Методы и средства радиационной защиты персонала при работе делящимися и радиоактивными материалами

Кроме того, реакция разных органов и тканей человека на облучение  неодинакова, причем различия очень  велики.

Красный костный мозг, другие элементы кроветворной системы, репродуктивные органы и глаза наиболее уязвимы  при облучении. Дети также крайне чувствительны к действию радиации.

Большинство тканей взрослого  человека относительно мало чувствительны к действию радиации. К ним можно отнести почки, печень, мочевой пузырь, зрелые хрящевые ткани.

Накопленный к настоящему времени большой материал, полученный в экспериментах на животных, а  также на основе обобщения многолетних  данных о состоянии здоровья рентгенологов, радиологов и других лиц, которые  подвергались воздействию ионизирующих излучений, показывает, что при однократном равномерном гамма-облучении всего тела:

10000 бэр — смерть наступает через несколько часов или дней вследствие повреждения центральной нервной системы,

1000—5000 бэр — смерть наступает через одну—две недели вследствие внутренних кровоизлияний,

400—500 бэр — 50% облученных умирает в течение одного—двух месяцев вследствие поражения клеток костного мозга,

100 бэр — нижний уровень развития лучевой болезни,

75 бэр — кратковременные незначительные изменения состава крови,

30 бэр — облучение при рентгеноскопии желудка (разовое),

25 бэр — допустимое аварийное облучение персонала (разовое),

10 бэр — допустимое аварийное облучение населения (разовое),

5 бэр — допустимое облучение персонала в нормальных условиях за год,

0,5 бэр — допустимое облучение населения в нормальных условиях за год,

0,350 бэр — годовая эквивалентная доза облучения за счет всех источников излучения в среднем для жителя России.

При установлении норм радиационной безопасности Международной комиссией  по радиологической защите (МКРЗ) был  взят за основу следующий принцип: «Обеспечить  защиту от ионизирующего излучения  отдельных лиц, их потомство и  человечество в целом, и в то же время создать соответствующие  условия для необходимой практической деятельности человека, во время которой  люди могут подвергаться воздействию  ионизирующих излучений». Исходя из этого МКРЗ установила систему дозовых пределов, которые легли в основу отечественных норм «Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87».

Всего выделено три категории:

• категория А — лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками излучений,
• категория Б — лица, которые не работают непосредственно с радиоактивными источниками, но по условиям проживания могут подвергаться воздействию радиоактивных веществ,
• категория В — области, края, республики.

Для каждой категории облучаемых лиц установлены следующие нормативы: основные дозовые пределы и допустимые уровни, соответствующие дозовым  пределам.

При облучении всего тела или наиболее радиочувствительных  органов (гонады, костный мозг) предельно  допустимые дозы равны: для категории А — 5 бэр/год (50 мЗв/год), для категории Б — 0,5 бэр/год (5 мЗв/год). В случае облучения некоторых органов и тканей установлены менее жесткие дозовые пределы с учетом различной радиочувствительности органов.

Дозовые пределы не включают дозы за счет естественного фона излучения  и рентгенодиагностических процедур.

Для категории В дозовые пределы не установлены. Часто не представляется возможным непосредственно измерить дозу, например, в случаях внутреннего облучения. Это обуславливает необходимость введения допустимых уровней — нормативных значений поступления радиоактивных веществ в организм, содержание радиоактивных веществ в организме, их концентрации в воде и воздухе, мощности дозы, плотности потока.

В настоящее время среди  ученых нет единой точки зрения по вопросу о биологических последствиях малых доз облучения. Некоторые  считают, что зависимость доза —  эффект имеет линейный вид, другие полагают, что вредные эффекты облучения  выявляются, начиная с какого-то определенного порога. Третьи полагают, что небольшие дозы даже полезны. По-видимому, существуют как положительные, так и отрицательные радиационные эффекты малых доз. Науке еще  только предстоит выяснить, какие  — полезные или вредные для  человека – эффекты будут преобладать  в каждой конкретной ситуации и определить границу доз, за которой отрицательные  эффекты доминируют.

При работе с радиоактивными источниками основное требование к  обеспечению безопасных условий  труда — сооружение защитных барьеров, обеспечивающих снижение дозы внешних  потоков излучений на рабочих  местах и в соседних помещениях, до допустимых уровней, или использование  защиты временем и защиты расстоянием, чтобы за время проведения той  или иной операции не произошло переоблучение персонала и ограниченной части населения.

ГЛАВА 2 МЕТОДЫ И СРЕДСТВА РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ

2.1 Радиационная защита

РАДИАЦИОННАЯ ЗАЩИТА –  комплекс организационных и техн. мероприятий по предотвращению вредного воздействия ионизирующих излучений на организм человека. Различают воздействия, при к-рых тяжесть поражения зависит от индивидуальной дозы облучения, полученной отдельным органом или всем телом человека (лучевая болезнь, лучевые ожоги, катаракта и т.п.), и воздействия, обусловленные коллективной дозой (суммой индивидуальных доз определенного контингента людей) и определяющие опасность генетических нарушений в популяции. Первые наз. Нестохастическими  эффектами, вторые- стохастическими эффектами излучения. Соответственно и Р. з. должна обеспечивать безопасные условия для отдельных лиц, их ближайшего и отдаленного потомства и человечества в целом.

Методы радиационной защиты:

1) методы ослабления воздействия  ионизирующих излучений до допустимого  уровня. 2) Комплекс сооружений, снижающий  интенсивность излучения источника.  Основная задача радиационная  защита.- обеспечение безопасности как персонала, работающего в полях ионизирующих излучений, так и людей, непроизвольно подвергающихся облучению, за счёт снижения индивидуальных эквивалентных доз ниже предельно допустимых уровней (см. Нормы радиационной безопасности). Проблема радиационная защита возникла с открытием рентгеновское излучения и радиоактивности и до кон. 30-х гг. 20 в. развивалась в связи с задачами обеспечения радиационной безопасности персонала медицинских учреждений, применяющего герметичные точечные источники излучений в терапевтических целях. Впоследствии в ходе работ по созданию ядерного оружия были решены задачи радиационная защита работников урановых рудников, газодиффузионных обогатитители  заводов (см. Изотопов разделение) и др. предприятий по изготовлению ядерного топлива, а также конструирования многослойной защиты от проникающих излучений мощных ядерных реакторов (g-излучение, нейтроны). В дальнейшем сформировалась новая ветвь Радиационная защита биосферы от воздействия ядерной энергетики, в т. ч. при захоронении отходов высокой удельной активности (напр., отработавших твэлов).

 Различают радиационная  защита. при внеш. облучении (обусловлена герметичными источниками вне организма человека) и при внутреннего облучении (обусловлена радионуклидами, попадающими в тело человека с загрязнённым воздухом, водой, пищей или через кожу).

 Для описания переноса  проникающего излучения в веществе  используют уравнение Больцмана.  Его решения при различных  граничных условиях упрощённые  до инженерных формул, - основной  метод расчёта радиационная защита  от проникающих излучений. При  описании взаимодействия излучения  с веществом важны интенсивность  потока излучения плотность потока, поглощённая энергия (см. Доза  излучения) и др.

 Радиационная защита  от внешнего воздействия а- и b-частиц обеспечивается малыми толщинами поглотителя: для полного поглощения a-частиц с макс. пробегом ~8-9 см воздуха достаточен лист бумаги, для b-частиц с макс. пробегом до 1 м воздуха достаточен слой Аl толщиной 5-7 мм. В случае g-излучения каждый акт рассеяния сопровождается выведением фотона из пучка. Для расчёта радиационной защиты от узкого пучка g-излучения используют Ламберта закон:

 Здесь I0 - нач. интенсивность  излучения, t - толщина защитной среды, L - линейный коэф. ослабления g-излучения в этой среде, обусловленный фотоэффектом, комптоновским рассеянием и образованием пар. При энергии фотона меньше 200 кэВ доминирует фотоэффект. Его вероятность по мере роста энергии фотона  уменьшается, и основного вклад в L до(1-2) МэВ даёт комптоновское рассеяние. При (3,3-5,0)МэВ для тяжёлых и (15-50) МэВ для лёгких элементов начинается рост L, обусловленный образованием пар. В Р. з. часто применяют массовый коэф. поглощения g-излучения (в см2/г):

 где N - число Авогадро, А - атомный вес, s - сечение процесса. В области, где доминирует комптоновское  рассеяние, m ! const, т. к. Z/Aдля всех элементов, кроме водорода (Z - ат. номер).

 Рис. 1. Зависимость поглощённой  дозы D от расстояния r до точечного  изотропного источника g-излучения  (= 0,256 МэВ), среда - Н2О.

Для расчёта Р. з. от широкого пучка g-излучения используют понятие  длины релаксации R - толщины вещества, ослабляющей интенсивность излучения  в е раз. Значения R, определяемые экспериментально, зависят от  и Z вещества. Напр., для g-квантов с1 МэВ длина релаксации R составляет (в см): для воды 14,2, для Аl 6,1, для Fe 2,1, для Рb 1,3.

 Геометрия широкого  пучка относится к наиболее  важным случаям, в частности,  радиационная защита ядерных  реакторов. В этом случае происходит  накопление рассеянных фотонов  (рис. 1), для учёта которого вводится  фактор накопления В (энергетич., дозовый и др.). Его определяют экспериментально либо рассчитывают методами теории переноса излучения, напр. Монте-Карло методом, Лапласа преобразованиями. При малой энергии фотонов и больших толщинах защитного слоя, особенно при использовании дешёвых лёгких материалов (напр., Н2О, бетон), В может достигать больших значений (рис. 2).

Рис. 2. Зависимость фактора  накопления В от расстояния до источника при разных энергиях фотона.

 Особенно важна радиационная  защита в случае проникающего  нейтронного излучения. Прохождение  нейтронов через защитный слой  анализируют в основным методом моментов, методом Монте-Карло и численного интегрирования уравнения Больцмана. Ослабление потока быстрых нейтронов в защитном слое происходит из-за упругого (особенно в водородсодержащих веществах: Н20, парафин, полиэтилен, гидриды металлов, бетон) и неупругого рассеяния нейтронов. На достаточно больших расстояниях от плоского источника ослабление пучка с расстоянием происходит экспоненциально. Радиационная защита ядерного реактора отличается тем, что поглощение в защитном слое одного вида частиц, напр. тепловых нейтронов, как правило, сопровождается возникновением g-излучения [ядерная реакция (n, g)]. Так, при поглощении теплового нейтрона ядром водорода образуется фотон с энергией 2,2 МэВ, а в случае более эффективного поглотителя (напр., Cd) на один захваченный нейтрон приходится более 10 фотонов. Оптимальная радиационная защита реактора содержит водородсодержащие вещества или графит, замедляющие быстрые нейтроны до тепловых энергий (см. Замедление нейтронов), и ядра, захватывающие тепловые нейтроны (В, Cd, Gd). На АЭС обычно используют бетон с добавками металлического скрапа и дроби, эффективно ослабляющий как нейтронное, так и g-излучение.

 Радиационная защита  от внутреннего облучения. При подземной добыче урановых руд для снижения концентрации Rn и продуктов его распада применяют изоляцию выработанных штреков, вытяжную вентиляцию с интенсивным отсосом воздуха вблизи мест выделения радиоактивного газа и др. При открытой добыче урановых руд наиболее эффективны очистка воздуха от радиоактивных аэрозолей и подача его в кабину оператора бульдозера, экскаватора или автомашины.

 При работе в атмосфере радиоактивных газов и аэрозолей при их содержании не более 200 допустимых концентраций (ДК) используют респираторы "Лепесток" (на основе фильтрующей ткани с заряж. волокнами), маски с фильтрующими насадками (сорбенты для улавливания I); при содержании радионуклидов от 200 до 1000 ДК применяют пневмомаски и пневмокостюмы с поддувом чистого воздуха в зону дыхания; при концентрация более 2000 ДК используют изолирующие костюмы и скафандры с автономными системами воздухообеспечения.

 Радиоактивные инертные  газы не концентрируются в  теле человека. Они опасны только  как внешние b- и g-излучатели, их  концентрации достигают опасных  пределов лишь при аварии с  разрушением защитных барьеров  и образованием облака короткоживущих  нуклидов. При переносе такого  облака за пределы т. н. санитарно-защитной  зоны может возникнуть облучение  населения сверх допустимого  предела. Радиационная защита населения сводится к укрытию в подвальных помещениях жилых домов (коэф. ослабления облучения для деревянного дома составляет ~7, для каменного ~40-100).

 Для защиты от короткоживущих  Кг и Хе (см. Целение ядер)используют газгольдеры. Возникающие при их распаде дочерние радиоактивные аэрозоли улавливают фильтрацией воздуха. На радиохимимических заводах применяют извлечение Кг и Хе из воздуха методом низкотемпературной дистилляции и адсорбции газов.

 Некоторые органы человека  избирательно концентрируют определённые  элементы (напр., щитовидная железа - I, костная ткань - Sr). В результате этого в щитовидной железе может накапливаться радионуклид 131I, в костях - 90Sr. Для защиты этих органов применяют йодную профилактику, в пищу вводят Са (для снижения количества Sr в костях), комплексообразователи, стимулирующие выделение радионуклидов (напр., выведение Ри), адсорбенты, ограничивающие поступление радиоактивных веществ в кровь при их заглатывании. Разработаны хим. препараты, снижающие радиобиологические последствия больших доз облучения при введении их до облучения.

 По данным многолетних  наблюдений персонала крупных  ядерных объектов, измеримое содержание  радионуклидов обнаруживается у  3-5% контролируемых лиц. При этом  уровни активности не превышают  сотых долей допустимого содержания  в теле человека.