бжд лекции / Лекция № 12

Лекция № 12.

Ионизирующие излучения и обеспечение радиационной безопасности

Среди большого разнообразия ионизирующих излуче­ний в промышленности встречаются: а-, - и нейтронное излучение, которые являются корпускулярными, (потоки частиц), а также у- и рентгеновское излучение, представляющие собой электромагнитные волны высокой частоты.

-излучение является потоком ядер гелия (Не), испускаемых при радиоактивном распаде ядер некоторых веществ. Длина пробега а-частицы в воздухе составляет от 2 до 12 см, а с повышением плотности материала проникающая способность а-излучения резко уменьшает­ся. В твердых веществах длина пробега а-частицы не превышает не­скольких микрон, задерживается листом бумаги. Р-излучение состоит из потока электронов или позитронов ядерного происхождения, воз­никающих при радиоактивном распаде ядер. Ионизирующая способ­ность р-частиц низка, а проникающая выше, чем у а-частиц.- Длина пробега электрона в воздухе — до 160 см, в биотканях — 2,5 см, свинце — 0,04 см. Поток Р-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 у-излучения представляют электромагнитные вол­ны, способные глубоко проникать в вещество. Ионизирующие способ­ности их невелики (примерно как у Р-излучения). Замедление рентге­новского и у-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 у- или рентге­новского излучения является рентген (Р). 1 Р соответствует образова­нию 2,110⁹ пар ионов в 1 см воздуха при 0°С и давлении 760 мм рт. ст. 1 Р соответствует 2,58 10 ^-4 Кл/кг.

Поглощенная доза (Дпогл) 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 (Д_экв) служит для оценки радиацион­ной опасности облучения человека от разных видов излучения и опре­деляется как произведение поглощенной дозы на коэффициент качест­ва излучения К:

Коэффициент качества дает количественную оценку биологического действия каждого вида излучения, которая зависит от его ионизирующей способности.

Значения коэффициента качества К

Вид излучения	Значение К
у — и рентгеновское излучение	1
 — частицы	1
Нейтроны с энергией до 20 кэВ	3
Нейтроны с энергией 0,1... 10 МэВ	10
 — частицы	20

Для излучений, К которых равен 1, т.е. для у-, - и рентгеновского излучений, значения поглощенной и эквивалентной доз будут равны.

В системе СИ эквивалентная доза измеряется в зивертах (Зв), 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 1999 г. (НРБ—99) и гигиенические нормативы (ГН) 2.6.1.054 – 96. Эти нормы оп­ределяют ПДД 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—99, представлены в таблице.

Допустимые пределы радиационного облучения, БЭР

Категория лиц	Группа критических органов
	I		II		III
	Год	Неделя	Год	Неделя	Год	Неделя
ПДД для категории А	5	0,1	15	0,3	30	0,6
ПД для категории Б	0,5	0,01	1,5	0,03	3	0,06

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)¹ данного радио­активного вещества в атмосферном воздухе или воде:

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—99.

Методы защиты от воздействия ионизирующих излучений

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 Зв/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 а- и -частицы не представляют серь­езной опасности как источники внешнего излучения (для защиты дос­таточно обеспечить расстояние 8... 10 см от источника а-излучения, a для --излучения применить защитную конструкцию из плексигласа, алюминия или стекла толщиной, превышающей максимальный пробег --частиц).

Сложнее осуществить защиту от внешнего у-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 у-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.

6