Цели, задачи и объекты радиационной гигиены. Основные принципы обеспечения радиационной безопасности
 Скачать 72.95 Kb.
|
|
Вредные факторы при работе с закрытыми и открытыми ИИИ. Меры защиты персонала Закрытые источники - это источники, при нормальной эксплуатации которых радиоактивные вещества не попадают в окружающую среду. Эти источники находят широкое применение в практике. Например, они используются на судоверфях, в медицине (рентгеновский аппарат и тд.), в дефектоскопах, в химической промышленности. Опасности при работе с закрытыми источниками : Проникающая радиация. Для мощных источников - образование общетоксических веществ (оксиды азота и др.) В аварийных ситуациях - загрязнение окружающей среды радиоактивными веществами. Надо сказать, что при работе с источниками радиации человек может подвергаться Внешнему облучению Внутреннему облучению (когда радиоактивное вещество попадает в организм и происходит облучение изнутри) Таким образом при работе и закрытыми источниками ИИ человек подвергается только внешнему облучению. При внешнем облучении человека биологический эффект зависит от Вида излучения. Основную опасность имеет у-излучение из-за большой проникающей способности. Полученной дозы. Площади облучаемой поверхности То есть, доза тем больше, чем больше масса радиоактивного вещества в закрытом источнике и время работы с ним и чем меньше расстояние от работающего до источника. .« Отсюда вытекают следующие основные механизмы защиты при работе с закрытыми источниками: Защита количеством (уменьшение количества радиоактивного вещества) Защита временем (снижение продолжительности работы с источником ИИ) Защита расстоянием (увеличение расстояния от человека до источника) Принцип экранирования. В практике используются экраны-контейнеры, экраны приборов, передвижные экраны, составные части строительных конструкций, а также средства индивидуальной защиты. Для защиты от ^-излучения целесообразно использовать материал из элементов с малым порядковым номером (парафин, ачюминий) для уменьшения величины тормозного излучения (когда частицы тормозятся, их энергия выделяется в виде фотонного излучения). Материалы для защиты от нейтронного излучения зависят от скорости частиц. Для защиты от медленных излучений целесообразно-использовать материалы, содержащие кадмий и бор. При защите от быстрых излучений из необходимо сначала замедлить, поэтому используется многослойная защита. Первый слой (для замедления) - из Н-содержащих материалов (парафин, пластики). Второй слой - аналогичен защите от медленных излучений. Третий слой (необходим при мощных потоках) - для защиты от тормозного излучения (используются материалы для защиты от фотонного излучения - см ниже). При защите от фотонных излучений (у - излучение, рентгеновское излучение и др.) наименьшую толщину будут иметь материалы с большим порядковым номером (например, свинец). Открытые источники - это источники, при нормальной эксплуатации которых радиоактивные вещества могут попадать в окружающую среду. Их можно разделить на Открытые по технологическим причинам (радиотерапия, диагностика). Открытые из-за образования побочных продуктов (атомные станции). Опасности при работе с открытыми источниками ИИ: , Проникающая радиация (ИИ) Загрязнение рабочей обстановки радиоактивными веществами. Загрязнение окружающей среды радиоактивными веществами. Принципы защиты Принципы защиты связаны с основными опасностями: Защита от проникающей радиации (ИИ) включает те же четыре принципа (см. предыдущий вопрос). Предупреждение распространения радиоактивных веществ в окружающей среде (герметизация, автоматизация процесса). Снижение уровня загрязненности рабочей обстановки Предупреждение попадания радиоактивных веществ в организм и активизация их вывода из организма. Опасность радиоактивных веществ при их попадании в организм связана с понятием радиотоксичности (токсичность радиоактивного изотопа). Она в свою очередь зависит от многих причин : Вид распада, образующееся излз'чение (наиболее опасны при внутреннем облучении организма излучения, обладающие небольшой проникающей способностью, но высокой ионизационной способностью, например, а- излучение). Активность вещества и период полураспада. Чем выше активность, тем выше радиотоксичность. Путь поступления радиоактивного вещества в организм. Скорость поступления и вывода радиоактивного вещества из организма. Скорость выведения определяется эффективным периодом полувыведения вещества (время, за которое активность вещества в организме уменьшается в 2 раза). Чем быстрее выведение вещества, тем меньше радиотоксичность. Наличие в организме органов-мишеней (тропность изотопа). Существует 3 класса работ. От класса зависят требования к оборудованию и планированию помещения. Для 3 класса особых требований не существует. Работы 2 класса должны проводиться в отдельной части здания, необходима планировка по принципу санпропускника. Работы 1 класса должны проводиться в отдельном здании. При этом предусматривается зональное деление Зона горячих камер. Здесь не должно быть людей. Зона ремонтных работ Допускается временное пребывание людей. Зона операторских помещений. Зона постоянного пребывания персонала. Между второй и третьей зонами и на выходе из третьей устанавливаются санпропускники (переодевание, дезактивация, радиационный контроль). Отделка и оборудование. В помещениях, где проводятся работы 1 и 2 класса поверхности должны быть выполнены из материалов, легко сорбирующих радиоактивные вещества и хорошо поддающихся дезактивации (пластик, плитка), должны быть закруглены углы, что препятствует накоплению радиоактивных веществ. Поверхность столов покрывают глазурованными плитками, пластиком, стеклом. Работы с радиоактивными веществами производятся в вытяжном шкафу. Вентиляция Для 2 и 3 класса вентиляция должна быть отдельной от общей, если в здании есть другие объекты. Для 1 класса необходимо поддержание разряжения (преобладание вытяжки) в 1-ой зоне (приблизительно -20 мм водного столба), чтобы обеспечить ток воздуха из чистой части в грязную и последующее его удаление. Канализация Если количество радиоактивных отходов не превышает 200 л в сутки, то их удаление может носить вывозной характер (в контейнерах). При больших объемах требуется оборудование специальной канализации. Обязательна ежедневная влажная уборка и дезактивация. Дезактивация рук включает мытье щеткой, мытье порошками, использование при необходимости средства «Защита», слабых органических кислот и др. Гигиена труда при использовании ИИИ Для лечения и диагностики ряда заболеваний в медицинской практике в настоящее время используют более 40 γ- и β-излучающих радионуклидов. В качестве источника ионизирующего излучения применяют также рентгеновские аппараты различного назначения, линейные и циклические ускорители. Диапазон лечебных и диагностических процедур, выполняемых с помощью этих источников излучений, в настоящее время широк и многообразен. Вместе с тем при оценке степени потенциальной радиационной опасности для персонала, обусловленной, в первую очередь, технологией вы- полнения процедур и организацией системы защиты, все способы и методы применения источников с гигиенических позиций могут быть представлены следующими группами: - дистанционная рентгено- и γ-терапия и терапия с помощью излучений высоких энергий (ускорители); - внутриполостная, внутритканевая и аппликационная терапия с помощью закрытых источников; - лучевая терапия и диагностические исследования с помощью открытых источников; - рентгенодиагностика. Источниками излучения при дистанционной лучевой терапии служат рентгеновские аппараты, линейные и циклические уско- рители и γ-установки различных типов. Установки для дистанционной лучевой терапии монтируют в специальных помещениях, входящих в комплекс лечебного учреждения в виде самостоятельного здания или отдельного блока в составе радиологического отделения. Планировка мест размещения устройств для дистанционной лучевой терапии весьма различна, но, тем не менее, она выполняет главную задачу обеспечения защиты от ионизирующего излучения как обслуживающего персонала, так и окружающей среды. Система радиационной безопасности в отделениях лучевой терапии строится на реализации основных принципов защиты Среди способов внутриполостной, внутритканевой и аппликационной терапии с помощью закрытых источников ведущее место в радиологических отделениях занимает внутриполостная терапия в гинекологической практике. В зависимости от условий подготовки источников и способов их введения в организм выделяют следующие технологические системы: • комплексную моечную; • систему последующего введения с помощью препаротоводителей; • дистанционную систему последующего введения. Рентгенодиагностические процедуры с гигиенических позиций по характеру технологии условно разделены на две группы: рентгенография и рентгеноскопия (нередко в процессе рентгеноскопии делают один или несколько снимков). Как правило, при рентгенографии с помощью стационарных аппаратов персонал находится под надежной защитой ширм. При обычной рентгеноскопии рентгенолог защищен свинцовым стеклом экрана, малой защитной ширмой и подэкранным фартуком. При пальпации отдельных участков тела пациента кисти рук рентгенолога могут оказаться в поле прямого пучка излучения. При горизонтальном положении штатива рентгенолог находится сбоку от штатива в зоне максимальной интенсивности рассеянного излучения, что повышает радиационную опасность процедуры, поэтому обязательны подэкранный и индивидуальный защитные фартуки. Формирование дозовых нагрузок персонала при рентгенодиагностических процедурах обусловлено рядом факторов, ведущими из которых являются физико-технические условия (сила тока и напряжение на трубке, условия фильтрации первичного пучка излучения, размер поля облучения, регулируемого диафрагмой), квалификация персонала, средства индивидуальной защиты, условия организации работ, общая нагрузка работ по диагностике. С целью обеспечения радиационной безопасности персонала и населения разработана система мероприятий, которая отражена в санитарных правилах СанПиН 2.6.1.1192-03 «Гигиенические требования к устройству и эксплуатации рентгеновских кабинетов, аппаратов и проведению рентгенологических исследований». В них установлены нормы площади кабинетов в зависимости от типов аппаратов и их числа, даны рекомендации по размещению оборудования и рабочих мест, изложены требования к средствам защиты и допустимые мощности рентгеновского излучения на рабочих местах и в смежных помещениях в соответствии с Основными санитарными правилами организации радиационной безопасности (ОСПОРБ), требования к защитным экранам рентгеновских аппаратов и индивидуальным средствам защиты и т.д. Наконец, разработаны рекомендации технического и методического характера по снижению дозовых нагрузок на персонал. Следует отметить, что в настоящее время годовые дозовые нагрузки на персонал в рентгенодиагностике составляют 10-20% ПД. В зависимости от особенностей используемых источников излучения и характера проводимых с ними работ в медицинских учреждениях санитарно-дозиметрический контроль должен включать: • измерение мощностей доз рентгеновского и γ-излученийна рабочих местах, в смежных помещениях и на прилегающей территории; • определение концентраций радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе рабочих помещений и уровня загрязнения произ-
водственной среды радиоизотопами, где применяют радионуклиды в открытом виде; • контроль за сбором, временным хранением и обезвреживанием твердых и жидких радиоактивных отходов; • индивидуальный контроль за уровнем доз, обусловленных внешним β- и γ-рентгеновскими излучениями и воздействием нейтронов. Гигиеническая оценка условий труда в соответствующих учреждениях, отделениях (кабинетах) и необходимость проведения санитарно-оздоровительных мероприятий должны основываться на тщательном анализе данных санитарно-дозиметрического контроля и результатах динамического наблюдения за состоянием здоровья медицинского персонала. В зависимости от результатов санитарно-дозиметрического контроля и характера выявленных нарушений органы санитарного надзора дают предписание администрации обследованных учреждений о проведении санитарно-оздоровительных мероприятий. Основные виды и задачи радиационного контроля. Групповой и индивидуальный метод дозиметрического контроля. Радиационный контроль ведется за соблюдением норм радиационной безопасности и основных санитарных правил работы с радиоактивными веществами и иными источниками ионизирующего излучения, а также это получение информации об уровнях облучения людей и о радиационной обстановке на объекте и в окружающей среде Цель радиационного контроля - определение степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований нормативов, которые предусматривают не превышение установленных основных пределов доз и допустимых уровней при нормальной работе, а также получение необходимой информации для оптимизации защиты и принятия решений о вмешательстве в случае радиационных аварий, загрязнения зданий и местности радионуклидами. Радиационный контроль включает определение доз облучения населения, сил РСЧС и личного состава (дозиметрический контроль), а также степени загрязнения людей, техники, материальных средств и различных объектов радиоактивными веществами. Чаще всего контроль соблюдения НРБ на объекте классифицируют по контролируемому параметру и выделяют следующие виды: Оценка источников излучения по различным параметрам: мощность дозы, плотность потока частиц и т.п. Мониторинг доз, получаемых персоналом. Определяются эффективные и эквивалентные дозы, оценивается поступление радионуклидов в организм и прочие параметры, характеризующие воздействие излучения на организм сотрудников. Контроль параметров загрязнения окружающей среды: воды, воздуха, продуктов питания и т.п. Оценка уровня радиоактивного загрязнения различных объектов и поверхностей, к примеру – одежды персонала или пола в рабочих помещениях. Контроль активности выбросов радиоактивных отходов в окружающую среду. С точки зрения экологической безопасности, этот критерий является ключевым на многих предприятиях, включая атомную энергетику. Исходя из контролируемого параметра подбираются технические средства для оценки воздействия ионизирующего излучения, методы мониторинга и способы осуществления работ. Дозиметрический контроль - комплекс организационных и технических мероприятий по определению доз облучения людей, проводимых с целью количественной оценки эффекта воздействия на них ионизирующих излучений[15] и подразделяется на групповой и индивидуальный, для населения допускается осуществлять расчетным методом по мощностям доз излучения и времени работы. По данным контроля определяются режим работы формирований и необходимость направления на обследование в медицинские учреждения Индивидуальный контроль проводится с целью получения данных о дозах облучения каждого человека, которые необходимы для первичной диагностики степени тяжести лучевого поражения и сортировке пораженных на этапах медицинской эвакуации. Индивидуальный контроль осуществляется для всех офицеров и прапорщиков, руководящего и командно-начальствующего состава объектов экономики, органов исполнительной власти различного уровня, а также подразделений и формирований, действующих в отрыве от основных сил. Перечисленным категориям лиц выдаются индивидуальные дозиметры и карточки учета доз облучения. Полученные дозы облучения заносятся в карточки учета доз облучения и в журнал контроля облучения (приложение 42). Групповой контроль организуется командиром (начальником) с целью получения данных о средних дозах облучения личного состава формирований, персонала объектов экономики для оценки их работоспособности. Для этого формирования обеспечиваются измерителями дозы (дозиметрами) из расчета 1…2 дозиметра на группу людей 14…20 человек, действующих в одинаковых условиях обстановки. Снятые показания дозиметров присваиваются каждому человеку данной группы и заносятся в журнал контроля облучения. Групповой контроль расчетным методом заключается в определении дозы облучения населения по средним мощностям доз излучения в населенных пунктах с учетом продолжительности облучения и защищенности людей. Мощности доз излучения измеряются через равные промежутки времени с периодичностью например: в первые сутки с момента загрязнения – через 0,5…1 ч, во вторые сутки - через 1…2 ч, в третьи и последующие – через 3…4 ч. Радиационные аварии на объектах ядерной энергетики и промышленности. Меры их предотвращения. Этапы ликвидации радиационных аварий и их последствий. Международными организациями разработана шкала оценки опасных событий на АЭС и рекомендованы необходимые меры обеспечения радиационной безопасности: Уровень опасности VII или глобальная авария: Выброс в окружающую среду большей части радиоактивных продуктов, накопленных в активной зоне, в результате которого будут превышены дозовые пределы для запроектных аварий (I). Возможны острые лучевые поражения. Длительное воздействие на здоровье населения, проживающего на большой территории, включающей более чем одну страну Длительное воздействие на окружающую среду (Чернобыль, СССР, 1986). Уровень опасности VI или тяжелая авария: Выброс в окружающую среду большого количества радиоактивных продуктов, накопленных в активной зоне, в результате которого дозовые пределы для проектных аварий' будут превышены, а для запроектных — нет. Для ослабления серьезного влияния на здоровье населения необходимо введение планов мероприятий по защите персонала и населения в случае аварий в зоне радиусом 25 км, включающих эвакуацию населения (Уиндскейл, Великобритания, 1957). Уровень опасности V или авария с риском для окружающей среды: Выброс в окружающую среду такого количества продуктов деления, которое приводит к незначительному повышению дозовых пределов для проектных аварий (II) и радиационно эквивалентных выбросу порядка сотни ТБк 131I. Разрушение большей части активной зоны, вызванное механическим воздействием или плаванием с превышением максимального проектного предела повреждения твэлов. В некоторых случаях требуется частичное введение планов мероприятий по защите персонала и населения в случае аварий (местная йодная профилактика и/или частичная эвакуация) для уменьшения влияния облучения на здоровье населения (Три-Майл- Айленд, США, 1979). Уровень опасности IV или в пределах АЭС: Выброс радиоактивных продуктов в окружающую среду в количестве, превышающем значения для уровня III, который привел к переоблучению части персонала, но в результате которого не будут превышены дозовые пределы для населения. Однако требуется контроль продуктов питания населения л (Сант-Лаурент, Франция,1980). Уровень опасности III или серьезная авария: Выброс в окружающую среду радиоактивных продуктов выше допустимого суточного, но не превышающий 5-кратного допустимого суточного выброса газообразных летучих радиоактивных продуктов и аэрозолей и/или 1/10 годового допустимого сброса со сбросными водами. Высокий уровень радиации и/или большое загрязнение поверхностей на АЭС, обусловленные отказом оборудования или ошибками эксплуатации. События, в результате которых происходит значительное переоблучение работающих (доза более 50 мЗв). При рассматриваемом выбросе не требуется принимать защитных мер за пределами площадки. Происшествия, при которых дальнейшие отказы в системах безопасности должны привести к авариям или ситуациям, где системы безопасности не будут способны предотвратить аварию, если произойдет исходное событие (Банделлос, Испания, 1989). Уровень опасности II или средняя авария: Отказы оборудования или отклонения от тяжести нормальной эксплуатации, которые хотя и не влияют непосредственно на безопасность станции, но способны привести к значительной переоценке мер по безопасности. Уровень опасности I или незначительная авария: Функциональные отклонения в управлении, которые не представляют какого-либо риска, но указывают на недостатки в обеспечении безопасности. Эти отклонения могут возникнуть из-за отказа оборудования, ошибки персонала или недостатков руководства по эксплуатации (такие события должны отличаться от отклонений без превышения пределов безопасной эксплуатации, при которых управление станцией осуществляется в соответствии с установленными требованиями. Эти отклонения, как правило, считаются «ниже уровня шкалы»). Уровень опасности 0 или низкое: Не влияет на безопасность уровня шкалы. Для аварий VII, VI и V уровня в «Типовом плане мероприятий по защите населения в случае радиационной аварии» предусматриваются соответствующие меры, регламентирующие деятельность сил ликвидации аварии, конкретизированные в аналогичных планах региональных органов управления МЧС. Для аварии IV и происшествия III уровня помощь персоналу АЭС в ликвидации радиационной аварии (происшествия) осуществляется по запросу руководства станции (аварийного объекта) для предотвращения дальнейшего развития аварии и облучения большого числа людей. Происшествия II и I уровня не требуют оказания помощи. С целью ликвидации последствий аварии была разработана программа мероприятий, включающая: 1. ликвидацию выброса радионуклидов в окружающую среду и предупреждение опасности взрыва реактора; 2. дезактивацию площадки АЭС; 3. консервацию 4-го блока; 4. дезактивацию 30-километровой зоны и возобновление хозяйственной деятельности в ней; 5. организацию системы контроля радиационной обстановки. |