Типы защиты от ионизирующего излучения. Способы защиты от ионизирующих излучений. Защита от радиации на АЭС
Защита от ионизирующих излучений включает в себя :
организационные мероприятия (выполнение требований безопасности при размещении предприятий, устройстве рабочих помещений и организации рабочих мест, при работе с закрытыми и открытыми источниками, при транспортировке, хранении и захоронении радиоактивных веществ, проведение общего и индивидуального дозиметрического контроля);
медико-профилактические мероприятия (сокращенный рабочий день, дополнительный отпуск, медицинские осмотры, лечебно-профилактическое питание и др.);
инженерно-технические методы и средства (защита расстоянием и временем, применение средств индивидуальной защиты, защитное экранирование и др.).
Средства индивидуальной защиты
Средства индивидуальной защиты предназначены для защиты от попадания радиоактивных загрязнений на кожу тела работающих и внутрь организма, а также от альфа- и бета-излучений.
Для защиты всего тела применяется спецодежда в виде халатов, шапочек, резиновых перчаток и др. При работах с изотопами большой активности (>10 мКи) применяются комбинезоны, спецбелье, пленочные хлорвиниловые фартуки и нарукавники, клееночные халаты, тапочки или ботинки, для защиты рук - перчатки из просвинцованной резины, а защиты ног - специальная пластиковая обувь.
Для защиты глаз применяются очки, стекло которых может быть обычным (при альфа- и мягких бета-излучениях), силикатным или органическим (при бета-излучениях высоких энергий), свинцовое или с фосфатом вольфрама (при гамма-излучениях), с боросиликатом кадмия или фтористыми соединениями (при нейтронном облучении) и др.
Для защиты органов дыхания применяются респираторы или шланговые приборы (противогазы), пневмокостюмы и пнев-мошлемы.
Для предотвращения или частичного ослабления воздействия радионуклидов, попавших в организм , а также для предупреждения отложения их в организме и ускорения выведения рекомендуются такие меры как промывание желудка и кишечника, использование адсорбентов, веществ для замещения радионуклидов или комплексообразования с последующим ускоренным их выведением из организма (сернокислый барий, глюканат кальция, хлористый кальций, хлористый аммоний, пентацин, йодная настойка или йодистый калий и др.).
Защитное экранирование
При проектировании и расчете защитных экранов определяют их материал и толщину, которые зависят от вида излучения, энергии частиц и квантов и необходимой кратности ослабления.
Расчет защитных экранов основывается на особенностях и закономерностях взаимодействия различных видов излучения с веществом.
Для защиты от альфа-частиц необходимо, чтобы толщина экрана превышала длину пробега альфа-частиц в данном материале экрана. Для защиты от внешнего облучения альфа-частицами обычно применяют тонкую металлическую фольгу (20-100 мкм), силикатное стекло, плексиглас или несколько сантиметров воздушного зазора.
Для защиты от бета-излучений применяют экраны из материалов с малым атомным весом (алюминий, оргстекло, полистирол и др.), т.к. при прохождении бета-излучений через вещество, возникает вторичное излучение, энергия которого увеличивается с ростом атомного номера вещества.
При высоких энергиях бета-частиц(>3 МэВ), применяют двухслойные экраны, наружный слой которых выполняется из алюминия. Внутренняя облицовка экрана изготавливается из материалов с малым атомным номером, чтобы уменьшить первоначальную энергию электронов.
Толщина слоя различных материалов для поглощения бета-излучения определяется также максимальным пробегом бета-частиц.
При проектировании защитного экранирования от нейтронов выбирают вещества с малым атомным номером (вода, полиэтилен, парафин, органические пластмассы и др.), т.к. при каждом столкновении с ядром нейтрон теряет тем большую часть своей энергии, чем ближе масса ядра к массе нейтрона.
При защите от нейтронного излучения необходимо учитывать , что процесс поглощения эффективен для тепловых, медленных и резонансных нейтронов, поэтому быстрые нейтроны должны быть предварительно замедлены. Средняя потеря энергии при упругом рассеянии максимальна на легких ядрах (например, водороде) и минимальна на тяжелых. Вероятность потери энергии при неупругом рассеянии возрастает на тяжелых ядрах и с увеличением энергии нейтрона. Тепловые нейтроны диффундируют через защиту до тех пор, пока не будут захвачены или не выйдут за ее пределы, поэтому важно обеспечить быстрое поглощение тепловых нейтронов выбором наиболее эффективных поглотителей. После захвата тепловых нейтронов почти всегда возникает гамма-излучение, которое необходимо ослабить. Таким образом,защита от нейтронов должна иметь в своем составе водород или другое легкое вещество для замедления быстрых и промежуточных нейтронов при упругом рассеянии, тяжелые элементы с большой атомной массой для замедления быстрых нейтронов в процессе неупругого рассеяния и ослабления от захватного гамма-излучения, элементы с высоким эффективным сечением поглощения тепловых нейтронов.
Для защиты от гамма-лучей применяются экраны из металлов высокой плотности (свинец, висмут, вольфрам), средней плотности (нержавеющая сталь, чугун, медные сплавы) и некоторые строительные материалы (бетон, баритобетон и др.).
В практике расчета защиты от гамма-излучения широко применяются универсальные таблицы ,позволяющие определить толщину защиты по заданному уменьшению мощности дозы, а при известной толщине защиты легконайти кратность ослабления излучения и определить допустимое время работы за защитой или допустимое значение активности источника.По этим таблицам определяют также дополнительную защиту к уже существующей, требуемый набор толщины слоев различных материалов, линейные или массовые эквиваленты отдельных защитных материалов, слои полуослабления в различных интервалах толщины материала и т.п. Однако указанные таблицы пригодны только для моноэнергетических источников гамма-излучения. В тех случаях, когда источник имеет сложный спектр излучения, расчет толщины защиты, обеспечивающий необходимую кратность ослабления, ведут методом "конкурирующих" линий.
При защите от рентгеновского излучения толщина защитного экрана определяется необходимой степенью ослабления мощности дозы излучения.
Для экранирования от рентгеновского излучения используются такие материалы как свинец, бетон, свинцовое стекло и др.
В отдельных случаях, когда по характеру выполняемых работ использование стационарной защиты затруднено, допускается обеспечение защиты путем использования переносных защитных ширм, экранов, а также средств индивидуальной защиты (защитные фартуки, рукавицы, щитки и пр.)
Защита высоковольтных электронных приборов или всей установки , генерирующих мягкое рентгеновское излучение, достигается помещением этих приборов в металлические кожухи, шкафы или блоки.
Применяют следующие методы и средства:
- снижение активности (количества) радиоизотопа, с которым работает человек;
- увеличение расстояния от источника излучения;
- экранирование излучения с помощью экранов и биологических защит;
- применение средств индивидуальной защиты.
Для точечного изотропного источника (под точечным источником понимают источник, размеры которого значительно меньше расстояния, на котором рассматривается его действие; под изотропным источникам понимают источник одного радионуклидного состава с равномерно распределенной активностью) мощность поглощенной дозы (dD / dt ) определяется формулой
- Г δ - керма-постоянная, Гр * м 2 / (с * Бк) — постоянная для каждого радионуклида величина, значение которой можно найти в справочниках по радиационной безопасности;
- A (t ) - активность источника, зависящая от времени, Бк;
- r — расстояние до источника, м.
Так как в соответствии с законом радиоактивного распада активность источника изменяется по времени в соответствии с формулой
- A 0 — начальная активность, Бк;
- λ = ln 2/Т 1/2 — постоянная распада радионуклида, с;
- T 1/2 — период полураспада (время, в течение которого распадается половина атомов радионуклида), с, то
Таким образом, на основании анализа приведенной формулы можно сделать вывод, что защищаться от ионизирующих излучений можно путем уменьшения активности радиоактивного источника (А 0), времени пребывания в поле ионизирующего из лучения (t) и удалением от источника излучения (r), причем поглощенная доза обратно пропорциональна квадрату расстояния.
Экранирование ионизирующего излучения
Если указанных мер защиты временем, расстоянием, количеством недостаточно для снижения уровня излучения до допустимых величин, между источником излучения и защищаемым объектом (человеком) устанавливают защиту (экраны). Мощность дозы уменьшается в экране по экспоненциальному закону:
D 0 - мощность поглощенной дозы перед экраном; μ, d 1 /2 , d - соответственно линейный коэффициент ослабления, толщина половинного ослабления (толщина материала экрана, ослабляющая мощность излучения в 2 раза), толщина экрана. Значения μ, d 1/ 2 зависят от вида и энергии излучения и материала экрана, их значения известны и содержатся в справочниках по радиационной безопасности.
Кроме указанных формул, обычно в инженерной практике для выбора типа и материала экрана, его толщины используют уже известные расчетно-экспериментальные данные по кратности ослабления излучений различных радионуклидов и энергий, представленные в виде таблиц или графических зависимостей. Примеры таких графических зависимостей представлены на рис. 1. Кратность ослабления К - это отношение мощности
дозыD 0 перед экраном к мощности дозыD за экраном. Зная допустимую мощность дозы для защищаемого объекта и мощность источника излучения при отсутствии экрана, можно определить требуемую кратность ослабления К и, выбрав материал, по графикам определить его необходимую толщину.
Выбор материала защитного экрана определяется видом и энергией излучения.
Альфа-излучение. Альфа-частицы тяжелые, поэтому, обладая высокой ионизирующей способностью, быстро теряют свою энергию. Для защиты от альфа-излучения достаточно 10 см слоя воздуха. При близком расположении от альфа-источника обычно применяют экраны из органического стекла. Однако распад альфа-нуклида может сопровождаться бета- и гамма-излучением. В этом случае должна устанавливаться защита от этих видов излучений.
Бета-излучение. Для защиты от бета-излучения рекомендуется использовать материалы с малой атомной массой (алюминий, плексиглас, карболит), которые дают наименьшее тормозное гамма-излучение, обычно сопровождающее поглощение бета-частиц. Для комплексной защиты от бета- и тормозного гамма-излучения применяют комбинированные двух- и многослойные экраны, у которых со стороны источника излучения устанавливают экран из материала с малой атомной массой, а за ним — с большой атомной массой (свинец, сталь и т. д.).
Гамма- и рентгеновское излучение. Для защиты от гамма- и рентгеновского излучения, обладающих очень высокой проникающей способностью, применяют материалы с большой атомной массой и плотностью (свинец, вольфрам и пр.), а также сталь, железо, бетон, чугун, кирпич. Однако, чем меньше атомная масса вещества экрана и чем меньше плотность защитного материала, тем для обеспечения требуемой кратности ослабления необходима большая толщина экрана.
Рис. 1. Зависимость кратности ослабления y-излучения от толщины защитного экрана: из свинца: 1 — 192 Ir; 2 — 1 37 Cs; 3 — 60 Со; из железа: 4 — 192 Ir: 5 — 1 37 Cs; 6 — 60 Cо
Нейтронное излучение. Лучшими для защиты от нейтронного излучения являются водородосодержащие вещества, т. е. вещества, имеющие в своей химической структуре атомы водорода. Обычно применяют воду, парафин, полиэтилен. Кроме того, нейтронное излучение хорошо поглощается бором, бериллием, кадмием, графитом. Поскольку нейтронные излучения сопровождаются гамма-излучениями, необходимо применять многослойные экраны из различных материалов: свинец-полиэтилен, сталь-вода и т. д. В ряде случаев для одновременного поглощения нейтронного и гамма-излучений применяют водные растворы гидроокисей тяжелых металлов, например гидрооксида железа Fe 2 (OH) 3 .
Конструкции защитных устройств разнообразны, некоторые из них представлены на рис. 2. Они могут выполняться в виде защитных боксов, сейфов для хранения радиоактивных препаратов, передвижных и стационарных экранов. При выделении радиоактивной пыли и газов боксы снабжаются вытяжной вентиляцией.
Помещения, предназначенные для работы с радиоактивными препаратами, должны быть отдельными, изолированными от других помещений и специально оборудованными. Стены, потолки и двери делают гладкими, не имеющими пор и трещин. Все углы помещения закругляют для облегчения уборки помещения от радиоактивной пыли. Стены покрывают масляной краской на высоту 2 м, а при поступлении в воздушную среду помещения радиоактивных аэрозолей или паров как стены, так и потолки покрывают масляной краской полностью. Помещения оборудуют хорошей приточно-вытяжной вентиляцией, проводят ежедневную влажную уборку.
Защита от ионизирующих излучений
Защита от состоит из комплекса организационных и технических мер. осуществляемых путем экранирования источников излучения или рабочих мест, удаления источника от рабочих мест, сокращения времени облучения.
К организационным мерам относятся:
- выбор радионуклидов с меньшим периодом полураспада;
- применение измерительных приборов большей точности:
- инструктажи с указанием порядка и правил проведения работ, обеспечивающих безопасность;
- применение специальных хранилищ для радиоактивных веществ;
- медицинский контроль за состоянием здоровья работающих. Технические меры защиты заключаются в экранировании источников излучения или рабочих мест, при помощи которого можно снизить облучение на рабочем месте до заданного значения (рис. 2, 3).
Альфа-частицы имеют небольшую длину пробега, поэтому слой воздуха в несколько сантиметров, одежда, резиновые перчатки являются достаточной защитой.
Для защиты от бета-излучений применяют материалы с небольшим атомным весом (плексиглас, алюминий). Для зашиты от бета- излучений высоких энергий этими материалами облицовывают экраны из свинца, так как при прохождении бета-частиц через вещество возникает тормозное излучение в виде рентгеновского излучения.
Рис. 2. Передвижной экран для защиты от радиоактивных излучений: 1 — смотровое окно; 2 — манипуляторы; 3 — шасси
Гамма-излучение и рентгеновское лучше всего поглощается материалами с большим атомным номером и высокой плотностью (свинец, вольфрам). Применяют и другие материалы: сталь, железо,бетон, чугун, кирпич и т.д. При этом чем меньше атомная масса вещества экрана и чем меньше плотность защитного материала, тем больше должна быть толщина экрана.
Рис. 3. Бокс защитный перчаточный на одно рабочее место: 1 — корпус бокса; 2 — перчатки; 3 — смотровое окно; 4 — тягонапоромер; 5 — вытяжной фильтр; Б — форкамера; 7 — подставка
Защитные экраны могут быть стационарными, передвижными, настольными, разборными.
В качестве технической меры зашиты может быть использована вытяжная вентиляция.
Средствами индивидуальной защиты от альфа- и бета-излучений являются индивидуальные защитные костюмы, изолирующие противогазы.
Средства индивидуальной защиты от ионизирующего излучения
Для защиты человека от внутреннего облучения при попадании радиоизотопов внутрь организма с вдыхаемым воздухом применяют респираторы (для защиты от радиоактивной пыли), противогазы (для защиты от радиоактивных газов).
При работе с радиоактивными изотопами в качестве основной спецодежды применяют халаты, комбинезоны, полукомбинезоны из неокрашенной хлопчатобумажной ткани, а также хлопчатобумажные шапочки.
При опасности значительного загрязнения помещения радиоактивными изотопами поверх хлопчатобумажной одежды надевают пленочную (нарукавники, брюки, фартук, халат, костюм), покрывающую все тело или места возможного наибольшего загрязнения. В качестве материалов для пленочной одежды применяются пластики, резину и другие материалы, которые легко очищаются от радиоактивных загрязнений. При использовании пленочной одежды в ее конструкции предусматривается принудительная подача воздуха под костюм и нарукавники.
Рис. 2. Конструкции устройств для защиты от радиации: а — экран из органического стекла: 1 — смотровое окно; 2 — подставка; б — сейф стационарный стенной защитный: 1 — стальной шкаф; 2 — свинцовая дверь с замком; в — экран настольный передвижной с двумя захватами: 1 — боковые стенки; 2 — передняя стенка; 3 — смотровое окно; 4 — захваты; г — сейф стационарный стенной защитный поворотный: 1 — дверца с замком; 2 — кожух; 3 — указатель; 4 — маховик; 5 — барабан; д — бокс защитный перчаточный на одно рабочее место: 1 — корпус бокса; 2 — перчатки; 3 — смотровое окно; 4 — тягонапоромер; 5 — вытяжной фильтр; 6 — форкамера; 7- подставка; е — передвижной защитный экран: 1 — смотровое окно; 2 — манипуляторы; 3 — механизм передвижения
При работе с радиоактивными изотопами высокой активности используют перчатки из резины, пропитанной свинцом.
При высоких уровнях радиоактивного загрязнения применяют пневмокостюмы из пластических материалов с принудительной подачей чистого воздуха под костюм (рис. 3).
Для защиты глаз применяют очки закрытого типа со стеклами, содержащими фосфат вольфрама или свинец. При работе с альфа- и бета-препаратами для защиты лица и глаз используют защитные щитки из оргстекла.
На ноги надевают пленочные туфли или бахилы и чехлы, снимаемые при выходе из загрязненной зоны.
Рис. 3. Пневмокостюм
Первые работы по противолучевой химической защите относятся к началу 40-х годов и связаны они с развиваемой в те годы идеей непрямого механизма действия ионизирующего излучения, изучением возможной роли перекисей водной среды в первичных лучевых процессах и лучевой инактивации сульфгидрильных групп. При изучении роли различных химических примесей в процессах радиолиза растворов было обнаружено, что некоторые из них способны снижать эффект радиации. Так возникло представление о «химической противолучевой защите». В 1948 г. Р. Латарже и Е. Ефрати описали радиозащитное действие цистеина, глутатиона, триптофана и других веществ в опытах с бактериофагом. На животных эффект химической противолучевой защиты был открыт в 1949 г., когда X. Патт и др. показали, что цистеин защищает крыс от лучевого поражения, а А. Эрве и 3. Бак установили на мышах радиозащитное действие цианида. В 1950 г. Г. Лимперс и В. Мошер получили данные о защите мышей тиомочевиной от действия ионизирующего излучения. В начале 50-х годов появляются работы 3. Бака и др. о высоком противолучевом действии на животных цистеамина, серотонина, гистамина, триптамина, норадреналина, тирамина. Все исследованные препараты были эффективными только при введении в организм незадолго (10-15 мин) до облучения, поэтому они получили название радиопротекторов, а противолучевая защита -- радиопрофилактической.
Последующие годы характеризуются интенсивным поиском радиопротекторов среди различных классов химических соединений. Так, уже к 1965 г. было изучено более трех тысяч различных противолучевых препаратов, однако наибольший радиопрофилактический эффект вызывали представители лишь двух классов: аминотиолов и индолилалкиламинов. В основу многочисленных представлений о механизмах защиты неизменно привлекалась идея о снижении радиопротекторами первичных биофизических процессов лучевого поражения, т. е. процесса радиолиза молекул в период, когда патологические изменения в организме еще не успевают развиться. Выяснение механизмов радиопрофилактического эффекта необходимо было для направленного поиска радиозащитных препаратов, однако обилие существовавших гипотез затрудняло выбор пути синтеза новых противолучевых соединений и свидетельствовало о множественности способов реализации химической защиты облучаемых биологических систем.
В последующие годы много внимания уделялось не только поиску новых радиопротекторов, но и модификации уже известных препаратов с целью повышения их противолучевой активности. Усилия радиобиологов и химиков направляются на увеличение эффективности действия препаратов, устранение вредных побочных эффектов (в первую очередь токсических), на изыскание путей пролонгированного противолучевого действия, изучение влияния протекторов при местном и фракционированном облучении и др. Интенсифицируются работы по комбинированному применению защитных препаратов с различным биологическим действием.
Современные представления о процессах лучевого поражения послужили основанием для появления различных гипотез об опосредованном механизме радиопрофилактического эффекта. Имеющийся фактический материал свидетельствует о том, что внутриклеточное содержание введенных радиопротекторов недостаточно для защиты систем от ионизирующего излучения, количество вводимых препаратов меньше, чем их эффективные концентрации в облучаемых растворах, а способность введенного протектора реагировать с внутриклеточными молекулами или их радикалами едва ли выше, чем у ряда эндогенных веществ.
К настоящему времени изучено огромное количество веществ природного происхождения в качестве возможных противолучевых средств. Часто исследовались различные вытяжки из растений, микроорганизмов и других биологических объектов без выделения активных веществ, а порой и без контроля за чистотой препаратов. Многие из них, химически не идентифицированные, обладали весьма слабым и плохо воспроизводимым на животных противолучевым эффектом.
Для радиопрофилактики применялись также сильнодействующие биологически активные вещества в малых концентрациях: яд змей, пчелиный яд, бактериальные эндотоксины, эстрогены.
Выраженным, статистически достоверным радиопрофилактическим действием как при кратковременном, так и при пролонгированном облучении (с малой мощностью дозы -- около 0,1 Гр/мин) обладает мелиттин (полипептид из пчелиного яда, состоящий из 26 аминокислотных остатков, М-2840). Эффект защиты проявляется при введении препарата за 10-60 мин до облучения, однако наилучший эффект наблюдается при подкожном введении его мышам в дозе 5 мг/кг за 24 ч до лучевого воздействия (выживаемость возрастает вдвое по сравнению с облученным контролем).
В качестве противолучевых средств и препаратов, применяемых в комбинациях с эффективными радиопротекторами, часто используют следующие продукты метаболизма: нуклеиновые кислоты и их производные, витамины и коферменты, углеводы, липиды, флавоноиды, аминокислоты, промежуточные продукты обмена.
К числу противолучевых препаратов природного происхождения относят также адаптогены; в отличие от радиопротекторов они обладают неспецифическим действием, повышая общую сопротивляемость организма к различным неблагоприятным факторам (физической, химической и биологической природы). В отличие от радиопротекторов, адаптогены проявляют раднозащитную способность, если вводятся многократно за много дней (или недель) до облучения в дозах, ниже абсолютно смертельных. Они эффективны при остром, пролонгированном и фракционированном облучениях. Отмечается также отсутствие побочных эффектов при использовании радиозащитных доз адаптогенов. Наиболее эффективными препаратами этой группы считаются экстракты женьшеня, элеутерококка, лимонника (китайского). Радиозащитная эффективность их невелика. Так, например, при действии элеутерококка (препарат давался за 15 дней до облучения) выживаемость повышалась по сравнению с облученным контролем (дозы 5-- 6Гр) на 30%.
Механизм радиозащитного действия этих веществ на организм пока не выяснен. Некоторые авторы к адаптогенам причисляют АТФ и АДФ, которые оказываются эффективными не только при кратковременном (мощность -- 1-2,7 Гр/мин), но и при пролонгированном -- с малой мощностью -- облучении (0,0096 Гр/мин); в последнем случае применение классических радопротекторов-- аминотиолов и индолилалкиламинов -- оказывается безрезультатным. Отмечается необходимость больших доз адениннуклеотидов (до 200-250 мг/кг) для условий пролонгированного облучения.
Противолучевой эффект адениннуклеотидов связывают с их нормализующим влиянием на энергетический и генетический аппараты клеток. Ряд веществ природного происхождения обладает умеренным терапевтическим действием.
ионизирующий излучение защита радиация
Защита работающих от ионизирующих излучений осуществляется системой технических, санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий. Методами защиты являются:
1) защита временем - сокращение продолжительности работы в поле излучения, т.е. чем меньше время облучения, тем меньше полученная доза;
2) защита расстоянием - увеличение расстояния между оператором и источником, т.е. чем дальше от источника излучения, тем меньше полученная доза;
3) защита экранированием - один 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:
Для защиты от б-излучения достаточен лист бумаги. Применяют также экраны из плексигласа и стекла толщиной в несколько миллиметров;
Экраны для защиты от в-излучений изготовляют из материалов с малой атомной массой (алюминий) либо из плексигласа и карболита;
Для защиты от г-излучений применяют материалы с большой атомной массой и высокой плотностью: свинец, вольфрам и т. п.;
Для защиты от нейтронного излучения применяют материалы, содержащие водород (вода, парафин), а также бериллий, графит и др.
Толщина защитных экранов определяется по специальным таблицам и номограммам.
4) дистанционное управление, использование манипуляторов и роботов; полная автоматизация технологического процесса;
5) использование средств индивидуальной защиты и предупреждение знаком радиационной опасности;
6) постоянный контроль за уровнем излучения и за дозами облучения персонала.
Необходимо руководствоваться нормами радиационной безопасности, в которых приведены категории облучаемых лиц, дозовые пределы и мероприятия по защите, и санитарными правилами, которые регламентируют размещение помещений и установок, место работ, порядок получения, учета и хранения источников излучения, требования к вентиляции, пылегазоочистке, обезвреживанию радиоактивных отходов и др.
В качестве спецодежды применяют халаты, комбинезоны и полукомбинезоны из неокрашенной хлопчатобумажной ткани, а также хлопчатобумажные тапочки. При опасности значительного загрязнения помещения радиоактивными изотопами поверх хлопчатобумажной одежды следует надевать плёночную одежду (нарукавники, брюки, фартук, халат, костюм), закрывающие всё тело или только места наибольшего загрязнения.
Безопасность работы с источниками излучений можно обеспечить, организуя систематический дозиметрический контроль за уровнями внешнего и внутреннего облучения персонала, а также за уровнем радиации в окружающей среде.
Важное значение имеет организация работ с источниками ионизирующих излучений. Помещения, предназначенные для работы с радиоактивными изотопами, должны быть отдельными, изолированными от других помещений и специально оборудованными.
Требования по обеспечению радиационной безопасности населения распространяются на регулируемые природные источники излучения: изотопы радона и продукты их распада в воздухе помещений, гамма-излучение природных радионуклидов, содержащихся в строительных изделиях, природные радионуклиды в питьевой воде, удобрениях и полезных ископаемых. При этом, основными мероприятиями по защите населения от ионизирующих излучений является всемерное ограничение поступления в окружающую атмосферу, воду, почву отходов производства, содержащих радионуклиды, а также зонирование территорий вне промышленного предприятия. В случае необходимости создают санитарно-защитную зону и зону наблюдения.
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.
- Работника хотят перевести в другое структурное подразделение в этой же местности без изменения трудовой функции, должности и размера оплаты труда
- На каких основаниях предоставляется студенту академический отпуск
- Денежная единица беларуси
- Выписка онлайн бпс-сбербанк Бпс сбербанк яндекс нашлось 38 тыс результатов