Ионизирующее излучение: методы и способы защиты

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 течении 70 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами. В табл.1 приведены основные дозовые пределы внешнего и внутреннего облучений в зависимости от радиочувствительности органов. [2]

 

Таблица 1 – Основные значения дозовых пределов внешнего и внутреннего облучений

Группа критических  органов	Органы и ткани человеческого  организма	ПДД для категории  А, 3в/год	ПДД для категории  Б, 3в/год
1	Все тело, гонады (половые органы), красный костный мозг	0,05	0,005
2	Любой отдельный орган, кроме гонад, красного костного мозга, костной ткани, щитовидной железы, кожи, кистей, предплечий, лодыжек и стоп	0,15	0,015
3	Костная ткань, щитовидная железа, кожный покров, кисти, предплечья, лодыжки и стопы	0,30	0,03

 

 

2. Нормы радиационной безопасности

Нормы радиационной безопасности (НРБ-2000) применяются для обеспечения безопасности человека в условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.

Требования и нормативы, установленные  НРБ-2000, являются обязательными для  всех юридических лиц независимо от их подчиненности и формы собственности, в результате деятельности которых  возможно облучение людей, а также для местных распорядительных и исполнительных органов, граждан Республики Беларусь, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории Республики Беларусь.

Закона Республики Беларусь «О радиационной безопасности населения» в форме  основных пределов доз, допустимых уровней воздействия ионизирующего излучения и других требований по ограничению облучения человека. Никакие другие нормативные и методические документы не должны противоречить требованиям НРБ-2000.

Нормы радиационной безопасности относятся только к ионизирующему излучению. В них учтено, что ионизирующее излучение является одним из множества источников риска для здоровья человека и что риски, связанные с воздействием излучения, не должны соотноситься только с выгодами от его использования. Их следует сопоставлять с рисками нерадиационного происхождения.

Нормы распространяются на следующие  виды воздействия ионизирующего  излучения на человека:

- в условиях нормальной эксплуатации  техногенных источников излучения;

- в результате радиационной аварии;

- от природных источников излучения;

- при медицинском облучении.

Требования по обеспечению радиационной безопасности сформулированы для каждого  вида облучения. Суммарная доза от всех видов облучения используется для  оценки радиационной обстановки и ожидаемых медицинских последствий, а также для обоснования защитных мероприятий и оценки их эффективности.

Требования НРБ-2000 не распространяются на источники излучения, создающие  при любых условиях обращения  с ними:

- индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв;

- индивидуальную годовую эквивалентную  дозу в коже не более 50 мЗв  и в хрусталике не более  15 мЗв;

- коллективную годовую эффективную  дозу не более 1 чел. Зв (либо  при коллективной дозе более  1 чел. Зв когда оценка по  принципу оптимизации показывает нецелесообразность ее снижения).

Требования НРБ-2000 не распространяются также на космическое излучение  на поверхности Земли и внутреннее облучение человека, создаваемое  природным калием, на которые практически  невозможно влиять.

Перечень и порядок освобождения источников ионизирующего излучения  от радиационного контроля устанавливаются  санитарными правилами.

Для категорий облучаемых лиц устанавливаются  три класса нормативов:

- основные пределы доз (ПД);

- допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и др.;

- контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и  др.). Их значения должны учитывать  достигнутый в организации уровень  радиационной безопасности и  обеспечивать условия, при которых  радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Ионизирующая реакция при воздействии  на организм человека может вызвать  два вида эффектов, которые клинической  медициной относятся к болезням: детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой дерматит, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и др.) и стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни).

Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучения необходимо руководствоваться принципами:

- непревышение допустимых пределов  индивидуальных доз облучения  человека от всех источников  излучения (принцип нормирования);

- запрещение всех видов деятельности  по использованию источников  излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением (принцип обоснования);

- поддержание на возможно низком  и достижимом уровне с учетом  экономических и социальных факторов  индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (принцип оптимизации).

К защитным мероприятиям при использовании  закрытых источников ионизирующего  излучения относятся:

- уменьшение мощности источников  до минимальных величин;

- сокращение времени работы  с источниками;

- увеличение расстояния от источника  до работающего;

- экранирование источников излучения;

- использование индивидуальных  средств защиты, применяемых при  работе с такими источниками;

- санитарная обработка обслуживающего персонала;

- личная гигиена. [ 2 ]

 

3. Защита от действия ионизирующих излучений

 

Основные принципы радиационной безопасности заключаются в не превышении установленного основного дозового предела, исключении всякого необоснованного облучения и снижении дозы излучения до возможно низкого уровня.

Для определения индивидуальных доз  облучения персонала необходимо систематически проводить радиационный (дозиметрический) контроль, объем которого зависит от характера работы с радиоактивными веществами. Каждому оператору, имеющему контракт с источниками ионизирующего излучения, выдается индивидуальный дозиметр 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 5. 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, - линолеум, полихлорвиниловым пластиком 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 1 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.

Для уменьшения облучения персонала  все работы с этими источниками  проводят с использованием длинных  захватов или держателей. Защита временем заключается в том, что в 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. Также 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 к. Величина к 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 к выражается следующим образом:

к = D / D₀,

где D – мощность поглощенной дозы;

D₀ – 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 – BaSO₄). 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 должна быть ограничена предупреждающими надписями.

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 сульфит  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). Промышленность выпускает также бытовые дозиметры, предназначенные для населения, например, бытовой дозиметр «Мастер-I» (предназначен для измерения дозы гамма-излучения), дозиметр-радиометр бытовой АНРИ-01 («Сосна»).