Ионизирующие излучение, воздействие на организм человека, нормирование и методы защиты.

Ионизирующими излучениями являются корпускулярные (a- излучение, b- излучение, нейтронное излучение) и электромагнитные (рентгеновское излучение и g-излучение). Первые представляют собой потоки частиц атома, возникающие при радиоактивном распаде, а вторые являются электромагнитными излучениями, испускаемыми при торможении быстрых электронов (рентгеновские) и при ядерных превращениях или взаимодействии частиц (гамма-излучение). Ионизирующее излучение называют также радиацией или радиоактивным излучением.

Излучения имеют различную ионизирующую и проникающую способность.Качественная характеристика проникающей способности различных видов излучения представлена на рис. 4.33.

 

Рис.4.33. Качественная характеристика проникающей способности

различных видов ионизирующего излучения.

Для характеристики воздействия ионизирующего излучения на среду (вещество) введено понятие дозы излучения. Дозой излучения называется часть энергии, которая передается веществу и поглощается им.

Количественной характеристикой взаимодействия ионизирующей излучения с веществом является поглощенная доза. Поглощенная доза D (Дж/кг) — это отношение средней энергии , переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к единице массы dm вещества в этом объеме.

 

(4.63)

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 (1 Гр = 1 Дж∙кг^-1).

Средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела в зависимости от массы этого органа или ткани и поглощенной дозы в элементе его массы называется дозой в органе или ткани D_Т.

Доза эквивалентная Н_Т.R.. — поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного излучения, W_R

(4.64)

где D_T.R— средняя поглощенная доза в органе или ткани Т, W_R - взвешивающий коэффициент для излучения R.

Если воздействует несколько излучений с различными величинами W_R, то эквивалентная доза определяется в виде:

(4.65)

Единицей измерения эквивалентной дозы является зиверт (Зв).

Взвешивающие коэффициенты W_R для отдельных видов излучения, учитывающие относительную их эффективность в индуцировании биологических эффектов:

Взвешивающие коэффициенты для учета чувствительности разных органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации:

 

Доза эффективная Е — величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом их чувствительности к радиоактивному излучению. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органе Н на соответствующий коэффициент для данного органа или ткани:

(4.66)

Н_Т — эквивалентная доза в ткани Т, а W_Т — взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т. Единица измерения эффективной дозы - Дж∙кг^-1, или зиверт (Зв).

Доза эффективная (эквивалентная) годовая - сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

Доза эффективная коллективная S — мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения, равная суммеиндивидуальных эффективных доз и определяющая полное воздействие излучения на группу людей, определяется в виде:

(4.67)

E_i — средняя эффективная доза i-й подгруппы группы людей, N_i - число людей в подгруппе.

|Единица измерения эффективной коллективной дозы — человеко-зиверт (чел-Зв).

Еще одна характеристика ионизирующего излучения – мощность дозы Р (или поглощенной, или эквивалентной), представляет собой приращение дозы dD за малый промежуток времени,деленное на этот промежуток времени dt:

(4.68)

Мощность дозы существенно влияет на прогноз последствия облучения для человека. Облучение дозой 4 Гр в течении 1 часа может привести летальному исходу, а за 40-50 лет – излечимо.

Источники радиационного излучения могут быть как естественные, так и искусственные. Естественные обусловлены распространением радиоактивных веществ, таких как уран, торий и др. в природе (руды, горные породы, почвы и т.д.) и космическим излучением. Искусственные источники создаются человеком – ядерное оружие, атомные электростанции, радиационная дефектоскопия, рентгеновская медицинская аппаратура и др.

Биологическое воздействие ионизирующего излучения на человека. Биологическое действие радиации на живой организм начинается на клеточном уровне и выражается в изменении «поломке» хромосом (хромосомной аберрации). Стойкие хромосомные аберрации в половых клетках могут привести к мутациям. Такие изменения в биологических тканях можно назвать прямым разрушением.

Косвенные разрушения происходят, когда молекулы не получают непосредственно энергию излучения, а получают ее от других молекул, ставших «мишенью» радиации. В этом случае радиационный эффект обусловлен вторичным явлением продуктов радиолиза. Этот механизм объясняется теорией радикалов и начинается с процессов ионизации и возбуждения атомов и молекул в тканях. Свободные радикалы, обладая высокой активностью, вступают в химические реакции с молекулами белка, что приводит к нарушению биохимических процессов в организме. В результате нарушаются обменные процессы, замедляется и прекращается рост тканей, возникают новые химические соединения, не свойственные организму. Это приводит к нарушению деятельности отдельных функций и систем организма.

Поэтапное воздействие всех видов ионизирующих излучений на любой живой организм представлен на рис. 4.34.

Заряженные частицы:

Проникающие в ткани организма альфа- и бета-частицы теряют энергию вследствие электрических взаимодействий с электронами тех атомов, близ которых они проходят. Гамма-излучение и рентгеновские лучи передают свою энергию веществу несколько иными способами, которые, в конечном счете, также приводят к электрическим взаимодействиям.

Электрические взаимодействия:

За время порядка десяти триллионных секунды после того, как проникающее излучение достигнет соответствующего атома в ткани организма, от этого атома отрывается электрон. Электрон заряжен отрицательно, поэтому остальная часть исходного нейтрального атома становится положительно заряженной. Этот процесс называетсяионизацией. Оторвавшийся электрон может далее ионизировать другие атомы.

Физико-химические изменения:

И свободный электрон, и ионизированный атом обычно не могут долго пребывать в таком состоянии и в течение следующих десяти миллиардных долей секунды участвуют в сложной цепи реакций, в результате которых образуются новые молекулы, включая и такие чрезвычайно реакционно-способные, как свободные радикалы.

Химические изменения:

В течение следующих миллионных долей секунды образовавшиеся свободные радикалы реагируют как друг с другом, так и с другими молекулами и через цепочку реакций, еще не изученных до конца, могут вызвать химическую модификацию важных в биологическом отношении молекул, необходимых для нормального функционирования клетки.

Биологические эффекты:

Биохимические изменения могут произойти как через несколько секунд, так и через десятилетия после облучения и явиться причиной немедленной гибели клеток или таких изменений в них, которые могут привести к мутациям, раку и др.

 

Рис. 4.34.Поэтапное воздействие всех видов ионизирующих излучений

на живой организм.

 

Ионизирующая радиация при воздействии на организм человека вызывает два вида эффектов, которые клинической медициной относятся к болезням: детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой ожог, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и др.) и стохастические (вероятные) безпороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни).

Значения некоторых доз и эффектов воздействия излучения на организм человека приведены в табл. 4.17.

Таблица 4.17.

Радиационное воздействие и соответствующие биологические эффекты

Примечание: О – общее облучение тела; Л- локальное облучение

 

Нормирование ионизирующего излучения. Гигиеническая регламентация ионизирующего излученияосуществляется «Нормами радиационной безопасности НРБ-99». Основные дозовые пределы облучения и допустимые уровни устанавливаются для следующих категорий облучаемых лиц:

· персонал – лица, работающие с техногенными источниками (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);

· все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.

Для категорий облучаемых лиц устанавливает три класса нормативов: основные пределы доз (поведены в табл.4.18.); допустимые уровни монофакторного воздействия(для одного радионуклида); контрольные уровни.

Таблица 4.18.

Основные пределы доз

Нормируемые величины	Пределы доз, мЗв
Лица из персонала (группа А)	Лица из населения
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год в: хрусталике коже Кистях и стопах

 

Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, не должны превышать ¼ значения для персонала группы А.

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) – 1000мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) – 70 мЗв. При одновременном воздействии на человека внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать установленных пределов доз (см. табл.4.18.).

Обеспечение безопасности при работе с ионизирующими излучениями. При работе с радиоизотопными приборами следует руководствоваться требованиями СанПиН 2.6.1.1015-01 «Гигиенические требования к устройству и эксплуатации радиоизотопных приборов». В соответствии с этим документом по степени радиационной опасности, в зависимости от вида и активности используемых в их составе источников, устанавливаются 4 группы радиоизотопных приборов (РИП). Наибольшая опасность у РИП 4 группы, содержащих источники альфа- или бета - излучения с активностью более 2000 МБк, или источники гамма - излучения, создающими мощность поглощенной дозы в воздухе более 3,0 мкГр/ч на расстоянии 1,0 м от поверхности источника, или источники нейтронов, испускающими более 105 н/с.

Непосредственной работой с РИП 2 - 4 групп (производство, монтаж, ремонт, перезарядка, обслуживание и демонтаж) могут заниматься только прошедшие специальное обучение работники, отнесенные к персоналу группы А.

Работники, которые по характеру своей деятельности попадают в сферу воздействия ионизирующих излучений РИП, но непосредственно с РИП не работают, должны быть включены в список персонала группы Б, утвержденный руководителем организации.

Использование РИП 2 - 4 групп допускается только после оформления организацией санитарно - эпидемиологического заключения на соответствие условий работы с источниками ионизирующего излучения санитарным правилам, выдаваемого территориальным органом госсанэпиднадзора, а также специального разрешения (лицензии) на данный вид деятельности.

Организация, занимающаяся производством, транспортированием, хранением, реализацией или использованием РИП 2 - 4 групп, обеспечивает сохранность источников излучения. Условия получения, хранения, использования и списания с учета РИП с источниками излучения должны исключать возможность их утраты или бесконтрольного использования. Переносные РИП 2 - 4 групп выдаются сотрудникам, допущенным к работе с ними, по письменному разрешению руководителя организации или его заместителя. Выдача и возврат переносных РИП фиксируются в специальном журнале.

При использовании РИП 2 - 4 групп необходимо выполнять следующие требования:

- пучок излучения направлять в наиболее безопасную для работающих в данном помещении сторону (в сторону земли, в сторону капитальной стены и т.п.);

- установку РИП осуществлять так, чтобы мощность дозы на постоянных рабочих местах и в местах возможного нахождения людей не превышала 1,0 мкЗв/ч, используя для этого, в случае необходимости, дополнительные средства радиационной защиты (стационарные или переносные);

При организации работиспользуются следующие основные принципы обеспечения радиационной безопасности: выбор или уменьшение мощности источников до минимальных величин; сокращение времени работы с источниками; увеличение расстояния от источника до работающих; и экранирование источников излучения материалами, поглощающими или ослабляющим ионизирующие излучения.

В помещениях, где проводится работа с радиоактивными веществами и РИП проводится контроль за интенсивностью различных видов излучения. Эти помещения должны быть изолированы от других помещений и оснащены приточно-вытяжной вентиляцией. Другими коллективными средствами защиты от ионизирующего излучения в соответствии с ГОСТ 12.4.120 являются стационарные и передвижные защитные экраны, специальные контейнеры для транспортировки и хранения источников излучения, а также для сбора и хранения радиоактивных отходов, защитные сейфы и боксы.

Стационарные и передвижные защитные экраны предназначены для снижения уровня излучения на рабочем месте до допустимой величины. Защита от a- излучения достигается применением оргстекла толщиной несколько миллиметров. Для защиты от b- излучения экраны изготавливают из алюминия или оргстекла. От нейтронного излучения защищают вода, парафин, бериллий, графит, соединения бора, бетон. От рентгеновских излучений и g-излучений защищают свинец, сталь вольфрамовые сплавы, бетон. Для смотровых окон применяют свинцовое стекло.

Средства индивидуальной защиты. При работе с радионуклидами следует применять спецодежду. В случае загрязнения рабочего помещения радиоактивными изотопами, поверх хлопчатобумажного комбинезона следует надевать пленочную одежду (халат, костюм, фартук, брюки, нарукавники).

Пленочная одежда изготавливается из пластиков или резиновых тканей, легко очищаемых от радиоактивного загрязнения. В случае применения пленочной одежды необходимо предусмотреть возможность подачи воздуха под костюм.

В комплекты спецодежды входят респираторы, пневмошлемы и другие средства индивидуальной защиты.

Для защиты глаз следует применять очки со стеклами, содержащими фосфат вольфрама или свинец.

При использовании индивидуальных средств защиты необходимо строго соблюдать последовательность их надевания и снятия и дозиметрического контроля.