Программа дисциплины гигиена детей и подростков
 Скачать 1.1 Mb.
|
|
ТИПОВАЯ СИТУАЦИОННАЯ ЗАДАЧА № 8. В ночь аварии на Чернобыльской АЭС наибольшие дозы облучения получили 600 человек из чис- ла охраны промплощадки. Эти люди подверглись сравнительно равномерному внешнему облуче- нию всего тела. Из них у 134 человек средняя индивидуальная доза составила 3,4 Зв. У всех 134 ликвидаторов была диагностирована острая лучевая болезнь. У других ликвидаторов в первые дни после аварии средние индивидуальные дозы составили - 0,56 Зв, у пилотов вертолётов - 0,26 Зв, у персонала ЧАЭС - 0,087 Зв. (Нормативные документы: «Нормы радиационной безопасности 99(2009) СП2.6.1.758-99 (2009)» ЗАДАНИЕ А. Дайте оценку полученных ликвидаторами доз облучения и тактику их дальнейшего трудо- устройства и лечения. Б. Ответьте на следующие вопросы: Как рассчитать необходимую толщину экранов из свинца и из бетона для защиты персонала ЧАЭС от внешнего g-излучения с целью обеспечения необходимых норм радиационной безопас- ности. Какие ещё факторы защиты от внешнего излучения следовало применять в данной ситуа- ции? Какие лучевые поражения (кроме лучевой болезни) можно ожидать у людей- ликвидаторов аварии на ЧАЭС? Назовите лучевые поражения, относящиеся к детерминированным и стохастическим эффектам. Объясните, в чём заключается принципиальное отличие этих двух групп заболеваний. Объясните, что такое «эффективная коллективная» доза и как её величина связана с вероятностью возникновения стохастических эффектов? Назовите принципы измерения радиоактивности и доз излучения, а также объясните на каких яв- лениях основаны эти принципы. Перечислите и дайте определение доз, используемых для количественной оценки ионизирующих излучений. Назовите единицы измерения этих доз. Какой термин используется в настоящее время для регламентации облучения людей в нашей стране? Какие категории облучаемых лиц установлены НРБ-99? Из каких величин складывается понятие «дозы эффективной (эквивалентной) годовой»? Дайте определение и приведите примеры радиоактивных источников в закрытом виде. Назовите источники ионизирующей радиации, дающие в настоящее время (в среднем по РФ) наибольший вклад в полную годовую эффективную дозу населения. Укажите (в процентах) долю вклада каждого источника. Каково значение вклада в коллективную дозу облучения у населения за счёт прошлых радиацион- 25 ных аварий? ЭТАЛОНЫ ОТВЕТОВ А. Из приведенных в задаче данных ясно, что у всех категорий аварийного персонала произошло значительное переоблучение. Предел эффективной дозы для персонала группы А не должен пре- вышать 20 мЗв в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв за год. Таким об- разом, превышение индивидуальных доз составило: 1 группа: 3400 мЗв : 50 мЗв = 68 раз; 2 группа: 560 мЗв : 50 мЗв = 11,2 раза; 3 группа: 260 мЗв : 50 мЗв = 5,2 раза; 4 группа: 87 мЗв : 50 мЗв = 1,7 раза. Практика показывает, что облучение дозой 150 мЗв могут наблюдаться клинически значимые нарушения кроветворения, а доза более 1000 мЗв приводит к развитию острой лучевой болезни. В связи с этим, ликвидаторы 1 группы должны быть срочно госпитализированы и подвергнуты ком- плексному лечению лучевой болезни. Лица 2 и 3 групп должны быть также госпитализированы и подвергнуты динамическому обследованию с целью выявления начальных стадий нарушения процессов кроветворения и их последующего лечения и коррекции. Персонал 4 группы должны проходить динамическое наблюдение, однако при отсутствии каких либо нарушений со стороны здоровья, они могут быть допущены к продолжению работы по специальности, при условии полу- чения ими в течение следующего года индивидуальной дозы, не превышающей 20 мЗв/год. При выявлении нарушений со стороны здоровья вопрос об их трудоустройстве должен решаться инди- видуально. Б. 1. Для расчета защиты экранами с целью предупреждения превышения допустимого предела эф- фективной дозы может быть использован расчет по слою половинного ослабления. Для этого в таблице расчета слоёв половинного ослабления в графе «кратность ослабления» находим величи- ну, точно соответствующую полученным уровням превышения, или, округленную в сторону уве- личения ближайшую к полученным. В результате получаем, что необходимые кратности ослабле- ния составляют 128, 16, 8 и 2 раза, что по таблице соответствует 7ми, 4-м, 3-м и 1-му слою поло- винного ослабления. Учитывая, что толщина одного слоя половинного ослабления для свинца со- ставляет - 1,8 см, а для бетона - 10 см , вычисляем общую толщину экранов из свинца и бетона для защиты всех четырёх групп ликвидаторов. Для I группы толщина свинцового экрана составит 1,8-7 = 12,6 см; толщина экрана из бетона - 10- 7 = 70 см. Для II группы толщина свинцового экрана = 1,8 х 4 = 7,2 см; толщина экрана из бетона = 10-4 = 40 см. Для III группы толщина свинцового экрана = 1,8 х 3 = 5,4 см; толщина экрана из бетона = 10х3 = 30 см. Для IV группы толщина свинцового экрана = 1,8 х 1 = 1,8 см; толщина экрана из бетона = 10х1 = 10 см. Кроме защиты экранами в данной ситуации можно было применить защиту расстоянием (увели- чение расстояния от источника g-излучения до людей) и защиту временем (сокращение времени пребывания людей в зоне повышенной радиации). 2. Кроме лучевой болезни у ликвидаторов аварии следовало ожидать: лучевые ожоги, лучевые ка- таракты хрусталика глаза, нарушения гемопоэза, временную или постоянную стерильность, гене- тические нарушения, лейкозы и опухоли. 3. К детерминированным эффектам относятся острая и хроническая лучевая болезнь, лучевые ожоги, лучевые катаракты, нарушения гемопоэза, временная или постоянная стерильность. К стохастическим эффектам относятся генетические нарушения, лейкозы и опухоли. Детерминированные эффекты излучения возникают только после воздействия определённых по- роговых доз, ниже которых эти эффекты клинически не проявляются. При воздействии доз выше пороговых тяжесть эффекта зависит от дозы. Стохастические вероятностные эффекты не имеют дозового порога. Возникновение стохастиче- ских эффектов теоретически возможно при сколь угодно малой дозе облучения, при этом вероят- ность их возникновения тем меньше, чем ниже доза. 4. Коллективная эффективная доза - это мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения, равная сумме индивидуальных эффективных доз. Вероятность возникнове- ния отдалённых или стохастических последствий будет возрастать линейно с увеличением коллек- 26 тивной дозы. 5. Существует несколько принципов измерения радиоактивности и доз излучения: а) ионизационный принцип - основан на ионизации воздуха или другого газа между двумя элек- тродами, имеющими разные потенциалы, измеряемая по возникающему электрическому току; б) сцинтилляционный принцип - основан на возбуждении и ионизации атомов и молекул веще- ства при прохождении через него заряжённых частиц, сопровождаемых испусканием светового излучения - сцинтилляции, которые усиливаются с помощью фотоэлектронного умножителя и ре- гистрируются счётным устройством. в) люминесцентные принципы - радиофотолюминесценция и радиотермолюминесценция. Эти принципы основаны на накоплении в люминофорах поглощенной энергии, которая освобождается под воздействием ультрафиолетового излучения или нагревания, в результате чего наблюдаемые оптические эффекты могут служить мерой поглощённой энергии. г) фотохимический принцип - основан на воздействии ионизирующих излучений на фотоэмуль- сию фотографической плёнки. Доза измеряется по оптической плотности почернения проявленной и фиксированной плёнки. 6. Для количественной оценки ионизирующих излучений используют: а) поглощённую дозу - величину энергии ионизирующего излучения, переданную веществу. В единицах СИ измеряется в Джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг -1 ) и имеет специальное назва- ние - грей (Гр.). б) эквивалентную дозу - поглощённую дозу в органе или ткани, умноженную на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения. Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв). в) эффективную дозу - дозу гипотетического одномоментного облучения человека, вызывающую такие же биологические эффекты, что и подобная доза протяженного во времени или фракциони- рованного облучения. Это доза, используемая как мера риска возникновения отдалённых послед- ствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учётом их радиочувстви- тельности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соот- ветствующие взвешивающие коэффициенты. Единица эффективной дозы - зиверт (Зв). 7. В соответствии с НРБ-99 в настоящее время установлены «пределы индивидуальных доз» облу- чения граждан от всех источников ионизирующих излучений. Нормами радиационной безопасности устанавливаются следующие категории облучаемых лиц: а) персонал (группа А) - лица, работающие с техногенными источниками излучения; б) персонал (группа Б) - лица, находящиеся по условиям работы в сфере воздействия излучения; в) население - все лица, включая персонал, вне работы с источниками ионизирующего излучения. 8. Доза эффективная (эквивалентная) годовая - это сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год. 9. Радиоактивный источник в закрытом виде - источник излучения, устройство которого исключа- ет поступление содержащихся в нём радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан. Примеры: рентгеновские и гамма-аппараты, аппараты для гамма- дефектоскопии, флюорографи- ческие аппараты и др. 10. В среднем по РФ наибольший вклад в полную годовую эффективную дозу населения дают: а) природные источники - 69,8%; б) медицинское облучение - 29,4%. 11. Вклад в коллективную дозу облучения у населения за счёт прошлых радиационных аварий, в среднем по РФ, составляет менее 1%. ТИПОВАЯ СИТУАЦИОННАЯ ЗАДАЧА № 9. В лаборатории диагностического отделения онкологической больницы города Н. работают с бета-излучающими изотопами. С 250 см 2 поверхности пола лаборатории произве- дён смыв. После радиометрического исследования была обнаружена радиоактивная загрязнён- ность смыва, равная 5,5-10 5 частиц/мин. (Нормативные документы: «Нормы радиационной без- опасности-99 СП 99», Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности СП2.6.1.799-99). ЗАДАНИЕ А. Дайте заключение по уровню загрязнения поверхности пола в лаборатории и, в случае необхо- 27 димости, рекомендации по его снижению. Б. Ответьте на следующие вопросы: Перечислите методы дезактивации объектов окружающей среды. 2 . Назовите факторы, определяющие радиотоксичность радиоактивных изотопов? 3 . Назовите главные принципы защиты при работе с радиоактивными источниками в открытом виде. 4. Что такое радиоактивные источники в открытом виде. 5. Назовите классы работ с источниками в открытом виде и особенности планировки помещений, предназначенных для выполнения каждого класса работ. 6. Из чего складывается естественный радиационный фон? 7 . Дайте определение техногенного и искусственного радиационного фона и причины, форми- рующие их? 8. Чем характеризуются основные виды ионизирующих излучений. ЭТАЛОНЫ ОТВЕТОВ А. Удельная загрязнённость поверхности пола в лаборатории 22°°част./мин/см ( 5,5 х 1° : 25°) превышает допустимый уровень общего радиоактивного загряз- нения данной поверхности бета-активными нуклидами, так как в норме этот показатель не должен превышать 2°°° част./мин/см . Помещение нуждается в декантоминации (дезактивации). Для этой цели могут использоваться: 1. поверхностно-активные вещества (жировое мыло, моющие порошки, «Контакт Петрова» и др; 2. комплексообразующие соединения (полифосфакты, лимонная и щавелевая кислоты и их соли и др.). 3. в случае, когда радиоактивные вещества имеют химическую связь с материалом поверхности пола - минеральные кислоты (HC1, H 2 SO 4 и др.) и окислители (KMnO 4 , H 2 O 2 и др.). Результаты очистки загрязненной поверхности пола признают удовлетворительными, если по- вторное измерение дает результат, не превышающий норматива. В противном случае проводят повторную обработку. Б. 1. К методам дезактивации объектов окружающей среды относятся: а) механические (вытряхивание, выколачивание, вакуумэкстракция и др.). б) физические: сорбенты (опилки, уголь); растворители (керосин, бензин, дихлорэтан и др.); мо- ющие средства (мыло 40%, стиральные порошки). в) химические: комплексообразователи (лимонная и щавелевая кислоты и их соли, трилон Б и др.); ионообменные смолы (аниониты, катиониты); окислители и щелочи. г) биологические. 2. Радиотоксичность изотопов зависит от следующих факторов: а) вида радиоактивного превращения (a-,b- или g-распад); б) средней энергии одного акта распада; в) схемы радиоактивного распада; г) пути поступления радионуклида в организм; д) распределения радионуклидов по органам и системам; е) времени пребывания радионуклида в организме (период полураспада и период полувыведения); ж) пути выведения радионуклида из организма. 3. Главные принципы защиты при работе с радиоактивными источниками в открытом виде: а) соблюдение принципов защиты при работе с источниками излучения в закрытом виде; б) герметизация производственного оборудования для изоляции процессов, в результате которых радионуклид может поступать в окружающую среду; в) планировка помещений; г) оптимизация санитарно-технических устройств и оборудования; д) использование средств индивидуальной защиты; е) санитарно-бытовые устройства; ж) выполнение правил личной гигиены; з) очистка от радиоактивных загрязнений поверхности строительных конструкций, аппаратуры и средств индивидуальной защиты. 4. Радиоактивные источники в открытом виде - это радионуклидные источники, при использова- нии которых возможно поступление содержащихся в них радионуклидов в окружающую среду. 5. Существует три класса работ с радиоактивными источниками в открытом виде. 28 Работы I класса можно проводить в отдельном здании или изолированной части здания, имеющей отдельный вход. В основу планировки помещений для выполнения работ I класса положен прин- цип деления их на три зоны по степени возможного радиоактивного загрязнения. Помещения для работ II класса должны размещаться изолированно от других помещений. Для планировки помещений может быть применён простейший вид трёхзональной планировки, при которой лабораторию делят стеклянными перегородками на 3 зоны. Работы III класса могут выполняться в однокомнатной лаборатории, условно разделяемой на зоны, в которых потенциальная возможность загрязнения неодинакова. 6. Слагаемыми естественного радиационного фона являются: а) космическое излучение; б) радионуклиды, присутствующие в земной коре, воде, воздухе, растениях. в) радионуклиды естественного происхождения, содержащиеся в организме человека. 7. Радиационный фон подразделяют на: а) техногенный или технологически изменённый естественный радиационный фон, представляю- щий собой ионизирующее излучение от природных источников, претерпевших изменения в ре- зультате деятельности человека. Например, излучение от естественных радионуклидов, поступа- ющих в биосферу вместе с увлечёнными на поверхность Земли из её недр полезными ископаемы- ми, излучения в помещениях, построенных из материалов, содержащих естественные радионукли- ды и др. б) искусственный радиационный фон обусловленный радиоактивностью продуктов ядерных взрывов, отходами ядерной энергетики и авариями. 8. Основными видами ионизирующих излучений являются: а) a-излучение. представляющее собой поток ядер гелия с зарядом +2 и массой 4,03 единицы. Об- ладает огромной удельной ионизирующей способностью, образуя в воздухе на 1 см пробега a- частицы несколько десятков тысяч пар ионов. Проникающая способность a-частиц очень мала и составляет: в воздухе - несколько сантиметров; в тканях человека - несколько микрон. б) b-излучение - поток электронов или позитронов, с зарядом, соответственно -1 или +1. Масса частиц равна 0,0005 ед. массы. Средняя удельная ионизирующая способность в воздухе на 1 см пробега - около 100 пар ионов. Проникающая способность: в воздухе - несколько метров, в тканях человека - до 1 см. в) g-излучение - электромагнитные волны, с зарядом =0, массой, равной 0,001 ед. массы. Средняя удельная ионизирующая способность в воздухе на 1 см пробега - несколько пар ионов. Проника- ющая способность: в воздухе - десятки и сотни метров, в тканях человека - насквозь. ТИПОВАЯ СИТУАЦИОННАЯ ЗАДАЧА № 10. В атмосферном воздухе г. Красноярска среднегодовые концентрации техногенных химических веществ составили: - взвешенные вещества - 0,75 мг/м 3 ; - диоксид азота - 0,03 мг/м 3 ; - аммиак - 0,024 мг/м 3 ; - формальдегид - 0,0015 мг/м 3 ; - фреоны - 0,2 мг/м 3 ; - сероуглерод - 0,4 мг/м 3 Референтными (безопасными) концентрациями данных веществ являются: - для взвешенных веществ - 0,05 мг/м 3 ; - для диоксида азота - 0,04 мг/м 3 ; - для аммиака - 0,24 мг/м 3 ; - для формальдегида - 0,003 мг/м 3 ; - для фреонов - 0,7 мг/м 3 ; - для сероуглерода - 0,7 мг/м 3 Критическими органами, в наибольшей степени поражаемыми при воздействии взвешенных ве- ществ, диоксида азота, аммиака и формальдегида являются органы дыхания; для фреонов и серо- углерода - ЦНС. (Нормативные документы: «Руководство по оценке риска для здоровья населения при воздействии химических веществ, загрязняющих окружающую среду» Р. 2.1.10.1920-04) ЗАДАНИЕ. А. Дайте гигиеническое заключение по приведенной ситуации. Рассчитайте коэффициенты опас- ности для каждого из представленных в условии задачи техногенных химических веществ, загряз- 29 няющих атмосферный воздух, а также вычислите индексы опасности для критических органов. Определите критические органы, в наибольшей степени поражаемые при воздействии представ- ленных химических веществ, а также укажите вещества, играющие наиболее значительную роль в формировании риска для здоровья людей, а также обладающие наибольшим вкладом в риск воз- действия на соответствующий критический орган или систему. |