). Поглощение паров воды, содержащей тритий, из пробы воздуха можно осуществить, пропуская пробу через ловушку, содержащую молекулярное сито на основе силикагеля, или барботируя пробу через дистиллированную воду.

В зависимости от операции или процесса может потребоваться контроль радиоактивных газов. Этого можно добиться с помощью камер Канне. Наиболее часто используемыми устройствами для отбора проб методом абсорбции являются газоочистители и импинджеры. Многие газы можно также собрать путем охлаждения воздуха ниже точки замерзания газа и сбора конденсата. Этот метод сбора чаще всего используется для оксида трития и инертных газов.

Существует несколько способов получения выборочных проб. Выбранный метод должен соответствовать отбираемому газу и требуемому методу анализа или измерения.

Мониторинг сточных вод

Мониторинг сточных вод относится к измерению радиоактивности в точке их выброса в окружающую среду. Это относительно легко выполнить из-за контролируемого характера места отбора проб, которое обычно находится в потоке отходов, который сбрасывается через дымовую трубу или линию слива жидкости.

Может потребоваться непрерывный мониторинг переносимой по воздуху радиоактивности. В дополнение к устройству для сбора проб, обычно фильтру, типичная система отбора проб для твердых частиц в воздухе включает устройство для перемещения воздуха, расходомер и соответствующий воздуховод. Устройство подачи воздуха расположено ниже по потоку от пробоотборника; то есть воздух сначала проходит через пробоотборник, а затем через оставшуюся часть системы отбора проб. Линии отбора проб, особенно перед системой отбора проб, должны быть как можно короче и не иметь острых изгибов, областей турбулентности или сопротивления воздушному потоку. Для отбора проб воздуха следует использовать постоянный объем в соответствующем диапазоне перепадов давления. Непрерывный отбор радиоактивных изотопов ксенона (Xe) или криптона (Kr) осуществляется путем адсорбции на активированном угле или криогенными средствами. Ячейка Лукаса — один из старейших и до сих пор самый популярный метод измерения концентраций Rn.

Иногда необходим непрерывный мониторинг жидкостей и линий отходов на наличие радиоактивных материалов. Примерами могут служить линии сточных вод из горячих лабораторий, лабораторий ядерной медицины и линий теплоносителя реактора. Однако непрерывный мониторинг можно проводить путем обычного лабораторного анализа небольшой пробы, пропорциональной расходу сточных вод. Доступны пробоотборники, которые периодически отбирают аликвоты или непрерывно извлекают небольшое количество жидкости.

Гравийный отбор проб является обычным методом, используемым для определения концентрации радиоактивного материала в отстойном резервуаре. Пробу необходимо отбирать после рециркуляции, чтобы сравнить результат измерения с допустимыми скоростями сброса.

В идеальном случае результаты мониторинга сточных вод и мониторинга окружающей среды должны хорошо согласовываться, при этом последние можно рассчитать на основе первых с помощью различных моделей путей распространения. Однако следует признать и подчеркнуть, что мониторинг сточных вод, каким бы качественным или обширным он ни был, не может заменить реальное измерение радиологических условий в окружающей среде.

 

Назад

Читать 6672 раз Последнее изменение четверг, 13 октября 2011 г., 21:30

ОТКАЗ ОТ ОТВЕТСТВЕННОСТИ: МОТ не несет ответственности за контент, представленный на этом веб-портале, который представлен на каком-либо языке, кроме английского, который является языком, используемым для первоначального производства и рецензирования оригинального контента. Некоторые статистические данные не обновлялись с тех пор. выпуск 4-го издания Энциклопедии (1998 г.)».

Содержание:

Радиация: ионизирующие ссылки

Американский национальный институт стандартов (ANSI). 1977. Радиационная безопасность оборудования для рентгеновского, дифракционного и флуоресцентного анализа. Том. 43.2. Нью-Йорк: ANSI.

Американское ядерное общество. 1961. Специальный отчет об аварии SL-1. Ядерные новости.

Бете, ХА. 1950. Обр. Мод. физ., 22, 213.

Брилл, А.Б. и Э.Х. Форготсон. 1964. Лучевые и врожденные пороки развития. Am J Obstet Gynecol 90:1149-1168.

Браун, П. 1933. Американские мученики в науке через рентгеновские лучи. Спрингфилд, штат Иллинойс: Чарльз С. Томас.

Брайант, премьер-министр. 1969. Оценка данных о контролируемых и аварийных выбросах I-131 и Cs-137 в атмосферу. Здоровье Phys 17 (1).

Долл, Р., Н.Дж. Эванс и С.К. Дарби. 1994. Отцовское воздействие не виновато. Природа 367:678-680.

Фриденвальд, Дж. С. и С. Зигельмен. 1953. Влияние ионизирующего излучения на митотическую активность в эпителии роговицы крысы. Разрешение ячейки опыта 4:1-31.

Гарднер, М. Дж., А. Холл, М. П. Сни, С. Даунс, К. А. Пауэлл и Дж. Д. Терелл. 1990. Результаты исследования случай-контроль лейкемии и лимфомы среди молодых людей возле атомной электростанции Селлафилд в Западной Камбрии. Брит Мед J 300:423-429.

Гудхед, диджей. 1988. Пространственное и временное распределение энергии. Здоровье Phys 55: 231-240.

Холл, Э.Дж. 1994. Радиобиология для рентгенолога. Филадельфия: Дж. Б. Липпинкотт.

Хейни, Дж. С. и Р. Х. Олшер. 1981. Краткий обзор несчастных случаев с рентгеновским аппаратом в Лос-Аламосской национальной лаборатории. ЛАУП.

Хилл, С. и А. Лапланш. 1990. Общая смертность и смертность от рака вокруг французских ядерных объектов. Природа 347:755-757.

Международное агентство по изучению рака (IARC). 1994. Исследовательская группа IARC по риску рака среди работников атомной промышленности, новые оценки риска рака из-за низких доз ионизирующего излучения: международное исследование. Ланцет 344: 1039-1043.

Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ). 1969. Симпозиум по обращению с радиационными авариями. Вена: МАГАТЭ.

—. 1973. Процедура радиационной защиты. Серия изданий по безопасности Международного агентства по атомной энергии, № 38. Вена: МАГАТЭ.

—. 1977. Симпозиум по обращению с радиационными авариями. Вена: МАГАТЭ.

—. 1986. Биологическая дозиметрия: анализ хромосомных аберраций для оценки дозы. Технический отчет № 260. Вена: МАГАТЭ.

Международная комиссия по радиологической защите (ICRP). 1984. Нестохастические эффекты ионизирующего излучения. Анна МКРЗ 14(3):1-33.

—. 1991. Рекомендации Международной комиссии по радиологической защите. Анна МКРЗ 21:1-3.

Джаблон, С., З. Хрубек и Дж. Д. Бойс. 1991. Рак среди населения, проживающего вблизи ядерных установок. Обследование смертности по стране и заболеваемости в двух областях. ДЖАМА 265:1403-1408.

Дженсен, Р. Х., Р. Г. Ланглуа и В. Л. Бигби. 1995. Повышенная частота мутаций гликофорина А в эритроцитах жертв Чернобыльской аварии. Рад рез. 141:129-135.

Журнал медицины труда (JOM). 1961. Специальное приложение. Дж Оккуп Мед 3 (3).

Касаков В.С., Демидчик Е.П., Астахова Л.Н. 1992. Рак щитовидной железы после Чернобыля. Природа 359:21.

Кербер, Р.А., Дж. Э. Тилл, С. Л. Саймон, Дж. Л. Лайон, Д. С. Томас, С. Престон-Мартин, М. Л. Раллисон, Р. Д. Ллойд и В. С. Стивенс. 1993. Когортное исследование заболеваний щитовидной железы в связи с последствиями испытаний ядерного оружия. ДЖАМА 270:2076-2082.

Кинлен, LJ. 1988. Доказательства инфекционной причины детской лейкемии: сравнение шотландского Нового города с объектами ядерной переработки в Великобритании. Ланцет II: 1323-1327.

Кинлен, Л.Дж., К. Кларк и А. Балквилл. 1993. Отцовское облучение до зачатия в атомной промышленности и лейкемия и неходжкинская лимфома у молодых людей в Шотландии. Brit Med J 306:1153-1158.

Линделл, Б. 1968. Профессиональные вредности при рентгеноаналитической работе. Физика здоровья 15:481-486.

Литтл, член парламента, М. В. Чарльз и Р. Уэйкфорд. 1995. Обзор рисков лейкемии в связи с облучением родителей до зачатия. Здоровье Phys 68: 299-310.

Ллойд, округ Колумбия, и Р. Дж. Пурротт. 1981. Анализ хромосомных аберраций в дозиметрии радиологической защиты. Рад Прот Дозиметрия 1:19-28.

Любенау, Дж. О., Дж. Дэвис, Д. Макдональд и Т. Геруски. 1967. Аналитические рентгеновские опасности: постоянная проблема. Документ представлен на 12-м ежегодном собрании Общества физики здоровья. Вашингтон, округ Колумбия: Общество физики здоровья.

Любин, Дж. Х., Дж. Д. Дж. Бойс и К. Эдлинг. 1994. Радон и риск рака легких: совместный анализ 11 исследований подземных горняков. Публикация Национального института здравоохранения № 94-3644. Роквилл, Мэриленд: Национальные институты здравоохранения (NIH).

Лушбо, К.С., С.А. Фрай и Р.К. Рикс. 1987. Аварии на ядерных реакторах: готовность и последствия. Брит Дж. Радиол 60:1159-1183.

Маклафлин-младший, Э.А. Кларк, Д. Бишри и Т.В. Андерсон. 1993. Детская лейкемия вблизи канадских ядерных объектов. Причины рака и контроль 4:51-58.

Меттлер, Ф.А. и А.С. Аптон. 1995. Медицинские эффекты ионизирующего излучения. Нью-Йорк: Grune & Stratton.

Меттлер Ф.А., Уильямсон М.Р. и Ройал Х.Д. 1992. Узлы щитовидной железы у населения, проживающего в районе Чернобыля. ДЖАМА 268:616-619.

Национальная академия наук (NAS) и Национальный исследовательский совет (NRC). 1990. Воздействие на здоровье низких уровней ионизирующего излучения. Вашингтон, округ Колумбия: Издательство Национальной академии.

—. 1994. Воздействие радона на здоровье. Время переоценки? Вашингтон, округ Колумбия: Издательство Национальной академии.

Национальный совет по радиационной защите и измерениям (NCRP). 1987. Радиационное воздействие на население США от потребительских товаров и других источников. Отчет № 95, Бетесда, Мэриленд: NCRP.

Национальные институты здоровья (NIH). 1985. Отчет Специальной рабочей группы Национального института здравоохранения по разработке радиоэпидемиологических таблиц. Публикация NIH № 85-2748. Вашингтон, округ Колумбия: Типография правительства США.

Нил, Дж. В., В. Шулл и А. Ава. 1990. Дети родителей, подвергшихся воздействию атомных бомб: оценки генетической удвоенной дозы радиации для человека. Am J Hum Genet 46: 1053-1072.

Комиссия по ядерному регулированию (НУРЕГ). 1980. Критерии подготовки и оценки планов реагирования на радиационные аварийные ситуации и готовности в поддержку атомных электростанций. Документ № NUREG 0654/FEMA-REP-1, ред. 1. Вашингтон, округ Колумбия: NUREG.

Отаке М., Х. Йошимару и В. Дж. Шулл. 1987. Тяжелая умственная отсталость среди лиц, подвергшихся внутриутробному облучению после атомной бомбардировки Хиросимы и Нагасаки: сравнение старой и новой дозиметрических систем. В техническом отчете RERF. Хиросима: Фонд исследования радиационных эффектов.

Присяжиук А., Пятак О. А., Бузанов В. А. 1991. Рак на Украине после Чернобыля. Ланцет 338: 1334-1335.

Роббинс, Дж. и В. Адамс. 1989. Радиационные эффекты на Маршалловых островах. В «Радиация и щитовидная железа» под редакцией С. Нагатаки. Токио: Excerpta Medica.

Рубин, П. и Г. В. Касаретт. 1972. Направление клинической лучевой патологии: толерантная доза. В Frontiers of Radiation Therapy and Oncology под редакцией JM Vaeth. Базель: Каргер и Балтимор: Univ. Парк Пресс.

Шеффер, Н.М. 1973. Защита реактора для инженеров-ядерщиков. Отчет № TID-25951. Спрингфилд, Вирджиния: Национальная служба технической информации.

Шапиро, Дж. 1972. Радиационная защита: Руководство для ученых и врачей. Кембридж, Массачусетс: Гарвардский ун-т. Нажимать.

Стэннард, Дж. Н. 1988. Радиоактивность и здоровье: история. Отчет Министерства энергетики США, DOE/RL/01830-T59. Вашингтон, округ Колумбия: Национальная служба технической информации, США. Департамент энергетики.

Stevens, W, JE Till, L Lyon et al. 1990. Лейкемия в штате Юта и радиоактивные осадки с полигона в Неваде. ДЖАМА. 264: 585–591.

Стоун, Р.С. 1959. Максимально допустимые нормы облучения. В книге «Защита в диагностической радиологии» под редакцией Б.П. Зонненблика. Нью-Брансуик: Rutgers Univ. Нажимать.

Научный комитет ООН по действию атомной радиации (НКДАР ООН). 1982. Ионизирующее излучение: источники и биологические эффекты. Отчет Генеральной Ассамблее с приложениями. Нью-Йорк: Организация Объединенных Наций.

—. 1986. Генетические и соматические эффекты ионизирующего излучения. Отчет Генеральной Ассамблее с приложениями. Нью-Йорк: Организация Объединенных Наций.

—. 1988. Источники, эффекты и риски ионизирующего излучения. Отчет Генеральной Ассамблее с приложениями. Нью-Йорк: Организация Объединенных Наций.

—. 1993. Источники и эффекты ионизирующего излучения. Отчет Генеральной Ассамблее с приложениями. Нью-Йорк: Организация Объединенных Наций.

—. 1994. Источники и эффекты ионизирующего излучения. Отчет Генеральной Ассамблее с приложениями. Нью-Йорк: Организация Объединенных Наций.

Аптон, AC. 1986. Исторические взгляды на радиационный канцерогенез. В «Радиационном канцерогенезе» под редакцией AC Upton, RE Albert, FJ Burns и RE Shore. Нью-Йорк. Эльзевир.

Аптон, AC. 1996 Радиологические науки. В Оксфордском учебнике общественного здравоохранения под редакцией Р. Детельса, У. Холланда, Дж. Макьюэна и Г.С. Оменна. Нью-Йорк. Издательство Оксфордского университета.

Комиссия по атомной энергии США (AEC). 1957. Инцидент с реактором Виндскейл. В информационном бюллетене об авариях № 73. Вашингтон, округ Колумбия: AEC.

—. 1961. Отчет комиссии по расследованию авиакатастрофы SL-1. Вашингтон, округ Колумбия: NRC США.

Свод федеральных правил США (USCFR). 1990. Лицензии на рентгенографию и требования радиационной безопасности для радиографических операций. Вашингтон, округ Колумбия: Правительство США.

Министерство энергетики США (USDOE). 1987. Последствия аварии на Чернобыльской АЭС для здоровья и окружающей среды. DOE/ER-0332. Вашингтон, округ Колумбия: Министерство энергетики США.

Комиссия по ядерному регулированию США (NRC). 1983. Приборы для легководяных атомных электростанций для оценки состояния станции и окружающей среды во время и после аварии. В нормативном руководстве NRC 1.97. Rev. 3. Вашингтон, округ Колумбия: NRC.

Уэйкфорд, Р., Э.Дж. Тоун, Д.М. МакЭлвенни, Л.Э. Скотт, К. Бинкс, Л. Паркер, Х. Дикинсон, Х. и Дж. Смит. 1994а. Описательная статистика и последствия для здоровья доз профессионального облучения, полученных мужчинами на ядерной установке в Селлафилде до зачатия их детей. Дж. Радиол. Защищать. 14: 3–16.

Уэйкфорд, Р., Э.Дж. Тоун, Д.М. МакЭлвенни, К. Бинкс, Л.Э. Скотт и Л. Паркер. 1994б. Случаи детской лейкемии Seascale — частота мутаций, обусловленная преконцепционными дозами облучения отца. Дж. Радиол. Защищать. 14: 17–24.

Уорд, Дж. Ф. 1988. Повреждение ДНК, вызванное ионизирующим излучением в клетках млекопитающих: особенности, механизмы образования и ремонтопригодность. прог. Нуклеиновая Кислота Рез. Мол. биол. 35: 96–128.

Yoshimoto, Y, JV Neel, WJ Schull, H Kato, M Soda, R Eto и K Mabuchi. 1990. Злокачественные опухоли в течение первых двух десятилетий жизни у детей, переживших атомную бомбардировку. Являюсь. Дж. Хам. Жене. 46: 1041–1052.