экв.

163

Отдаленные последствия лучевой болезни проявляются в повышенной предрасположенности организма к злокачественным опухолям и болезням кроветворной системы.

Опасность радионуклидов, попавших внутрь организма обусловливается рядом причин, основными из которых являются способность некоторых из них избирательно накапливаться в отдельных органах, увеличением времени облучения до выведения нуклида из организма и его радиоактивного распада, ростом опасности высокоионизующих альфа- и бета-частиц, которое малоопасны при внешнем облучении.

3.6.5 Нормирование и гигиеническая оценка ионизирующих излучений

Оценка биологических эффектов при воздействии ионизирующих излучений проводится по количеству энергии, которое поглощается веществом

истепени ионизации вещества.

Сэтой целью в качестве количественных характеристик (параметров) излучения применяются, соответственно, поглощенная доза ( Дпогл. ) и

экспозиционная доза ( Дэксп. ).

Поглощенная доза определяется как количество энергии ( Е ), поглощенной единицей массы веществом ( m ), т.е.

		Е		Дж		эрг
	Дпогл. =		,	кг		г	, Гр .
		m

Единицей измерений поглощенной дозы в системе СИ является грей (Гр). Внесистемной единицей является рад (1 Гр = 1 Дж/кг = 100 эрг/г = 100 рад).

Поглощенная доза излучения зависит от свойств излучения и поглощающей среды. Она служит однозначной характеристикой ионизирующего излучения по его воздействию на среду. Это обусловлено тем, что между параметрами, характеризующими такие виды излучения как α- частицы, β-частицы, протоны и параметром, характеризующим ионизационную способность излучения в среде имеется прямая зависимость. Для γ- и рентгеновского излучений такой зависимости нет, так как эти виды излучений являются косвенно ионизирующими. Поэтому поглощенная доза не может служить характеристикой этих излучений по их воздействию на среду.

В связи с тем, что повреждение тканей и другие биоэффекты, зависят не только от количества поглощенной энергии, но и от ее пространственного распределения, т.е. от линейной плотности ионизации (чем выше линейная плотность ионизации, тем больше степень биологического повреждения), на практике используется эквивалентная доза ( Д ), которая определяется

равенством

Дэкв. = Дпогл. Кк , Зв,

где Дпогл. – поглощенная доза, Гр; Кк – коэффициент качества, характеризующий зависимость биоэффектов при малых дозах облучения

164

человека от линейной плотности ионизации, т.е. от вида излучения.

Значение коэффициентов качества для отдельных видов излучения следующие:

-фотоны любых энергий – 1;

-электроны с энергией менее 10 кэВ – 1;

-нейтроны с энергией менее 10 кэВ – 5; от 10 кэВ до 100 кэВ – 10; от 100 кэВ до 2 МэВ – 20; от 2 МэВ до 20 МэВ – 10; более 20 МэВ – 5.

-альфа-частицы, тяжелые ядра – 20.

В качестве единицы измерения эквивалентной дозы используется зиверт (Зв) (1 Зв = 1 Гр/Кк = 1 Дж/кг). То есть зиверт равен эквивалентной дозе излучения, при которой поглощенная доза равна 1 Гр при коэффициенте качества равном единице. Внесистемной единицей измерения эквивалентной дозы является бэр (биологический эквивалент рада): 1 бэр = 0,01 Зв. Бэр представляет собой такое количество энергии, поглощенное 1 г биологической ткани, при котором наблюдается тот же биологический эффект, что и при поглощенной дозе излучения 1 рад рентгеновского или γ-излучений, имеющих коэффициент качества равным единице.

Коэффициент качества, определенным образом связанный с линейной плотностью ионизации (линейной передачей энергии частиц в среде на единицу длины пути), используется для сравнения биологического действия различных видов излучений только при расчетах радиационной защиты при эквивалентных дозах Дэкв < 0,25 Зв (25 бэр).

Экспозиционная доза ( Дэксп. ) используется преимущественно для

измерения и оценки гамма и рентгеновского излучений. Экспозиционная доза выражает энергию фотонного излучения, преобразованную в кинетическую энергию вторичных электронов, производящих ионизацию в единице массы атмосферного воздуха. Она определяется как отношение величины, заряда, возникшего в результате ионизации в элементе объема ( m ), т.е.

	Q		Кл
Дэксп. =		,	кг , Р.
	m

Единицей измерения экспозиционной дозы является кулон на килограмм (Кл/кг). Это такая доза рентгеновского или γ-излучения, при воздействии которой на 1 кг сухого атмосферного воздуха при нормальных условиях образуются ионы, несущие один нуклон электричества каждого знака.

На практике широко используется внесистемная единица экспозиционной доз – рентген (Р). 1 Р =2,58 10-4 Кл/кг.

Между поглощенной дозой в эрг/г или эрг/см3 и экспозиционной дозой в 1 Р имеет место следующее соотношение: 1 Р = 88 эрг/г или 0,114 эрг/см3 воздуха. Эти значения поглощенной дозы называются энергетическими эквивалентными рентгена.

Поглощенная в каком-либо веществе доза рентгеновского и γ-излучения может быть определена в виде экспозиционной дозы с помощью следующего соотношения:

165

Дпогл, Гр = 8,8 10−3 μμ Дэксп, Р,

в

где μ и μв – массовые коэффициент ослабления (см2/г) для исследуемого

вещества и воздуха соответственно.

Так как биологический эффект облучения ионизирующими излучениями зависит не только от величины дозы, но и скорости ее получения, в дозиметрии ионизирующих излучений используется понятие «мощности дозы», т.е. дозы получаемой объектов в единицу времени ( t ). В соответствии с этим мощность

поглощенной дозы ( Рпогл ), мощность эквивалентной дозы ( Рэкв ) и мощность экспозиционной дозы ( Рэксп ) определяются следующими выражениями:

Рпогл =	Дпогл	, Гр/с;	Рэкв =	Дэкв	, Зв/с;	Рэксп =	Дэксп	, Кл/кг с, (Р/с);
	t			t			t
где t - продолжительность облучения, ч.

Учет чувствительности разных органов тела человека к ионизирующим излучениям производится с помощью коэффициентов радиационного риска (w), рекомендованными Международной комиссией по радиационной защите. Умножив эквивалентные дозы на коэффициент радиационного риска и просуммировав их по всем органам, определяется эффективная эквивалентная доза ( Дэкв. эфф. , Зв), т.е.

n

Дэкв. эфф. = ∑wi Дэкв.i , Зв. i=1

Эффективная эквивалентная доза отражает суммарный эффект облучения всего организма.

Согласно нормативной документации устанавливаются две категории облучаемых лиц – персонал и все население. К персоналу относятся лица, работающие с техническими источниками (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б). Предел индивидуального радиационного риска, то есть вероятности того, что облучение повлечет за собой какие-либо конкретные вредные последствия для жизни человека, для техногенного облучения лиц из персонала принимается равным 10-3 за год, для населения 5,0 10-5 за год. Уровень пренебрежимого риска принимается равным 10-6 за год.

Для указанных категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:

-основные дозовые пределы (табл. 3.21);

-допустимые уровни для одного радионуклида или одного вида внешнего облучения, пути поступления, являющиеся производными от основных дозовых пределов: пределы годового поступления; допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА); удельные активности (ДУА) и др.; контрольные уровни (дозы), устанавливаемые администрацией учреждений по согласованию с органами Госсанэпиднадзора представлены в

табл. 3.21.

166

		Таблица 3.22
Нормируемые	Дозовые пределы
величины
	лица из персонала (группа А)	лица из населения
	20 мЗв в год в среднем за	1 мЗв в год в среднем за
Эффективная доза	любые последовательные 5	любые последовательные 5
	лет, но не более 50 мЗв в год	лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год	150 мЗв	15 мЗв
в хрусталике
Коже	500 мЗв	50 мЗв
Кистях и стопах	500 мЗв	50 мЗв

Основные дозовые пределы облучения персонала и населения не включают в себя дозы от естественных (природных), медицинских источников и дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

Годовая эффективная доза облучения принимается равной сумме эффективной дозы внешнего облучения, накопленной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же период. Интервал времени для определения величины ожидаемой эффективной дозы устанавливается равным 50 лет для лиц из персонала и 70 лет – для лиц из населения.

Для каждой категории облучаемых лиц допустимое годовое поступление радионуклида рассчитывается путем деления годового предела дозы на соответствующий дозовый коэффициент.

3.6.6 Методы и средства измерения ионизирующих излучений

Для количественной и качественной оценки ионизирующих излучений, необходимой для обеспечения радиационной безопасности, применяются радиометры, дозиметры и спектрометры.

Радиометры предназначены для определения количества радиоактивных веществ (радионуклидов) или потока излучения (например, газоразрядные счетчики Геймера-Мюллера).

Дозиметры позволяют измерять мощность поглощенной или экспозиционной дозы.

Спектрометры служат для регистрации и анализа энергетического спектра и идентификации на этой основе излучающих радионуклидов.

Во всех приборах измерения и регистрации проникающих излучений

167

используется один и тот же принцип, позволяющий измерять эффекты, возникающие в процессе взаимодействия излучения с веществом.

Наиболее распространенным методом регистрации ионизирующих излучений является ионизационный метод, основанный на измерении степени ионизации среды, через которую проходит излучение. Реализация этого метода осуществляется с помощью ионизационных камер или счетчиков, служащих датчиком. Ионизационная камера представляет собой конденсатор, состоящий из двух электродов, между которыми находится газ. Электрическое поле между электродами создается от внешнего источника. При отсутствии радиоактивного источника ионизации в камере не происходит и измерительный прибор тока показывает его отсутствие. Под воздействием ионизирующего излучения в газе камеры возникают положительные и отрицательные ионы. Под действием электрического поля отрицательные ионы движутся к положительно зараженному электроду, а положительные – к отрицательному электроду. В результате возникает ток, который регистрируется измерительным прибором.

Сцинтилляционный метод регистрации излучений основан на измерении интенсивности световых вспышек, возникающих в люминесцирующем веществе при прохождении через него ионизирующего излучения. Для регистрации световых вспышек используются фотоэлектронные умножители.

Сцинтилляционные счетчики применяются для измерения числа зараженных частиц, гамма-квантов, быстрых и медленных нейтронов, а также измерения мощности дозы от бета-, гамма- и нейтронного излучений. Кроме того, такие счетчики применяются для исследования спектров гамма- и нейтронного излучений.

Фотографический метод основан на фотохимических процессах, возникающих при воздействии излучений на фотографическую пленку или пластину. Способность фотоэмульсии регистрировать излучение позволяет установить зависимость между степенью потемнения пленки и поглощенной дозой. Чаще всего этот метод используется для индивидуального контроля дозы рентгеновского, гамма-, бета– и нейтронного излучений.

Для измерения больших мощностей дозы применяют менее чувствительные методы, такие, например, как химические системы, в которых под воздействием излучения происходят изменения в окрашивании растворов и твердых тел, осаждении коллоидов, выделении газов из соединений. С этой же целью применяются различные стекла, изменяющие свою окраску под воздействием излучения, а также калориметрические методы, основанные на измерении тепла, выделяемого в поглощающем веществе.

В последнее время все большее распространение получают полупроводниковые, фото- и термолюминесцентные детекторы ионизирующих излучений.

168

3.6.7 Принципы, методы и средства защиты от ионизирующих излучений

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 до 4-6 ч, дополнительный отпуск до 24 раб. дней, медицинские осмотры через 6-12 мес., лечебно-профилактическое питание и др.);

-инженерно-технические методы и средства (защита расстоянием и временем, применение средств индивидуальной защиты, защитное экранирование и др.).

К требованиям безопасности, которые необходимо выполнять при размещении предприятий относятся:

-создание внутри предприятия двух зон – контролируемой, в которой для персонала возможно облучение свыше 0,3 ПДД, и неконтролируемой, в которой условия труда таковы, что дозы облучения не могут превышать 0,3 годовой дозы;

-образование (устройство) вокруг предприятия или учреждения санитарно-защитной зоны, в которой запрещается размещение жилых зданий, детских учреждений и других сооружений, не относящихся к предприятию. Территория вокруг предприятия, на которой проживает население, относится к зоне наблюдения.

Ширина санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения (в случае необходимости ее организации) определяется расчетным путем по выбросам радионуклидов в воздух с учетом перспективного роста мощности предприятия, а также метеорологических условий, влияющих на коэффициент рассеяния выбросов в атмосфере. Критерии для установления ширины санитарно-защитной зоны служат предел годового поступления (ПГП) радиоактивных веществ через органы дыхания и предел дозы (ПД) внешнего облучения ограниченной части населения.

3.6.8 Требования безопасности при работе с закрытыми и открытыми источниками излучения

При использовании закрытых источников излучения, приборов, аппаратов и установок с источниками (в том числе неизотопными) ионизирующее излучение следует направлять к земле или в сторону, где отсутствуют люди.

Необходимо максимально удалять источники от персонала и ограничивать время пребывания людей вблизи источников, создавать