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 ..

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.

Ионизирующим излучением называют потоки корпускул (элементарных частиц) и потоки фотонов (квантов электромагнитного поля), которые при движении через вещество ионизируют его атомы и молекулы.

Наиболее известны альфа-частицы (представляющие собой ядра гелия и состоящие из двух протонов и двух нейтронов), бета-частицы (представляющие из себя электрон) и гамма-излучение (представляющее кванты электромагнитного поля определенного диапазона частот). Дуализм «частица – волна» квантового мира позволяет говорить об альфа-излучении и бета-излучении. Ионизирующими являются также рентгеновское, тормозное и космическое излучения, потоки протонов, нейтронов и позитронов.

Природное ионизирующее излучение присутствует повсюду. Оно поступает из космоса в виде космических лучей. Оно есть в воздухе в виде излучений радиоактивного радона и его вторичных частиц. Радиоактивные изотопы естественного происхождения проникают с пищей и водой во все живые организмы и остаются в них. Ионизирующего излучения невозможно избежать. Естественный радиоактивный фон существовал на Земле всегда, и жизнь зародилась в поле его излучений, а затем – много-много позже – появился и человек. Эта природная (естественная) радиация сопровождает нас в течение всей жизни.

Физическое явление радиоактивности было открыто в 1896 г., и сегодня оно широко применяется во многих областях. Несмотря на радиофобию, атомные электростанции играют важную роль в энергетике многих странах. Рентгеновское излучение используется в медицине для диагностики внутренних повреждений и заболеваний. Ряд радиоактивных веществ используется в виде меченых атомов для исследования функционирования внутренних органов и изучения процессов обмена веществ. Для лечения рака методами лучевой терапии используются гамма-излучение и другие виды ионизирующих излучений. Радиоактивные вещества широко используются в различных приборах контроля, а ионизирующие излучения (в первую очередь рентгеновское) – для целей промышленной дефектоскопии. Знаки «выход» в зданиях и самолетах благодаря содержанию радиоактивного трития светятся в темноте в случае внезапного отключения электричества. Многие приборы пожарной сигнализации в жилых домах и общественных зданиях содержат радиоактивный америций.

Радиоактивные излучения разного типа с разным энергетическим спектром характеризуются разной проникающей и ионизирующей способностью. Эти свойства определяют характер их воздействия на живое вещество биологических объектов.

Биологическое действие ионизирующего излучения заключается в том, что поглощенная веществом энергия проходящего через него излучения расходуется на разрыв химических связей атомов и молекул, что нарушает нормальное функционирование клеток живой ткани.
Различают следующие эффекты воздействия ионизирующего излучения на организм человека: соматические – острая лучевая болезнь, хроническая лучевая болезнь, местные лучевые поражения; сомато-стохастические (злокачественные опухоли, нарушения развития плода, сокращение продолжительности жизни) и генетические (генные мутации, хромосомные аберрации).

Если источники радиоактивного излучения находятся вне организма человека и тем самым человек облучается снаружи, то говорят о внешнем облучении.

Если радиоактивные вещества, находящиеся в воздухе, пище, воде, попадают внутрь организма человека, то источники радиоактивного излучения оказываются внутри организма и свидетельствуют о внутреннем облучении.

Подчеркнем, что внешнее облучение происходит от непосредственного взаимодействия радиоактивных ионизирующих излучений внешних источников с атомами биологических субстратов организма. Защититься от внешнего излучения можно, поставив на пути движения излучений тот или иной защитный экран и/или применив средства индивидуальной защиты. В частности, специальная защитная одежда полностью защищает от альфа-излучения и частично – от бета-излучения, рентгеновского или гамма-излучения. Для этой цели служат антиконтаминационные костюмы, перчатки, капюшоны, сапоги, перчатки, очки, освинцованные фартуки.

Внутреннее облучение всегда связано с попаданием в организм человека радиоактивных веществ, разнообразие которых обусловливает разнообразие механизмов поглощения, усвоения и вывода этих веществ из организма, степень участия в метаболизме. В результате радиоактивные вещества могут задерживаться и даже накапливаться в организме. Распадаясь, они облучают расположенные вокруг них ткани.
Уменьшение внутреннего облучения достигается только средствами индивидуальной защиты органов дыхания, служащих для защиты дыхательных путей от радиоактивных веществ, находящихся в воздухе, и специальным рационом питания.

Обеспечение радиационной безопасности требует комплекса многообразных защитных мероприятий, зависящих от конкретных условий работы с источниками ионизирующих излучений, а также от типа источника.

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 радиоактивностями.

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 и излучением.

Ионизирующее излучение – это любые излучения, взаимодействие которых со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков, т.е. ионизации атомов и молекул в облучаемом веществе. Все ионизирующие излучения по своей природе делятся на фотонные (квантовые) и корпускулярные.

К фотонному (квантовому) ионизирующему излучению относятся:

· гамма-излучение, возникающее при изменении энергетического состояния атомных ядер или аннигиляции частиц

· тормозное излучение, возникающее при уменьшении кинетической энергии заряженных частиц

· характеристическое излучение с дискретным энергетическим спектром, возникающее при изменении энергетического состояния электронов атома

· рентгеновское излучение, состоящее из тормозного и/или характеристического излучений.

Корпускулярное излучение – это ионизирующее излучение, состоящее из частиц с массой покоя, отличной от нуля. Выделяют две их разновидности:

заряженные частицы: бета-частицы (электроны), протоны (ядра водорода), дейтроны (ядра тяжелого водорода - дейтерия), альфа-частицы (ядра гелия);

тяжелые ионы – ядра других элементов, ускоренные до больших энергий. При прохождении через вещество заряженная частица, теряя свою энергию, вызывает ионизацию и возбуждение атома. К незаряженным частицам относятся нейтроны, которые не взаимодействуют с электронной оболочкой атома, беспрепятственно проникают вглубь атома, вступая в реакцию с ядрами. При этом испускают альфа-частицы или протоны. Протоны приобретают в среднем половину кинетической энергии нейтронов и вызывают на своем пути ионизацию. Плотность ионизации протонов велика. В веществах, содержащих много атомов водорода (вода, парафин, графит), нейтроны быстро растрачивают свою энергию и замедляются, что используется в целях радиационной защиты. Нейтронное и гамма излучение принято называть проникающей радиацией или проникающим излучением.

Различают два вида радиоактивности: естественную (природную) и искусственную. Наиболее реальную опасность представляют искусственные источники излучений. Совершенствование авиакосмической техники может привести к использованию в будущем бортовых радиоизотопных, ядерно-энергетических и ядерно-силовых установок, являющихся источниками ионизирующих излучений. Возникновение радиационной ситуации возможно при перевозках радионуклидов, а также при взрыве ядерного оружия, аварийном выбросе технологических продуктов атомного предприятия в окружающую среду и местном выпадении радиоактивных веществ.

Ионизирующие излучения по своему энергетическому составу делятся на моноэнергетические (монохроматические) и немоноэнергетические (немонохроматические). Моноэнергетическое (однородное) излучение - это излучение, состоящее из частиц одного вида с одинаковой кинетической энергией или из квантов одинаковой энергии. Немоноэнергетическое (неоднородное) излучение - это излучение, состоящее из частиц одного вида с разной кинетической энергией или из квантов различной энергии. Ионизирующее излучение, состоящее из частиц различного вида или частиц и квантов, называется смешанным излучением.

Источники ионизирующих излучений

Источником ионизирующего излучения называют объект, содержащий радиоактивный материал, или техническое устройство, испускающее или способное (при определенных условиях) испускать ионизирующее излучение.

Современные ядерно-технические установки обычно представляют собой сложные источники излучений. Например, источниками излучений действующего ядерного реактора, кроме активной зоны, являются система охлаждения, конструкционные материалы, оборудование и др. Поле излучения таких реальных сложных источников обычно представляется как суперпозиция полей излучения отдельных, более элементарных источников.

Любой источник излучения характеризуется:

1. Видом излучения - основное внимание уделяется наиболее часто встречающимся на практике источникам излучения.

2. Геометрией источника (формой и размерами) - геометрически источники могут быть точечными и протяженными. Протяженные источники представляют суперпозицию точечных источников и могут быть линейными, поверхностными или объемными с ограниченными, полубесконечными или бесконечными размерами. Физически точечным можно считать такой источник, максимальные размеры которого много меньше расстояния до точки детектирования и длины свободного пробега в материале источника (ослаблением излучения в источнике можно пренебречь). Поверхностные источники имеют толщину много меньшую, чем расстояние до точки детектирования и длина свободного пробега в материале источника. В объемном источнике излучатели распределены в трехмерной области пространства.

3. Мощностью и ее распределением по источнику - источники излучения наиболее часто распределяются по протяженному излучателю равномерно, экспоненциально, линейно или по косинусоидальному закону.

4. Энергетическим составом - энергетический спектр источников может быть моноэнергетическим (испускаются частицы одной фиксированной энергии), дискретным (испускаются моноэнергетические частицы нескольких энергий) или непрерывным (испускаются частицы разных энергий в пределах некоторого энергетического диапазона).

5. Угловым распределением излучения - среди многообразия угловых распределений излучений источников для решения большинства практических задач достаточно рассматривать следующие: изотропное, косинусоидальное, мононаправленное. Иногда встречаются угловые распределения, которые можно записать в виде комбинаций изотропных и косинусоидальных угловых распределений излучений.

Источниками ионизирующих излучений являются радиоактивных элементы и их изотопы, ядерные реакторы, ускорители заряженными частиц и др. рентгеновские установки и высоковольтные источники постоянного тока относятся к источникам рентгеновского излучения.

Здесь следует отметить, что при нормальном режиме их эксплуатации радиационная опасность незначительна. Она наступает при возникновении аварийного режима и может долго проявлять себя при радиоактивном заражении местности.

Радиоактивный фон, создаваемый космическими лучами (0,3 мЗв/год), дает чуть меньше половины всего внешнего облучения (0,65 мЗв/год), получаемого населением. Нет такого места на Земле, куда бы ни проникали космические лучи. При этом надо отметить, что Северный и Южный полюса получают больше радиации, чем экваториальные районы. Происходит это из-за наличия у Земли магнитного поля, силовые линии которого входят и выходят у полюсов.

Однако более существенную роль играет место нахождения человека. Чем выше поднимается он над уровнем моря, тем сильнее становится облучение, ибо толщина воздушной прослойки и ее плотность по мере подъема уменьшается, следовательно, падают защитные свойства.

Те, кто живет на уровне моря, в год получают дозу внешнего облучения приблизительно 0,3 мЗв, на высоте 4000 метров - уже 1,7 мЗв. На высоте 12 км доза облучения за счет космических лучей возрастает приблизительно в 25 раз по сравнению с земной. Экипажи и пассажиры самолетов при перелете на расстояние 2400 км получают дозу облучения 10 мкЗв (0,01 мЗв или 1 мбэр), при полете из Москвы в Хабаровск эта цифра уже составит 40 - 50 мкЗв. Здесь играет роль не только продолжительность, но и высота полета.

Земная радиация, дающая ориентировочно 0,35 мЗв/год внешнего облучения, исходит в основном от тех пород полезных ископаемых, которые содержат калий - 40, рубидий - 87, уран - 238, торий - 232. Естественно, уровни земной радиации на нашей планете неодинаковы и колеблются большей частью от 0,3 до 0,6 мЗв/год. Есть такие места, где эти показатели во много раз выше.

Внутренне облучение населения от естественных источников на две трети происходит от попадания радиоактивных веществ в организм с пищей, водой и воздухом. В среднем человек получает около 180 мкЗв/год за счет калия - 40, который усваивается организмом вместе с нерадиоактивным калием, необходимым для жизнедеятельности. Нуклиды свинца - 210, полония - 210 концентрируются в рыбе и моллюсках. Поэтому люди, потребляющие много рыбы и других даров моря, получают относительно высокие дозы внутреннего облучения.

Жители северных районов, питающиеся мясом оленя, тоже подвергаются более высокому облучению, потому что лишайник, который употребляют олени в пищу зимой, концентрирует в себе значительные количества радиоактивных изотопов полония и свинца.

Недавно ученые установили, что наиболее весомым из всех естественных источников радиации является радиоактивный газ радон - это невидимый, не имеющий ни вкуса, ни запаха газ, который в 7,5 раз тяжелее воздуха. В природе радон встречается в двух основных видах: радон - 222 и радон - 220. Основная часть радиации исходит не от самого радона, а от дочерних продуктов распада, поэтому значительную часть дозы облучения человек получает от радионуклидов радона, попадающих в организм вместе с вдыхаемым воздухом.

Радон высвобождается из земной коры повсеместно, поэтому максимальную часть облучения от него человек получает, находясь в закрытом, непроветриваемом помещении нижних этажей зданий, куда газ просачивается через фундамент и пол. Концентрация его в закрытых помещениях обычно в 8 раз выше, чем на улице, а на верхних этажах ниже, чем на первом. Дерево, кирпич, бетон выделяют небольшое количество газа, а вот гранит и железо - значительно больше. Очень радиоактивны глиноземы. Относительно высокой радиоактивностью обладают некоторые отходы промышленности, используемые в строительстве, например, кирпич из красной глины (отходы производства алюминия), доменный шлак (в черной металлургии), зольная пыль (образуется при сжигании угля).

Приборы радиационной разведки

За последние 30 лет в связи с бурным развитием электроники созданы новые современные приборы для регистрации всех видов ионизирующего излучения, что оказало существенное влияние на качество и достоверность измерений. Повысилась надежность средств измерения, значительно снизились энергопотребление, габариты, масса приборов, повысилось разнообразие, и расширилась сфера их применения.

Приборы для регистрации ионизирующего излучения предназначены для измерения величин, характеризующих источники и поля ионизирующих излучений, взаимодействие ионизирующих излучений с веществом.

Приборы и установки, используемые для регистрации ионизирующих излучений, подразделяются на следующие основные группы:

1. Дозиметры – приборы для измерения дозы ионизирующего излучения (экспозиционной, поглощенной, эквивалентной) , а также коэффициента качества.

2. Радиометры – приборы для измерения плотности потока ионизирующего излучения.

3. Универсальные приборы – устройства, совмещающие функции дозиметра и радиометра, радиометра и спектрометра и пр.

4. Спектрометры ионизирующих излучений – приборы, измеряющие распределение (спектр) величин, характеризующих поле ионизирующих излучений.

В соответствии с проверочной схемой по методологическому назначению приборы и установки для регистрации ионизирующих излучений подразделяются на образцовые и рабочие. Образцовые приборы и установки предназначены для поверки по ним других средств измерений, как рабочих, так и образцовых, менее высокой точности. Заметим, что образцовые приборы запрещается использовать в качестве рабочих. Рабочие приборы и установки – средства для регистрации и исследования ионизирующих излучений в экспериментальной и прикладной ядерной физике и многих других областях народного хозяйства. Приборы для регистрации ионизирующего излучения разделяются также по виду измеряемого излучения, по эффекту взаимодействия излучения с веществом (ионизационные, сцинтилляционные, фотографические и т.д.) и другим признакам. По оформлению приборы для регистрации ионизирующего излучения подразделяют на стационарные, переносные и носимые, а также на приборы с автономным питанием, питанием от электрической сети и не требующие затрат энергии.

Влияние ионизирующего излучения на организм человека

Всем известно, что все ткани организма способны поглощать энергию излучения, которая преобразуется в энергию химических реакций и тепло. В тканях содержится 60-80% воды. Следовательно, большая часть энергии излучения поглощается водой, а меньшая - растворенными в ней веществами. Поэтому при облучении в организме появляются свободные радикалы – продукты разложения (радиолиза) воды, которые в химическом отношении очень активны, могут вступать в реакцию с белками и другими молекулами.

При воздействии очень больших доз в результате первичного действия ионизирующего излучения наблюдаются изменения в любых биомолекулах.

При умеренных же дозах лучевого воздействия первично страдают в основном только высокомолекулярные органические соединения: нуклеиновые кислоты, белки, липопротеиды и полимерные соединения углеводов. Нуклеиновые кислоты обладают чрезвычайно высокой радиочувствительностью. При прямом попадании достаточно 1 -3 актов ионизации, чтобы молекулы ДНК вследствие разрыва водородных связей распалась на две части и утратила свою биологическую активность. При воздействии ионизирующего излучения в белках происходят структурные изменения, приводящие к потере ферментативной и иммунной активности.

В результате этих процессов, протекающих практически моментально, образуются новые химические соединения (радиотоксины), несвойственные организму в норме. Все это приводит к нарушению сложных биохимических процессов обмена веществ и жизнедеятельности клеток и тканей, т.е. к развитию лучевой болезни.

Острая лучевая болезнь (ОЛБ) возникает при воздействии на человека больших доз излучения за короткий промежуток времени и имеет три стадии:

1-ая стадия (доза облучения 1-2 Зв (зиверт), скрытый период 2-3 недели) сопровождается симптомами: общая слабость, утомляемость, апатия, головокружение, головная боль, нарушение сна. Исключение облучения и соответствующее лечение позволяют полностью восстановить здоровье.

2-ая стадия (доза облучения 2-3 Зв (зиверт), скрытый период 1 неделя) характеризуется усилением болезненных ощущений, появлением сильных болей в области сердца, живота, кровотечение из носа. Срок лечения 2 месяца.

3-ая стадия (доза облучения 3-5 Зв), характеризуется необратимыми последствиями в организме через 3-7 часов и даже летальным исходом.

Доза более 5 Зв является смертельной.

Способы и средства обеспечения радиационной безопасности

При попадании радиоактивных веществ на открытые участки тела, одежду, снаряжение основная задача сводится к быстрому их удалению, чтобы воспрепятствовать попаданию радионуклидов в организм. Если радиоактивное вещество все же проникло внутрь, то пострадавшему сразу вводят адсорбенты в желудок, промывают его, дают рвотные, слабительные, отхаркивающие средства, способные прочно связать радиоактивные вещества и препятствовать отложению их в тканях.

Профилактика радиационных поражений осуществляется путем проведения комплекса санитарно-гигиенических, санитарно-технических и специальных медицинских мероприятий.

Средства противохимической защиты (защитная одежда, противогазы или респираторы и т. п.) оказывают известный защитный эффект от воздействия радиоактивных веществ. В случае, когда неизбежно облучение в дозах, превышающих ПДД, профилактика осуществляется методом фармакохимической защиты.

В результате многочисленных радиобиологических исследований обнаружены вещества, которые при введении в организм за определенное время до облучения снижают в той или иной степени радиационное поражение. Такие вещества называются радиозащитными, или радиопротекторами. Большинство изученных в настоящее время радиопротекторов оказывают положительный эффект при введении их в организм за сравнительно короткое время до облучения. Они улучшают течение лучевой болезни, ускоряют восстановительные процессы, повышают эффективность терапии и увеличивают выживаемость.

Кроме радиопротекторов, должное внимание следует уделять биологической защите, которая осуществляется с помощью адаптогенов. Эти вещества не обладают специфическим действием, но зато повышают общую сопротивляемость организма к различным неблагоприятным факторам, в том числе и к ионизирующим излучениям. Адаптогены назначают многократно за несколько дней или недель до облучения. К ним следует отнести препараты элеутерококка, женьшеня, лимонника китайского, витаминно-аминокислотные комплексы, некоторые микроэлементы и др. Механизм действия этих препаратов необычайно широк. В понятие биологической защиты входят и такие мероприятия, как акклиматизация к гипоксии, вакцинация, хорошее питание, занятия спортом и т. д. Все это, безусловно, повышает устойчивость организма.

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.

Главная » Корпоративное » Ионизирующие излучения защита от ионизирующих излучений. Применение специальных экранов