Основные методы защиты от ионизирующих излучений. Принципы, методы и средства защиты от ионизирующих излучений. В чем заключается защита от радиоактивного потока

Защита от ионизирующих излучений на производстве

Среди большого разнообразия ионизирующих излучений в промышленности встречаются: α-, β- и нейтронное излучение, которые являются корпускулярными, (потоки частиц), а также у- и рентгеновское излучение, представляющие собой электромагнитные волны высокой частоты.

α-излучение является потоком ядер гелия (Не), испускаемых при радиоактивном распаде ядер некоторых веществ. Длина пробега α-частицы в воздухе составляет от 2 до 12 см, а с повышением плотности материала проникающая способность α-излучения резко уменьшается. В твердых веществах длина пробега α-частицы не превышает нескольких микрон, задерживается листом бумаги. β-излучение состоит из потока электронов или позитронов ядерного происхождения, возникающих при радиоактивном распаде ядер. Ионизирующая способность β-частиц низка, а проникающая выше, чем у α-частиц. Длина пробега электрона в воздухе — до 160 см, в биотканях — 2,5 см, свинце — 0,04 см. Поток β-частиц задерживается металлической фольгой.

Нейтронное излучение является потоком электронейтральных частиц ядра. Так называемое вторичное излучение нейтрона, когда он сталкивается с каким-либо ядром или электроном, оказывает сильное ионизирующее воздействие. Ослабление нейтронного излучения эффективно осуществляется на ядрах легких элементов, особенно водорода, а также на материалах, содержащих такие ядра, — воде, парафине, полиэтилене и др.

Рентгеновское и γ-излучения представляют электромагнитные волны, способные глубоко проникать в вещество. Ионизирующие способности их невелики (примерно как у β-излучения). Замедление рентгеновского и γ-излучения наиболее интенсивно происходит на тяжелых элементах, например свинце (пробег 20...25 см), железе, тяжелом бетоне и др.

Источниками ионизирующих излучений в промышленности могут быть высоковольтные электровакуумные установки, установки рентгеновского анализа, радиоизотопные термоэлектрические генераторы, радиационные приборы (дефектоскопы, плотномеры, влагомеры, измерители и сигнализаторы уровня жидкости) и другие устройства.

Количество ионизирующего излучения в охране труда оценивается дозой и мощностью дозы. Различают экспозиционную, поглощенную и эквивалентную дозы облучения.

Экспозиционная доза характеризует излучение по эффекту ионизации и выражает энергию излучения, преобразованную в кинетическую энергию заряженных частиц в единице массы атмосферного воздуха. В системе СИ экспозиционная доза выражается в кулон/кг (Кл/кг). Внесистемной единицей экспозиционной дозы γ- или рентгеновского излучения является рентген (Р). 1 Р соответствует образованию 2,1·109 пар ионов в 1 см3 воздуха при 0°С и давлении 760 мм рт. ст. 1 Р соответствует 2,58·10-4 Кл/кг.

Поглощенная доза дает количественную оценку действия, производимого любым ионизационным излучением в любом облученном веществе, и показывает, какое количество энергии излучения поглощено в единице массы облучаемого вещества. За единицу поглощенной дозы в системе СИ принят грэй (Гр). 1 Гр равняется дозе излучения, при которой в 1 кг вещества поглощается энергия, равная 1 Дж. Внесистемной единицей поглощенной дозы является рад — энергия в 100 эрг, поглощенная в 1 г вещества: 1 рад = 0,01 Гр.

Эквивалентная доза служит для оценки радиационной опасности облучения человека от разных видов излучения и определяется как произведение поглощенной дозы на коэффициент качества излучения К:

Дэкв = Дпогл. К (3.44)

Коэффициент качества дает количественную оценку биологического действия каждого вида излучения, которая зависит от его ионизирующей способности.

Значения коэффициента качества К

Для излучений, К которых равен 1, т.е. для γ-, β- и рентгеновского излучений, значения поглощенной и эквивалентной доз будут равны.

В системе СИ эквивалентная доза измеряется в зивертах, внесистемной единицей служит БЭР (биологический эквивалент рада); 1зв = 100 БЭР.

Мощность дозы показывает, какую дозу облучения получает среда за единицу времени. Большинство дозиметрических приборов измеряет мощность экспозиционной дозы. По ее значению можно судить об изменении интенсивности излучения. В системе СИ единицей мощности экспозиционной дозы является ампер на килограмм (А/кг), мощности поглощенной дозы — Гр/с (грэй/с); мощности эквивалентной дозы — Зв/с (зиверт/с). Внесистемными единицами служат соответственно Р/с (рентген/с); рад/с и бэр/с.

В настоящее время в нашей стране действуют «Нормы радиационной безопасности», выпущенные в 1996 г. (НРБ—96). Эти нормы определяют ПДД1 как «наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, при котором равномерное облучение в течение 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами». Допустимые уровни облучения установлены для трех категорий лиц.

К категории А относятся профессиональные работники, постоянно или временно работающие непосредственно с источниками ионизирующих излучений. Для них установлена ПДД. К категории Б относится ограниченная часть населения, которая не работает непосредственно с источниками радиоактивного излучения, но по условиям проживания или профессиональной деятельности может подвергаться действию радиоактивных веществ. Для категории Б устанавливается предельная доза облучения (ПД). В категорию В включено остальное население страны.

Степень поражения человека зависит не только от вида, но и от характера облучения. Различают внешнее облучение человека, когда источник излучения размещается вне организма, внешне по отношению к человеку, и внутреннее, когда радиоактивная пыль или аэрозоль вместе с воздухом или пылью попадают во внутренние органы человека, становясь источником излучения и создавая повышенную опасность для человека.

По степени радиочувствительности органы человека разделяются на три группы (критические органы). К I группе относятся гонады, костный мозг; ко II — мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталик глаза и другие органы; к III — кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, лодыжки и стопы.

Допустимые пределы суммарного внешнего и внутреннего облучения, бэр, за календарный год, согласно НРБ—96, представлены в таблице.

Допустимые пределы радиационного облучения, БЭР

При отсутствии источника внешнего излучения ПДД определяется внутренним облучением, которое ограничивается годовым предельно допустимым поступлением (ПДП) радиоактивных веществ в организм человека, а для отдельных лиц из населения (категории Б) — пределом годового поступления (ПГП). Исходя из этих величин, определяется среднегодовая допустимая концентрация (ДК) (в Бк/л) данного радиоактивного вещества в атмосферном воздухе или воде:

(3.45)

(3.46)

где 2,5·106 и 7,3·106 — соответственно средние объемы воздуха, вдыхаемого за год профессиональным работником (категория А) и взрослым человеком (категория Б), л/год.

Величины ДК, ПДП, ПГП для 245 радиоактивных изотопов приведены в НРБ—96.

Меры снижения опасности биологического воздействия ионизирующих излучений включают комплекс мероприятий, снижающих суммарную дозу от всех источников внутреннего и внешнего облучения до уровня, который не превышает предельно допустимой дозы (ПДД). Основные положения об организации работ и защитных мероприятий при использовании источников ионизирующих излучений установлены в «Основных санитарных правилах работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений».

Методы защиты от воздействия ионизирующих излучений принципиально однотипны. В то же время при выборе технических средств защиты необходимо учитывать, в каких условиях работает человек (при внешнем или внутреннем облучении).

Защита от внешнего облучения предусматривает создание таких защитных ограждений, которые бы снижали дозу внешнего облучения до предельно допустимых значений. Ограждения могут быть выполнены стационарными или передвижными. К стационарным ограждениям относятся защитные стены, перекрытия пола и потолка, двери, смотровые окна и др. Передвижные защитные ограждения — это различного типа ширмы, экраны, тубусы, диафрагмы, контейнеры для хранения и транспортировки радиоактивных веществ.

Использование защитных ограждений обязательно, если мощность дозы, измеренная на расстоянии 0,1 м от источника, превышает 103 м·3 в/ч.

В первую очередь при выборе защитных сооружений учитываются: спектральный состав излучения, его интенсивность, а также расстояние от источника и время пребывания под воздействием излучений.

Вследствие малых пробегов α- и β-частицы не представляют серьезной опасности как источники внешнего излучения (для защиты достаточно обеспечить расстояние 8...10 см от источника α-излучения, a для β-излучения применить защитную конструкцию из плексигласа, алюминия или стекла толщиной, превышающей максимальный пробег β-частиц).

Сложнее осуществить защиту от внешнего γ-излучения, проникающая способность которого гораздо выше. Защитные устройства позволяют только снизить в любое число раз величину дозы этого излучения. Материалом защитных устройств служат вещества, имеющие большую плотность (свинец, уран, бетон и др.). В последнее время используют воду, которая позволяет без помех проводить перезарядку и зарядку установок, выполнять ремонтные работы.

При использовании источников γ-излучения малой мощности более распространенными являются «защита расстоянием» (манипуляторы) и «защита временем» (такой регламент работ, при котором доза, полученная за время выполнения работ, не превысит предельно допустимую).

Для защиты от нейтронного излучения обычно используют воду или полиэтилен.

Рабочая часть стационарных установок ионизирующих излучений, как правило, размещается в отдельном здании или изолированном его крыле, пульт управления располагают в смежном помещении, соединенном с основным дверью, которая снабжается блокировкой, исключающей возможность случайного облучения персонала. Кроме того, предусматривается устройство принудительного помещения источника в положение хранения в случае аварии. При работе с радиоактивными веществами в открытом виде, учитывая возможность поступлений излучений (кроме обеспечения защиты от внешнего облучения), предъявляются особые требования к планировке, отделке и оборудованию помещений, а также к системе вентиляции. Специфика этих требований зависит от класса работ, определяемого по группе радиационной опасности вещества и по фактической его активности на рабочем месте.

Установлено четыре группы радиационной опасности (А, Б, В, Г) и три класса работ (I, II, III).

Для защиты персонала широко используются и индивидуальные средства зашиты.

При работах I класса и отдельных работах II класса работники обеспечиваются комбинезонами или костюмами, тапочками, спецбельем, носками, легкой обувью или ботинками, перчатками, бумажными полотенцами и носовыми платками разового пользования, а также средствами защиты органов дыхания; при работах II и III классов работники снабжаются халатами, тапочками, легкой обувью, перчатками и при необходимости средствами защиты органов дыхания (фильтрующими или изолирующими респираторами).

Защита от внутреннего облучения обеспечивается содержанием радиоактивных веществ в герметичных сосудах или запаянных ампулах; работой с ними в вытяжных шкафах или боксах; мощной вентиляцией (5...10-кратный обмен воздуха в час); средствами индивидуальной защиты, дозиметрическим контролем, дезактивацией спецодежды и рук после работы.

Лаборатории и предприятия, предназначенные для работ с источниками ионизирующих излучений (установками, хранилищами радиоактивных веществ), перед вводом их в эксплуатацию должны быть приняты комиссией, включающей представителей заинтересованных организаций, органов санитарного надзора, технических инспекций труда и органов МВД.

На основании акта комиссии местные органы санитарного надзора оформляют на срок в три года санитарный паспорт, разрешающий проведение соответствующих работ.

Администрация еще до получения источников радиационных излучений определяет перечень лиц, которые будут работать с этими источниками, а также инструктирует и обучает их и назначает работников, ответственных за радиационный контроль, учет и хранение источников. В каждом подразделении администрацией разрабатывается инструкция безопасного ведения работ, учета, хранения и выдачи источников излучения, а также сбора и хранения радиоактивных отходов.

Наладка, ремонт, монтаж ионизирующих источников осуществляются только специальными учреждениями, имеющими разрешение на производство таких работ.

Перед допуском к работе с источником ионизирующих излучений администрация обязывает персонал пройти предварительный медицинский осмотр. Только при отсутствии медицинских противопоказаний эти лица допускаются к работе.

Электромагнитные излучения с различной длиной волны сильно отличаются друг от друга по интенсивности и степени поглощения их веществом. Наиболее интенсивное ионизирующее излучение - это гамма-излучение. Гамма-излучение имеет длину волны КГ 13 ...КГ 10 м, что соответствует частоте 3-10 2| ...3-10 18 Гц. Высокая проникающая и ионизирующая способность гамма-квантов объясняется их большой энергией, которая изменяется от 12,4 до 0,012 МэВ.

Обеспечение радиационной безопасности определяются следующими принципами:

• 1) принципом нормирования - не превышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения;
• 2) принципом обоснования - запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда;
• 3) принципом оптимизации - поддержание на возможно низком и достижимом уровне индивидуальных доз облучения и числа облученных лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения.

Требования радиационной защиты установлены Федеральным законом «О радиационной безопасности населения», действующими санитарными нормами НРБ-99/2009 и санитарными правилами ОСПОРБ-2010.

Основные принципы радиационной безопасности реализуются путем:

• - нормированием уровней ионизирующих излучений;
• - уменьшения мощности источников излучения до минимальных величин (защита количеством );
• - ограничения поступления радионуклидов в окружающую среду;
• - сокращения времени работы с источниками радиации (защита временем)",
• - увеличения расстояния от источника до работающих и населенных пунктов (защита расстоянием );
• - экранирования источников излучения материалами, поглощающими ионизирующее излучение (защита экранированием).

Нормирование радиационного облучения. Нормирование ионизирующих излучений определяется характером воздействия ионизирующей радиации на организм человека.

Допустимые уровни воздействия антропогенных источников ионизирующих излучений (без учета доз, получаемых от естественного фонового облучения и медицинского обследования) на население и окружающую среду определены нормами радиационной безопасности НРБ-99/2009.

При внутреннем облучении: - это предел годового поступления (ПГП) радионуклида через органы дыхания и пищеварения, допустимая объемная концентрация (ДК) радионуклида в атмосферном воздухе и в воде.

При внешнем облучении: - это допустимая мощность дозы (ДМД), допустимая плотность потока частиц (ДПП), допустимое загрязнение поверхностей (ДЗ).

Воздействие фонового ионизирующего излучения от естественных источников, а также излучения при медицинских процедурах, от телевизоров и т. п. в НРБ-99/2009 не учтены и их следует рассматривать как дополнительные нагрузки.

При возникновении аварийных ситуаций однократное внешнее переоблучение человека при дозе свыше 5 ПДД (ПДД - предельно допустимая доза) или однократное поступление в организм радионуклидов свыше 5 ПДП (предел допустимого поступления) должно рассматриваться как потенциально опасное. После такого воздействия необходимо медицинское освидетельствование.

Относительную степень радиационной безопасности населения характеризуют следующие значения эффективных доз от природных источников излучения:

• - менее 2 мЗв/год - облучение не превышает средних значений доз для населения страны от природных источников излучения:
• - от 2 до 5 мЗв/год - повышенное облучение;
• - более 5 мЗв/год - высокое облучение.

Методы защиты от ионизирующих излучений. Наиболее простые способы уменьшения вреда от воздействия радиации состоят либо в уменьшении времени облучения, либо в уменьшении мощности источника, либо же в удалении от него на расстояние, обеспечивающее безопасный уровень облучения (до предела или ниже эффективной дозы).

Защита от а - и р - частиц. Для защиты от а - излучения применяют экраны из стекла, оргстекла толщиной в несколько миллиметров или слой воздуха в несколько сантиметров.

В случае р - излучения используют материалы с малой атомной массой (например, алюминий), а чаще комбинированные (со стороны источника - материал с малой, а затем далее от источника - применяют материал с большей атомной массой).

Защита от у - излучения. Самый простой способ защиты от гамма-излучения - это удаление персонала от источника излучения на достаточно большое расстояние, т. к. интенсивность ионизации обратно пропорциональна квадрату расстояния 1 / г 2 . При использовании способа экранирования для у - квантов и нейтронов, проникающая способность которых значительно выше, необходима более массивная защита (рис. 10.16).

Рис. 10.16.

• 1 - излучение, прошедшее защиту; 2 - однократно взаимодействующее излучение;
• 3 - многократно взаимодействующее излучение; 4 - рассеянное излучение;
• 5, 6- излучение, поглощенное в среде; 7,8- изменение траектории за защитной средой;
• 9 - отраженное излучение

Механизм защиты экранированием заключается в том, что, проходя через вещество защиты, ионизирующее излучение ослабляется. Ослабление пучка у - квантов, проходящих защиту не рассеиваясь в ней (такой пучок называется узким), описывается экспоненциальным законом :

где N 0 и N - интенсивность излучения без защиты и за защитой толщиной 5; р - линейный коэффициент ослабления.

Коэффициент (кратность) ослабления излучения К определяется из соотношения:

где X - измеренная или рассчитанная мощность экспозиционной дозы в данной точке рабочего пространства; Х доп - допустимая мощность экспозиционной дозы.

Коэффициент радиационной защиты определяется в виде:

где D + и D~ - мощность поглощенной дозы при отсутствии и наличии защиты; р - линейный коэффициент ослабления, м" 1 ; 5 - толщина защитного экрана, м.

Эффективность радиационной защиты (дБ) в этом случае можно найти по формуле

Для защиты от у - излучений применяют материалы с большой атомной массой и высокой плотностью (свинец, вольфрам), а также более дешевые материалы и сплавы (сталь, чугун). Стационарные экраны выполняются из бетона,. Сравнение защитных свойств различных материалов экрана по кратности ослабления при защите от гамма-излучения показано на рис. 10.17.

Рис. 10.17.

1 - свинец; 2 - железо

Защита от нейтронов. Для защиты от нейтронного облучения применяют бериллий, графит и материалы, содержащие водород (парафин, вода). Для защиты от нейтронных потоков с малой энергией широко применяются бор и его соединения.

В качестве примера на рис. 10.18 показана защита активной зоны реактора.

Рис. 10.18.

Активная зона реактора окружена отражателем, снижающим утечку нейтронов наружу и позволяющим уменьшить величину критической массы. Материал отражателя - вещество с

малым атомным весом, которое служит для снижения первонач. энергии нейтронов деления (быстрых нейтронов) за счёт их упругого рассеяния.

Вокруг отражателя размещается радиационная биологическая защита, состоящая из бетона и других материалов, предназначенная для снижения интенсивности ядерного излучения снаружи до допустимого уровня. Радиоактивный первичный контур теплоносителя также размещается внутри бетонной защиты.

Защита населения от ионизирующих излучений. Основными мерами по защите населения от ионизирующих излучений является ограничение поступления в окружающую атмосферу, воду, почву отходов производства, содержащих радионуклиды. В случае необходимости создают санитарно-защитную зону и зону наблюдения.

Санитарно-защитная зона - территория вокруг учреждения или источника радиоактивных выбросов, на которой уровень облучения может превышать предел доз (ПД). В этой зоне устанавливается режим ограничений и проводится радиационный контроль.

Зона наблюдения - территория за пределами санитарно-защитной зоны, на которой возможно влияние радиоактивных выбросов, и облучение проживающего населения может достигать установленного предела доз (ПД). На территории зоны наблюдения, размеры которой в 3...4 раза больше размеров санитарно-защитной зоны, проводится радиационный контроль.

Ионизирующее излучение – это любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков. Представляет собой поток заряженных и (или) неза­ряженных частиц.

Различают:

• непосредственно ионизирующее излучение;
• кос­венно ионизирующее излучение.

Непосредственно ионизирующее из­лучение состоит из заряженных частиц, кинетическая энергия которых достаточная для ионизации при столкновении с атомами вещества (α и ß – излучение радионуклидов, протонное излучение ускорителей и пр.).

Косвенно ионизирующее излучение состоит из незаряженных (нейтральных) частиц, взаимодействие которых со средой приводит к возникновению заряженных частиц, способных непосредственно вы­зывать ионизацию (нейтронное излучение, гамма-излучение).

Ядра всех изотопов химических элементов образуют группу нуклидов, большинство которых нестабильные, т.е. они все время превращаются в другие нуклиды. Самопроизвольный распад нестабильного нуклида называется радиоактивным распадом, а сам такой нуклид – радионуклидом. При каждом распаде высвобождается энергия, которая и передается дальше в виде излучения. Образование и рассеивание радионуклидов приводит к радиоактивному заражению воздуха, почвы, воды, что требует постоянного контроля их содержания и принятия мер по нейтрализации.

Источниками ионизирующих излучений являются радиоактивные элементы и их изотопы, ядерные реакторы, ускорители заряженных частиц, рентгеновские установки, высоковольтные источники постоянного тока и др.

Существенную часть облучения население получает от естественных источников радиации, т.е. из космоса и от радиоактивных веществ, находящихся в земной коре. Например, радиоактивный газ радон постоянно выделяется на поверхность и проникает в производственные и жилые помещения.

Любой вид ионизирующих излучений вызывает биологические изменения в организме как при внешнем (источник находится вне организма), так и при внутреннем облучении (радиоактивные частицы попадают внутрь организма с пищей, через органы дыхания).

Основной механизм действия на организм человека ионизирующих излучений связан с процессами ионизации атомов и молекул живой материи, в частности молекул воды, содержащихся в клетках, что ведет к их разрушению.

Степень воздействия ионизирующих излучений на живой организм зависит от мощности дозы облучения, продолжительности этого воздействия, вида излучения и радионуклида, попавшего внутрь организма.

Количество энергии излучения, поглощенное единицей массы об­лучаемого тела (тканями организма), называется поглощенной дозой и измеряется в греях (1 Гр – 1 Дж/кг). Однако этот критерий не учи­тывает того, что при одинаковой поглощенной дозе α-частицы гораздо опаснее ß-частиц и гамма-излучения.

В связи с этим введена величина эквивалентной дозы, которая измеряется в зивертах (1 Зв = 1 Дж/кг) по Международной системе единиц (СИ), принятой в I960 г. Зиверт представляет собой единицу поглощенной дозы, умноженную на коэффициент, учитывающий неодинаковую радиационную опасность для организма разных видов ионизирующего излучения.

Для оценки эквивалентной дозы применяется также единица бэр (биологический эквивалент рада): 1 бэр = 0,01 Зв. В зивертах также измеряется эффективная эквивалентная доза – эквивалентная доза, умноженная на коэффициент, учитывающий разную чувствительность различных тканей к облучению.

В соответствии с требованиями Закона о радиационной безопасности населения введены дозовые пределы:

• для персонала 20 мЗв (миллизивертов) в год при производственной деятельности с источниками ионизирующих излучений;
• для населения – 1 мЗв.

Мероприятия по защите от ионизирующих излучений

Защита от ионизирующих излучений осуществляется с помощью следующих мероприятий:

• сокращение продолжительности работы в зоне излучения;
• полная автоматизация технологического процесса;
• дистанционное управление;
• экранирование источника излучения;
• увеличение расстояния;
• использование манипуляторов и роботов;
• использование средств индивидуальной защиты и предупреж­дение знаком радиационной опасности;
• постоянный контроль за уровнем ионизирующего излучения и за дозами облучения персонала.

Защита от внутреннего облучения заключается в устранении не­посредственного контакта работающих с радиоактивными веществами и предотвращении попадания их в воздух рабочей зоны.

Для защиты людей от ионизирующих излучений следует строго соблюдать требования «Норм радиационной безопасности (НРБ-09/2009)» и «Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности (OCПOPБ-99/2010)».

СВОЙСТВА ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Взаимодействие ионизирующих излучений с веществом. В ве­ществе быстрые заряженные частицы взаимодействуют с элект­ронными оболочками и ядрами атомов. В результате взаимодей­ствия с быстрой заряженной частицей электрон получает до­полнительную энергию и переходит на один из удаленных от ядра энергетических уровней или совсем покидает атом. В первом случае происходит возбуждение, во втором - ионизация атома.

При прохождении вблизи атомного ядра быстрая частица испытывает торможение в его электрическом поле. Торможение заряженных частиц сопровождается испусканием квантов тормоз­ного рентгеновского излучения. Наконец, возможно упругое и неупругое соударение заряженных частиц с атомными ядрами.

Длина пробега частицы зависит от ее заряда, массы, началь­ной энергии, а также от свойств среды, в которой частица движется. Пробег увеличивается с возрастанием начальной энер­гии частицы и уменьшением плотности среды. При одинаковой начальной энергии массивные частицы обладают меньшими ско­ростями, чем легкие. Медленно движущиеся частицы взаимо­действуют с атомами более эффективно и быстрее растрачивают имеющуюся у них энергию.

Проникающую способность бета-частиц обычно характеризуют минимальной толщиной слоя вещества, полностью поглощающего все бета-частицы. Например, от потока бета-частиц, максималь­ная энергия которых 2 МэВ, полностью защищает слой алюминия толщиной 3,5 мм.

Альфа-частицы, обладающие значительно большей массой, чем бета-частицы, при столкновениях с электронами атомных обо­лочек испытывают очень небольшие отклонения от своего перво­начального направления и движутся почти прямолинейно. Про­беги альфа-частиц в веществе очень малы. Например, у альфа-частицы с энергией 4 МэВ длина пробега в воздухе примерно 2,5 см, в воде или в мягких тканях животных и человека - сотые доли миллиметра.

Благодаря небольшой проникающей способности альфа- и бета-излучения обычно не представляют большой опасности при внешнем облучении. Плотная одежда может поглотить значитель­ную часть бета-частиц и совсем не пропускает альфа-частицы. Однако при попадании внутрь человеческого организма с пищей, водой и воздухом или при загрязнении радиоактивными вещест­вами поверхности тела альфа- и бета-излучения могут причинить человеку серьезный вред.

Нейтроны, не имеющие электрического заряда, при движении в веществе не взаимодействуют с электронными оболочками атомов. При столкновениях с атомными ядрами они могут вы­бивать из них заряженные частицы, которые ионизируют и воз­буждают атомы среды.

Гамма-кванты взаимодействуют в основном с электронными оболочками атомов, передавая часть своей энергии электронам - это явления фотоэффекта (см. § 58), эффекта Комптона (см. § 63) или рождения электронно-позитронных пар (см. § 90). Во­зникающие быстрые электроны производят ионизацию атомов среды.

Пути пробега гамма-квантов и нейтронов в воздухе измеря­ются сотнями метров, в твердом веществе - десятками сантимет­ров и даже метрами. Проникающая способность гамма-излуче­ния увеличивается с ростом энергии гамма-квантов и умень­шается с увеличением плотности вещества-поглотителя. В табли­це 5 приведены в качестве примера значения толщины слоев воды, бетона и свинца, ослабляющих потоки гамма-излучения различ­ной энергии в десять раз.

Потоки гамма-квантов и нейтронов - наиболее проникающие виды ионизирующих излучений, поэтому при внешнем облучении они представляют для человека наибольшую опасность.

Поглощенная доза ионизирующего излучения. Универсальной мерой воздействия любого вида излучения на вещество является поглощенная доза излучения, равная отношению энергии, передан­ной ионизирующим излучением веществу, к массе вещества:

D = E / m

За единицу поглощенной дозы в СИ принят грей (Гр). 1 Гр равен поглощенной дозе излучения, при которой облученному веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего из­лучения 1 Дж:

1 Гр=1 Дж/1 кг=1 Дж/кг

Отношение поглощенной дозы излучения ко времени облу­чения называется мощностью дозы излучения:

D = D / t

Единица мощности поглощенной дозы в СИ - грей в секун­ду (Гр/с).

Эквивалентная доза. Поглощенная доза D , умноженная на коэффициент качества k , характеризует биологическое действие поглощенной дозы и называется эквивалентной дозой Н:

H = Dk

Единицей эквивалентной дозы в СИ является з и вер т (Зв). 1 Зв равен эквивалентной дозе, при которой поглощенная доза равна 1 Гр и коэффициент качества равен единице.

Биологическое действие ионизирующих излучений. Основа физического воздействия ядерных излучений на живые организ­мы - ионизация атомов и молекул в клетках.

При облучении человека смертельной дозой гамма-излучения, равной 6 Гр, в его организме выделяется энергия, равная при­мерно:

E = mD =70 кг · 6 Гр=420 Дж.

Такая энергия передается организму человека одной чайной ложкой горячей воды. Поскольку эта энергия мала, естественно предположить, что тепловое воздействие ионизирующей радиации не является непосредственной причиной лучевой болезни и гибели человека. Действительно, основной механизм биологического воз­действия ионизирующей радиации на живой организм обуслов­лен химическими процессами, происходящими в живых клетках после их облучения.

Организм млекопитающего состоит примерно на 75% из воды. При дозе 6 Гр в 1 см 3 ткани происходит ионизация примерно 10 15 молекул воды. Процессы ионизации и химических взаимодей­ствий продуктов ионизации происходят в клетке за миллионные доли секунды. Биохимические изменения в клетке, обусловленные образованием новых молекул, чуждых нормальной клетке, начи­наются сразу после момента облучения, но не завершаются за короткое время. Некоторые следствия биохимических измене­ний в клетке проявляются уже через несколько секунд после облучения, другие могут привести к гибели клетки или ее рако­вому перерождению через десятилетия.

Одним из первых следствий действия облучения на живую клетку является нарушение ее функции деления как самой слож­ной функции. Поэтому в первую очередь нарушаются функции органов и тканей организма, в которых происходит деление клеток, образование новых клеток.

Острое поражение. Острым поражением называют повреж­дение живого организма, вызванное действием больших доз облу­чения и проявляющееся в течение нескольких часов или дней после облучения. Первые признаки общего острого поражения организма взрослого человека обнаруживаются, начиная пример­но с 0,5-1,0 Зв. Эту эквивалентную дозу можно считать порого­вой для общего острого поражения при однократном облучении. При такой эквивалентной дозе начинаются нарушения в работе кроветворной системы человека. При эквивалентных дозах об­лучения всего тела 3-5 Зв около 50% облученных умирает от лучевой болезни в течение 1-2 месяцев. Главной причиной гибели людей при таких дозах облучения является поражение костного мозга, приводящее к резкому снижению числа лейкоци­тов в крови. При дозах облучения в 10-50 Зв смерть наступает через 1-2 недели от кровоизлияний в желудочно-кишечном тракте. Эти кровоизлияния происходят в результате гибели клеток слизистых оболочек кишечника и желудка.

Отдаленные последствия облучения. Значительная часть по­вреждений, вызванных радиацией в живых клетках, является необратимыми. Эти повреждения увеличивают вероятность воз­никновения различных заболеваний, из которых наиболее опасны раковые заболевания. Средняя продолжительность времени от момента облучения до гибели от лейкоза составляет 10 лет.

Вероятность возникновения ракового заболевания увеличи­вается пропорционально дозе облучения. Эквивалентная доза облучения 1 Зв в среднем приводит к 2 случаям лейкоза, 10 слу­чаям рака щитовидной железы, 10 случаям рака молочной железы у женщин, 5 случаям рака легких на 1000 облученных. Раковые заболевания других органов под действием облучения возникают значительно реже.

Ядерные взрывы. Ядерные взрывы, производимые с 1945 г. в атмосфере и под водой, привели к загрязнению атмосферы Земли и земной поверхности радиоактивными продуктами деле­ния ядер урана. Среди продуктов деления ядер урана наиболь­шую роль в длительном облучении играют радиоактивные изотопы стронция-90 и цезия-137 с периодами полураспада около 30 лет. Эти изотопы усваиваются из почвы растениями, затем с пищей попадают в организм человека и надолго задерживаются в его тканях и органах, подвергая организм внутреннему об­лучению.

Биологическое влияние малых доз излучения. Приносят ли дозы ионизирующего излучения, сравнимые с естественным фо­ном, какой-то ущерб здоровью человека? На этот вопрос невоз­можно дать точный и однозначный ответ, подобно тому, как нельзя дать однозначный ответ на вопрос о влиянии на орга­низм человека обычного солнечного света. Солнечный свет, без­условно, необходим человеку, без него жизнь на Земле невоз­можна. Но ультрафиолетовое излучение Солнца может вызвать ожог кожи, быть причиной заболеваний кожи и крови.

Аналогична картина и с естественным фоном ионизирующей радиации. С одной стороны, человек как вид появился на Земле в результате эволюции живой природы. Необходимыми условиями эволюции являются изменчивость и естественный отбор. Изменчивость есть следствие мутаций генов, а одним из факторов, вызывающих мутации, является естественный фон ионизирующей радиации. По современным представлениям, без участия естест­венного радиационного фона, вероятно, не было бы и жизни на Земле в настоящем ее виде. Поэтому нет оснований сетовать на судьбу, что нам досталась планета, содержащая в себе радио­активные изотопы. Не будь радиоактивности и космического излучения, видимо, не было бы и человека на Земле.

В последнее время всё более широкое применение получают установки, работа которых сопровождается ионизирующим излучением (рентгеновские установки, атомные реакторы и т. д.). Радиоактивные изотопы получили широкое распространение в приборостроении и других отраслях народного хозяйства.

Очевидно, что с расширением использования атомной энергии в мирных целях возрастает число людей, подвергающихся опасности облучения, соответственно всё большее значение приобретает рациональная организация труда и применение защитных средств при работе с источниками радиоактивных излучений.

Виды радиоактивных излучений

К основным видам радиоактивных излучений относятся:

-излучение – этопоток ядер гелия, испускаемый радиоактивным веществом. Значительная масса-частиц ограничивает их скорость и увеличивает число столкновений в веществе, поэтому-частицы обладают высокой ионизирующей и малой проникающей способностью. Пробег-частиц в воздухе составляет всего до 8…9 см;

-излучение – это поток электронов или позитронов, возникающий при радиоактивном распаде. По сравнению с-частицами-частицы обладают значительно меньшей массой и большей скоростью распространения в веществе, следовательно, у них меньше ионизирующая, но больше проникающая способность. Пробег-частиц в воздухе составляет до 18 м;

-излучение представляет собой электромагнитное (фотонное) излучение, испускаемое при ядерных превращениях или взаимодействии частиц. Другими словами, это электромагнитные колебания высокой частоты (10 20 …10 22 Гц);-излучение обладает большой проникающей способностью и малым ионизирующим действием;

рентгеновское излучение (как и-излучение) представляет собой электромагнитные колебания высокой частоты (10 17 …10 20), возникающие при торможении быстрых электронов в веществе;

нейтронное излучение – поток незаряженных частиц, которые могут взаимодействовать только с ядрами атомов, не проявляя при этом непосредственного ионизирующего воздействия. Однако при этом образуются заряженные частицы (ядра отдачи) либо-лучи (при захвате нейтронов ядрами атомов), которые производят ионизацию. Нейтронное излучение обладает очень большой проникающей способностью.

Параметры ионизирующих излучений

В процессе прохождения через вещество ионизирующие излучения вызывают ионизацию этого вещества, теряя при этом часть своей энергии, поглощаемой веществом. Степень ионизации и количество энергии, поглощённой веществом, является мерой взаимодействия ионизирующих излучений с веществом. Для характеристики этого взаимодействия применяются следующие понятия и определения:

период полураспада – время, в течение которого распадается половина ядер радиоактивного вещества;

активность изотопа – количество атомов изотопа, распадающихся в 1 с. Измеряется в Кюри (Ки); 1 Ки – это активность изотопа, в котором за 1 с происходит 3,710 10 актов распада;

энергия излучения – единицей измерения является электрон-вольт (эВ); 1 эВ – это кинетическая энергия, которую получает 1 электрон при разности потенциалов в 1 В;

доза излучения – величина, характеризующая ионизационную способность радиоактивного препарата. Доза в 1 рентген () – такая доза рентгеновского, или -излучения, при которой сопряжённая корпускулярная эмиссия в 1 см 3 атмосферного воздуха (при t = 0 С и Р = 760 мм рт. ст.) производит ионы, несущие заряд в одну электростатическую единицу количества электричества каждого знака;

мощность дозы – доза излучения, поглощённая в массе вещества за единицу времени;

поглощённая доза – энергия любого вида излучения, поглощённая единицей массы облучаемого вещества. Единица измерения – рад. Доза в 1 рад соответствует 0,01 Дж энергии, поглощённой 1 кг массы вещества;

относительная биологическая эффективность – ОБЭ. Применяется для сравнения биологического действия излучений различного вида. ОБЭ излучения показывает, во сколько раз биологическое действие данного излучения отличается от биологического действия-излучения, принятого за единицу;

биологический эквивалент рада – бэр. Служит для оценки дозы облучения с учётом вида излучения; 1 бэр – это такая поглощённая доза любого вида излучения, которая вызывает такой же биологический эффект, что и доза в 1 рад-излучения:

1 бэр = 1 рад · ОБЭ.

Действие ионизирующих излучений на организм человека

Ионизация живой ткани приводит к разрыву молекулярных связей и изменению химической структуры различных соединений. Изменения в химическом составе значительного числа молекул приводят к гибели клеток.

Под влиянием излучения в живой ткани происходит расщепление воды на атомарный водород Н и гидроксильную группу ОН, которые, обладая высокой химической активностью, вступают в соединения с другими молекулами ткани и образуют новые химические соединения, не свойственные здоровой ткани. В результате происшедших изменений нарушаются нормальное течение биохимических процессов и обмен веществ.

Под влиянием ионизирующих излучений в организме может происходить торможение функций кроветворных органов, нарушение нормальной свёртываемости крови и увеличение хрупкости кровеносных сосудов, расстройство деятельности желудочно-кишечного тракта, истощение организма, снижение сопротивляемости организма инфекционным заболеваниям и др.

Необходимо различать внешнее облучение и внутреннее. Под внешним облучением следует понимать такое, когда источник расположен вне организма и исключена вероятность попадания радиоактивного вещества внутрь организма (работа на рентгеновских аппаратах; с источниками, заключёнными в герметичные ампулы, и др.). Внутреннее облучение происходит при попадании радиоактивного вещества внутрь организма при вдыхании воздуха, через пищеварительный тракт и, в редких случаях, через кожу. При попадании радиоактивного вещества внутрь организма человек подвергается непрерывному облучению до тех пор, пока радиоактивное вещество не распадётся или не выведется из организма в результате физиологического обмена. Это облучение очень опасно, так как вызывает долго не заживающие язвы, поражающие различные органы.

Однократное облучение в дозе 25…50 бэр приводит к незначительным, скоро проходящим изменениям в крови; при дозах облучения 80…120 бэр появляются начальные признаки лучевой болезни, но смертельный исход отсутствует. Острая лучевая болезнь развивается при однократном облучении дозой 270…300 бэр, смертельный исход возможен в 50 % случаев. Смертельный исход в 100 % случаев наступает при дозах 550…700 бэр.

Заболевания, вызванные радиацией, могут быть острыми и хроническими. Острые поражения наступают при облучении большими дозами в течение короткого промежутка времени. Характерной особенностью острой лучевой болезни является цикличность её протекания, в которой можно выделить 4 периода:

первичная реакция: через несколько часов после облучения появляется тошнота, рвота, головокружение, вялость, учащённый пульс, иногда повышается температура на 0,5…1,5С. Происходит увеличение числа белых кровяных телец (лейкоцитоз);

скрытый период (период видимого благополучия): болезнь протекает скрыто. Продолжительность этого периода зависит от полученной дозы (от нескольких дней до двух недель). Обычно чем короче скрытый период, тем тяжелее исход заболевания;

разгар болезни: появляются тошнота и рвота, сильное недомогание, поднимается высокая температура (40…41С), появляется кровотечение из дёсен, носа и внутренних органов. Число лейкоцитов резко снижается, смертельный исход чаще всего наступает между двенадцатым и восемнадцатым днями после облучения;

выздоровление: наступает через 25…30 дней после облучения. Далеко не всегда происходит полное восстановление организма. Очень часто наступает раннее старение, обостряются прежние заболевания.

Хронические поражения развиваются всегда в скрытой форме в результате систематического облучения дозами больше предельно допустимых.

Различают три степени хронической лучевой болезни. Для первой, лёгкой степени, характерны незначительные головные боли, вялость, слабость, нарушение сна и аппетита. При второй степени указанные признаки заболевания усиливаются, возникают нарушения обмена веществ, сосудистые и сердечные изменения, расстройство пищеварительных органов, кровоточивость и др. Третья степень характеризуется ещё более резким проявлением перечисленных симптомов. Нарушается деятельность половых желёз, происходят изменения центральной нервной системы, наблюдаются кровоизлияния, выпадение волос. Отдалённые последствия лучевой болезни – повышенное предрасположение к злокачественным опухолям и болезням кроветворных органов.

Нормирование ионизирующих излучений

В настоящее время предельно допустимые уровни ионизирующего облучения определяются «Нормами радиационной безопасности» НРБ–2009 и «Основными правилами работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений». В соответствии с НРБ–2009 установлены следующие категории облучаемых лиц: категория А – персонал; категория Б – ограниченная часть населения; категория В – всё остальное население.

Категория А (персонал) – лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений. В качестве основного дозового предела для лиц категории А установлена годовая предельно допустимая доза (ПДД). ПДД для персонала не должна превышать 5 бэр в год. ПДД – наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы в год, которое при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала (категории А) неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами. Эквивалентная дозаН (бэр), накопленная в организме за времяТ (лет) с начала профессиональной работы, не должна превышать значения, получаемого по формулеН = ПДДТ . В любом случае доза, накопленная к 30 годам, не должна превышать 12 ПДД.

Категория Б (ограниченная часть населения) – лица, которые не работают непосредственно с источниками излучения, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию радиоактивных веществ и других источников излучения, применяемых в учреждениях и удаляемых во внешнюю среду с отходами. В качестве дозового предела для лиц категории Б устанавливается годовой предел дозы (ПД). Все другие нормы, связанные с ионизирующими излучениями, в том числе допустимые уровни загрязнения кожных покровов, наружных частей оборудования и т. д. радиоактивными веществами, установлены НРБ–99 и ОСП-72/90.

В табл. 11 приведены основные дозовые пределы облучения. Пределы облучения персонала и населения, указанные в таблице, не включают в себя дозы от природных и медицинских источников ионизирующего излучения, а также дозы, полученные в результате радиационных аварий. На эти виды облучения в НРБ–99 устанавливаются специальные ограничения.

Таблица 11

Основные дозовые пределы облучения (извлечение из НРБ–2009)

Защита от ионизирующих излучений

Защита работающих с радиоактивными изотопами от ионизирующих излучений осуществляется системой технических, санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий. Основными методами защиты являются:

защита временем: чем меньше время облучения, тем меньше полученная доза;

защита экранированием: д ля защиты от-излучения достаточен лист бумаги. Применяют также экраны из плексигласа и стекла толщиной в несколько миллиметров. Экраны для защиты от-излучений изготовляют из материалов с малой атомной массой (алюминий) либо из плексигласа и карболита. Для защиты от-излучений применяют материалы с большой атомной массой и высокой плотностью: свинец, вольфрам и т. п. Для защиты от нейтронного излучения применяют материалы, содержащие водород (вода, парафин), а также бериллий, графит и др. Толщина защитных экранов определяется по специальным таблицам и номограммам.

Важное значение имеет организация работ с источниками ионизирующих излучений. Помещения, предназначенные для работы с радиоактивными изотопами, должны быть отдельными, изолированными от других помещений и специально оборудованными. Желательно в одном помещении проводить работу с веществами одной активности, что облегчает устройство защитных средств. Стены, потолки и двери делают гладкими, чтобы они не имели пор и трещин. Все углы в помещении закругляют для облегчения уборки помещений от радиоактивной пыли. Стены покрывают масляной краской на высоту 2 м, а при возможности поступления в воздушную среду помещений радиоактивных паров или аэрозолей как стены, так и потолки покрывают масляной краской полностью.

Полы изготовляют из плотных материалов, которые не впитывают жидкости, применяя для этого линолеум, полихлорвиниловый пластикат и т. п. Края линолеума и пластиката поднимают на высоту 20 см по стенам и тщательно заделывают.

В помещении необходимо предусматривать воздушное отопление. Обязательно устройство приточно-вытяжной вентиляции не менее чем с пятикратным обменом воздуха. В рабочих помещениях ежедневно проводят влажную уборку и не реже 1 раза в месяц – генеральную уборку с мытьём горячей мыльной водой стен, окон, дверей и всей мебели. Уборочный инвентарь из помещений не выносят и хранят в закрывающихся шкафах или металлических ящиках.

Средства индивидуальной защиты

При работе с радиоактивными изотопами в качестве спецодежды можно применять халаты, комбинезоны и полукомбинезоны из неокрашенной хлопчатобумажной ткани, а также хлопчатобумажные тапочки.

При опасности значительного загрязнения помещения радиоактивными изотопами поверх хлопчатобумажной одежды следует надевать плёночную одежду (нарукавники, брюки, фартук, халат, костюм), закрывающие всё тело или только места наибольшего загрязнения.

При использовании средств индивидуальной защиты следует обращать внимание на последовательность их надевания и снятия. Несоблюдение этого ведёт к загрязнению рук, одежды, оборудования.

Надевать и снимать перчатки следует так, чтобы их внешняя сторона не коснулась внутренней и чтобы голые пальцы не притрагивались к внешней загрязнённой стороне.

Дозиметрический контроль

Безопасность работы с источниками излучений можно обеспечить, организуя систематический дозиметрический контроль за уровнями внешнего и внутреннего облучения персонала, а также за уровнем радиации в окружающей среде.

В настоящее время существуют следующие методы контроля за радиоактивными излучениями:

ионизационный – основан на способности некоторых газов под воздействием излучений становиться проводниками тока;

сцинтилляционный – основан на способности некоторых твёрдых и жидких веществ люминесцировать под воздействием излучений;

фотографический – основан на способности фотоэмульсионного слоя под воздействием излучений темнеть после проявления;

химический – основан на способности некоторых веществ под воздействием излучений изменять свой цвет.

Все дозиметрические приборы делятся на две группы:

индикаторные – для быстрого обнаружения источников излучения;

измерительные – для количественных измерений дозы и мощности излучения.

В правилах ОСП-72/80 оговорён строгий порядок радиационного контроля, в том числе и индивидуального, цель которого – контроль соблюдения норм радиационной безопасности, санитарных правил и получение информации о дозе облучения персонала.

Во всех учреждениях, где проводятся работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений, служба радиационной безопасности проводит дозиметрический и радиометрический контроль. Частоту дозиметрических замеров и характер необходимых измерений устанавливает администрация по согласованию с местными органами санитарного надзора.

В зависимости от характера проводимых работ контролю подлежат:

уровень загрязнения радиоактивными веществами поверхностей и оборудования, кожных покровов и одежды работающего;

выбросы радиоактивных веществ в атмосферу;

сбор, удаление и обезвреживание радиоактивных твёрдых и жидких отходов;

уровень загрязнения объектов внешней среды за пределами учреждения;

уровень загрязнения радиоактивными веществами транспортных средств.

Если при профессиональном облучении индивидуальные дозы могут превышать 0,3 годовых ПДД, то устанавливают индивидуальный дозиметрический контроль и специальное медицинское наблюдение. При меньших значениях доз ограничиваются контролем мощности дозы внешних потоков излучения и концентрации радиоактивных веществ в рабочих помещениях.