Принципы радиационной защиты при работе с открытыми источниками ионизируюших излучений

Открытыми называются такие источники ионизирую­щих излучений, при использовании которых возможно попадание радиоактивных веществ в окружающую сре­ду. При этом может быть не только внешнее, но и допол­нительное внутреннее облучение персонала. Это может произойти при поступлении радиоактивных изотопов в окружающую рабочую среду в виде газов, аэрозолей, а также в виде твердых и жидких радиоактивных отхо­дов. Технологические процессы и операции, связанные с возможностью образования радиоактивных аэрозолей, часто имеют ведущее значение.

Все объекты, которые представляют собой потенци­альную опасность загрязнения радиоактивными вещест­вами рабочей среда, можно условно разделить на две группы:

К первой из них относятся многочисленные ла­боратории, учреждения и предприятия, где использова­ние радиоактивных веществ в открытом виде предусмот­рено самой технологией производства. Так, например, в медицинских учреждениях открытые источники широ­ко применяются для лечения и диагностики ряда забо­леваний.

Ко второй группе относятся такие объекты, на кото­рых радиоактивные вещества в открытом виде образу­ются как неизбежные, а в отдельных случаях и как по­бочные нежелательные продукты технологического про­цесса. Это- рудники по добыче радиоактивных руд и заводы по их переработке, атомные электростанции.

Выделяются 4 группы радиотоксичности:

группа А элементы с особо высокой радиотоксич­ностью. К этой группе относятся изотопы, допустимая активность которых на рабочем месте соответствует 3,7•10³Бк (0,1 мкКи);

группа Б - элементы с высокой радиотоксичностью. К этой группе относятся изотопы, допустимая активность которых на рабочем месте соответствует 3,7•10⁴ Бк (1 мкКи);

группа В - элементы со средней" радиоактивностью. К этой группе относятся изотопы, допустимая активность которых на рабочем месте соответствует 3,7•10⁵ Бк (З0мкКи);

группа Г элементы с малой радиотоксичностью. К этой группе относятся изотопы, для которых допустимая ак­тивность на рабочем месте 3,7•10⁶ Бк, или 3,7 МБк (100 мкКи).

К мерам защиты при работе с источниками ио­низирующих излучений в открытом виде относятся:

1. Организационные мероприятия -органи­зация трех классов работ в зависимости от группы ра­диационной опасности радионуклида при внутреннем облучении и активности нуклида на рабочем месте.

Самые строгие требования предъявляются к работам по первому классу.

2. Планировочные мероприятия -работы по первому классу могут проводиться в специальных изо­лированных корпусах, имеющих 3-зональную плани­ровку с обязательными санпропускником и шлюзом; работы по второму классу могут проводиться в изо­лированной части здания, а по третьему классу — в отдельных помещениях, имеющих вытяжной шкаф, т.е. в обычных химических лабораториях.

3. Герметизация оборудования и зон, что до­стигается правильным санитарно-техническим обустройством лабораторий и рабочих мест, систем вен­тиляции, водоснабжения и канализации.

4. Использование несорбирующих материалов для отделки пола, стен, потолка, оборудования.

5. Использование средств индивидуальной за­щиты (СИЗ) - халатов, перчаток, бахил, нарукавников, щитков, респираторов, пневмокостюмов.

6. Строгое соблюдение правил личной гигие­ны или так называемой "радиационной асептики" - запрещение хранения на рабочем месте пищевых про­дуктов и напитков, запрещение курения, применения косметики, соблюдение правил одевания и снятия (на­пример, перчаток), своевременная и правильная до­зиметрия и деконтаминация (дезактивация) загряз­ненных средств индивидуальной защиты и аппара­туры.

91. Дозы ионизирующего излучения, единцы измерения. Степень, глубина и форма лучевых поражений, раз­вивающихся среди биообъектов при воздействии на них ионизирующего излучения, в первую очередь зависят от величины поглощенной энергии излучения. Для харак­теристики этого показателя используется понятие погло­щенной дозы, т. е. энергии излучения, поглощенной в единице массы облучаемого вещества. За единицу по­глощенной дозы излучения принимается джоуль на ки­лограмм (Дж/кг). Джоуль на килограмм поглощенная доза излуче­ния, измеряемая энергией в один джоуль любого иони­зирующего излучения, переданная массе облучаемого вещества в 1 кг. В радиобиологии и радиационной гигиене широкое применение получила внесистемная единица поглощен­ной дозы- рад. 1 рад. соответствует поглощенной энер­гии. 100 эрг на 1 г вещества. (1рад=l00 эрг/г =l-l0^-2 Дж/кг.

Новая единица поглощенной дозы в системе единиц СИ- грей (Гр)¹; 1 грей равен 1 -джоулю, поглощенному в 1 кг вещества: 1 Гр= 1 Дж/кг = 100 рад. Для характеристики дозы по эффекту ионизации вы­зываемому в воздухе, используется так называемая экс­позиционная доза рентгеновского и γ-излучений- количественная характеристика рентгеновского и γ -излучений, основанная на их ионизирующем действии и выра­женная суммарным электрическим зарядом ионов, одного знака, образованных в единице объема воздуха в условиях электронного равновесия. За единицу экспо­зиционной дозы рентгеновского и γ -излучений принима­ется кулон на килограмм (Кл/кг). Кулон на килограмм - экспозиционная доза рентге­новского и γ -излучений, при которой сопряженная с этим излучением корпускулярная эмиссия на 1 кг сухого ат­мосферного воздуха производит в воздухе ионы, несущие заряд-в 1 кулон электричества каждого знака. Внесистемной единицей экспозиционной дозы является рентген (Р).

Рентген - экспозиционная доза, при которой сопря­женная корпускулярная эмиссия в 0,001293 г (1 см³) воздуха производит в воздухе ионы, несущие заряд в одну электростатическую единицу количества электри­чества каждого знака.

Эквивалентная доза Н - величина, введенная для оценки радиационной опасности хронического облучения излучением произвольного состава, определяется как произведение поглощенной дозы (D) данного вида излу­чения на соответствующий коэффициент качества (Q):

где Di- поглощенная доза отдельных видов излучения; Qi- коэффициент качества отдельных видов излучения.

Внесистемной (специальной) единицей эквивалентной дозы принят бэр.

Бэр- поглощенная доза любого вида ионизирующего излучения, которая имеет такую же биологическую эф­фективность, как 1 рад рентгеновского излучения со средней удельной ионизацией 100 пар ионов на 1 мкм пути в воде:

Зиверт (Зв)- новая единица эквивалентной дозы в системе СИ; 1 Зв = 1 Гр, деленному на коэффици­ент качества:

Для оценки ущерба здоровья человека при неравно­мерном облучении всего тела вводится понятие эффек­тивной эквивалентной дозы (H_эфф):

где H_т - среднее значение эквивалентной дозы в орга­не или ткани; ω_т- взвешенный коэффициент, равный от­ношению ущерба облучения органа или ткани к ущербу от облучения всего тела при одинаковых эквивалентных дозах. Коэффициент ω_т позволяет рассчитать дозу облу­чения всего тела, которая по риску отдаленных сомати­ческих последствий эквивалентна данной дозе облучения органа Т.

Значения коэффициента ω_т для различных органов и тканей человека следующие: половые железы- 0,25; мо­лочная железа- 0,15; красный костный мозг- 0,12; лег­кие- 0,12; щитовидная железа-0,03; кость (поверх­ность)- 0,03; остальные органы (ткани)-0,3.

Эффективная эквивалентная доза применяется при расчете возможного возникновения стохастических эф­фектов радиационного воздействия- злокачественных новообразований.

Для оценки стохастических эффектов воздействия ионизирующих излучений на персонал или население применяется мощность коллективной эквивалентной дозы, которая определяется как интеграл произве­дения мощности эквивалентной дозы от источника и числа лиц в облученной популяции, получающих такую дозу.

97. Гигиеническая регламентация облучения человека.

В настоящее время в нашей стране облучение лю­дей регламентируют НРБ-96 с 1 января 2000 г. НРБ-96.

Устанавли­ваются следующие категории облучаемых лиц:

Категория А - персонал.

Категория Б: в НРБ-96 - лица из персонала.

Категория В - все население, включая А и Б ка­тегории вне сферы их производственной деятельнос­ти. В НРБ-96 эта категория называется лица из населения.

В НРБ-96 впервые учитываются облучение от при­родных источников персонала и населения, а так­же медицинское облучение населения. НРБ-96 также вводят для ру­ководства к действию следующие принципы:

1. Принцип нормирования — непревышение до­пустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излуче­ния.

2. Приниип обоснования — запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучения.

3. Принцип оптимизации — поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом эко­номических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при исполь­зовании любого источника ионизирующего излуче­ния.

облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:

1) Основные базовые пределы (это предельно допустимая доза (ПДД)- для катего­рии А, предел дозы (ПД) — для категории Б).

2) Допустимые уровни (допусти­мая мощность дозы (ДМД), допустимая плотность по­тока (ДПП), допустимое содержание радионуклида в критическом органе (ДС), предельно допустимое по­ступление и предел годового поступления радионук­лида в организм (ПДП и ПГП), допустимая концентра­ция радионуклида в воздухе и воде (ДК), допустимое загрязнения поверхностей γ- и β-излучающими радио­нуклидами (ДЗ ос, Р); в НРБ-96- еще и допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА) и допус­тимые удельные активности (ДУА).

3) Контрольные уровни, устанавливаемые адми­нистрацией учреждения по согласованию с Госсан­эпиднадзором на уровне ниже допустимого (предельно допустимые выбросы в атмосфе­ру (ПДВ), предельно допустимые сбросы жидких от­ходов — ПДС и др.).

Предельно допустимая доза (ПДД ).- наибольшее значение индивидуальной эквива­лентной дозы за год, которая при равномерном накоплении в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья работающих (Категория А) неблагоприят­ных изменений, обнаруживаемых современными ме­тодами исследований.

Предел дозы (ПД) — наибольшее значение ин­дивидуальной эквивалентной дозы за год, которая при равномерном накоплении в течение 70 лет не вызо­вет в состоянии здоровья ограниченной части насе­ления (Категория Б) неблагоприятных изменений, об­наруживаемых современными методами исследова­ний.

Основные дозовые пределы установлены для трех групп критических органов.

Критический орган — орган, ткань, часть тела или все тело, облучение которых причиняет наиболь­ший ущерб здоровью данного лица или его потомст­ву. Наиболее чувствительными к ио­низирующему излучению являются наименее диффе­ренцированные ткани, клетки которых интенсивно размножаются.

К первой группе относятся: гонады, красный кост­ный мозг и все тело, если тело облучается изотроп­ным (равномерным) излучением.

Ко второй группе относятся: все внутренние ор­ганы, эндокринные железы (за исключением гонад), нервная и мышечная ткань и другие органы, не отно­сящиеся к первой и третьей группам.

Поиск по сайту: