Работа с закрытыми источниками. Принципы защиты.

Дозиметрия внешнего излучения. Регламентация медицинского излучения.

Требования к рентгенкабинетам. Расчетные способы при организации защиты

ДОЗЫ ИЗЛУЧЕНИЯ

Доза есть количественная характеристика излучения, и определяется энергией, поглощенной веществом.

Поглощенная доза - фундаментальная дозиметрическая величина - есть количество энергии излучения, поглощенное единицей массы облучаемого тела. В системе СИ поглощенная доза измеряется в Дж/кг и имеет специальное название - Грей (Гр), производные единицы – миллигрей (мГр), микрогрей (мкГр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица «рад» равна 0,01 Гр.

D = de/dm,

где de - средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, a dm - масса вещества в этом объеме.

Но эта величина не учитывает того, что при одинаковой поглощенной дозе разные виды излучения вызывают разный биологический эффект.

Поэтому введено понятие эквивалентная доза - это поглощенная доза, умноженная на коэффициент, отражающий способность данного вида излучения повреждать ткани организма (взвешивающий коэффициент)

H_T,R = D_T,R × W_R

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

При воздействии различных видов излучений с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз этих излучений:

H_T = ∑ H_T,R

Единицей измерения эквивалентной дозы является Зиверт (Зв), производные единицы – миллизиверт (мЗв), микрозиверт (мкЗв). Специальная (внесистемная) единица – Бэр, которая равна 0,01 Зв.

Взвешивающий коэффициент выступает как регламентированное значение относительной биологической эффективности (ОБЭ). ОБЭ определяется отношением дозы рентгеновского излучения к дозе любого другого вида излучения, вызывающей тот же биологический эффект. Например, гибель культуры клеток в эксперименте вызывают 10 Гр рентгеновского излучения и 0,5 Гр альфа-излучения. Значит, ОБЭ = D_R/D_α = 10/0,5 = 20. Таким образом ОБЭ = 20 означает, что биологический эффект при воздействии альфа-излучения в 20 раз выше, чем рентгеновского излучения. Относительная биологическая эффективность находится в прямой зависимости от линейной передачи энергии (ЛПЭ). При воздействии ионизирующего излучения на организм человека следует учитывать и другие факторы, например, равномерность или неравномерность облучения, распределение дозы во времени, пол, возраст, соматическое состояние и т.д. Концепция ОБЭ, таким образом, применима только в радиобиологии. Для нормирования же в радиационной гигиене используется взвешивающий коэффициент (W_R). Значения взвешивающих коэффициентов составляют 1 (для фотонов и электронов), 20 (для альфа-частиц и тяжелых ядер отдачи), от 5 до 20 для нейтронов в зависимости от их энергии.

Эффективная доза (E) - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органе (H) на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного органа или ткани:

E = ∑ H_T × W_T,

где E - эффективная доза; H_T - эквивалентная доза в ткани Т; W_T - взвешивающий коэффициент для ткани Т.

Единица измерения эффективной дозы - Зиверт (Зв).

Нормами радиационной безопасности (НРБ-99) также определены понятия «доза на орган», «доза эквивалентная или эффективная ожидаемая», «доза эффективная коллективная». Доза эффективная коллективная - мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения; она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной коллективной дозы - человеко-зиверт (чел.-Зв).

МОЩНОСТЬ ДОЗЫ - отношение приращения дозы (поглощенной, эквивалентной, эффективной) dD, dH, dE за интервал времени dt к этому интервалу времени: D=dD/dt (Гр/сек), H=dH/dt (Зв/сек), E=dE/dt (Зв/сек). На практике за единицу времени могут приниматься час, минута. В литературе и практике дозиметрического контроля продолжают широко использоваться также такие понятия, как экспозиционная доза и мощность экспозиционной дозы.

ЭКСПОЗИЦИОННАЯ ДОЗА (X) определяется электрическим зарядом ионов разного знака, возникающих при ионизации в 1 кг сухого воздуха. Используется только для регистрации и оценки дозы рентгеновского и гамма-излучений в воздухе. Единицы измерения в системе СИ - кулон на килограмм (Кл/кг), внесистемная единица экспозиционной дозы - рентген (Р), производные – миллирентген (мР), микрорентген (мкР).

1Р = 2,58 × 10^-4 Кл/кг

Экспозиционная доза, отнесенная к единице времени, называется мощностью экспозиционной дозы и измеряется в амперах на кг (А/кг – системная единица), внесистемные единицы - Р/час, мР/час, мкР/час, мкР/сек и т.д. Зависимость между поглощенной дозой (D) и экспозиционной дозой (X) выражается формулой:

X = f × D,

где f - коэффициент, зависящий от плотности среды. Для воздуха f=0,88, для мышечной ткани, воды -0,95, для костной ткани - 3-4, жировой - 0,5-0,6. Таким образом, в целом для организма человека коэффициент f приблизительно равен 1, следовательно, экспозиционная доза равна поглощенной (как и мощности доз), а 1 рентген равен 0,01 Гр.

РАДИАЦИОННЫЙ ФОН ИЗЛУЧЕНИЯ

 

Под радиационным фоном (РФ) понимают ионизирующие излучения от природных источников космического и земного происхождения, а также от искусственных радионуклидов, рассеянных в биосфере в результате деятельности человека.

Различают природный (естественный) радиационный фон и искусственный радиационный фон.

ЕСТЕСТВЕННЫЙ РАДИАЦИОННЫЙ ФОН (ЕРФ) обусловлен ионизирующим излучением от природных источников космического и земного происхождения. Космические лучи представляют собой поток частиц (протонов, альфа-частиц, тяжелых ядер) и жесткого гамма-излучения (это т.н. первичное космическое излучение). При взаимодействии его с атомами и молекулами атмосферы возникает вторичное космическое излучение, состоящее из мезонов и электронов.

Естественные радиоактивные элементы земли условно могут быть разделены на 3 группы:

1. Элементы радиоактивных семейств урана, тория и актиноурана.

2. Не связанные с первой группой радиоактивные элементы - калий-40, кальций-48, рубидий-87 и др.

3. Радиоактивные изотопы, возникающие под воздействием космического излучения - углерод-14 и тритий.

В современных условиях достаточно высокую дозовую нагрузку на население оказывают ионизирующие излучения от природных источников, претерпевших опре­деленные изменения в результате деятельности человека: извлечение из недр полезных ископаемых, внесение минеральных удобрений, строительные материалы (особенно гипс, бетон), воздействие радона (подвалы, первые этажи жилых зданий), сжигание топлива, авиаперелеты и т.д.

ИСКУССТВЕННЫЙ РАДИАЦИОННЫЙ ФОН (ИРФ) обусловлен излучением от рассеянных в биосфере искусственных радионуклидов (цезий-137, стронций-90 и др.), за счет глобальных выпадений и радиационных аварий.

Фоновое облучение человека, обусловленное природными источниками, составляет около 3,5 мЗв/год и складывается из 1 мЗв/год за счет внешнего облучения (в т.ч. облучения за счет космического излучения - 0,3 мЗв/год и естественных радионуклидов - 0,7 мЗв/год), примерно 2,2 мЗв/год за счет радона и 0,3 мЗв за счет пищи и воды (средние значения по РФ в 2003 году).

Усредненный естественный радиационный фон местности складывается из космического излучения и излучения от естественных радионуклидов земли и составляет около 0,12 мкЗв/час или 12 мкр/час.

Оценивая радиационный фон местности, измеряют мощность поглощенной дозы в воздухе на высоте 110 см от поверхности земли. Проводят 3-5 измерений с выведением среднего показателя.

ТРЕБОВАНИЯ К ОГРАНИЧЕНИЮ ТЕХНОГЕННОГО ОБЛУЧЕНИЯ В КОНТРОЛИРУЕМЫХ УСЛОВИЯХ (нормальные условия эксплуатации источников ионизирующего излучения).

Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

n персонал (гр. А и Б)

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

Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:

n основные пределы доз (ПД), приведенные в табл.2;

n допустимые уровни монофакторного (для одного радионуклида или одного вида внешнего излучения, пути поступления) воздействия, являющиеся производными от основных дозовых пределов: пределы годового поступления, допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА) и удельные активности (ДУА) и т.д.

n 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.

Таблица 2

ОСНОВНЫЕ ПРЕДЕЛЫ ДОЗ

Нормируемые величины*	Пределы доз
Персонал (группа А)**	Население
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 глаза коже кистях и стопах	150 мЗв 500 мЗв 500 мЗв	15 мЗв 50 мЗв 50 мЗв

Примечания.

* Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам

** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А.

· Основные дозовые пределы облучения лиц из персонала и населения не включают в себя дозы от природных, медицинских источников ионизирующего излучения и дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

· Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) - 70 мЗв. Начало периодов вводится с 1 января 2000 года.

· При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать пределов доз, установленных в табл.2.

Приведенные нормативы и критерии для различных ситуаций значительно различаются между собой. Минимально значимое облучение людей соответствует эффективной дозе, равной 0,01 мЗв/год. Дозовый предел профессионального облучения для персонала группы А равен 20 мЗв/год, для персонала группы Б и облучения природными источниками в производственных условиях – 5 мЗв/год.

РАДИАЦИОННЫЙ ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ является неотъемлемой частью системы радиационной безопасности учреждения и должен обеспечивать получение необходимой информации:

· о дозе облучения персонала.

· о состоянии радиационной обстановки в учреждении, во внешней среде.

В соответствии с Основными санитарными правилами обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99) радиационный контроль при работе с техногенными источниками излучения должен осуществляться за всеми основными радиационными показателями, определяющими уровни облучения персонала и населения.

Вклад природных источников излучения в облучение персонала в производственных условиях должен контролироваться и учитываться при оценке доз в тех случаях, когда он превышает 1 мЗв в год.

Индивидуальный контроль за облучением персонала в зависимости от характера работ включает:

- радиометрический контроль за загрязненностью кожных покровов и средств индивидуальной защиты;

- контроль за характером, динамикой и уровнями поступления радиоактивных веществ в организм с использованием методов прямой и косвенной радиометрии;

- контроль с использованием индивидуальных дозиметров за дозой внешнего бета-, гамма- и рентгеновского излучений, нейтронов, а также смешанного излучения.

По результатам радиационного контроля должны быть рассчитаны значения эквивалентных и эффективных доз у персонала.

Контроль за радиационной обстановкой в зависимости от характера проводимых работ включает:

- измерение уровней загрязнения радиоактивными веществами рабочих поверхностей, оборудования, транспортных средств, средств индивидуальной защиты, кожных покровов и одежды персонала;

- измерение мощности дозы рентгеновского и гамма-излучений, плотности потоков бета-частиц, нейтронов и других видов ионизирующего излучения на рабочих местах, в смежных помещениях, на территории организации, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения;

- определение объемной активности газов и аэрозолей в воздухе рабочих помещений;

- измерение или оценку выбросов и сбросов радиоактивных веществ;

- контроль за уровнями загрязнения радиоактивными веществами транспортных средств;

- определение уровня загрязнения в контролируемых зонах.

В системе мероприятий по обеспечению радиационной безопасности различных групп населения исключительно важное значение принадлежит инструментальному объективному дозиметрическому контролю. В отличие от многих других физических и химических факторов окружающей среды ионизирующая радиация субъективно не воспринимается органами чувств человека (даже при весьма высоких уровнях). Поэтому объективное суждение о наличии, характере и уровнях радиации достоверно может быть только в результате инструментально-дозиметрического исследования.

Объекты и задачи такого исследования разнообразны. Главными из них являются:

1. Определение фактической дозы внеш­него ионизирующего облучения в естествен­ных условиях, а также в различных условиях использования искусственных источ­ников радиации или аварийных ситуациях.

2. Определение эффективности устройств и средств защиты от ионизирующего излучения.

3. Определение наличия и уровней загрязнения объектов окружающей среды радиоактивными нуклидами.

4. Определение содержания радиоактивных нуклидов в воздухе, почве, воде, пищевых продуктах.

При необходимости определения нуклидного состава дозиметрическое исследование сочетается с химическим.

МЕТОДЫ КОНТРОЛЯ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ