Радиационная безопасность

Перейти к навигацииПерейти к поиску
Плакат по радиационной безопасности 1947-го года. Надпись гласит: «Радиация не должна вызывать ужас, но должна внушать уважение».

Радиационная безопасность — состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения.

Необходимость в защите от радиации появилась практически сразу после её открытия в конце XIX века. Являясь изначально интересом узкого круга специалистов, с началом атомной эры и широким использованием источников излучения в промышленности, энергетике и медицине, радиационная безопасность стала актуальной проблемой для всего человечества.

Система радиационной безопасности, являясь комплексной и ресурсоёмкой задачей, требует для своей разработки и внедрения участия крупных международных и национальных организаций, центральное место среди которых занимает Международная Комиссия по Радиационной Защите.

Источники облучения человека

Структура средней годовой дозы населения России на 2015 год.
Основная статья: Источники излучения

Радиоактивное облучение не является чем-то новым для человечества. Природный радиационный фон и сегодня является основным источником облучения подавляющей части населения[1][2]. Основными его составляющими являются космические лучи и излучение от радионуклидов земного происхождения, повсеместно содержащихся в земной коре[3]. Обе этих составляющих неравномерно распределены в сфере обитания человека. Космическое излучение незначительно на поверхности земли, но представляет проблему в зоне действия гражданской авиации[4]. Внешнее облучение от естественных радионуклидов зависит от состава почв и существенно в регионах со значительным содержанием монацитового песка или радия-226[5]. Наибольший же вклад в общее облучение от природных источников дает внутреннее облучение радиоактивным газом радоном, вдыхаемым человеком вместе с воздухом[6][7].

Деятельность человека внесла свой вклад в глобальный радиационный фон. Последствия мировых испытаний ядерного оружия, проводившихся в 1945—1980 годах XX века, регистрируются и в настоящее время по содержанию в биосфере долгоживущих изотопов цезия-137 и стронция-90. Пик облучения пришелся на 1963 год когда оно составляло около 7 % от природного фона[8]. Промышленные предприятия, добывающие или перерабатывающие ископаемое сырье, служат источником местного заражения, за счет сброса отходов с повышенной концентрацией природных изотопов[9]. Другим источником ограниченного поступления радиоактивных веществ в окружающую среду является тепловая и атомная энергетика. При нормальной эксплуатации загрязнение от АЭС меньше чем от тепловых станций на угле[10], однако последствия некоторых произошедших аварий оказались весьма значительными. Так в первый год после Чернобыльской катастрофы уровень облучения населения Европы за пределами границ СССР местами достигал 50 % от естественного фона[11].

Использование ионизирующего излучения в медицине для диагностики и лечения заболеваний получило широкое распространение в развитых странах и является основным источником техногенного облучения населения. Наибольшее распространение получили такие диагностические процедуры как флюорография, рентгенография и в последнее время компьютерная томография[12]. В некоторых странах облучение от этих процедур сопоставимо с влиянием природного радиационного фона[13].

Ограниченное число людей сталкивается с источниками излучения в своей профессиональной деятельности. Это работники атомной промышленности и энергетики, врачи и персонал медицинских учреждений, работающие с излучением, дефектоскописты радиографического контроля[2]. Экипажи самолетов, выполняющие регулярные рейсы, также попадают в эту категорию, так как для них существенно облучение от природного космического излучения[14].

Существует и множество мелких источников облучения таких как, например, потребительские товары, содержащие радиоактивные материалы. Исторически широкое распространение получили радиолюминесцентные подсветки шкал и стрелок часов или приборов, а также противопожарные датчики дыма основанные на ионизационных камерах[7]. Содержание радиоактивного материала в них незначительно. Большую опасность представляют сравнительно малые медицинские или промышленные источники, которые были потеряны при тех или иных обстоятельствах[15]. Одним из известных случаев облучения от такого источника стал инцидент в Гоянии. Другой известной проблемой, возникшей после распада СССР, стала потеря контроля над расположенными в удаленных районах крайне опасными радиоизотопными генераторами. Некоторые из этих РИТЭГов подверглись разрушению сборщиками металлолома[16].

Опасность ионизирующего излучения

Основная статья: Радиобиологические эффекты

Биологическая эффективность ионизирующего излучения заключается не в количестве энергии, которая передается ткани, а в повреждении наиболее критичных элементов клеток организма на молекулярном уровне. Смертельная доза излучения, если её перевести в тепловую энергию, вызвала бы нагрев тела всего лишь на тысячные доли градуса[17]. Однако, когда такая энергия передается ионизирующим излучением, последствия для живого организма становятся катастрофическими. Основной вред причиняется из-за повреждения молекул ДНК в ядре клетки[18]. В некоторых случаях клетка полностью восстанавливается, в некоторых погибает, иногда в клетке происходят необратимые изменения, но она остается жизнеспособной[19].

При интенсивном облучении, когда погибает некий критический объём клеток, нарушается функционирование соответствующих тканей или органов[20]. Такой эффект от воздействия излучения называется тканевой реакцией[21] и проявляется в короткий срок после облучения[22]. В зависимости от дозы излучения и рассматриваемого органа возникают разнообразные патологические состояния, например: временное бесплодие, эритема, помутнение хрусталика глаза[23]. При остром облучении в больших дозах, когда оказываются серьезно повреждены жизненно важные органы, развивается лучевая болезнь[24].

Особо рассматриваются последствия облучения для зародыша и плода в утробе матери. Большие дозы радиации могут вызвать как гибель зародыша так и повреждения органов которые формировались во время облучения. Одним из таких последствий является развитие умственной отсталости детей матери которых подверглись серьезному облучению во время беременности[25].

Судьба измененных при облучении, но жизнеспособных клеток развивается сложнее. Во многих случаях такая клетка будет изолирована или уничтожена защитными механизмами организма. Однако если этого не произошло, то после порой значительной задержки может начаться неконтролируемое деление, приводящее к появлению раковых заболеваний, таких как лейкемия или злокачественные образования. Вид и тяжесть такого заболевания, по-видимому, никак не зависит от облучения. Можно лишь сказать что от количества облучения зависит вероятность развития рака, то есть чем выше доза, тем выше вероятность появления осложнений[26]. Если излучение вызывает повреждения в половой клетке, то существует риск возникновения патологий у потомства. Хотя эта гипотеза так и не получила прямых доказательств для человека[27][28][29][30], эксперименты на растениях и животных показали принципиальную возможность таких эффектов[31]. Онкологические и наследственные последствия облучения имеют вероятностный характер и называются стохастическими эффектами[32]. Эти эффекты являются отдаленными последствиями облучения так как могут проявляться через 10-20 лет после воздействия на организм ионизирующего излучения. Также можно сказать, что указанные злокачественные заболевания не являются специфичными именно для радиационного облучения, оно лишь провоцирует их развитие[33].

Последние эпидемиологические исследования указывают на вероятность возникновения нераковых заболеваний после облучения в больших дозах. Среди них выделяются болезни сердца, инсульты, нарушение пищеварения и респираторные заболевания. Конкретные механизмы возникновения подобных осложнений после облучения пока остаются неизученными[34][35].

Система радиационной безопасности

Зарождение

Один из ранних экспериментов с рентгеновским излучением. Источник, трубка Крукса, подвешен в центре. Экспериментатор стоя наблюдает изображение через флюороскоп. Экспериментатор сидя делает рентгеновский снимок на фотопластинку. Никаких мер защиты от переоблучения не предпринято.

Рентгеновское излучение было открыто в 1895 году[36], а радиоактивный радий в 1898[37]. Открытиям приписывалось множество полезных применений, например, получение медицинских снимков или лечение всевозможных болезней[38]. Однако за довольно короткий период отношение к радиации сменилось от восхищения до обвинений в величайшей угрозе для человечества[36]. Первыми жертвами радиации стали ученые и врачи, работавшие с рентгеновскими трубками[39]. Так изобретатель Томас Эдисон страдал от радиационных поражений глаз и кожи, а один из его помощников погиб от острого облучения. Широкую известность приобрёл случай с Эбеном Байерсом, умершим от отравления популярным эликсиром на основе радия, который он принимал в больших количествах для улучшения своего здоровья[37]. Другими жертвами стали «радиевые девушки» — фабричные работницы, наносившие светящуюся краску на циферблаты и стрелки часов[40].

Опасность, исходящая от ионизирующего излучения, потребовала введения соответствующих защитных и ограничительных мероприятий. В 1921 году Британское рентгеновское общество выпустило рекомендации по защите работников от переоблучения рентгеновскими лучами и радием[41][42]. В 1929 году Американская медицинская ассоциация ввела запрет на попытки использовать радиацию для удаления волос в косметических целях, а тремя годами позже запрет был наложен на употребление радиевых эликсиров[43].

В 1928 году на втором Международном конгрессе радиологов была образована Международная комиссия по защите от рентгеновского излучения и радия[41][42][44]. Рекомендации по радиационной защите 1928 года касались в основном экранирования излучения и безопасной организации работ. Никаких численных ограничений дозы сделано не было[45]. Только в 1934 году было установлено ограничение, эквивалентное 500 мЗв годовой эффективной дозы профессионального облучения[45]. Данный лимит был установлен с целью избежать острых лучевых поражений[46], об отдаленных последствиях облучения было известно слишком мало[47].

С началом атомной эры широкое использование радиоактивных материалов в военных и гражданских целях значительно расширило круг задач стоящих перед радиационной безопасностью[42][48]. Новые данные по отдаленным последствиям облучения[46] привели к пересмотру существовавших стандартов безопасности. В рекомендациях 1954 года были заложены основы современной беспороговой концепции, что означало признание опасности любых доз излучения, которые превышают дозы от естественного радиационного фона[49][42][46]. Впервые было рекомендовано ограничение дозы не только для профессионалов но и для населения в целом[49].

Современный этап в развитии норм радиационной безопасности начался в 1958 году, с выпуском официальной первой публикации Международной Комиссии по Радиационной Защите (МКРЗ). Впервые был сформулирован основополагающий принцип радиационной безопасности, подразумевающий получение настолько низких доз насколько это достижимо, в настоящее время известный как АЛАРА[50]. Допустимые уровни облучения были снижены до 50 мЗв в год для персонала и 5 мЗв в год для населения[51] (в настоящее время 20 мЗв и 1 мЗв соответственно).

Современное международное регулирование

Схема международного взаимодействия в области радиационной безопасности

В современном мире отдельный человек практически не способен повлиять на среду своего обитания. Состояние окружающей среды зависит от действий всего общества, поэтому вопросы радиационной безопасности лежат в руках национальных и международных организаций, обладающих соответствующими ресурсами и влиянием[52].

Связующим звеном в разработке и развитии системы радиационной безопасности являются рекомендации независимого некоммерческого объединения — Международной Комиссии по Радиологической Защите (МКРЗ). В МКРЗ на добровольной основе работает более двухсот человек из тридцати стран мира, являющихся авторитетными специалистами в своей области[53][54]. Комиссия финансируется за счет взносов национальных и международных организаций, среди которых наибольший вклад принадлежит европейским странам и США[55].

Совместно с МКРЗ в создании системы радиационной безопасности принимают участие и другие специализированные международные организации[56][57]:

В настоящее время сложилась следующая практика развития и внедрения международной системы радиационной безопасности. НКДАР ООН периодически обобщает имеющиеся данные, касающиеся воздействия атомной радиации. МКРЗ основываясь на докладах НКДАР выпускает свои рекомендации, которые затем закрепляются в стандартах безопасности МАГАТЭ. Государства, в соответствии с международными соглашениями, используют эти стандарты при разработке своих национальных норм[58]. Более подробно схема международного взаимодействия представлена на диаграмме[59].

Рекомендации МКРЗ нашли отражение в национальных стандартах многих стран мира. Однако не все государства применяют эти рекомендации в полном объеме. Так действующие нормы США основаны в основном на рекомендациях МКРЗ 1977 года, что во многом определилось самостоятельностью регулирующей структуры США, которая сама длительное время являлась основой для формирования международных рекомендаций[60][61]. В 2008 году комиссией по ядерному регулированию США был инициирован процесс пересмотра национальных норм, которые в результате остались практически без изменений. После длительного обсуждения было установлено, что действующее законодательство обеспечивает достаточную защиту персонала и населения, а дальнейшее снижение дозовых лимитов не принесёт существенного усиления безопасности и не скомпенсирует затрат на внедрение новых норм[62].

В Российской Федерации регулированием радиационной безопасности в части контроля за источниками излучения занимается Ростехнадзор, а в части контроля за облучением человека — Роспотребнадзор[63].

Основы радиационной безопасности

Интернациональный знак радиоактивности — элемент системы.

Основной задачей радиационной безопасности является ограничение вреда, получаемого человеком от источников ионизирующего излучения, при нормальном их использовании и в аварийных ситуациях. Практически это достигается как управлением самим источником, так и организацией человеческой деятельности[64].

Вся система радиационной безопасности построена на трех основных принципах. Принцип обоснования гласит, что любое решение, связанное с облучением, должно быть обосновано, то есть приносить больше пользы, чем вреда. Принцип оптимизации требует, чтобы облучение человека всегда удерживалось на настолько низком уровне насколько это разумно достижимо. И наконец принцип нормирования состоит в том, что при любом планируемом облучении человека (кроме медицинского) должны соблюдаться установленные законодательством предельные значения дозы[65]. Главнейшим из перечисленных является принцип оптимизации[66], который в публикациях МКРЗ назван душой и сердцем системы радиационной безопасности[67]. Практическое внедрение принципа оптимизации в начале 1980-х годов позволило существенно снизить дозы персонала даже при имевшем место росте производства[68].

Областью регулирования радиационной безопасности являются[69][70]:

  • Источники облучения — любые объекты, которые могут создать дозу у человека или группы людей. Ими могут являться как сам природный фон, так и устройства, содержащие радиоактивный материал или генерирующие излучение.
  • Ситуации облучения, например, планируемое облучение от создаваемого источника или аварийное облучение, возникшее неожиданно.
  • Категории облучения: профессиональное облучение, облучение населения и медицинское облучение.

Не все источники излучения подлежат регулированию. Исключены из него принципиально нерегулируемые явления такие как космическое излучение на уровне земли или содержание калия-40 в организме человека, а также источники не способные создать сколь-либо значительную дозу, например декоративные изделия из уранового стекла[71].

Доза излучения

Основная статья: Доза излучения

Концепция эффективной дозы

Ионизирующее излучение возникает в источнике, передается через пространство и поглощается в цели. Соответственно и количественные характеристики излучения можно разделить на три категории. Активность характеризует источник, флюенс и плотность потока частиц — поле излучения, а линейная передача энергии и поглощенная доза — взаимодействие излучения с веществом[72].

В радиационной безопасности наибольший интерес представляет количественная оценка воздействия излучения на человека[73]. Базовая дозиметрическая величина — поглощенная доза плохо подходит для этой цели, так как риск возникновения наследственных и онкологических последствий зависит в числе прочего от вида ионизирующего излучения и от радиочувствительности органов и тканей человека[73].

Разные виды излучения по-разному взаимодействуют с веществом. В общем случае это связано с разницей в механизме передачи энергии: нейтроны и альфа-частицы на своем пути вызывают гораздо больше актов ионизации нежели гамма-кванты. Соответственно вред, причиняемый биологическим клеткам, будет различным[74][75][76]. С другой стороны, даже по отношению к одному и тому же виду излучения, реакция на него различных органов и тканей отличается. При этом наиболее подверженными возникновению отдаленных последствий облучения являются гонады, кроветворные органы, лёгкие, желудок и толстый кишечник.

Для определения полученной человеком дозы с учетом вышеназванных факторов введена специальная величина — эффективная доза. Эффективная доза учитывает как вид излучения так и радиочувствительность органов посредством применения взвешивающих коэффициентов излучения и взвешивающих коэффициентов ткани[77]. Эффективная доза рассчитывается с использованием специальных антропоморфных моделей (фантомов) и относится к некоему усредненному «условному человеку»[78].

Основное предназначение эффективной дозы — учет доз и слежение за соблюдением установленных пределов облучения[79][80]. Так как эффективная доза рассчитывается для условной модели человека и использует усредненные, выбранные из широкого спектра экспериментальных данных коэффициенты, то она не может служить точной, индивидуальной оценкой риска появления осложнений для конкретного человека. С другой стороны, последние исследования показывают, что существуют люди с повышенной чувствительностью к радиационно-индуцированному раку, и возможно в будущем это будет отражено в требованиях радиационной безопасности[81]. Другое ограничение связано с тем, что положенные в основу эффективной дозы взвешивающие коэффициенты выбраны для оценки стохастических эффектов при малых дозах. Для остальных случаев они будут иными, поэтому эффективная доза практически не применяется при превышении законодательно установленных пределов дозы и тем более при дозах, вызывающих тканевые реакции[82][83].

Допустимая и неприемлемая доза

Ограничение получаемых доз в радиационной безопасности направлено на то, чтобы полностью исключить риск возникновения тканевых реакций и поддерживать вероятность появления онкологических и наследственных эффектов облучения ниже неприемлемого уровня[84].

Для возникновения тканевых реакций (нарушения функционирования органов и тканей, вызванных гибелью клеток) характерно наличие некоего порога, ниже которого эффект не наблюдается, а выше проявляется и усиливается пропорционально росту дозы[85]. Так постоянная стерильность может наступить при получении половыми органами дозы свыше 3000 мГр, а нарушение кроветворного процесса возникает при облучении костного мозга в дозах более 500 мГр [86].

В отличие от тканевых реакций, онкологические последствия возникают при гораздо меньших дозах и могут проявляться через достаточно большой промежуток времени после облучения. Количественная оценка риска при этом сталкивается с рядом затруднений. Имеющиеся в настоящее время выводы о зависимости вероятности появления онкологических заболеваний от дозы облучения основаны на эпидемиологических исследованиях более 80 000 человек, подвергшихся облучению при атомных бомбардировках Хиросимы и Нагасаки. Исследования показали статистически значимый прирост раковых заболеваний при дозах превышающих 200 мЗв. Основной проблемой интерпретации полученных данных является то, что исследуемая группа японцев получила достаточно большую дозу практически мгновенно, тогда как в радиационной безопасности приходится иметь дело с малыми дозами (менее 100 мЗв[87]), получаемыми при достаточно протяженном во времени облучении[88]. Существуют и другие группы исследуемых[89], например: пациенты лучевой терапии, горняки урановых шахт в первые десятилетия XX века или пострадавшие при радиационных авариях. Исследования на этих группах имеют свои сложности и дают мало информации для количественной оценки риска[90]. В целом получение прямых эпидемиологических данных о влиянии именно малых доз радиации вряд ли возможно, так как для достоверного результата требуется проводить исследования на гигантских человеческих популяциях[91][92][93]. Из-за этого количественные оценки риска при малых дозах основаны на экстраполяции[94] и имеют соответствующую неопределенность[95].

Так как некоторые виды рака могут возникнуть из-за повреждения одной единственной клетки, а защитные механизмы организма не абсолютно эффективны, то невозможно судить о существовании реального порога до которого облучение абсолютно безопасно[96]. Определение устанавливаемых законодательно пределов дозы сводится к выбору таких значений при которых риск являлся бы по распространенному мнению приемлемым[97]. Для профессионального облучения предел дозы принят равным 20 мЗв эффективной дозы, регулярно получаемой каждый год в течение трудовой деятельности[98]. При облучении населения предел дозы выбран на уровне 1 мЗв эффективной дозы, получаемой каждый год в течение всей жизни человека[99]. Определенные таким образом пределы дозы не являются резкой границей между «опасным» и «безопасным» облучением[100]. Во всех случаях предел дозы относится к дополнительному облучению сверх природного фона, годовая доза от которого в среднем равна 2,4 мЗв[8]. Пределы доз также не распространяются на использование ионизирующего излучения в медицинских целях, так как оно направлено на принесение прямой пользы человеку.

Эволюция системы дозиметрических величин

Первые попытки определить пределы безопасного облучения основывались на наблюдаемых детерминированных эффектах — например, радиационной эритеме[101]. В 1930-х годах[102], исходя из стремления избежать острых лучевых поражений[46], было введено понятие толерантной (переносимой) дозы равной 0,2 рентген в сутки[42] (это примерно соответствует годовой эффективной дозе профессионального облучения равной 500 мЗв[45]). Накопленные в дальнейшем эпидемиологические данные о росте количества злокачественных заболеваний среди радиологов и первые сведения о лейкозах у выживших в атомных бомбардировках Хиросимы и Нагасаки привели к кризису концепции толерантной дозы[51].

Уже в 1950-х годах предполагалось, что вредное воздействие излучения не имеет явно выраженного порога, и любое облучение свыше дозы от естественного фона несет риск негативных последствий[103] (стохастических эффектов). Термин толерантная доза заменили более осторожным — "предельно допустимая доза"[104]. Для численного установления новых пределов, в 1954 году было определено несколько новых величин[105]. Поглощенная доза, измеряемая в радах, была введена для распространения понятия дозы на любые вещества, а не только воздух (взаимодействие излучения с которым оценивалось экспозиционной дозой). Чтобы учесть относительную биологическую эффективность (ОБЭ) различных видов излучения вводилась величина "ОБЭ дозы" (или "дозового эквивалента", в дальнейшем "эквивалентной дозы"), единицей измерения которой стал бэр. Предельно допустимые дозы, исчисляемые в бэрах, определялись для отдельных "критических" органов, облучение которых в определенных ситуациях несло наибольший вред. В случае равномерного внешнего облучения человека, этими органами считались гонады и красный костный мозг[106], для них в 1956 г.[51] было установлено значение предельно допустимой дозы равное 5 бэр (50 мЗв) в год для персонала и 0,5 бэр (5 мЗв) в год для населения[51].

К концу 1970-х произошел отказ от концепции "критического органа" которая не позволяла однозначно складывать дозы в различных органах ввиду их различной радиочувствительности[107]. Для решения проблемы была введена новая величина, названная "эффективным эквивалентом дозы" (в дальнейшем "эффективная доза") и равная сумме эквивалентов доз умноженных на взвешивающие коэффициенты для каждой ткани[108]. В это же время единицы измерения доз были приведены к системе СИ: рад заменен на грей, а бэр на зиверт[108].

В 90-х годах XX века система дозиметрических величин в целом приняла современный вид. Окончательно установились термины "эквивалентная" и "эффективная доза"[108], а предел дозы за год был снижен до 20 мЗв в год для персонала и до 1 мЗв в год для населения (были пересмотрены оценки риска стохастических эффектов)[109].

Выше речь шла о нормируемых (защитных) дозиметрических величинах. Эти величины (эквивалентная и эффективная дозы) являются расчетными и не подлежат практическому измерению[110]. Для сравнения с нормируемыми значениями используются операционные величины[111]. В случае внешнего облучения человека их значение можно измерить на практике. Для этого дозиметрические приборы калибруются на определенных упрощенных моделях (так называемых "фантомах"). Фантом представляет собой условное пробное тело, имеющее конкретные геометрические размеры и состав, которое помещается в точку поля ионизирующего излучения и взаимодействует с ним подобно телу человека (поглощает и рассеивает излучение)[112]. В разное время в качестве фантомов использовались как полубесконечные так и конечные тела различной формы и размеров, а для материала назначались тканеэквивалентные вещества: вода, полистирол или "биологическая ткань стандартного состава", сама точка измерения могла находиться на поверхности или в глубине фантома[113]. В зависимости от калибровки дозиметрические приборы выпускались для измерения различных операционных величин, например: максимальной эквивалентной дозы, показателя эквивалентной дозы или полевой эквивалентной дозы[113][114][115]. В 1990-х годах МКРЕ и МКРЗ стандартизировали операционные величины для использования в области радиационной безопасности[116][117]. Принятые определения получили названия амбиентного и индивидуального эквивалента дозы и в таком виде используются в современной системе дозиметрических величин[118][119].

Измерения в радиационной безопасности

Взаимоотношение между расчетными и измеряемыми дозиметрическими величинами
Основная статья: Дозиметр

Радиация неощутима органами чувств человека, поэтому при работе с ионизирующим излучением приходится полагаться исключительно на специальное оборудование[120]. Задача дозиметрии состоит в том чтобы при измерении характеристик радиационного поля количественно оценить предполагаемый эффект от воздействия этого поля на человека[121].

Нормируемые в радиационной безопасности эквивалентная и эффективная дозы не являются измеримыми на практике[122], поэтому для перехода от измеряемых величин к нормируемым во многих случаях требуется выполнение соответствующих расчетов.

Для оперативного контроля доз при внешнем облучении введены так называемые операционные величины, в единицах измерения которых откалибровано оборудование радиационного контроля (дозиметры)[123]. Операционные величины определены таким образом чтобы учитывать возмущение радиационного поля, вносимое человеческим телом[124]. С помощью измеренных операционных величин можно консервативно оценить значение полученной эффективной дозы (как правило, значение операционной величины несколько превышает значение полученной эффективной дозы)[125]. Если значение операционной величины меньше установленных пределов, то никакого дополнительного пересчета при этом не требуется[125][126].

В настоящее время стандартизированы и используются следующие операционные величины[119]:

  • амбиентный эквивалент дозы H*(10);
  • направленный эквивалент дозы H'(0.07,Ω);
  • индивидуальный эквивалент дозы, Hp(d).

Первые две величины используются при мониторинге среды для проведения группового дозиметрического контроля, а третья при индивидуальной дозиметрии (например, с использованием персональных носимых дозиметров).

Не существует операционных величин для оценки внутреннего облучения человека[127]. Эффективную дозу от внутреннего облучения можно получить только расчетным путем зная количество поступившей в организм активности[128]. Для гамма-излучающих и высокоэнергетических бета радионуклидов их количество можно определить счетчиками излучения человека[англ.]. Для альфа-излучателей необходимо брать биологические пробы, например, выдыхаемого воздуха чтобы уже по ним определить содержание изотопа в организме[129]. Рассчитанная доза внутреннего облучения будет зависеть как от физических так и от биологических факторов. Физические включают в себя тип и энергию излучения а также период полураспада радионуклида. Биологические же факторы характеризуются распределением радиоактивного вещества в организме и периодом его полувыведения[130].

Основа детектирования ионизирующего излучения — взаимодействие его с чувствительным датчиком прибора. Существует множество методов регистрации излучения, можно перечислить некоторые из них[131]:

За последние десятилетия перечисленные методы регистрации практически не изменились, однако с развитием микроэлектроники серьезно эволюционировали системы обработки и представления сигнала от детектора, а сами приборы стали компактнее[120].

Защита от ионизирующего излучения

Основная статья: Радиационная защита

Внешнее облучение

Защитная герметичная камера для работы с опасными материалами, в том числе радиоактивными
Прохождение стойки детектирования загрязненности, установленной на границе зоны контролируемого доступа на Курской АЭС

Существует некий универсальный подход при безопасном обращении с любыми источниками опасности. Наиболее эффективно устранить сам источник, однако не всегда это возможно или целесообразно. Тогда защитные мероприятия концентрируются либо на изоляции самого источника, либо на защите человека от вредных факторов, производимых источником. В радиационной безопасности это реализуется в виде двух основных направлений защиты: безопасное использование источника внешнего облучения и защита человека от попадания в его организм радиоактивных веществ[132].

Контроль внешнего облучения человека основан на трех основных принципах: защита временем, защита расстоянием и установка защитных барьеров. Защита временем и расстоянием является самым простым и эффективным способом снижения облучения. Полученная доза прямо пропорциональна времени проведенному в зоне действия излучения и обратно пропорциональна квадрату расстояния от источника[133]. Однако более надежен метод экранирования, поскольку он не так зависит от организации человеческой деятельности[134].

Каждый вид излучения обладает своей проникающей способностью, и даже названия частиц: α, β и γ — были присвоены Резерфордом в порядке её увеличения[135]. Альфа-частицы останавливаются листом бумаги[134] или нечувствительным к излучению верхним слоем кожи. Строго говоря альфа-излучение сложно считать внешним фактором облучения[133] и экранирование от него не требуется. Вся опасность альфа-излучателей проявляется при попадании их в организм, где они взаимодействуют непосредственно с чувствительными органами и тканями человека. β-излучение требует для полного поглощения уже 10 миллиметровый слой органического стекла. Сложность заключается в том, что электроны при торможении в самом защитном экране вызывают вторичное тормозное излучение, которое тем больше чем больше атомный номер вещества. Поэтому защита от бета-излучения выполняется из веществ с малым атомным номером, например алюминия или оргстекла[134].

Гамма-излучение ослабляется в веществе по экспоненциальному закону. Теоретически это означает, что полностью ограничить его нельзя, однако на практике толщину защиты определяют исходя из снижения излучения до фоновых значений. Чем выше атомный номер вещества тем лучше его защитные свойства. Наиболее простой материал для защиты от гамма-излучения — свинец[136].

Защита от нейтронов представляет собой комплексную проблему. Сначала необходимо замедлить нейтроны, после чего они эффективно поглощаются многими веществами[136][137]. При этом важны следующие механизмы взаимодействия нейтронов с веществом. Упругое рассеяние заключается в передаче ядру атома кинетической энергии без ядерной реакции. Лучше всего нейтроны замедляются веществами с малой атомной массой, поэтому защита может выполняться из веществ содержащих водород, например: парафин, вода, бетон[138]. Захват нейтрона это ядерная реакция при которой нейтрон поглощается ядром и излучается другая частица либо гамма-квант. С точки зрения защиты наиболее интересна реакция захвата нейтрона ядром бора, при которой образуется легко останавливаемая альфа-частица. Поэтому часто в конструкции биологической защиты добавляют бор-10. К сожалению большинство остальных реакций с участием нейтронов проходят с излучением гамма-квантов, что вызывает свои сложности по экранированию вторичного излучения[139].

Внутреннее облучение

Если радиоактивное вещество попадает в организм человека, то оно становится источником внутреннего облучения[140]. Судьба поступившего вещества различна, радиоактивный йод концентрируется в щитовидной железе, а плутоний и стронций в костной ткани[141]. Другие изотопы могут равномерно распределиться в организме, как, например цезий-137 или тритий[142]. После попадания радиоактивных веществ в организм практически невозможно повлиять на дальнейшее облучение, поэтому защита в этом случае направлена на предотвращение радиоактивного загрязнения[143][144]. Этого можно достичь как контролем над источником так и индивидуальной защитой человека[145].

Защита от неконтролируемого распространения радиоактивных загрязнений начинается с планирования самого объекта[146], в составе которого, например, предусматриваются барьеры вокруг потенциального источника и системы вентиляции, предотвращающие неконтролируемое распространение загрязнений. Помещения такого объекта могут покрываться специальными составами для облегчения дезактивации[147].

На практике невозможно полностью предотвратить утечку и загрязнение рабочих мест радиоактивными веществами[148]. Средства индивидуальной защиты снижают риск попадания радиоактивных веществ на кожу или внутрь организма через органы дыхания. Они могут варьироваться от простой спецодежды, перчаток и респираторов до герметичных костюмов с замкнутой системой дыхания[149]. В местах возможного облучения устанавливается особая контролируемая зона доступ в которую ограничивается. На границе такой зоны устанавливаются душевые и установки контроля загрязненности, не допускающие проход персонала с наличием радиоактивного загрязнения[149].

Эффективность принятых защитных мер определяется при проведении обследований как человека так и окружающей среды[150][151]. Регулярные медицинские осмотры предназначены как для выявления противопоказаний к работе с источниками излучения, так и для наблюдения за динамикой здоровья работников[152].

Безопасность населения

Радиационная безопасность населения главным образом обеспечивается ограничением воздействия от различных источников облучения. Так для атомных станций установлены квоты на облучение в размере 0,25 мЗв/год средней дозы лиц из населения(для новых станций 0,1 мЗв/год)[153]. Эти ограничения установлены с учетом всех сбросов в окружающую среду при нормальной эксплуатации объекта.

В отношении природного облучения в целом ограничения не устанавливаются, однако ограничиваются отдельные природные источники излучения. Например, содержание естественных радионуклидов в строительных материалах и содержание радона в жилых помещениях[154].

Хотя медицинское облучение выполняется для принесения пользы человеку и здесь могут вводиться ограничения, которые касаются в основном профилактического обследования здоровых лиц[155][156].

В случае серьезных радиационных аварий может потребоваться экстренная защита населения в виде ограничения потребления пищевых продуктов, йодной профилактики, и даже временного укрытия или эвакуации[157].

В последние годы в связи с ростом угрозы терроризма, возникает проблема соответствующей защиты источников радиации. Они могут быть украдены и использованы для изготовления грязной бомбы[158]

Примечания

  1. ↑ UNSCEAR Report vol. I, 2008, p. 229.
  2. ↑ 1 2 UNSCEAR Report, 2000, p. 8.
  3. ↑ UNSCEAR Report, 2000, p. 84.
  4. ↑ UNSCEAR Report, 2000, p. 87.
  5. ↑ Danilo C. Vasconcelos, Patricia A. L. Reis, Claubia Pereira, Arno H. Oliveira, Talita O. Santos, Zildete Rocha. Modelling Natural Radioactivity in Sand Beaches of Guarapari, Espírito Santo State, Brazil : [англ.] : [арх. 23 апреля 2021] // World Journal of Nuclear Science and Technology. — 2013. — Vol. 3, no. 02. — С. 65—71. — doi:10.4236/wjnst.2013.32011.
  6. ↑ UNSCEAR Report, 2000, p. 4.
  7. ↑ 1 2 UNSCEAR Report vol. I, 2008, p. 236.
  8. ↑ 1 2 UNSCEAR Report, 2000, p. 5.
  9. ↑ UNSCEAR Report, 2000, p. 109.
  10. ↑ UNSCEAR Report, 2016, p. 227.
  11. ↑ UNSCEAR Report, 2000, p. 6.
  12. ↑ UNSCEAR Report, 2000, p. 295.
  13. ↑ UNSCEAR Report, 2000, p. 7.
  14. ↑ UNSCEAR Report, 2000, p. 537.
  15. ↑ UNSCEAR Report vol. I, 2008, p. 255.
  16. ↑ UNSCEAR Report vol. I, 2008, p. 275.
  17. ↑ Кудряшов, 2004, с. 55.
  18. ↑ НКДАР 2010, 2011, с. 60.
  19. ↑ МКРЗ 60, ч.1, 1994, с. 28.
  20. ↑ МКРЗ 60, ч.1, 1994, с. 31.
  21. ↑ МКРЗ 118, 2012, с. 43.
  22. ↑ Машкович, 1990, с. 70.
  23. ↑ МКРЗ 60, ч.1, 1994, с. 33.
  24. ↑ Машкович, 1990, с. 71.
  25. ↑ МКРЗ 60, ч.1, 1994, с. 45.
  26. ↑ МКРЗ 60, ч.1, 1994, с. 34.
  27. ↑ МКРЗ 60, ч.2, 1994, с. 92.
  28. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 58.
  29. ↑ НКДАР 2010, 2011, с. 62.
  30. ↑ Кутьков т.1, 2008, с. 23.
  31. ↑ МКРЗ 60, ч.1, 1994, с. 43.
  32. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 53.
  33. ↑ Кудряшов, 2004, с. 319.
  34. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 61.
  35. ↑ НКДАР 2010, 2011, с. 65.
  36. ↑ 1 2 Walker, 2000, p. 1.
  37. ↑ 1 2 Walker, 2000, p. 4.
  38. ↑ Walker, 2000, p. 2—4.
  39. ↑ Walker, 2000, p. 3.
  40. ↑ Walker, 2000, p. 5.
  41. ↑ 1 2 Walker, 2000, p. 7.
  42. ↑ 1 2 3 4 5 Кузнецов, 2011, с. 241.
  43. ↑ Walker, 2000, p. 6,7.
  44. ↑ Clarke, 2009, p. 78.
  45. ↑ 1 2 3 Clarke, 2009, p. 87.
  46. ↑ 1 2 3 4 Кеирим-Маркус, 1980, с. 84.
  47. ↑ Walker, 2000, p. 8.
  48. ↑ Walker, 2000, p. 10.
  49. ↑ 1 2 Clarke, 2009, p. 90.
  50. ↑ Clarke, 2009, p. 93.
  51. ↑ 1 2 3 4 МКРЗ 103, 2009, с. 39.
  52. ↑ Cember, 2009, с. 342.
  53. ↑ About ICRP (англ.). International Commission on Radiological Protection. Дата обращения: 5 ноября 2017. Архивировано 25 сентября 2006 года.
  54. ↑ ICRP Activities (англ.). International Commission on Radiological Protection. Дата обращения: 5 ноября 2017. Архивировано 7 ноября 2017 года.
  55. ↑ ICRP Funding (англ.). International Commission on Radiological Protection. Дата обращения: 5 ноября 2017. Архивировано 12 сентября 2017 года.
  56. ↑ Линге, Крышев, 2015, с. 15.
  57. ↑ Cember, 2009, с. 337.
  58. ↑ Линге, Крышев, 2015, с. 11.
  59. ↑ History and Organizations for Radiological Protection (англ.). National Center for Biotechnology Information. Дата обращения: 5 ноября 2017. Архивировано 1 марта 2021 года.
  60. ↑ Кутьков т.1, 2008, с. 189.
  61. ↑ Frequently Asked Questions About Options to Revise Radiation Protection Regulations and Guidance (англ.). US NRC (2017). Дата обращения: 18 января 2018. Архивировано 19 января 2018 года.
  62. ↑ Rulemaking Activities Being Discontinued by the NRC (англ.). Federal Register (2016). Дата обращения: 18 января 2018. Архивировано 19 января 2018 года.
  63. ↑ Линге, Крышев, 2015, с. 38.
  64. ↑ Кутьков т.1, 2008, с. 97—99.
  65. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 93—94.
  66. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 96.
  67. ↑ Линге, Крышев, 2015, с. 20.
  68. ↑ Кутьков т.1, 2008, с. 112.
  69. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 86—88.
  70. ↑ Кутьков т.1, 2008, с. 102—104.
  71. ↑ Кутьков т.1, 2008, с. 105.
  72. ↑ Domenech, 2017, pp. 39—43.
  73. ↑ 1 2 МКРЗ 103, 2009, с. 270.
  74. ↑ МКРЗ 60, ч.1, 1994, с. 38.
  75. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 282—283.
  76. ↑ МКРЗ 60, ч.2, 1994, с. 21—22.
  77. ↑ МКРЗ 60, ч.1, 1994, с. 21—22.
  78. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 314.
  79. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 321.
  80. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 80.
  81. ↑ OECD, 2007, с. 22.
  82. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 323.
  83. ↑ МКРЗ 60, ч.1, 1994, с. 23.
  84. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 68.
  85. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 163.
  86. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 174.
  87. ↑ Ярмоненко, 2004, с. 509.
  88. ↑ МКРЗ 60, ч.1, 1994, с. 35.
  89. ↑ Shapiro, 2002, с. 418.
  90. ↑ МКРЗ 60, ч.1, 1994, с. 35—36.
  91. ↑ Ярмоненко, 2004, с. 519.
  92. ↑ Кутьков т.1, 2008, с. 41.
  93. ↑ Василенко И.Я. Радиация. Источники, нормирование облучения // Природа. — 2001. — № 4. — С. 14.
  94. ↑ Кутьков т.1, 2008, с. 43.
  95. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 192.
  96. ↑ МКРЗ 60, ч.1, 1994, с. 36.
  97. ↑ МКРЗ 60, ч.1, 1994, с. 65.
  98. ↑ МКРЗ 60, ч.1, 1994, с. 70.
  99. ↑ МКРЗ 60, ч.1, 1994, с. 79.
  100. ↑ МКРЗ 60, ч.1, 1994, с. 57.
  101. ↑ Walker, 2000, pp. 7,8.
  102. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 38,42.
  103. ↑ Кеирим-Маркус, 1980, с. 86.
  104. ↑ Кузнецов, 2011, с. 242.
  105. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 42.
  106. ↑ ICRP 9, 1965, с. 5.
  107. ↑ ICRP 26, 1977, с. 6.
  108. ↑ 1 2 3 МКРЗ 103, 2009, с. 43.
  109. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 40.
  110. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 65.
  111. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 65,75.
  112. ↑ Машкович, 1995, с. 21,22.
  113. ↑ 1 2 ICRP 74, 1996, p. 7.
  114. ↑ Машкович, 1995, с. 30.
  115. ↑ Брегадзе, 1990, с. 164-165.
  116. ↑ ICRP 74, 1996, p. 5.
  117. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 263.
  118. ↑ ICRP 74, 1996, p. 8.
  119. ↑ 1 2 МКРЗ 103, 2009, с. 75.
  120. ↑ 1 2 Cember, 2009, с. 427.
  121. ↑ Turner, 2007, с. 361.
  122. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 73.
  123. ↑ Domenech, 2017, p. 50.
  124. ↑ Кутьков т.1, 2008, с. 68.
  125. ↑ 1 2 МКРЗ 103, 2009, с. 76.
  126. ↑ Комментарий к НРБ-99-2009, 2009, с. 76.
  127. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 304.
  128. ↑ МКРЗ 103, 2009, с. 309.
  129. ↑ Cember, 2009, с. 668.
  130. ↑ Cember, 2009, с. 233.
  131. ↑ Носовский, 1998, с. 203—248.
  132. ↑ Cember, 2009, с. 513.
  133. ↑ 1 2 Martin, 1996, с. 76.
  134. ↑ 1 2 3 Martin, 1996, с. 79.
  135. ↑ Carron, 2007, p. 1.
  136. ↑ 1 2 Tsoulfanidis, 1995, с. 584.
  137. ↑ Turner, 2007, с. 497.
  138. ↑ Martin, 1996, с. 81.
  139. ↑ Martin, 1996, с. 82.
  140. ↑ Martin, 1996, с. 97.
  141. ↑ Martin, 1996, с. 98.
  142. ↑ Turner, 2007, с. 379.
  143. ↑ Cember, 2009, с. 583.
  144. ↑ Shapiro, 2002, с. 84.
  145. ↑ Cember, 2009, с. 514.
  146. ↑ Cember, 2009, с. 588.
  147. ↑ Martin, 1996, с. 110.
  148. ↑ Cember, 2009, с. 589.
  149. ↑ 1 2 Martin, 1996, с. 106.
  150. ↑ Cember, 2009, с. 706.
  151. ↑ Cember, 2009, с. 681.
  152. ↑ Cember, 2009, с. 667.
  153. ↑ Кузнецов, 2011, с. 627.
  154. ↑ Кузнецов, 2011, с. 628.
  155. ↑ Кузнецов, 2011, с. 629.
  156. ↑ Domenech, 2017, pp. 201.
  157. ↑ Кузнецов, 2011, с. 632.
  158. ↑ Cember, 2009, с. 708.

Литература

  • Публикация 103 Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ): Рекомендации Международной комиссии по радиационной защите от 2007 года = ICRP publication 103 : The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection / Под ред. Л.-Э. Холма. Пер. с англ. под общей ред. М. Ф. Киселёва и Н. К. Шандалы. — М.: Изд. ООО ПКФ «Алана», 2009. — 344 с. — 1000 экз. — ISBN 978-5-9900350-6-5.
  • Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Ч. 1. Пределы годового поступления радионуклидов в организм работающих, основанные на рекомендациях 1990 года. Публикации 60, ч. 1, 61 МКРЗ / пер. с англ. — Москва : Энергоатомиздат, 1994. — 192 с. — ISBN 5-283-031-61-6.
  • Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Публикация 60 МКРЗ. Ч. 2. / пер. с англ. — Москва : Энергоатомиздат, 1994. — 208 с. — ISBN 5-283-031-62-4.
  • Публикация 118 МКРЗ. Отчет МКРЗ по тканевым реакциям, ранним и отдаленным эффектам в нормальных тканях и органах – пороговые дозы для тканевых реакций в контексте радиационной защиты / Ф. А. Стюарт и др.; ред.:А. В. Аклеев, М. Ф. Киселев; пер. с англ.: Е. М. Жидкова, Н. С. Котова. — Челябинск : Книга, 2012. — 384 с. — ISBN 978-5-7135-0686-5.
  • Доклад Научного комитета Организации Объединенных Наций по действию атомной радиации, 2010 год: краткое изложение проблемы воздействия радиации в малых дозах на состояние здоровья. — New York : UNITED NATIONS, 2011. — 106 с. — ISBN 978-92-1-642010-9.
  • Кудряшов Ю. Б. Радиационная биофизика (ионизирующие излучения) / под ред. В. К. Мазурика, М. Ф. Ломанова. — Москва : Физматлит, 2004. — 448 с. — ISBN 5-9221-0388-1.
  • Брегадзе Ю. И., Степанов Э. К., Ярына В. П. Прикладная метрология ионизирующих излучений. — Москва : Энергоатомиздат, 1990. — 264 с.
  • Кутьков В. А., Поленов Б. В., Черкашин В. А. Радиационная безопасность и радиационный контроль. Учебное пособие. Том 1 / под общей ред. В. А. Кутькова. — Обнинск : НОУ "ЦИПК", 2008. — 244 с. — ISBN 978-5-85855-120-1.
  • Машкович В. П., Панченко А. М. Основы радиационной безопасности: Учебное пособие для вузов. — Москва : Энергоатомиздат, 1990. — 176 с. — ISBN 5-283-03029-6.
  • Машкович В. П., Кудрявцева А. В. Защита от ионизирующих излучений. — Москва : Энергоатомиздат, 1995. — 496 с.
  • Комментарий к Нормам радиационной безопасности (НРБ-99-2009) / ФГУН НИИРГ. — 2009. — 84 с.
  • Практические рекомендации по вопросам оценки радиационного воздействия на человека и биоту / Под общей редакцией И. И. Линге и И. И. Крышева. — Москва, 2015. — 265 с. — ISBN 978-5-00077-353-6.
  • Кузнецов В. М., Никитин В. С., Хвостова М. С. Радиоэкология и радиационная безопасность. — Москва : ООО «НИПКЦ Восход-А», 2011. — 1208 с.
  • Ярмоненко С. П., Вайнсон А. А. Радиобиология человека и животных. — Москва : Высшая школа, 2004. — 549 с.
  • Кеирим-Маркус И. Б. Эквидозиметрия. — М. : Атомиздат, 1980. — 191 с.
  • Walker J. S. Permissible Dose. A History of Radiation Protection in the Twentieth Century : [англ.]. — University of California Press, 2000. — 169 p. — ISBN 0520223284.
  • Clarke R. H., Valentin J. The History of ICRP and the Evolution of its Policies : [англ.]. — Elsevier Ltd, 2009. — 69 с.
  • United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation. SOURCES AND EFFECTS OF IONIZING RADIATION. UNSCEAR 2000 Report to the General Assembly : [англ.]. — 2000. — Vol. I. — 654 p.
  • United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation. Sources, effects and risks of ionizing radiation UNSCEAR 2016 Report to the General Assembly : [англ.]. — 2016. — 512 p.
  • United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation. Sources and effects of ionizing radiation : [англ.]. — 2008. — 683 p.
  • Martin A., Harbison S. A. An Introduction to Radiation Protection : [англ.]. — Springer-Science+Business Media, B.v., 1996. — 240 p. — ISBN 978-0-412-63110-8.
  • Carron N. J. An Introduction to the Passage of Energetic Particles through Matter : [англ.]. — Taylor & Francis Group, LLC, 2007. — 386 с.
  • Turner J. E. Atoms, Radiation, and Radiation Protection : [англ.]. — WILEY-VCH Verlag GmbH & Co. KGaA, Weinheim, 2007. — 595 с. — ISBN 978-3-527-40606-7.
  • Cember H., Johnson T. E. Introduction to Health Physics : [англ.]. — McGraw-Hill Companies, Inc., 2009. — 888 с. — ISBN 978-0-07-164323-8.
  • Tsoulfanidis N. Measurement and detection of radiation : [англ.]. — Taylor & Francis, 1995. — 636 с. — ISBN l-56032-317-5.
  • Shapiro J. Radiation protection : a guide for scientists, regulators, and physicians : [англ.]. — HARVARD UNIVERSITY PRESS, 2002. — 688 с. — ISBN 0-674-00740-9.
  • Domenech H. Radiation Safety. Management and Programs : [англ.]. — Springer International Publishing, 2017. — 334 с. — ISBN 978-3-319-42669-3.
  • Вопросы дозиметрии и радиационная безопасность на атомных электрических станциях / Под редакцией А. В. Носовского. — Славутич, 1998. — 402 с. — ISBN 966-95513-0-7.
  • Radiation Protection in Today’s World: Towards Sustainability : [англ.] / NUCLEAR ENERGY AGENCY. — 2007. — 75 с. — ISBN 978-92-64-99013-5.
  • ICRP. Conversion Coefficients for use in Radiological Protection against External Radiation. ICRP Publication 74. Ann. ICRP 26 (3-4) : [англ.]. — 1996. — 205 p.
  • ICRP. ICRP Publication 9. Recommendations of the International Commission on Radiological Protection (Adopted September 17, 1965) : [англ.]. — 1965. — 31 p.
  • ICRP. ICRP Publication 26. Recommendations of the International Commission on Radiological Protection (Adopted January 17, 1977) : [англ.]. — 1977. — 87 p.