Согласно российскому законодательству в области радиационной безопасности (Федеральный закон о радиационной безопасности населения, НРБ-96) основные дозовые пределы облучения персонала и населения ионизирующим излучением выражены в терминах эффективной дозы. Являясь неизмеримой на практике величиной, эффективная доза в различных ситуациях внешнего облучения людей должна быть оценена на основе результатов индивидуального дозиметрического контроля.
Для целей индивидуальной дозиметрии персонала в практику радиационной безопасности введено понятие индивидуальной эквивалентной дозы. Индивидуальная эквивалентная доза H(p)(d) (Зв) это эквивалентная доза в мягкой ткани на глубине d под выбранной на теле человека точкой. Для проникающего излучения рекомендуется d = 10 мм. Величина H(p)(10) может быть измерена с помощью индивидуального дозиметра, носимого на поверхности тела, детектор(ы) которого находятся под слоем материала, эквивалентным 10 мм ткани.
Будем рассматривать две группы персонала таможен, работающего с источниками ионизирующего излучения:
- персонал, осуществляющий досмотр багажа и товаров с использованием РУДБТ;
- персонал, проводящий досмотр грузов радиоактивных материалов.
Индивидуальные дозиметры для операторов РУДБТ следует располагать на талии или в брючном кармане с той стороны тела, которая расположена во время работы ближе к шторке, закрывающей досмотровую камеру. В этом случае эффективная доза, оцененная на основе показаний индивидуального дозиметра, не будет занижена, а ее возможное завышение не превысит двух раз. (При этом используется значение коэффициента перехода от дозы, измеренной с помощью индивидуального дозиметра и выраженной в единицах эквивалентной дозы (Зв), к величине эффективной дозы, равное 1,0.)
В зависимости от того, в каких единицах калиброваны индивидуальные дозиметры, эффективная доза E оценивается по результатам ИДК следующим образом:
- если дозиметры калиброваны в единицах эквивалентной дозы (Зв)
E = D(ннд), Зв; (5.1)
- если дозиметры калиброваны в единицах поглощенной дозы в воздухе (Гр)
E = 1[Зв/Гр] x D(ннд)[Гр], Зв; (5.2)
- если дозиметры калиброваны в единицах экспозиционной дозы (Р)
E = 0,876 x 10_-2 [Зв/Р] x D(ннд)[Р], Зв. (5.3)
Внешнее облучение персонала, проводящего досмотр грузов радиоактивных материалов, определяется в основном гамма-излучением наиболее часто встречающихся радионуклидов. Для наиболее широко используемых на практике источников гамма-излучения (60(Co), 137(Cs), 192(Ir), 75(Se) и др. величина средней энергии спектра гамма-излучения изменяется от 100 кэВ до 400 кэВ. Оно является более проникающим, чем в предыдущем случае, и, как следствие, доза, зарегистрированная индивидуальным дозиметром, должна быть ближе по величине к значению эффективной дозы. Выбор положения индивидуального дозиметра на теле в этом случае менее критичен по сравнению с предыдущим случаем, и его можно располагать в нагрудном кармане одежды. При этом эффективная доза, оцененная на основе показаний индивидуального дозиметра, не будет занижена, а ее завышение не превысит двух раз, при использовании 1,0 в качестве коэффициента перехода от дозы, измеренной с помощью индивидуального дозиметра и выраженной в единицах эквивалентной дозы (Зв), к величине эффективной дозы.
Эффективная доза внешнего облучения E в зависимости от того, в каких единицах калиброваны дозиметры, оценивается следующим образом:
- если детекторы калиброваны в единицах эквивалентной дозы (Зв)
E = D(ннд), Зв; (5.4)
- если детекторы калиброваны в единицах поглощенной дозы в воздухе (Гр)
E = 1,08[Зв/Гр] x D(ннд)[Гр], Зв; (5.5)
- если детекторы калиброваны в единицах экспозиционной дозы (Р)
-2
E = 0,95 x 10 [Зв/Р] x Dннд[Р], Зв. (5.6)