Пивовар практика. Руководство к лабораторным занятиям по гигиене и основам экологии человека рекомендовано
 Скачать 1.51 Mb.
|
|
РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ ПРИ РАБОТЕ С РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ И ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ Цель занятия. Студентов знакомят с основными параметрами защиты для создания безопасных условий работы с источниками ионизирующих излучений. Практические навыки. Студентов учат оценивать радиационную обстановку и давать рекомендации по радиационной защите. Нормативные документы. СП 2.6.1.758-99 «Нормы радиационной безопасности»; СП 2.6.1.799-99 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности». Задания. В процессе изучения темы студент должен:
Методические указания к заданиям Использование радиоактивных веществ сопряжено с опасностью воздействия на организм человека ионизирующей радиации. В результате несоблюдения мер радиационной безопасности могут возникнуть непосредственные и отдаленные последствия (острая и хроническая лучевая болезнь, лейкозы, злокачественные новообразования) и генетические последствия. Поэтому при использовании радиоактивных веществ принимают меры, предохраняющие от излишнего облучения людей извне, а также от проникновения радиоактивных веществ внутрь организма (инкорпорирование) и внутреннего облучения. Поскольку -лучи по сравнению с - и -излучением обладают наибольшей проникающей способностью, при расчетах защиты от внешнего облучения прежде всего рассчитывают защиту от -излучения. Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья людей от вредного воздействия ионизирующей радиации без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании радиоактивных веществ и источников ионизирующих излучений в разных областях хозяйства, науке и медицине. Для количественной характеристики ионизирующей радиации используют понятие «экспозиционная доза». Системной единицей экспозиционной дозы является кулон, деленный на килограмм (Кл/кг), внесистемной — рентген (Р). Обе единицы установлены, исходя из степени ионизации воздуха под влиянием ионизирующей радиации. Кулон, деленный на килограмм, — это количество энергии ионизирующего излучения, под действием которого в 1 кг воздуха образуются ионы, несущие заряд в 1 Кл количества электричества каждого знака. Рентген — это доза, под действием которой в 1 см3 воздуха образуются ионы, несущие заряд в одну электростатическую единицу количества электричества каждого знака (2,08109 пар ионов): 1 P = 0,258 мКл/кг = 2,5810-4 Кл/кг. В последней редакции норм радиационной безопасности (НРБ-99) понятие «экспозиционная доза» не используется и соответственно не используются единицы ее выражения. Для характеристики степени воздействия рентгеновского или -излучения на биологические объекты в указанных нормах пользуются понятием «поглощенная доза», которая выражается системной единицей грей (Гр) или внесистемной рад. Грей (Дж/кг) — количество энергии ионизирующей радиации, под действием которого в 1 кг облучаемого вещества поглощается энергия, равная 1 Дж. Рад — единица поглощенной дозы, равная 100 эргам, поглощенным в 1 г вещества. Для оценки степени радиационной опасности хронического облучения излучением произвольного состава введено понятие «эквивалентная доза» (Н), представляющее собой произведение поглощенной дозы (D)и взвешивающего коэффициента для данного вида излучения (WR). В качестве единиц эквивалентной дозы используют зиверт (системную единицу) и бэр (специальную единицу): 1 Зв = 1 Гр WR= 100 рад WR= 100 бэр. Определенная числовая зависимость между системными и внесистемными единицами активности и дозами излучения представлена в табл. 1.23. Взвешивающий коэффициент (WR) для данного вида излучения учитывает относительную эффективность разных видов излучения в зависимости от его биологического действия. Для рентгеновского - и -излучения он равен единице, поэтому дозы облучения, выраженные в радах и бэрах или в греях и зивертах, будут иметь одинаковые значения. Мощность дозы — это доза облучения, получаемая объектом в единицу времени (секунду, минуту, час). Эффективная доза (Е) — доза гипотетического одномоментного облучения человека, вызывающая такие же биологические эффекты, как подобная доза протяженного во времени или фракционированного облучения. Она измеряется в зивертах. Эта доза используется как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности. Эффективная доза представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органе и соответствующих взвешивающих коэффициентов для данного органа или ткани (WT). Значения этого коэффициента для тканей и органов приведены ниже:
Пример. При рентгеновском обследовании грудной клетки средняя эквивалентная доза облучения легких составила 180 мкЗв, молочной железы — 30; щитовидной железы — 50; красного костного мозга — 110; гонад — 10; поверхности костной ткани — 23; желудка, кишечника, печени, почек, селезенки, поджелудочной железы — по 20 мкЗв. Облучением остальных органов и тканей можно пренебречь. Эффективную эквивалентную дозу, полученную пациентом при обследовании, определяют следующим образом, мкЗв: 1800,12 + 300,05 + 500,05 + 1100,12 + 100,2 + 230,01 + 200,12 + + 200,05 + 200,05 + 200,05 + 200,05 + 200,05 = 50. Предел дозы — это величина годовой эффективной или эквивалентной дозы излучения, которую нельзя превышать в условиях нормальной работы. Нормы радиационной безопасности разрабатываются и перерабатываются на основе рекомендаций Международной комиссии по радиационной защите. В настоящее время в России действует НРБ-99 (СП 2.6.1.758-99). Основные принципы радиационной безопасности Существует три принципа радиационной безопасности.
При реализации этого принципа принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 человеко-зиверт (чел.-Зв) приводит к потере 1 человеко-года жизни. Нормами радиационной безопасности устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:
Для этих категорий устанавливаются пределы эффективных и эквивалентных доз по трем группам органов (хрусталику глаза, коже, кистям и стопам) (табл. 4.14). Таблица 4.14. Основные пределы доз (НРБ-99), мЗв
Существует также опасность возникновения отдаленных эффектов и генетических последствий от воздействия радиации. Поэтому должны приниматься меры по максимально возможному ограничению облучения населения (в частности, при рентгенорадиологических исследованиях). Доза внешнего облучения, полученного при работе с источником, зависит от активности источника, расстояния от него, времени облучения. Это создает возможность использовать указанные факторы для защиты от внешнего облучения. Правильное решение вопросов защиты возможно лишь на основании знания методов дозиметрии и принципов защиты. Расчет основных параметров защиты от внешнего облучения Рассмотрим расчеты, позволяющие создать безопасные условия работы с источниками ионизирующих излучений. Доза, полученная при работе с радионуклидами (Z), Зв), может быть рассчитана математически по формуле  где А — активность радионуклидов в источнике, мКи; К — постоянная для данного радионуклида; t— время облучения, ч; r — расстояние от облучателя, см. Полученная таким образом величина не будет иметь высокой степени точности, так как отражает только общие закономерности и изменяется под влиянием большого числа факторов. Вместе с тем данная формула отражает общие закономерности формирования дозы облучения и поэтому может быть использована для получения принципиальной «формулы защиты». Критерием при расчете параметров защиты от внешнего облучения является предел эффективной дозы, который для работающих с радиоактивными веществами (персонал, группа А) составляет 20 мЗв в год (см. табл. 4.14). Хотя в настоящее время предел доз на неделю не регламентируется, при расчетах удобнее пользоваться недельной дозой, которая при равномерном распределении годового облучения составляет 0,4 мЗв. Подставив значение недельной дозы, приведя в соответствие единицы измерения величин и выразив расстояние в метрах, можно получить упрощенную формулу для расчета основных параметров защиты:  где A— активность источника облучения, Бк; t — время облучения за рабочую неделю, ч; r — расстояние от источника облучения, м; 1,8 108 — коэффициент пересчета. Так как данная формула отражает соотношение между активностью источника, расстоянием и временем облучения при безопасных условиях работы, ее можно использовать для расчета основных параметров защиты. Защита количеством заключается в определении предельно допустимой активности источника, с которой можно работать без экрана в течение данного времени на данном расстоянии. Пример. Оператор постоянно работает на расстоянии 1 м от источника излучения в течение 36 ч в неделю. С какой максимальной активностью источника излучения он может работать? В соответствии с формулой, Бк:  Защита временем заключается в определении срока работы с радиоактивным веществом в течение недели, при котором создаются безопасные условия (без превышения предела дозы) при постоянной работе. Пример. В лаборатории работают с источником облучения активностью 5,6107 Бк на расстоянии 1 м от него. Необходимо определить допустимое время работы (за неделю). В соответствии с формулой, ч в неделю:  Защита расстоянием заключается в определении расстояния от работающего до источника излучения, на котором (при данном источнике и времени) можно работать безопасно. Пример. Сестра радиологического отделения в течение 6 ч шесть дней в неделю готовит препараты радия активностью 5,8106 Бк. На каком расстоянии от источника она должна работать? В соответствии с формулой, м:  Защита экранами основана на способности материалов поглощать радиоактивное излучение. Интенсивность поглощения -излучения прямо пропорциональна плотности материалов и их толщине и обратно пропорциональна энергии излучения. При наружном облучении -частицами в экранировании нет необходимости, так как -частицы имеют небольшой пробег в воздухе и хорошо задерживаются другими материалами (например, лист бумаги их не пропускает). Для защиты от -излучения следует применять легкие материалы: алюминий, стекло, пластмассы, так как при поглощении ими данного излучения образуется мягкое тормозное рентгеновское излучение в отличие от жесткого излучения при поглощении тяжелыми материалами. Слой алюминия толщиной 0,5 см полностью задерживает -частицы. Для полной защиты от -излучения целесообразно использовать двухслойные экраны: первый (из легкого материала) поглощает -частицы; второй (из более тяжелого) рассеивает тормозное излучение. Для защиты от -лучей следует применять экраны из тяжелых металлов: свинца, чугуна и других тяжелых материалов (бетона), наиболее хорошо рассеивающие излучение. Можно использовать также грунт, воду и т.д. Толщину защитного экрана, который ослабит мощность -излучения до предельно допустимых уровней, можно рассчитать двумя способами:
В зависимости от энергии -излучения его проникающая способность будет разной. Поэтому для точного расчета толщины защитных экранов составлены специальные таблицы, в которых учитывается кратность ослабления и энергия излучения (табл. 4.15). Таблица 4.15. Толщина защитного экрана из свинца в зависимости от кратности ослабления и энергии -излучения (широкий пучок), мм
Пример. Лаборант, фасующий радиоактивное золото 198Аu с энергией излучения 0,4 МэВ, без защиты получит через неделю дозу облучения 2,0 мЗв. Какой толщины свинцовый экран необходимо применить для создания безопасных условий работы лаборанта? Величина коэффициента ослабления (кратность ослабления) определяется по формуле  где Кос — кратность ослабления; Р — полученная доза; Р0 — предел дозы. В данном примере:  В табл. 4.15 на пересечении линий, соответствующих кратности ослабления 5 и энергии излучения 0,4 МэВ, находим, что необходимая толщина свинцового экрана должна быть 9 мм. При несовпадении данных кратности ослабления и энергии излучения с указанными в таблице результат находят методом интерполирования либо используют последующие числа, обеспечивающие более надежную защиту. Слоем половинного ослабления называется толщина материала, ослабляющая мощность -излучения в 2 раза. Число слоев половинного ослабления в зависимости от необходимой кратности ослабления представлено ниже:
Пример. Требуется ослабить интенсивность -излучения 60Со в 1000 раз экраном из свинца, для которого один слой половинного ослабления равен 1,8 см. Находим, что для ослабления в 1000 раз требуется 10 слоев половинного ослабления свинца. Следовательно, общая толщина свинцового экрана равна, см: 1,810= 18. Толщина одного слоя половинного ослабления составляет, см: для свинца — 1,8; бетона — 10; дерева — 25; грунта — 14. | |||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||