Условия безопасности при использовании радиоактивных изотопов в промышленности предусматривают разработку комплекса защитных мероприятий и средств не только в отношении лиц, непосредственно работающих с радиоактивными реч ществ, но и тех, кто находится в смежных помещениях, а также населения, проживающего рядом с опасным предприятием (объектом). Средства и меры защиты от ионизирующего излучения разделяю ться на: организационные, технические, санитарно-гигиенические и лечебно-профилактическиеі.
Организационные мероприятия от ионизирующего излучения предусматривают обеспечение выполнения требований норм радиационной безопасности. Помещения, предназначенные для работы с радиоактивными изотопами должны быть изо ольовани от других и иметь специально обработанные стены, потолки, полы. Открытые источники излучения и все предметы, которые облучаются должны находиться в ограниченной зоне, пребывание в которой позволяет ться персонала в исключительных случаях, и то кратковременно. На контейнеры, оборудование, двери помещений и другие объекты наносится предупредительный знак радиационной опасности (на желтом фоне - черный схематический трилистникик).
На предприятиях составляются и утверждаются инструкции по охране труда , в которых указан порядок и правила безопасного выполнения работ. Для проведения работ необходимо, по возможности, выбирать якнайме еншу достаточное количество изотопов ("защита количеством"). Применение приборов большей точности дает возможность использовать изотопы с меньшей активностью ("защита качеством"). Необходимо также организовать д озиметричний контроль и своевременную уборку и удаление радиоактивных отходов из помещений в специальных контейнераспеціальних контейнерах.
В технических мероприятий и средств защиты от ионизирующего излучения относятся: применение автоматизированного оборудования с дистанционным управлением, использование вытяжных шкафов, камер, боксов, осна ащени специальными манипуляторами, которые копируют движения рук человека, установление защитных экране.
Санитарно-гигиенические мероприятия предусматривают: обеспечение чистоты помещений, включая ежедневную влажную уборку; устройство приточно-вытяжной вентиляции с менее пятикратным воздухообменом; соблюдайте имання норм личной гигиены, применение средств индивидуальной защиты.
В лечебно-профилактических мероприятий относятся: предварительный и периодические медосмотры лиц, работающих с радиоактивными веществами, установление рациональных режимов труда и отдыха, использование ра адиопротекторив - химических веществ, повышающих устойчивость организма к ионизирующим облучением.
Защита работника от негативного воздействия источника внешнего ионизирующего излучения достигается путем:
Снижение мощности источника излучения до минимально необходимой величины ("защита количеством");
Увеличение расстояния между источником излучения и работником ("защита расстоянием");
Уменьшение продолжительности работы в зоне излучения ("защита временем");
Установление между источником излучения и работником защитного экрана ("защита экраном")
Защитные экраны имеют разную конструкцию и могут быть стационарными, передвижными, разборными и настольными. Выбор материала для экрана и его толщина зависят от вида ионизирующего излучения, его в уровня и продолжительности работи.
Для защиты от альфа-излучения нет необходимости рассчитывать толщину экрана, поскольку благодаря малой проницаемой способности этого излучения слой воздуха в несколько сантиметров, резиновые перчатки и уже обеспечивают достаточный защ.
Экран для защиты от бета-излучения изготавливают из материалов с небольшой атомной массой (плексиглас, алюминий, стекло) для предотвращения образования тормозного излучения. Достаточно эффективны дв вошарови экраны: со стороны источника излучения располагают материал с малой атомной массой толщиной, равной длине пробега бета-частиц, а за ним - с большим атомной массой (для поглощения тормозов ивного излучения).
Для защиты от гамма-излучения, которое характеризуется значительной проникающей способностью, применяются экраны из материалов, имеющих большую атомную массу (свинец, чугун, бетон, баритобетон). Толщину за ахисного экрана от гамма-излучения сиу (см) приближенно можно определить по формуле:
где. Иу - коэффициент линейного ослабления;. И - кратность ослабления (отношение дозы излучения без защиты до предельно допустимой дозы)
На практике для определения толщины защитного экрана часто используют специальные таблицы, или монограммы (рис 240)
Защита от внутреннего облучения достигается путем исключения непосредственного контакта с радиоактивными веществами в открытом виде и предотвращения попадания их в воздух рабочей зоны
При работе с радиоактивными веществами важное значение имеет применение средств индивидуальной защиты, которые предотвращают попадание радиоактивных загрязнений на кожу и внутрь организма, а также защищают от альфа-и, по возможности, от бета-излучения.
К средствам индивидуальной защиты от ионизирующего излучения относятся: халаты, костюмы, пневмокостюмы, шапочки, резиновые перчатки, тапочки, бахилы, средства защиты органов дыхания и др.. Применение ния тех или иных средств индивидуальной защиты зависит от вида и класса работ. Так, при выполнении ремонтных и аварийных работ применяются средства индивидуальной защиты кратковременного использован ния - изолирующие костюмы (пневмокостюмы) шланговые или с автономнымим
Рис 240. Монограмма для определения толщины защитного экрана от гамма-излучения радия (для бетона dу умножается на 4)
источником подачи воздуха к органам дыхания, защитные скафандры и т.п.. Как правило, такие костюмы и скафандры имеют просвинцованной защитный слой, надежно защищающий тело человека от ионизирующего вания, даже при незначительной толщине этого слойу.
295 Методы и приборы для радиометрического и дозиметрического контроля и измерения
Организм человека не чувствует ионизирующего измерения, поэтому при работе с радиоактивными веществами необходимо проводить систематический индивидуальный и общий контроль доз облучения. Приборы дозиметр ричного контроля и измерения по сути компенсируют человеку отсутствие органов чувств на ионизирующего излученияя.
Все приборы для радиометрического и дозиметрического контроля и измерения делятся на четыре группы: для измерения внешних потоков радиоактивного излучения - дозиметры, для измерения уровня ей загрязнения - индикаторы уровней и радиометры, для индивидуального дозиметрического контроля - индивидуальные дозиметры, для измерения радиоактивности воздуха и воды Дозиметрические приборы состоят я с датчика (ионизационная камера, газовый или сцинтилляционный счетчик) и измерительного блока, который состоит из усилителя, блока питания и измерительного прибора. Такими приборами можно регистрировать и заряженные частицы, гамма-излучения и нейтронни.
Работа приборов для радиометрического и дозиметрического контроля базируется на следующих основных методах измерения: ионизационный метод, который заключается в способности радиоактивного излучения ионизировать по овитря; сцинтилляционный метод, который заключается в способности некоторых кристаллов, газов и растворов излучать свет при прохождении через них ионизирующего излучения; фотографический метод, который заключается в способности фотографической эмульсии чернеть под воздействием ионизирующего излучения.
Все живое на этой планете постоянно подвергается воздействию небольшого количества ионизирующего излучения из нескольких источников (космические лучи из космоса, радон из почвы и радиоактивные материалы природного происхождения).
В чем же проявляется опасность ионизирующего излучения?
Такое излучение вызывает изменения в химическом балансе клеток. Некоторые из этих изменений может привести к раку. Кроме того, повреждая генетический материал (ДНК) ионизирующее излучение может вызвать вредные генетические мутации, которые могут быть переданы будущим поколениям.
Воздействие больших количеств радиации, может вызвать болезнь (за несколько часов или дней) и смерти (где-то шестьдесят дней после контакта, но в редких случаях смерть может наступить раньше).
Воздействие на человека
Как оно влияет на человека, зависит от размера дозы облучения. Ученые изучают последствия ионизирующего излучения на лабораторных животных уже много лет. Исследования показали, что низкие дозы ионизирующего излучения которым мы подвергаемся каждый день не вызывает никакого вреда нашему организму.
Но воздействие огромного количества ионизирующего излучения может причинить большой вред. Длительное воздействие в высоких количествах ионизирующего излучения может приводить к эффектам, таким как ожоги кожи, выпадение волос, врожденных дефектов, раку и даже смерти. Доза определяет, будет ли видно эффект и ступень его тяжести.
Способы защиты от ионизирующих излучений
Невозможно защитить людей от источников фонового излучения, распределенных по окружающей среде. Однако когда источник излучения концентрирован и заключен в небольшой области влияние его может быть ограничено использованием тщательно спланированных структур и процедур.
Три фактора, которые определяют размер полученной дозы облучения: время, расстояние и экранирование.
1.Время. Чем короче время, проведенное рядом с источником, тем меньшая доза излучения. Процедуры по радиационной защите призваны сократить время, которое люди тратят около источника излучения.
2.Расстояние. Кроме того, доза радиации человек получает, зависит и от того, как близко человек к источнику. Чем больше расстояние между человеком и источником излучения, тем меньше доза.
3. Экранирование. Лучший способ защиты от ионизирующего излучения. Чтобы обеспечить защиту необходимо положить некоторый материал (экран) между источником излучения и людьми. Когда излучение попадает на экранирование, он начинает создавать ионы в щит. Каждый раз, когда создается ион, излучение использует часть своей энергии. Чем толще щит, тем лучшая защита. Любой материал обеспечивает некоторую защиту. Общие защитные материалы являются сталь, бетон, свинец, и др.
Ионизирующими называют излучения, взаимодействие которых со средой приводит к образованию электрических зарядов различных знаков. Источники этих излучений широко используются в технике, химии, медицине, сельском хозяйстве и других областях, например, при измерении плотности почв, обнаружении течей в газопроводах, измерении толщины листов, труб и стержней, антистатической обработке тканей, полимеризации пластмасс, радиационной терапии злокачественных опухолей и др. Однако следует помнить, что источники ионизирующего излучения представляют существенную угрозу здоровью и жизни использующих их людей.
Существуют два вида ионизирующих излучений:
§ корпускулярное, состоящее из частиц с массой покоя, отличной от нуля (альфа- и бета 1 -излучение и нейтронное излучение);
§ электромагнитное (гамма(γ)-излучение и рентгеновское) с очень малой длиной волны.
1 В литературе принято обозначать альфа- и бета-частицы с помощью соответствующих греческих букв – а-частицы и β-частицы.
Рассмотрим основные характеристики указанных излучений. Альфа(а)-излучение представляет собой поток ядер гелия, обладающих большой скоростью. Эти ядра имеют массу 4 и заряд +2. Они образуются при радиоактивном распаде ядер или при ядерных реакциях. В настоящее время известно более 120 искусственных и естественных альфа-радиоактивных ядер, которые, испуская альфа-частицу, теряют 2 протона и 2 нейтрона.
Энергия альфа-частиц не превышает нескольких МэВ 1 . Излучаемые альфа-частицы движутся практически прямолинейно со скоростью примерно 20 000 км/с.
1 МэВ – единица энергии (мега-электрон-вольт), применяемая в атомной и ядерной физике. 1МэВ = 10 6 эВ (электрон-вольт). Для перевода значений энергии излучения в систему СИ пользуются следующими соотношениями: 1 эВ = 1,60206 10 -19 Дж; 1 МэВ = 1,60206 10 -13 Дж.
Под длиной пробега частицы в воздухе или других средах принято называть наибольшее расстояние от источника излучения, при котором еще можно обнаружить частицу до ее поглощения веществом. Длина пробега частицы зависит от заряда, массы, начальной энергии и среды, в которой происходит движение. С возрастанием начальной энергии частицы и уменьшением плотности среды длина пробега увеличивается. Если начальная энергия излучаемых частиц одинакова, то тяжелые частицы обладают меньшими скоростями, чем легкие. Если частицы движутся медленно, то их взаимодействие с атомами вещества среды более эффективно и частицы быстрее растрачивают имеющийся у них запас энергии.
Длина пробега альфа-частиц в воздухе обычно менее 10 см. Так, например, альфа-частицы с энергией 4 МэВ обладают длиной пробега в воздухе примерно в 2,5 см. В воде или в мягких тканях человеческого тела, плотность которых более чем в 700 раз превышает плотность воздуха, длина пробега альфа-частиц составляет несколько десятков микрометров. За счет своей большой массы при взаимодействии с веществом альфа-частицы быстро теряют свою энергию. Это объясняет их низкую проникающую способность и высокую удельную ионизацию: при движении в воздушной среде альфа-частица на 1 см своего пути образует несколько десятков тысяч пар заряженных частиц – ионов.
Бета-излучение представляет собой поток электронов (β - -излучение, или, чаще всего, просто β -излучение) или позитронов (β + -излучение), возникающих при радиоактивном распаде. В настоящее время известно около 900 бета-радиоактивных изотопов.
Масса бета-частиц в несколько десятков тысяч раз меньше массы альфа-частиц. В зависимости от природы источника бета-излучений скорость этих частиц может лежать в пределах 0,3 – 0,99 скорости света. Энергия бета-частиц не превышает нескольких МэВ, длина пробега в воздухе составляет приблизительно 1800 см, а в мягких тканях человеческого тела ~ 2,5 см. Проникающая способность бета-частиц выше, чем альфа-частиц (из-за меньших массы и заряда). Например, для полного поглощения потока бета-частиц, обладающих максимальной энергией 2 МэВ, требуется защитный слой алюминия толщиной 3,5 мм. Ионизирующая способность бета-излучения ниже, чем альфа-излучения: на 1 см пробега бета-частиц в среде образуется несколько десятков пар заряженных ионов.
Нейтронное излучение представляет собой поток ядерных частиц, не имеющих электрического заряда. Масса нейтрона приблизительно в 4 раза меньше массы альфа-частиц. В зависимости от энергии различают медленные нейтроны (с энергией менее 1 КэВ 1), нейтроны промежуточных энергий (от 1 до 500 КэВ) и быстрые нейтроны (от 500 КэВ до 20 МэВ). Среди медленных нейтронов различают тепловые нейтроны с энергией менее 0,2 эВ. Тепловые нейтроны находятся по существу в состоянии термодинамического равновесия с тепловым движением атомов среды. Наиболее вероятная скорость движения таких нейтронов при комнатной температуре составляет 2200 м/с. При неупругом взаимодействии нейтронов с ядрами атомов среды возникает вторичное излучение, состоящее из заряженных частиц и гамма-квантов (гамма-излучение). При упругих взаимодействиях нейтронов с ядрами может наблюдаться обычная ионизация вещества. Проникающая способность нейтронов зависит от их энергии, но она существенно выше, чем у альфа- или бета-частиц. Так, длина пробега нейтронов промежуточных энергий составляет около 15 м в воздушной среде и 3 см в биологической ткани, аналогичные показатели для быстрых нейтронов – соответственно 120 м и 10 см. Таким образом, нейтронное излучение обладает высокой проникающей способностью и представляет для человека наибольшую опасность из всех видов корпускулярного излучения. Мощность нейтронного потока измеряется плотностью потока нейтронов (нейтр./см 2 с).
1 1 КэВ (кило-электрон-Вольт) - 10 3 эВ.
Гамма-излучение (γ-излучение) представляет собой электромагнитное излучение с высокой энергией и с малой длиной волны 1 . Оно испускается при ядерных превращениях или взаимодействии частиц. Высокая энергия (0,01–3МэВ) и малая длина волны обусловливает большую проникающую способность гамма-излучения. Гамма-лучи не отклоняются в электрических и магнитных полях. Это излучение обладает меньшей ионизирующей способностью, чем альфа- и бета-излучение.
1 Начиная от длины волны 2-10 -2 нм в сторону коротких длин волн расположены гамма-лучи, возникающие при радиоактивном распаде атомов. Таким образом, электромагнитные излучения различного происхождения в этой области длин волн перекрываются, и их называют гамма-излучением или рентгеновским излучением в зависимости от источника.
Рентгеновское излучение может быть получено в специальных рентгеновских трубах, в ускорителях электронов, в среде, окружающей источник бета-излучения, и др. Рентгеновские лучи представляют собой один из видов электромагнитного излучения. Энергия его обычно не превышает 1 МэВ.
В качестве примера определим длину волны γ -излучения с энергией 0,048 МэВ.
Используя известное соотношение 1 эВ = 1,602 10 -19 Дж, выразим энергию γ-излучения в джоулях:
Энергия γ-излучения определяется следующей формулой:
, (19.2 )
где h – постоянная планка (h = 6,626 10 -34 Дж-с);
v – частота кванта электромагнитной энергии, гц;
с – скорость света (с ≈ 3,00 10 8 м/с);
λ – длина волны, м.
Рентгеновское излучение, как и гамма-излучение, обладает малой ионизирующей способностью и большой глубиной проникновения.
Рассмотрим основные показатели и единицы измерения, применяемые для характеристики ионизирующих излучений. Как уже сказано выше, при распаде ядер атомов его продукты вылетают с большой скоростью. Встречая на своем пути ту или иную преграду, они производят в ее веществе различные изменения. Воздействие излучения на вещество будет тем больше, чем больше распадов происходит в единицу времени. Для характеристики числа распадов вводится понятие активности (А) радиоактивного вещества, под которым понимают число самопроизвольных ядерных превращений dN в этом веществе за малый промежуток времени dt , деленное на этот промежуток времени:
А = . (19.3 )
Единицей измерения активности является Кюри (Кu ), соответствующая 3,7 10 10 ядерных превращений в секунду. Такая активность соответствует активности 1 г радия-226. Гораздо реже используется единица активности беккерель (Бк)
1 Кu = 3,7.10 11 Бк.
Для характеристики воздействия ионизирующего излучения на вещество введено понятие дозы излучения. Дозой излучения называется часть энергии, переданная излучением веществу и поглощенная им. Количественной характеристикой взаимодействия ионизирующего излучения и вещества является поглощенная доза излучения (Д), равная отношению средней энергии dE , переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе облученного вещества в этом объеме dm :
. (19.4 )
Поглощенная доза является основной дозиметрической величиной. В системе СИ в качестве единицы поглощенной дозы принят грей (Гр). 1 Гр соответствует поглощению в среднем 1 Дж энергии ионизирующего излучения в массе вещества, равной 1 кг, т. е. 1 Гр = 1 Дж/кг 1 .
1 Ранее в качестве единицы поглощенной дозы использовался рад (рд). Он соответствовал поглощению в среднем 100 эрг.
До недавнего времени за количественную характеристику только рентгеновского и гамма-излучения, основанную на их ионизирующем действии, принималась экспозиционная доза Х – отношение полного электрического заряда dQ ионов одного знака, возникающих в малом объеме сухого воздуха, к массе воздуха dm в этом объеме, т. е.
. (19.5 )
Единицей экспозиционной дозы в системе СИ является кулон на килограмм (Кл/кг) 1 .
1 Внесистемной единицей дозы рентгеновского и гамма-излучения является рентген (р) – доза излучения, при которой суммарный заряд положительных или отрицательных ионов, образующихся в 1,293 10 - 6 кг воздуха, равен 0,33 10 -9 кулонов. Это соответствует образованию 2,08 10 9 пар одновалентных ионов в 1 см 3 воздуха при нормальных условиях (Т= 273 К, Р = 1,01325 10 5 Па) и связано с затратой энергии около 87 10 -7 Дж/кг; 1P = 2,58 10 -4 Кл/кг = 0,88 рад.
Для оценки возможного ущерба здоровья при хроническом воздействии ионизирующего излучения произвольного состава введено понятие эквивалентной дозы (Н). Эта величина определяется как произведение поглощенной дозы Д на средний коэффициент качества излучения Q (безразмерный) в данной точке ткани человеческого тела, т. е.:
Единицей эквивалентной дозы в системе СИ является зиверт 2 (Зв). В табл. 19.1 представлены сведения о величинах коэффициента Q.
2 Существует специальная единица эквивалентной дозы – биологический эквивалент рентгена (бэр). 1 бэр – это количество энергии любого вида излучения, поглощенного в биологической ткани, биологическое действие которого эквивалентно действию 1 рад рентгеновского или гамма-излучения; 1 Зв = 100 бэр.
Существует еще одна характеристика ионизирующего излучения – мощность дозы Х (соответственно поглощенной, экспозиционной или эквивалентной), представляющая собой приращение дозы за малый промежуток времени dx , деленное на этот промежуток dt . Так, мощность экспозиционной дозы (Х или W , Кл/кг-с) составит:
Аналогично рассчитывают мощность поглощенной (Гр/с) или эквивалентной (Зв/с) доз.
Биологическое действие рассмотренных излучений на организм человека различно.
Альфа-частицы, проходя через вещество и сталкиваясь с атомами, ионизируют (заряжают) их, выбивая электроны. В редких случаях эти частицы поглощаются ядрами атомов, переводя их в состояние с большей энергией. Эта избыточная энергия способствует протеканию различных химических реакций, которые без облучения не идут или идут очень медленно. Альфа-излучение производит сильное действие на органические вещества, из которых состоит человеческий организм (жиры, белки и углеводы). На слизистых оболочках это излучение вызывает ожоги и другие воспалительные процессы.
Под действием бета-излучений происходит радиолиз (разложение) воды, содержащейся в биологических тканях, с образованием водорода, кислорода, пероксида водорода Н 2 О 2 , заряженных частиц (ионов) ОН - и НО . Продукты разложения воды обладают окислительными свойствами и вызывают разрушение многих органических веществ, из которых состоят ткани человеческого организма.
Действие гамма- и рентгеновского излучений на биологические ткани обусловлено в основном образующимися свободными электронами. Нейтроны, проходя через вещество, производят в нем наиболее сильные изменения по сравнению с другими ионизирующими излучениями.
Таким образом, биологическое действие ионизирующих излучений сводится к изменению структуры или разрушению различных органических, веществ (молекул), из которых состоит организм человека. Это приводит к нарушению биохимических процессов, протекающих в клетках, или даже к их гибели 1 , в результате чего происходит поражение организма в целом.
1 Биологическое действие ионизирующих излучений зависит от числа образовавшихся пар ионов, которое определяется поглощенной энергией излучения.
Различают внешнее и внутреннее облучение организма. Под внешним облучением понимают воздействие на организм ионизирующих излучений от внешних по отношению к нему источников. Внутреннее облучение осуществляется радиоактивными веществами, попавшими внутрь организма через дыхательные органы, желудочно-кишечный тракт или через кожные покровы. Источники внешнего излучения – космические лучи, естественные радиоактивные источники, находящиеся в атмосфере, воде, почве, продуктах питания и др., источники альфа-, бета-, гамма-, рентгеновского и нейтронного излучений, используемые в технике и медицине, ускорители заряженных частиц, ядерные реакторы (в том числе и аварии на ядерных реакторах) и ряд других.
Радиоактивные вещества, вызывающие внутреннее облучение организма, попадают в него при приеме пищи, курении, питье загрязненной воды. Поступление радиоактивных веществ в человеческий организм через кожу происходит в редких случаях (если кожа имеет повреждения или открытые раны). Внутреннее облучение организма длится до тех пор, пока радиоактивное вещество не распадется или не будет выведено из организма в результате процессов физиологического обмена. Внутреннее облучение опасно тем, что вызывает длительно незаживающие язвы различных органов и злокачественные опухоли.
При работе с радиоактивными веществами значительному облучению подвергаются руки операторов. Под действием ионизирующих излучений развивается хроническое или острое (лучевой ожог) поражение кожи рук. Хроническое поражение характеризуется сухостью кожи, появлением на ней трещин, изъязвлением и другими симптомами. При остром поражении кистей рук возникают отеки, омертвление тканей, язвы, на месте образования которых возможно развитие злокачественных опухолей.
Под влиянием ионизирующих излучений у человека возникает лучевая болезнь. Различают три степени ее: первая (легкая), вторая и третья (тяжелая).
Симптомами лучевой болезни первой степени являются слабость, головные боли, нарушение сна и аппетита, которые усиливаются на второй стадии заболевания, но к ним дополнительно присоединяются нарушения в деятельности сердечно-сосудистой системы, изменяется обмен веществ и состав крови, происходит расстройство пищеварительных органов. На третьей стадии болезни наблюдаются кровоизлияния и выпадение волос, нарушается деятельность центральной нервной системы и половых желез. У людей, перенесших лучевую болезнь, повышается вероятность развития злокачественных опухолей и заболеваний кроветворных органов. Лучевая болезнь в острой (тяжелой) форме развивается в результате облучения организма большими дозами ионизирующих излучений за короткий промежуток времени. Опасно воздействие на организм человека и малых доз радиации, так как при этом могут произойти нарушение наследственной информации человеческого организма, возникнуть мутации 1 .
1 Мутация – резкое наследственное изменение организмов, меняющее их основные признаки.
Нижний уровень развития легкой формы лучевой болезни возникает при эквивалентной дозе облучения приблизительно 1 Зв, тяжелая форма лучевой болезни, при которой погибает половина всех облученных, наступает при эквивалентной дозе облучения 4,5 Зв. 100%-ный смертельный исход лучевой болезни соответствует эквивалентной дозе облучения 5,5–7,0 Зв.
В настоящее время разработан ряд химических препаратов (протекторов), существенно снижающих негативный эффект воздействия ионизирующего излучения на организм человека.
В России предельно допустимые уровни ионизирующего облучения и принципы радиационной безопасности регламентируются «Нормами радиационной безопасности» НРБ-76, «Основными санитарными правилами работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» ОСП72-80. В соответствии с этими нормативными документами нормы облучения установлены для следующих трех категорий лиц:
§ категория А – персонал, постоянно или временно работающий с источниками ионизирующих излучений;
§ категория Б – ограниченная часть населения, которая по условиям размещения рабочих мест или по условиям проживания может подвергаться воздействию источников излучения;
§ категория В – население страны, республики, края и области.
Для лиц категории А основным дозовым пределом является индивидуальная эквивалентная доза внешнего и внутреннего излучения за год (Зв/год) в зависимости от радиочувствительности органов (критические органы). Это предельно допустимая доза (ПДД) – наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которое при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.
Для персонала категории А индивидуальная эквивалентная доза (Н, Зв), накопленная в критическом органе за время Т (лет) с начала профессиональной работы, не должна превышать значения, определяемого по формуле: Н == ПДД · Т.
Кроме того, доза, накопленная к 30 годам, не должна превышать 12 ПДД.
Для категории Б установлен предел дозы за год (ПД, Зв/год), под которым понимают наибольшее среднее значение индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год у критической группы лиц, при котором равномерное облучение в течение 70 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами В табл. 19.2 приведены основные дозовые пределы внешнего и внутреннего облучений в зависимости от радиочувствительности органов.
19.2. Защита от действия ионизирующих излучений
Основные принципы радиационной безопасности заключаются в непревышении установленного основного дозового предела, исключении всякого необоснованного облучения и снижении дозы излучения до возможно низкого уровня. С целью реализации этих принципов на практике обязательно контролируются дозы облучения, полученные персоналом при работе с источниками ионизирующих излучений, работа проводится в специально оборудованных помещениях, используется защита расстоянием и временем, применяются различные средства коллективной и индивидуальной защиты.
Для определения индивидуальных доз облучения персонала необходимо систематически проводить радиационный (дозиметрический) контроль, объем которого зависит от характера работы с радиоактивными веществами. Каждому оператору, имеющему контакт с источниками ионизирующих излучений, выдается индивидуальный дозиметр 1 для контроля полученной дозы гамма-излучений. В помещениях, где проводится работа с радиоактивными веществами, необходимо обеспечить и общий контроль за интенсивностью различных видов излучений. Эти помещения должны быть изолированы от прочих помещений, оснащены системой приточно-вытяжной вентиляции с кратностью воздухообмена не менее пяти. Окраска стен, потолка и дверей в этих помещениях, а также устройство пола выполняются таким образом, чтобы исключить накопление радиоактивной пыли и избежать поглощения радиоактивных аэрозолей, паров и жидкостей отделочными материалами (окраска стен, дверей и в некоторых случаях потолков должна производиться масляными красками, полы покрываются материалами, не впитывающими жидкости, – линолеумом, полихлорвиниловым пластикатом и др.). Все строительные конструкции в помещениях, где проводится работа с радиоактивными веществами, не должны иметь трещин и несплошностей; углы закругляют для того, чтобы не допустить скопления в них радиоактивной пыли и облегчить уборку. Не менее одного раза в месяц проводят генеральную уборку помещений с обязательным мытьем горячей мыльной водой стен, окон, дверей, мебели и оборудования. Текущая влажная уборка помещений проводится ежедневно.
1 Устройство дозиметров описано ниже.
Для уменьшения облучения персонала все работы с этими источниками проводят с использованием длинных захватов или держателей. Защита временем заключается в том, что работу с радиоактивными источниками проводят за такой период времени, чтобы доза облучения, полученная персоналом, не превышала предельно допустимого уровня.
Коллективные средства защиты от ионизирующих излучений регламентируются ГОСТом 12.4.120-83 «Средства коллективной защиты от ионизирующих излучений. Общие требования». В соответствии с этим нормативным документом основными средствами защиты являются стационарные и передвижные защитные экраны, контейнеры для транспортирования и хранения источников ионизирующих излучений, а также для сбора и транспортировки радиоактивных отходов, защитные сейфы и боксы и др.
Стационарные и передвижные защитные экраны предназначены для снижения уровня излучения на рабочем месте до допустимой величины. Если работу с источниками ионизирующих излучений проводят в специальном помещении – рабочей камере, то экранами служат ее стены, пол и потолок, изготовленные из защитных материалов. Такие экраны носят название стационарных. Для устройства передвижных экранов используют различные щиты, поглощающие или ослабляющие излучение.
Экраны изготавливают из различных материалов. Их толщина зависит от вида ионизирующего излучения, свойств защитного материала и необходимой кратности ослабления излучения k . Величина k показывает, во сколько раз необходимо понизить энергетические показатели излучения (мощность экспозиционной дозы, поглощенную дозу, плотность потока частиц и др.), чтобы получить допустимые значения перечисленных характеристик. Например, для случая поглощенной дозы k выражается следующим образом:
где D – мощность поглощенной дозы;
D 0 – допустимый уровень поглощенной дозы.
Для сооружения стационарных средств защиты стен, перекрытий, потолков и т. д. используют кирпич, бетон, баритобетон и баритовую штукатурку (в их состав входит сульфат бария – BaSO 4). Эти материалы надежно защищают персонал от воздействия гамма- и рентгеновского излучения.
Для создания передвижных экранов используют различные материалы. Защита от альфа-излучения достигается применением экранов из обычного или органического стекла толщиной несколько миллиметров. Достаточной защитой от этого вида излучения является слой воздуха в несколько сантиметров. Для защиты от бета-излучения экраны изготавливают из алюминия или пластмассы (органическое стекло). От гамма- и рентгеновского излучения эффективно защищают свинец, сталь, вольфрамовые сплавы. Смотровые системы изготавливают из специальных прозрачных материалов, например, свинцового стекла. От нейтронного излучения защищают материалы, содержащие в составе водород (вода, парафин), а также бериллий, графит, соединения бора и т.д. Бетон также можно использовать для защиты от нейтронов.
Защитные сейфы применяются для хранения источников гамма-излучения. Они изготавливаются из свинца и стали.
Для работы с радиоактивными веществами, обладающими, альфа- и бета-активностью, используют защитные перчаточные боксы.
Защитные контейнеры и сборники для радиоактивных отходов изготавливаются из тех же материалов, что и экраны – органического стекла, стали, свинца и др.
При проведении работ с источниками ионизирующих излучений опасная зона 1 должна быть ограничена предупреждающими надписями.
1 Опасная зона – это пространство, в котором возможно воздействие на работающего опасного и (или) вредного производственных факторов (в данном случае – ионизирующих излучений).
Принцип действия приборов, предназначенных для контроля за персоналом, который подвергается воздействию ионизирующих излучений, основан на различных эффектах, возникающих при взаимодействии этих излучений с веществом. Основные методы обнаружения и измерения радиоактивности – ионизация газа, сцинтилляционные и фотохимические методы. Наиболее часто используется ионизационный метод, основанный на измерении степени ионизации среды, через которую прошло излучение.
Сцинтилляционные методы регистрации излучений основаны на способности некоторых материалов, поглощая энергию ионизирующего излучения, превращать ее в световое излучение. Примером такого материала может служить сульфид цинка (ZnS ). Сцинтилляционный счетчик представляет собой фотоэлектронную трубку с окошком, покрытым сульфидом цинка. При попадании внутрь этой трубки излучения возникает слабая вспышка света, которая приводит к возникновению в фотоэлектронной трубке импульсов электрического тока. Эти импульсы усиливаются и подсчитываются.
Фотохимические методы, или методы авторадиографии, основаны на воздействии радиоактивного образца на слой фотоэмульсии, содержащий галогениды серебра. Уровень радиоактивности образца оценивают после проявления пленки.
Существуют и другие методы определения ионизирующих излучений, например калориметрические, которые основаны на измерении количества тепла, выделяющегося при взаимодействии излучения с поглощающим веществом.
Приборы дозиметрического контроля делятся на две группы: дозиметры, используемые для количественного измерения мощности дозы, и радиометры или индикаторы излучения, применяемые для быстрого обнаружения радиоактивных загрязнений.
Из отечественных приборов применяются, например, дозиметры марок ДРГЗ-04 и ДКС-04. Первый используется для измерения гамма- и рентгеновского излучения в диапазоне энергий 0,03–3,0 МэВ. Шкала прибора проградуирована в микрорентген/секунду (мкР/с). Второй прибор используется для измерения гамма- и бета-излучения в энергетическом диапазоне 0,5– 3,0 МэВ, а также нейтронного излучения (жесткие и тепловые нейтроны). Шкала прибора проградуирована в миллирентгенах в час (мР/ч). Промышленость выпускает также бытовые дозиметры, предназначенные для населения, например, бытовой дозиметр «Мастер-1» (предназначен для измерения дозы гамма-излучения), дозиметр-радиометр бытовой АНРИ-01 («Сосна»).
К средствам индивидуальной защиты от ионизирующих излучений относится спецодежда – халаты, комбинезоны, полукомбинезоны и шапочки, изготовленные из хлопчатобумажной ткани. При значительном загрязнении производственного помещения радиоактивными веществами на спецодежду из ткани дополнительно надевают пленочную одежду (нарукавники, брюки, фартук, халат и т.д.), изготовленную из пластика. Как уже сказано выше, для защиты рук следует использовать просвинцованные резиновые перчатки.
В тех случаях, когда приходится работать в условиях значительного радиационного загрязнения, для защиты персонала используют пневмокостюмы (скафандры) из пластмассовых материалов с поддувом по гибким шлангам воздуха или снабженные кислородным аппаратом. Для поддержания нормальных температурных условий в скафандре расход воздуха должен составлять 150–200 л/мин.
Для защиты органов зрения от излучения применяют очки со стеклами, содержащими специальные добавки (фосфат вольфрама или свинец), а при работе с источниками альфа- и бета-излучений глаза защищают щитками из органического стекла.
Если в воздухе находятся радиоактивные аэрозоли, то надежным средством защиты органов дыхания являются респираторы и противогазы.
Контрольные вопросы
1. Назовите виды ионизирующих излучений и их основные физические характеристики.
2. Назовите основные единицы измерения ионизирующих излучений.
3. Что такое поглощенная, экспозиционная и эквивалентная дозы излучения?
4. Охарактеризуйте биологическое действие ионизирующих излучений на организм человека.
5. Какими документами регламентируются уровни облучений?
6. Каковы способы защиты от ионизирующих излучений?
7. Каковы индивидуальные средства защиты от ионизирующих излучений?
8. Какими приборами измеряют ионизирующие излучения? 17 ..
Ионизирующие излучения это электромагнитные излучения, которые создаются при радиоактивном распаде, ядерных превращениях, торможении заряженных частиц в веществе и образуют при взаимодействии со средой ионы различных знаков.
Источники ионизирующих излучений. На производстве источниками ионизирующих излучений могут быть используемые в технологических процессах радиоактивные изотопы (радионуклиды) естественного или искусственного происхождения, ускорительные установки, рентгеновские аппараты, радиолампы.
Искусственные радионуклиды в результате ядерных превращений в тепловыделяющих элементах ядерных реакторов после специального радиохимического разделения находят применение в экономике страны. В промышленности искусственные радионуклиды применяются для дефектоскопии металлов, при изучении структуры и износа материалов, в аппаратах и приборах, выполняющих контрольно-сигнальные функции, в качестве средства гашения статического электричества и т. п.
Естественными радиоактивными элементами называют радионуклиды, образующиеся из находящихся в природе радиоактивных тория, урана и актиния.
Виды ионизирующих излучений.
В решении производственных задач имеют место разновидности ионизирующих излучений.
Альфа-излучение представляет собой поток ядер гелия, испускаемых главным образом естественным радионуклидом при радиоактивном распаде, имеют массу 4 у. е. и заряд +2.Энергия альфа-частиц составляет 4-7
Мэв. Пробег альфа-частиц в воздухе достигает 8–10 см, в биологической ткани несколько десятков микрометров. Так как пробег альфа-частиц в веществе невелик, а энергия очень большая, то плотность ионизации на единицу длины пробега у них высока (на 1 см до десятка тысяч пар-ионов).
Бета-излучение – поток электронов или позитронов при радиоактивном распаде. Бета-частицы имеют массу, равную 1/1838 массы атома водорода, единичный отрицательный (бета-частица) или положительный (позитрон) заряд. Энергия бета-излучения не превышает нескольких Мэв. Пробег в воздухе составляет от 0,5 до 2 м, в живых тканях – 2-3 см. Их ионизирующая способность ниже альфа-частиц (несколько десятков пар-ионов на 1 см пути).
Нейтроны – нейтральные частицы, имеющие массу атома водорода. Они при взаимодействии с веществами теряют свою энергию в упругих (по типу взаимодействия биллиардных шаров) и неупругих столкновениях (удар шарика в подушку).
Гамма-излучение фотонное излучение, возникающее при изменении энергетического состояния атомных
ядер, при ядерных превращениях или при аннигиляция частиц. Источники гамма-излучения, используемые в промышленности, имеют энергию от 0,01 до 3 Мэв. Гамма-излучение обладает высокой проникающей способностью и малым ионизирующим действием (низкая плотность ионизации на единицу длины).
Рентгеновское излучение фотонное излучение, состоящее из тормозного и (или) характеристического излучения, возникает в рентгеновских трубах, ускорителях электронов, с энергией фотонов не более 1 Мэв. Тормозное излучение фотонное излучение с непрерывным энергетическим спектром, возникающее при уменьшении кинетической энергии заряженных частиц. Характеристическое излучение это фотонное излучение с дискретным энергетическим спектром, возникающее при изменении энергетического состояния электронов атома. Рентгеновское излучение, так же как и гамма-излучение, имеет высокую проникающую способность и малую плотность ионизации среды.
Влияние ионизирующих излучений на живой организм. XXI век невозможно представить без современного и постоянно совершенствуемого ядерного оружия, разбросанных по всей территории Земного шара крупных объектов атомной энергетики и многих сложных промышленных производств, использующих в технологическом процессе различные радиоактивные вещества. Все это предопределило появление, а затем и нарастание интенсивности такого негативного фактора среды обитания, как ионизирующие излучения, представляющие значительную угрозу для жизнедеятельности человека и требующие проведения надежных мер по обеспечению радиационной безопасности работающих и населения.
Процессы взаимодействия ионизирующих излучений с веществом клетки, в результате которых образуются ионизированные и возбужденные атомы и молекулы, являются первым этапом развития лучевого поражения.
Эффект воздействия источников ионизирующих излучений на организм зависит от ряда причин, главными из которых принято считать уровень поглощенных доз, время облучения и мощность дозы, объем тканей и органов, вид излучения.
Заболевания, вызываемые действием ионизирующих излучений. Важнейшие биологические реакции организма человека на действие ионизирующей радиации условно разделяют на две группы. К первой относятся острые поражения, ко второй отдаленные последствия, которые в свою очередь подразделяются на соматические и генетические эффекты.
Острые поражения. В случае одномоментного тотального облучения человека значительной дозой или распределения ее на короткий срок эффект от облучения наблюдается уже в первые сутки, а степень поражения зависит от величины поглощенной дозы.
При облучении человека дозой менее 100 бэр, как правило, отмечаются лишь легкие реакции организма,
проявляющиеся в формуле крови, изменении некоторых вегетативных функций.
При дозах облучения более 100 бэр развивается острая лучевая болезнь, тяжесть течения которой зависит от дозы облучения. Первая степень лучевой болезни (легкая) возникает при дозах 100-200 бэр, вторая (средней тяжести) при дозах 200-300 бэр, третья (тяжелая) при дозах 300-500 бэр и четвертая (крайне тяжелая) при дозах более 500 бэр.
Дозы однократного облучения 500-600 бэр при отсутствии медицинской помощи считаются абсолютно смертельными.
Другая форма острого поражения проявляется в виде лучевых ожогов. В зависимости от поглощенной дозы ионизирующей радиации имеют место реакции I степени (при дозе до 500 бэр), II (до 800 бэр), III (до 1200 бэр) и IV степени (при дозе выше 1200 бэр), проявляющиеся в разных формах: от выпадения волос, шелушения и легкой пигментации кожи (I степень ожога) до язвенно-некротических поражений и образования длительного незаживающих трофических язв (IV степень лучевого поражения).
При длительном повторяющемся внешнем или внутреннем облучении человека в малых, но превышающих допустимые величины дозах возможно развитие хронической лучевой болезни.
Отдаленные последствия. К отдаленным последствиям соматического характера относятся разнообразные биологические эффекты, среди которых наиболее существенными являются лейкемия, злокачественные новообразования, катаракта хрусталика глаза и сокращение продолжительности жизни.
Лейкемия относительно редкое заболевание. Большинство радиобиологов считают, что вероятность возникновения лейкемии составляет 1-2 случая в год на 1 млн населения при облучении все популяции дозой 1 бэр.
Злокачественные новообразования. Первые случаи развития злокачественных новообразований от воздействия ионизирующей радиации описаны в начале XX столетия. Это были случаи рака кожи кистей рук у работников рентгеновских кабинетов.
Сведения о возможности развития злокачественных новообразований у человека пока носят описательн6ых характер, несмотря на то, что в ряде экспериментальных исследований на животных были получены некоторые количественные характеристики. Поэтому точно указать минимальные дозы, которые обладают бластомогенным эффектом, не представляется возможным.
Развитие катаракты наблюдалось у лиц: переживших атомные бомбардировки в Хиросиме и Нагасаки; у физиков, работавших на циклотронах; у больных, глаза которых подвергались облучению с лечебной целью. Одномоментная катарактогенная доза ионизирующей радиации, по мнению большинства исследователей, составляет около 200бэр. Скрытый период до появления первых признаков развития поражения обычно составляет от
Сокращение продолжительности жизни в результате воздействия ионизирующей радиации на организм обнаружено в экспериментах на животных (предполагают, что это явление обусловлено ускорением процессов старения и увеличением восприимчивости к инфекциям). Продолжительность жизни животных, облученных дозами близкими к летальным, сокращается на 25-50\% по сравнению с контрольной группой. При меньших дозах срок
жизни животных уменьшается на 2-4\% на каждые 100 рад.
Достоверных данных о сокращении сроков жизни человека при длительном хроническом облучении малыми дозами до настоящего времени не получено.
По мнению большинства радиобиологов, сокращение продолжительности жизни человека при тотальном облучении находится в пределах 1-15 дней на 1 бэр.
В отличие от соматических генетические эффекты действия радиации обнаружить трудно, так как они действуют на малое число клеток и имеют длительный скрытый период, измеряемый десятками лет после облучения. Такая опасность существует даже при очень слабом облучении, которое хотя и не разрушает клетки, но
способно вызвать мутации хромосом и изменить наследственные свойства. Большинство подобных мутаций проявляется только в случае, когда зародыш получает от обоих родителей хромосомы, поврежденные одинаковым образом. Результаты мутаций, в том числе и смертность от наследственных эффектов так называемая генетическая смерть, наблюдались задолго до того, как люди начали строить ядерные реакторы и применять ядерное оружие. Мутации могут быть вызваны космическими лучами, а также естественным радиационным фоном Земли, на долю которого по оценкам специалистов приходится 1 \% мутаций человека.
Установлено, что не существует минимального уровня радиации, ниже которого мутации не происходит. Общее количество мутаций, вызванных ионизирующим излучением, пропорционально численности населения и средней дозе облучения. Появление генетических эффектов мало зависит от мощности дозы, а определяется суммарной накопленной дозой независимо от того, получена она за 1 сутки или 50 лет. Полагают, что генетические эффекты не имеют дозового порога. Генетические эффекты определяются только эффективной коллективной дозой человеко-зиверты (чел-Зв), а выявление эффекта у отдельного индивида практически непредсказуемо.
В отличие от генетических эффектов, которые вызываются малыми дозами радиации, соматические эффекты всегда начинаются с определенной пороговой дозы: при меньших дозах повреждения организма не происходит. Другое отличие соматических повреждений от генетических заключается в том, что организм способен со временем преодолевать последствия облучения, тогда как клеточные повреждения не обратимы.
Значение некоторых доз и эффектов воздействия на организм приведены в табл.
Радиационное воздействие и соответствующие биологические эффекты
Воздействие
Доза, Зв Мощность дозы или продолжительность
Облучение* Биологический эффект
0,003 В течение недели О Практически отсутствует
6 9 3 Зв/сут или накопление малых дозРадиационная катаракта
10 25 2 -3 Зв/сут Л Возникновение рака сильно радиочувствительных органов
25 60 2 3 Зв/сут Л Возникновение рака умеренно радиочувствительных органов
40 50 2 3 Зв/сут Л Дозовый предел для нервных тканей
50 60 2 3 Зв/сут Л Дозовый предел для желудочнокишечного тракта
|
|
которой составит 50\% смертей среди лиц, подвергающихся облучению.
доза, ожидаемый эффект
Нормирование воздействий ионизирующих излучений.
К основным правовым нормативам в области радиационной безопасности населения» №3-ФЗ от 09.01.96 г., Федеральный закон «Об использовании атомной энергии» № 170-ФЗ от 21.11.95 г., а также Нормы радиационной безопасности (НБР-99). Документ относится к категории санитарных правил (СП 2.6.1.758-99), утвержден
Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 2 июля 1999 года и введен в действие с 1
января 2000 года. Нормы радиационной безопасности включают в себя термины и определения, которые необходимо использовать в решении проблем радиационной безопасности. Они также устанавливают три класса нормативов: основные дозовые пределы; допустимые уровни, являющиеся производными от дозовых пределов; пределы годового поступления, объемные допустимые среднегодовые поступления, удельные активности, допустимые уровни загрязнения рабочих поверхностей и т. д.; контрольные уровни.
Нормирование ионизирующих излучений определяется характером воздействия ионизирующей радиации на организм человека. При этом выделяется два вида эффектов, относящихся в медицинской практике к болезням: детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой ожог, лучевая катаракта, аномалии развития плода и др.) и стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухали, лейкозы, наследственные болезни).
Обеспечение радиационной безопасности определяется следующими основными принципами:
1. Принцип нормирования непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения.
2. Принцип обоснования запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучения.
3. Принцип оптимизации - поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения.
Обеспечение безопасности при работе с ионизирующими излучениями.
Все работы с радионуклидами правила подразделяются на два вида: на работу с закрытыми источниками ионизирующих излучений и работу с открытыми радиоактивными источниками.
Закрытыми источниками ионизирующих излучений называются любые источники, устройство которых
исключает попадание радиоактивных веществ в воздух рабочей зоны. Открытые источники ионизирующих излучений способны загрязнять воздух рабочей зоны. Поэтому отдельно разработаны требования к безопасной работе с закрытыми и открытыми источниками ионизирующих излучений на производстве.
Обеспечение радиационной безопасности требует комплекса многообразных защитных мероприятий, зависящих от конкретных условий работы с источниками ионизирующих излучений, а также от типа источника.
Главной опасностью закрытых источников ионизирующих излучений является внешнее облучение, определяемое видом излучения, активностью источника, плотностью потока излучения и создаваемой им дозой облучения и поглощенной дозой. Защитные мероприятия, позволяющие обеспечить условия радиационной безопасности при применении закрытых источников, основаны на знании законов распространения ионизирующих излучений и характера их взаимодействия с веществом. Главные из них следующие.
1.Доза внешнего облучения пропорциональна интенсивности излучения и времени действия.
2.Интенсивность излучения от точечного источника пропорциональна количеству квантов или частиц, возникающих в них в единицу времени, и обратно пропорциональна квадрату расстояния от источника.
3.Интенсивность излучения может быть уменьшена с помощью экранов.
Из этих закономерностей вытекают основные принципы обеспечения радиационной безопасности:
Уменьшение мощности источников до минимальных величин (защита количеством); сокращение времени работы с источниками (защита временем); увеличение расстояния от источника до работающих (защита расстоянием) и экранирование источников излучения материалами, поглощающими ионизирующие излучения (Защита экранами).
Защита количеством подразумевает проведение работы с минимальными количествами радиоактивных веществ, т.е. пропорционально сокращает мощность излучения. Однако требования технологического процесса часто не позволяют сократить количество радиоактивного вещества в источнике, что ограничивает на практике
применение этого метода защиты.
Защита временем основана на сокращении времени работы с источником, что позволяет уменьшить дозы облучения персонала. Этот принцип особенно часто применяется при непосредственной работе персонала с малыми активностями.
Защита расстоянием достаточно простой и надежный способ защиты. Это связано со способностью излучения терять свою энергию во взаимодействиях с веществом: чем больше расстояние от источника, тем больше процессов взаимодействия излучения с атомами и молекулами, что в конечном итоге приводит к снижению дозы облучения персонала.
Защита экранами наиболее эффективный способ защиты от излучений. В зависимости от вида ионизирующих излучений для изготовления экранов применяют различные материалы, а их толщина определяется мощностью излучения. Лучшими экранами для защиты от рентгеновского и гамма-излучений являются материалы с большим Z, например свинец, позволяющий добиться нужного эффекта по краткости ослабления при наименьшей толщине экрана. Более дешевые экраны делаются из просвинцованного стекла, железа, бетона, барритобетона, железобетона и воды.
По своему назначению защитные экраны условно разделяются на пять групп:
1. Защитные экраны-контейнеры, в которые помещаются радиоактивные препараты. Они широко используются при транспортировке радиоактивных веществ и источников излучений.
2. Защитные экраны для оборудования. В этом случае экранами, полностью окружают все рабочее оборудование при положении радиоактивного препарата в рабочем положении или при включении высокого (или ускоряющего) напряжения на источнике ионизирующей радиации.
3. Передвижные защитные экраны. Этот тип защитных экранов применяется для защиты рабочего
места на различных участках рабочей зоны.
4. Защитные экраны, монтируемые как части строительных конструкций (стены, перекрытия полов и потолков, специальные двери и т.д.). Такой вид защитных экранов предназначается для защиты помещений, в которых постоянно находится персонал, и прилегающей территории.
5. Экраны индивидуальных средств защиты (щиток из оргстекла, смотровые стекла пневмокостюмов,
просвинцованные перчатки и др.).
Защита от открытых источников ионизирующих излучений предусматривает как защиту от внешнего облучения, так и защиту персонала от внутреннего облучения, связанного с возможным проникновением радиоактивных веществ в организм через органы дыхания, пищеварения или через кожу. Все виды работ с открытыми источниками ионизирующих излучений разделены на 3 класса. Чем выше класс выполняемых работ, тем жестче гигиенические требования по защите персонала от внутреннего переоблучения.
Способы защиты персонала при этом следующие:
1. Использование принципов защиты, применяемых при работе с источниками излучения в закрытом
2. Герметизация производственного оборудования с целью изоляции процессов, которые могут явить-
ся источниками поступления радиоактивных веществ во внешнюю среду.
3. Мероприятия планировочного характера. Планировка помещений предполагает максимальную изоляцию работ с радиоактивными веществами от других помещений и участков, имеющих иное функциональное назначение. Помещения для работ I класса должны размещаться в отдельных зданиях или изолированной части
здания, имеющей отдельный вход. Помещения для работ II класса должны размещаться изолированно от других
помещений; работы III класса могут проводиться в отдельных, специально выделенных комнатах.
4. Применение санитарно-гигиенических устройств и оборудования, использование специальных защитных материалов.
5. Использование средств индивидуальной защиты персонала. Все средства индивидуальной защиты, используемые для работы с открытыми источниками, разделяются на пять видов: спецодежда, спецобувь, средства защиты органов дыхания, изолирующие костюмы, дополнительные защитные приспособления.
6. Выполнение правил личной гигиены. Эти правила предусматривают личностные требования к работающим с источниками ионизирующих излучений: запрещение курения в рабочей зоне, тщательная очистка (дезактивация) кожаных покровов после окончания работы, проведение дозиметрического контроля загрязнения спецодежды, спецобуви и кожных покровов. Все эти меры предполагают исключение возможности проникновения радиоактивных веществ внутрь организма.
Службы радиационной безопасности. Безопасность работы с источниками ионизирующих излучений на предприятиях контролируют специальные службы службы радиационной безопасности комплектуются из лиц, прошедших специальную подготовку в средних, высших учебных заведениях или специализированных курсах
Минатома РФ. Эти службы оснащены необходимыми приборами и оборудованием, позволяющими решать поставленные перед ними задачами. Службы выполняют все виды контроля на основании действующих методик, которые постоянно совершаются по мере выпуска новых видов приборов радиационного контроля. Важной системой профилактических мероприятий при работе с источниками ионизирующих излучений является проведение радиационного контроля.
Защита от ионизирующих излучений включает в себя :
организационные мероприятия (выполнение требований безопасности при размещении предприятий, устройстве рабочих помещений и организации рабочих мест, при работе с закрытыми и открытыми источниками, при транспортировке, хранении и захоронении радиоактивных веществ, проведение общего и индивидуального дозиметрического контроля);
медико-профилактические мероприятия (сокращенный рабочий день, дополнительный отпуск, медицинские осмотры, лечебно-профилактическое питание и др.);
инженерно-технические методы и средства (защита расстоянием и временем, применение средств индивидуальной защиты, защитное экранирование и др.).
Средства индивидуальной защиты
Средства индивидуальной защиты предназначены для защиты от попадания радиоактивных загрязнений на кожу тела работающих и внутрь организма, а также от альфа- и бета-излучений.
Для защиты всего тела применяется спецодежда в виде халатов, шапочек, резиновых перчаток и др. При работах с изотопами большой активности (>10 мКи) применяются комбинезоны, спецбелье, пленочные хлорвиниловые фартуки и нарукавники, клееночные халаты, тапочки или ботинки, для защиты рук - перчатки из просвинцованной резины, а защиты ног - специальная пластиковая обувь.
Для защиты глаз применяются очки, стекло которых может быть обычным (при альфа- и мягких бета-излучениях), силикатным или органическим (при бета-излучениях высоких энергий), свинцовое или с фосфатом вольфрама (при гамма-излучениях), с боросиликатом кадмия или фтористыми соединениями (при нейтронном облучении) и др.
Для защиты органов дыхания применяются респираторы или шланговые приборы (противогазы), пневмокостюмы и пнев-мошлемы.
Для предотвращения или частичного ослабления воздействия радионуклидов, попавших в организм , а также для предупреждения отложения их в организме и ускорения выведения рекомендуются такие меры как промывание желудка и кишечника, использование адсорбентов, веществ для замещения радионуклидов или комплексообразования с последующим ускоренным их выведением из организма (сернокислый барий, глюканат кальция, хлористый кальций, хлористый аммоний, пентацин, йодная настойка или йодистый калий и др.).
Защитное экранирование
При проектировании и расчете защитных экранов определяют их материал и толщину, которые зависят от вида излучения, энергии частиц и квантов и необходимой кратности ослабления.
Расчет защитных экранов основывается на особенностях и закономерностях взаимодействия различных видов излучения с веществом.
Для защиты от альфа-частиц необходимо, чтобы толщина экрана превышала длину пробега альфа-частиц в данном материале экрана. Для защиты от внешнего облучения альфа-частицами обычно применяют тонкую металлическую фольгу (20-100 мкм), силикатное стекло, плексиглас или несколько сантиметров воздушного зазора.
Для защиты от бета-излучений применяют экраны из материалов с малым атомным весом (алюминий, оргстекло, полистирол и др.), т.к. при прохождении бета-излучений через вещество, возникает вторичное излучение, энергия которого увеличивается с ростом атомного номера вещества.
При высоких энергиях бета-частиц(>3 МэВ), применяют двухслойные экраны, наружный слой которых выполняется из алюминия. Внутренняя облицовка экрана изготавливается из материалов с малым атомным номером, чтобы уменьшить первоначальную энергию электронов.
Толщина слоя различных материалов для поглощения бета-излучения определяется также максимальным пробегом бета-частиц.
При проектировании защитного экранирования от нейтронов выбирают вещества с малым атомным номером (вода, полиэтилен, парафин, органические пластмассы и др.), т.к. при каждом столкновении с ядром нейтрон теряет тем большую часть своей энергии, чем ближе масса ядра к массе нейтрона.
При защите от нейтронного излучения необходимо учитывать , что процесс поглощения эффективен для тепловых, медленных и резонансных нейтронов, поэтому быстрые нейтроны должны быть предварительно замедлены. Средняя потеря энергии при упругом рассеянии максимальна на легких ядрах (например, водороде) и минимальна на тяжелых. Вероятность потери энергии при неупругом рассеянии возрастает на тяжелых ядрах и с увеличением энергии нейтрона. Тепловые нейтроны диффундируют через защиту до тех пор, пока не будут захвачены или не выйдут за ее пределы, поэтому важно обеспечить быстрое поглощение тепловых нейтронов выбором наиболее эффективных поглотителей. После захвата тепловых нейтронов почти всегда возникает гамма-излучение, которое необходимо ослабить. Таким образом,защита от нейтронов должна иметь в своем составе водород или другое легкое вещество для замедления быстрых и промежуточных нейтронов при упругом рассеянии, тяжелые элементы с большой атомной массой для замедления быстрых нейтронов в процессе неупругого рассеяния и ослабления от захватного гамма-излучения, элементы с высоким эффективным сечением поглощения тепловых нейтронов.
Для защиты от гамма-лучей применяются экраны из металлов высокой плотности (свинец, висмут, вольфрам), средней плотности (нержавеющая сталь, чугун, медные сплавы) и некоторые строительные материалы (бетон, баритобетон и др.).
В практике расчета защиты от гамма-излучения широко применяются универсальные таблицы ,позволяющие определить толщину защиты по заданному уменьшению мощности дозы, а при известной толщине защиты легконайти кратность ослабления излучения и определить допустимое время работы за защитой или допустимое значение активности источника.По этим таблицам определяют также дополнительную защиту к уже существующей, требуемый набор толщины слоев различных материалов, линейные или массовые эквиваленты отдельных защитных материалов, слои полуослабления в различных интервалах толщины материала и т.п. Однако указанные таблицы пригодны только для моноэнергетических источников гамма-излучения. В тех случаях, когда источник имеет сложный спектр излучения, расчет толщины защиты, обеспечивающий необходимую кратность ослабления, ведут методом "конкурирующих" линий.
При защите от рентгеновского излучения толщина защитного экрана определяется необходимой степенью ослабления мощности дозы излучения.
Для экранирования от рентгеновского излучения используются такие материалы как свинец, бетон, свинцовое стекло и др.
В отдельных случаях, когда по характеру выполняемых работ использование стационарной защиты затруднено, допускается обеспечение защиты путем использования переносных защитных ширм, экранов, а также средств индивидуальной защиты (защитные фартуки, рукавицы, щитки и пр.)
Защита высоковольтных электронных приборов или всей установки , генерирующих мягкое рентгеновское излучение, достигается помещением этих приборов в металлические кожухи, шкафы или блоки.
