Тема 10: Исследование ионизирующих излучений и разработка мер защиты

Цель работы. Научиться измерять мощность полевой эквивалентной дозы гамма-излучения, плотность потока бета-излучения с поверхности, удельную активность радионуклида цезия-137 в веществах, а также рассчитать защитные экраны для бета-излучения.

 

Задание для самостоятельного выполнения

1) Ознакомиться с видами ионизирующих излучений, их биологическим действием на человека, нормированием ионизирующих излучений.

2) Провести необходимые измерения ионизирующих излучений и сравнить их с нормативами.

3) Написать отчет по форме.

 

Содержание отчета

1) Тема и цель работы.

2) Краткие письменные ответы на контрольные вопросы.

3) Рисунок прибора РКСБ-104 (можно отразить схематично), его характеристика и порядок работы с ним.

4) Необходимые измерения и расчеты.

5) Выводы.

 

Теоретический минимум

Быстрое развитие ядерной энергетики и широкое применение источников ионизирующих излучений в различных областях науки, техники и народного хозяйства создали потенциальную угрозу радиационной опасности для человека и загрязнения окружающей среды радиоактивными веществами. Поэтому вопросы защиты от ионизирующих излучений (радиационная безопасность) выделяют в одну из важнейших проблем.

Ионизирующее излучение – излучения, которые при взаимодействии с веществом вызывают его ионизацию, т.е. образования заряженных атомов или радикалов (ионов) [52].

Источниками ионизирующего излучения могут быть природные и искусственные радиоактивные вещества, различного рода ядерно-технические установки, медицинские препараты, многочисленные контрольно-измерительные устройства. Они используются также в сельском хозяйстве, геологической разведке и др.

Контакт с ионизирующим излучением представляет серьезную опасность для человека, и для снижения данной опасности до допустимых уровней требуется применение правовых, организационно-технических, санитарно-гигиенических и иных мероприятий.

Чаще всего встречаются такие разновидности ионизирующих излучений, как рентгеновское и гамма-излучения, потоки альфа- и бета-частиц.

Альфа-частицы представляют собой положительно заряженные ядра атомов гелия. Альфа-частицы, обладая большой массой, быстро теряют свою энергию и поэтому имеют незначительный пробег: в воздухе - 20-110 мм, в биологических тканях - 30-150 мм.

Бета-частицы обладают большей проникающей и меньшей ионизирующей способностью, чем альфа-частицы. Пробег бета-частиц в воздухе составляет несколько метров, в воде - 1-2 см, в тканях человека - около 1 см.

Гамма-излучение относится к электромагнитному излучению и представляет собой поток квантов энергии, распространяющихся со скоростью света. Гамма-излучение свободно проходит через тело человека и другие материалы без заметного ослабления.

Рентгеновское излучение представляет собой электромагнитное излучение высокой частоты и с короткой длиной волны. Важнейшим свойством рентгеновского излучения является его большая проникающая способность.

Нейтронное излучение – это поток нейтральных частиц. Эти частицы вылетают из ядер атомов при некоторых ядерных реакциях, в частности, при реакциях деления ядер урана и плутония. Вследствие того, что нейтроны не имеют электрического заряда, нейтронное излучение обладает большой проникающей способностью. Отличительной особенностью нейтронного излучения является способность превращать атомы стабильных элементов в их радиоактивные изотопы, что резко повышает опасность нейтронного облучения [38, 47].

Единицы измерения радиоактивности и доз облучений. Вещества, способные создавать ионизирующее излучение, различаются активностью (А), т.е. числом радиоактивных превращений в единицу времени. В системе СИ за единицу активности принято одно ядерное превращение в секунду (распад/с). Эта единица получила название беккерель (Бк). Внесистемной единицей измерения активности является кюри (Ku) – 1 Ku = 3,7·10¹⁰Бк

Для характеристики ионизирующих излучений введено понятие дозыоблучения. Дозой называется количество переданной организму энергии. За единицу дозы принят рентген[28] (Р).

Доза поглощенная – величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу, в пересчете на единицу массы. За единицу поглощённой дозы облучения принимается грей (Гр), внесистемная единица – рад.

Доза эквивалентная – поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент[29] для данного вида излучения. Единица измерения эквивалентной дозы – зиверт (Зв), внесистемная единица – бэр.

Доза эффективная – величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты[30].

Доза эквивалентная или эффективная, ожидаемая при внутреннем облучении – доза за время прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм.

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. Единица годовой эффективной дозы – зиверт (Зв).

Доза эффективная коллективная – мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения; она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной коллективной дозы – человеко-зиверт (чел.-Зв).

Доза предотвращаемая – прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными мероприятиями.

Для упрощенной оценки информации по однотипному ионизирующему излучению можно использовать следующие соотношение: 1 Гр = 100 бэр = 100 Р = 100 рад = 1 Зв (с точностью до 10-15%) [23].

Биологическое действие ионизирующих излучений. Ионизирующее излучение может оказывать влияние на организм как при внешнем (особенно рентгеновское и гамма-излучение), так и при внутреннем (особенно альфа-частицы) облучении. Внутреннее облучение происходит при попадании внутрь организма через лёгкие, кожу и органы пищеварения источников ионизирующего излучения. Внутреннее облучение более опасно, чем внешнее, так как попавшие внутрь частицы подвергают непрерывному облучению ничем не защищённые внутренние органы [47].

Под действием ионизирующего излучения вода, являющаяся составной частью организма человека, расщепляется и образуются ионы с разными зарядами. Полученные свободные радикалы и окислители взаимодействуют с молекулами органического вещества ткани, окисляя и разрушая её. Нарушается обмен веществ. Происходят изменения в составе крови – снижается уровень эритроцитов, лейкоцитов, тромбоцитов и нейтрофилов. Поражение органов кроветворения разрушает иммунную систему человека и приводит к инфекционным осложнениям.

Местные поражения характеризуются лучевыми ожогами кожи и слизистых оболочек. При сильных ожогах образуются отёки, пузыри, возможно, отмирание тканей (некрозы) [38, 47].

Специфическим заболеванием возникающем при действии различных видов ионизирующего излучения является лучевая болезнь. Общие клинические проявления лучевой болезни зависят, главным образом, от полученной суммарной дозы радиации. Дозы до 1 Гр (100 рад) вызывают относительно лёгкие изменения, которые могут рассматриваться как состояние предболезни. Дозы свыше 1 Гр вызывают костно-мозговую или кишечную формы лучевой болезни различной степени тяжести, которые зависят главным образом от поражения органов кроветворения. Дозы однократного облучения свыше 10 Гр считаются смертельными.

Лучевая болезнь может быть разной степени тяжести: I степень 1-2 Гр (проявляется через 14—21 день); II степень 2-5 Гр (через 4—5 дней); III степень 5-10 Гр (после 10—12 часов); IV степень >10 Гр (после 20 минут) [52].

Нормирование и защита от ионизирующих излучений. В зависимости от типа ионизирующих излучений могут быть разные меры защиты.

От альфа-частиц можно защититься путём:

- увеличения расстояния до источника ионизирующего излучения, т.к. альфа-частицы имеют небольшой пробег;

- использования специальной одежды и обуви, т.к. проникающая способность альфа-частиц невысока;

- исключения попадания источников альфа-частиц с пищей, водой, воздухом и через слизистые оболочки, т.е. применение противогазов, масок, очков и т.п.

В качестве защиты от бета-частиц используют:

- ограждения (экраны), с учётом того, что лист алюминия толщиной несколько миллиметров полностью поглощает поток бета-частиц;

- методы и способы, исключающие попадание источников бета-частиц внутрь организма.

Защиту от рентгеновского излучения и гамма-излучения необходимо организовывать с учётом того, что эти виды излучения отличаются большой проникающей способностью. Наиболее эффективны следующие мероприятия (как правило, используемые в комплексе):

- увеличение расстояния до источника излучения;

- сокращение времени пребывания в опасной зоне;

- экранирование источника излучения материалами с большой плотностью (свинец, железо, бетон и др.);

- использование защитных сооружений (противорадиационных укрытий, подвалов и т.п.) для населения;

- использование индивидуальных средств защиты органов дыхания, кожных покровов и слизистых оболочек;

- дозиметрический контроль внешней среды и продуктов питания.

В Российской Федерации, на основании Постановления Главного государственного санитарного врача РФ от 07.07.2009 № 47 «Об утверждении СанПиН 2.6.1.2523-09» утверждены нормы радиационной безопасности.

Разработанные нормы радиационной безопасности учитывают три категории облучаемых лиц: А – персонал, т.е. лица, постоянно или временно работающие с источниками ионизирующего излучения; Б – ограниченная часть населения, т.е. лица, непосредственно не занятые на работе с источниками ионизирующего излучения, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могущие подвергаться воздействию излучения; В – остальное население (табл. 10.1).

 

Таблица 10.1 – Нормативы допустимого уровня облучения в РФ

Нормируемые величины	Дозовые пределы, мЗв/год
Группа А	Группа Б	Группа В
Эффективная доза
Эквивалентная доза:
в хрусталиках глаза		37,5
в коже
в кистях и стопах

 

Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы 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.

Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала. На период беременности и грудного вскармливания ребенка женщины должны переводиться на работу, не связанную с источниками ионизирующего излучения.

Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

Планируемое повышенное облучение персонала группы А выше установленных пределов доз (табл. 10.1) при предотвращении развития аварии или ликвидации ее последствий может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин, как правило, старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100 мЗв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв за год.

Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.

Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, должны быть оформлены и допущены к работам как персонал группы А.

При проведении обоснованных медицинских рентгенорадиологических обследований в связи с профессиональной деятельностью, а также рентгенорадиологических профилактических медицинских и научных исследований практически здоровых лиц, не получающих прямой пользы для своего здоровья от процедур, связанных с облучением, годовая эффективная доза не должна превышать 1 мЗв.

Лица (не персонал рентгенорадиологических отделений), оказывающие помощь в поддержке пациентов (тяжелобольных, детей и др.) при выполнении рентгенорадиологических процедур, не должны подвергаться облучению в дозе, превышающей 5 мЗв в год. Такие же требования предъявляются к радиационной безопасности взрослых лиц, проживающих вместе с пациентами, прошедшими курс радионуклидной терапии или брахитерапии с имплантацией закрытых источников и выписанными из клиники. Для остальных взрослых лиц, а также для детей, контактирующих с пациентами, выписанными из клиники после радионуклидной терапии или брахитерапии, предел дозы составляет 1 мЗв в год [23].