Учебное_пособие_по_коммунальной_гигиене._книга_1. Учебное пособие Книга 1 Руководство к лабораторным занятиям по коммунальной гигиене Для студентов специальности
 Скачать 4.27 Mb.
|
Тема 3. Принципы радиационной защиты населенияЦель занятия: изучение научных основ и современных практических мер и правил защиты населения от внешнего и внутреннего, природного и техногенного воздействия ионизирующей радиации, освоение способов расчета параметров защиты при внешнем облучении. Вопросы теории: открытые, закрытые и смешанные источники ионизирующего излучения; принципы защиты от внешнего облучения, основанные на закономерностях зависимости уровня полученной человеком дозы гамма- или рентгеновского облучения от свойств источника и сопутствующих условий; радиотоксичность, ее зависимость от органотропности, эффективного периода и физико-химических свойств радионуклидов; ограничение облучения населения природными и техногенными источниками; способы удаления и захоронения радиоактивных отходов; ограничение медицинского облучения населения. Студент должен: знать: основные принципы защиты населения от ионизирующего облучения природного и антропотехногенного происхождения, в т.ч. от источников, применяемых в медицинской практике; принципы обеззараживания радиоактивных отходов; уметь: рассчитывать безопасные параметры защиты от внешнего облучения; рекомендовать населению наименее радиоактивные продукты питания. Учебный материал для выполнения задания Цель радиационной защиты населения – обеспечение его радиационной безопасности. Основные принципы защиты населения от ионизирующего облучения (ОСПОРБ-99): - непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения населения от всех источников излучения (принцип нормирования); - запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением (принцип обоснования); - поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (принцип оптимизации). Годовая доза облучения населения от природных, техногенных и медицинских источников не должна превышать основные пределы доз (табл. 24). Организация защиты населения от радиационного поражения во многом определяется видом облучения (внешнее, внутреннее или смешанное), которое зависит от типа источника. Источники ионизирующего излучения могут быть открытыми или закрытыми. Классификация источников излучения: Открытыми источниками называют радиоактивные вещества в таком агрегатном состоянии или оболочке, которые не исключают возможности его распространения в окружающей среде и попадания внутрь организма. При этом возможно как внешнее, так и внутреннее облучение тела человека. Закрытые источники не создают опасности загрязнения окружающей среды радионуклидами. Человек может подвергаться только внешнему облучению. По режиму действия закрытые источники подразделяют на а) источники непрерывного излучения (к ним относятся -, - и нейтронные излучатели в виде изолированных от окружающей среды радиоактивных веществ или установок непрерывного действия) и б) источники прерывистого действия, испускающие излучение периодически при включении генераторов (рентгеновские аппараты, ускорители заряженных частиц). В качестве -излучателей используют искусственные изотопы: 60Co, 75Se, 109Cd, 104Cs, 107Cs и другие. К -излучателям относятся 32P, 90Sr, 134Ce, 198Au и другие. В качестве излучателей нейтронов могут служить Ra+Be, Po+Be, Po+B. Принципы защиты от внешнего облучения в производственных и бытовых условиях
В качестве экранов для защиты от g- или R-излучения применяются тяжелые металлы (свинец, железо, железобетон и другие материалы). Экраны для защиты от внешнего b-излучения делают из легких материалов (алюминия, стекла, пластмасс, резины); экраны из тяжелых металлов применяться не могут, т.к. электроны и позитроны, нарушая равновесие электронных оболочек атомов этих металлов, возбуждают их и вызывают выброс энергии в виде тормозного рентгеновского излучения. Экраны для защиты от нейтронного излучения призваны замедлить быстрые нейтроны, способные создавать наведенную радиоактивность. Для этого используются материалы, в составе которых много атомов водорода - вода, парафин, бетон. Тепловые нейтроны хорошо поглощаются кадмием и бором, которые также используются как материалы для экранов. a-Излучатели как источники внешнего облучения не требуют специальных мер защиты, поскольку проникающая способность a-частиц ничтожно мала. Степень необходимой защиты от открытых радиоактивных веществ зависит от их радиотоксичности. Радиотоксичность - свойство радиоактивных веществ вызывать определенные патологические изменения при попадании их внутрь организма как в результате воздействия ионизирующих излучений, так и от их химической токсичности. Факторы, определяющие радиотоксичность веществ:
Таблица 26. Распределение радионуклидов в организме человека
В отношении всех источников облучения населения следует принимать меры как по снижению дозы облучения отдельных лиц, так и по уменьшению числа лиц, подвергающихся облучению, в соответствии с принципом оптимизации. Ограничение природного облучения населения Снижение облучения населения достигается путем установления ограничений излучения отдельных природных источников и сред - строительных материалов, радиоактивных газов радона и торона в воздухе помещений, питьевой воды, пищевых продуктов, применяемых в сельском хозяйстве удобрений и пр. (допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников излучения, для населения не устанавливается). Удельная активность природных радионуклидов в строительных материалах, предназначенных для жилых и общественных зданий (щебень, гравий, песок, камень, цементное и кирпичное сырье и пр.), не должна превышать 370 Бк/кг. Среднегодовая активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений должна быть ≤ 100 Бк/м3, мощность эффективной дозы γ-излучения не должна превышать более чем на 0,2 мкЗв/ч соответствующий показатель на открытой местности, что устанавливается при проектировании жилых и общественных зданий. При обнаружении нарушений этих требований в действующих зданиях должны проводиться защитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона и торона в воздух помещений, включающие покрытие стен непроницаемыми для газов материалами и повышение эффективности вентиляции помещений. Эффективная доза облучения населения за счет содержания искусственных радионуклидов в питьевой воде должна быть ≤ 0,1 мЗв/год, при этом не требуется проведения мероприятий по снижению ее радиоактивности. Критерием непревышения указанной дозы за счет питьевой воды является содержание отдельных радионуклидов в воде ниже уровня вмешательства (УВ) для стандартного водопотребления 730 кг в год: и выполняется условие: ∑(Аi/УВi)≤1, где Ai - удельная активность i-го радионуклида в воде, Бк/кг; УВi - уровень вмешательства для i-го радионуклида, Бк/кг (МУ 2.6.1.1981-05). При совместном присутствии в воде нескольких радионуклидов защитные действия должны осуществляться с учетом принципа оптимизации. В случае поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом, водой и пищей оценка опасности облучения производится по тем из них, для которых установлены наименьшие значения предельного годового поступления определенных радиоактивных изотопов с вдыхаемым воздухом, питьевой водой и пищей ПГПнас и ДОАнас. Удельная активность природных радионуклидов в фосфорных удобрениях и мелиорантах не должна превышать 4,0 кБк/кг. Ограничение техногенного облучения населения Меры по снижению облучения населения от техногенных источников:обеспечение сохранности источников, контроль технологических процессов, ограничение выброса радионуклидов в окружающую среду и пр. на стадиях проектирования, эксплуатации и прекращения использования источников излучения. На основании значений предельного годового поступления ПГП радионуклидов через органы пищеварения (табл. 19) и предела дозы (1,0 или 5,0 мЗв/год – табл. 24) для конкретных условий рассчитывается допустимая удельная активность основных пищевых продуктов с учетом их распределения по компонентам рациона и содержания в питьевой воде, а также с учетом поступления радионуклида через органы дыхания и внешнего облучения. Содержание 40К и 226Ra в некоторых продуктах питания в средней полосе России показано в табл. 27. Таблица 27. Удельная радиоактивность 40К и 226Ra в некоторых продуктах
Обезвреживание радиоактивных отходов К радиоактивным отходам относятся остающиеся после работы материалы, содержащие остатки радионуклидов и отработавшие источники радиации. Они могут быть твердыми, жидкими и газообразными. Газообразные отходы, образующиеся в вытяжных шкафах и боксах, задерживаются специальными фильтрами, вставленными в вытяжные трубопроводы. По мере загрязнения фильтр заменяется новым, а отработавший удаляется вместе с твердыми отходами. Твердые и жидкие отходы, содержащие короткоживущие изотопы с Тф15 суток (131I, 24Na, 27Mg, 31Si, 32P и др.) выдерживаются в бетонных резервуарах в течение времени, соответствующего 10 периодам полураспада (обычно не меньше 3 месяцев), после чего становятся практически неактивными. Жидкие отходы при малом объеме и низкой удельной активности можно разбавлять чистой водой до безопасного уровня радиоактивности, после чего сливать их в водоемы. В отдельных случаях их непосредственно закачивают в грунт (отработанные шахты, нефтяные скважины). Применение таких методов переработки жидких отходов как дистилляция, коагуляция, осаждение, выпаривание, ионный обмен преследуют цель уменьшить объем жидкости до минимума и сделать возможным удаление радиоактивного осадка или отработавших ионообменных смол с твердыми отходами. Все твердые радиоактивные отходы обычно помещают в полиэтиленовые мешки или металлические контейнеры-сборники и отправляют на дальнейшую переработку (измельчение, прессование, сжигание, цементирование). Основная цель переработки – уменьшение объема и массы твердых отходов в 10-100 раз. Транспортировка отходов осуществляется в герметично закрытых свинцовых контейнерах при условии их скрепления цементом или жидким стеклом. Удаление и захоронение радиоактивных отходов в России производится в могильники, которые устраивают на расстоянии не менее 1 км от сельских и 4 км от городских населенных пунктов, в равнинной местности с песчаным грунтом и низким стоянием подземных вод. Контейнеры с отходами помещают в бетонированные подземные емкости, поверх которых устраивают земляную насыпь и бетонное перекрытие, полностью герметизирующее могильник. В ряде стран практикуется удаление радиоактивных отходов в океанические впадины, пещеры необитаемых островов и ближнее космическое пространство. Ограничение медицинского облучения. Принципы контроля и ограничения радиационных воздействий в медицине основаны на получении необходимой и полезной диагностической информации или терапевтического эффекта при минимально возможных уровнях облучения. Выделяют 3 категории пациентов:
Цель защиты больных категории АД – не допустить доз, способных вызвать стойкие детерминированные эффекты (поражения кроветворных органов, катаракту, лучевые язвы на коже); но не гонадотропный, эмбриотоксический и другие отдаленные стохастические эффекты облучения в связи с преклонным возрастом основной массы пациентов этой категории. Для пациентов с ургентными состояниями, обследуемых по жизненным показаниям, стохастические последствия также не являются ограничивающим фактором. Дозы облучения лиц категории БД не должны создавать значительного риска возникновения стохастических отдаленных последствий и снижения общей резистентности организма. Лица категории ВД, учитывая перспективу всеобщей диспансеризации, составляют практически все население страны, начиная с 12 лет. Уровень риска стохастических эффектов для этой категории должен быть ничтожно малым. Для предупреждения непосредственных лучевых поражений у пациентов категории АД рекомендуемый уровень эквивалентной дозы при процедурах ≤ 0,5 Зв, на хрусталик глаза – ≤ 0,15 Зв, на кожу –≤ 0,5 Зв. Для лиц категории БД дозы должны быть в 10 раз ниже, а для категории ВД – в 100 раз ниже, чем для категории АД (НРБ-99). Таблица 28. Дозовые контрольные уровни облучения за год, рекомендуемые для пациентов при рентгенологических обследованиях
При проведении профилактических медицинских рентгенологических исследований практически здоровых лиц годовая эффективная доза облучения населения устанавливается в среднем ≤ 1 мЗв. Дозовые контрольные уровни облучения пациентов разных категорий в течение года даны в табл. 28. Ориентировочные уровни эффективных доз облучения, получаемых пациентами при разных рентгенологических процедурах, приведены в табл. 29. Таблица 29. Эффективные дозы, получаемые пациентами при разных рентгенологических обследованиях, мЗв
Мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от пациента, которому с терапевтической или диагностической целью введены радиофармацевтические препараты, не должна превышать при выходе из радиологического отделения 5 мкЗв/ч с расчетным снижением ее через 2 суток до 1 мкЗв/ч. Лабораторная работа «Меры защиты населения от ионизирующего облучения» Задание студенту:
Методика работы: Задание №1 (защита населения при техногенном облучении). 1. Рассчитайте годовую дозу облучения населения на основе известных доз облучения, получаемых за сутки населением в разных зонах относительно источника. 2. Сравните полученный результат с гигиеническим нормативом – предел дозы ПД, полученной в среднем за любые последовательные 5 лет для населения категории В (табл. 24), и сделайте заключение, допустима ли данная доза для населения. 3. Установите условия (активность источника, расстояние до него и пр., при которых получаемая населением в течение года доза не будет превышать ПД, используя принципы защиты от внешнего облучения. Пример №1. На расстоянии 400 м от АЭС планируется построить жилой поселок. Доза гамма-излучения у наружной стены здания АЭС составляет 6,5 мкЗв/сутки, а на границе территории, отведенной для строительства поселка - 5,0 мкЗв/сутки. 1) Допустима ли эта доза для жителей планируемого поселка? 2) На каком расстоянии от АЭС доза гамма-излучения была бы допустимой (1 мЗв/год)? 3) Какая доза на наружной поверхности стен АЭС была бы безопасна для будущих жителей указанного микрорайона? Решение. 1) Доза облучения на границе планируемого микрорайона составляет 5,0×365=1825 мкЗв/год=1,825 мЗв/год, что превышает ПД облучения населения почти в 2 раза. 2) Для определения минимально допустимого расстояния можно применить принцип защиты расстоянием. Из приведенной выше формулы видно, что доза обратно пропорциональна квадрату расстояния, поэтому для снижения дозы в 2 раза надо увеличить расстояние от АЭС до поселка в √2, т.е. в 1,4 раза; 400×1,4=560 м. 3) Для снижения дозы можно использовать также защиту экранами. Для этого надо увеличить толщину наружных стен или укрепить их прослойкой свинца, чтобы доза на наружной стене здания АЭС была в 2 раза ниже, т.е. 6,5/2=3,25 мкЗв/сутки. Задание №2 (защита пациента при медицинском облучении). 1. Рассчитайте годовую дозу облучения пациента как сумму доз, полученных при различных манипуляциях, пользуясь данными табл. 29. 2. Оцените, была ли передозировка при каких-либо процедурах и суммарно, сравнив полученные данные с дозовыми контрольными уровнями облучения для пациентов (табл. 28). 3. Установите, возможно ли снижение дозы облучения. Пример №2. Пациент, страдающий туберкулезом легких, прошел 2-кратное диагностическое рентгенологическое обследование (флюорографию, затем рентгеноскопию органов грудной клетки), после чего был помещен в стационар, где находился 10 месяцев, проходя лечение и 1 раз в месяц (всего 10 раз) – рентгенографию легких. 1) Подсчитайте дозу рентгеновского излучения, полученного пациентом за год болезни. 2) Испытывал ли он разовое переоблучение легких и красного костного мозга грудины во время каких-либо рентгенодиагностических процедур? 3) Не была ли превышена рекомендуемая эффективная доза для лиц данной категории пациентов за год (см. табл. 26)? 4) Можно ли было, по Вашему мнению, снизить годовую дозу облучения пациента? Решение. 1) Доза облучения, полученная пациентом, перед госпитализацией и в стационаре составляет: 1,5+6,0+1,0×10 = 17,5 мЗв. 2) Максимальная разовая доза, полученная больным при рентгеноскопии легких, составила 6,0 мЗв. Больной туберкулезом легких относится к категории БД, для которой ПД при однократном воздействии = 0,05 Зв = 50 мЗв. Следовательно, больной не подвергался переоблучению. 3) Рекомендуемый дозовый контрольный уровень для категории БД = 30 мЗв/год. Больной получил дозу 17,5 мЗв, что ниже указанного норматива. 4) Наибольшие дозы облучения больные получают при процедурах рентгеноскопии внутренних органов. В данном случае эта процедура выполнялась лишь 1 раз перед госпитализацией, т.е. была, по-видимому, вызвана необходимостью уточнения диагноза. Других способов снижения дозы облучения, кроме замены R-скопии R-графией в данном случае не было, да в этом не было и необходимости. Раздел 3. Гигиена воды и водоснабжения |