Если у вас возникли сложности с курсовой, контрольной, дипломной, рефератом, отчетом по практике, научно-исследовательской и любой другой работой - мы готовы помочь.
Предоплата всего
Подписываем
PAGE 62
В промышленности искусственные радионуклиды применяются для дефектоскопии металлов, при изучении структуры и износа материалов, в аппа ратах и приборах, выполняющих контрольно-сигнальные функции, в ка честве средства гашения статического электричества и т.п.
6.2 Виды ионизирующих излучений
К ним относятся: корпускулярные потоки (α-частицы, β-частицы, нейтроны) и фотонные излучения (тормозное, рентгено вское и γ-излучение).
Альфа-излучение представляет собой поток ядер гелия, испускаемых главным образом естественными радионуклидами при радиоактивном рас паде. Энергия альфа-частиц составляет 4-7 МэВ. Вследствие большой массы эти частицы быстро теряют свою энергию, поэтому имеют невысокую проникающую способность. Пробег альфа-частиц в воздухе достигает 8-10 см, в биологи ческой ткани - несколько десятков микрометров. Вследствие большой энергии они имеют очень высокую плотность ионизации на единицу длины пробега (на 1 см до де сятка тысяч пар-ионов).
Бета-излучение - поток электронов или позитронов, возникающих при радиоактив ном распаде. Бета-частицы имеют массу, равную 1/1838 массы атома во дорода, единичный отрицательный (бета-частица) или положительный (позитрон) заряды. Энергия бета-излучения не превышает нескольких МэВ. Пробег а воздухе составляет от 0,5 до 2 м, в живых тканях - 2-3 см. Их ионизирующая способность ниже альфа-частиц (несколько де сятков пар-ионов на 1 см пути).
Испускаемые при радиоактивном распаде альфа-частицы обла дают скоростью примерно 20 тыс. км/с, ско рость бета-частиц близка к скорости света, составляет 200-270 тыс. км/с. Очевидно, что чем меньше скорость части цы, тем больше вероятность ее взаимодействия с атомами сре ды, а следовательно, больше и потери энергии на единице пути в среде - значит, меньше пробег.
Нейтроны - нейтральные частицы, имеющие массу атома водорода. Они при взаимодействии с веществом теряют свою энергию в упругих (по типу взаимодействия биллиардных шаров) и неупругих столкновени ях (удар шарика в подушку). При неупругих взаимодействиях возможно возникновение вторичных излучений, которые могут иметь как заряженные частицы, так и γ-излучения. При упругих столкновениях возможна ионизация вещества.
Гамма-излучение - фотонное излучение, возникающее при измене нии энергетического состояния атомных ядер, при ядерных превращени ях или при аннигиляции частиц. Источники гамма-излучения, используемые в промышленности, имеют энергию от 0,01 до 3 МэВ. Гамма-излуче ние обладает высокой проникающей способностью и малым ионизирую щим действием (низкая плотность ионизации на единицу длины).
Рентгеновское излучение - фотонное излучение, состоящее из тор мозного и (или) характеристического излучения. Оно возникает при воздействии β-частиц на окружающую среду или при бомбардировке электронами анодов рентгеновских трубок, ускорителей электронов. Имеет энергию фотонов не более 1 МэВ. Тормозное излучение - фотонное излучение с непрерывным энергетическим спектром, возникающее при уменьшении кинетической энергии заряженных частиц. Характеристическое излучение - это фо тонное излучение с дискретным энергетическим спектром, возникающее при изменении энергетического состояния электронов атома. Рентгено вское излучение, так же, как и гамма-излучение, имеет высокую проника ющую способность и малую плотность ионизации среды.
6.3 Физические характеристики ионизирующего излучения
Активность. Количество радионуклида называют активно стью. Активность - число самопроизвольных распадов радионуклида за единицу времени, измеряется в системе СИ в беккерелях (Бк). Внесистемной единицей является Кюри (Ки). 1Бк = 1распад/с, 1Ки = 3,7 . 1010Бк.
Дозы излучения. Когда ионизирующее излучение проходит через ве щество, то на него оказывает воздействие только та часть энергии излуче ния, которая передается веществу, поглощается им. Порция энергии, пе реданная излучением веществу, называется дозой.
Количественной характеристикой взаимодействия ИИ с веществом является поглощенная доза.
Поглощенная доза Dn - это отношение средней энергии ΔЕ, передан ной ИИ веществу в элементарном объеме, к еди нице массы Δm вещества в этом объеме
Dn= ΔЕ/ Δm, Дж/кг.
В системе СИ поглощенная доза измеряется в греях (Гр), внесистемной единицей является рад (1 рад=100 эрг/г=0,01 Гр). 1 Гр соответствует поглощению в среднем 1 Дж энергии ионизирующего из лучения в массе вещества, равной 1 кг . 1 Гр = 1 Дж/кг.
Для оценки действий, производимых на живые организмы одинаковой поглощенной дозой различных видов излучения, используют понятие относительной биологической эффектив ности излучения (ОБЭ). Под ОБЭ излучения понимают отно шение поглощенной дозы образцового рентгеновского излуче ния, вызывающего определенный биологический эффект, к поглощенной дозе данного рассматриваемого вида излучения, вызывающего тот же биологический эффект. Для сравнения биологических эффектов вводится эквивалентная доза.
Регламентированные значения ОБЭ, установленные для контроля степени радиационной опасности при хроническом облучении, называют коэффициентом качества излучения - WR (таблица 22).
Доза эквивалентная Н - поглощенная доза в органе или ткани, умно женная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного излучения WR:
HT,R= WR . DT,R,
где DT,R - средняя поглощенная доза в органе или ткани, WR - взвешива ющий коэффициент для излучения R. Если поле излучения состоит из не скольких излучений с различными величинами WR, то эквивалентная доза определяется в виде
Нm =∑WR . DT,R.
Таблица 22 - Значения коэффициента WR для излучений различных видов
|
Вид излучения |
Коэффициент качества WR |
|
Рентгеновское, γ-излучение |
1 |
|
Электроны, позитроны, β- излучение |
1 |
|
Протоны с энергией меньше 10 MэB |
10 |
|
Нейтроны с энергией меньше 20 МэВ |
3 |
|
Нейтроны с энергией 0,1-10 МэВ |
10 |
|
α-Излучение с энергией меньше 10 МэВ |
20 |
|
Тяжелые ядра отдачи |
20 |
Единицей измерения эквивалентной дозы является Дж . кг-1 , зиверт (Зв). Внесистемной единицей эквивалентной дозы является бэр (биологический эквивалент рада).
Эквивалентные дозы используются только при решении за дач радиационной защиты. В этом случае они ограничиваются значением 0,6 Зв (60 бэр) к 30 годам жизни человека (12 лет работы). Как правило, с их помощью характеризуют хроническое облуче ние.
Для лиц, работающих с ионизирующим излучением, вводят ся величины нормирования:
ПДД - предельно допустимая доза, наибольшее значение ин дивидуальной эквивалентной дозы за год, которое при равно мерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала неблагоприятных изменений, обнаружи ваемых современными методами;
ПД - предел дозы, предельная эквивалентная доза за год для ограниченной части населения устанавливается меньше ПДД для предотвращения необоснованного облучения этого контингента.
ПДП - предельно допустимое годовое поступление радиоак тивных веществ через органы дыхания и пищеварения.
Части тела (органы, ткани) имеют разную чувствительность к ИИ. Например, при одина ковой эквивалентной дозе облучения возникновение рака лег ких более вероятно, чем рака щитовидной железы, а облучение половых желез особенно опасно из-за риска генетических по вреждений. Поэтому при оценке дозы облучения органов и тканей применяют различные коэффициенты. Умножив эквивалентные дозы на соответствующие коэффициенты и просуммировав результат по всем органам и тканям, получают эффективную эквивалентную дозу, отражающую сум марный эффект облучения для организма.
Доза эффективная Е - величина, используемая как мера возникнове ния отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органе Ht,T на соответствующий ко эффициент для данного органа или ткани
E=∑WT . Ht,T,
где Ht,T - эквивалентная доза в ткани за время τ, WT - взвешивающий коэффициент для ткани Т. Единицей измерения эффективной дозы является Дж . кг-1 , зиверт (Зв).
Значения WT для отдельных видов ткани и органов: гонады - 0,2; костный мозг (красный) - 0,12; легкие, желудок, щитовидная железа - 0,05; кожа - 0,01.
Доза эффективная коллективная S - величина, определяющая пол ное воздействие излучения на группу людей, измеряется в человеко-зивертах (чел-Зв), определяется в виде
S=∑Ei . Ni,
где Ei - средняя эффективная доза i-й подгруппы группы людей, Ni - число людей в подгруппе.
Экспозиционная доза ДЭ - определяет ионизационную спо собность рентгеновского и γ-излучений в веществе, в воздухе.
Экспозиционная доза фотонного излучения - это отношение сум марного заряда ΔQ всех ионов одного знака в воздухе при полном тормо жении электронов и позитронов, которые были образованы фотонами в элементарном объеме воздуха и массе Δm воздуха в этом объеме
ДЭ= ΔQ/ Δm, Кл/кг.
Единицей экспозиционной дозы в системе СИ является кулон на 1 кг воздуха, внесистемной единицей является рентген (Р) ( суммарный заряд ΔQ, образующийся в воздухе, равен одной электростатической единице количества электричества в 0,001293 г - атмосферного воздуха при температуре 0°С и давлении 760 мм рт.ст.). 1P = 2,58 . 104 Кл/кг.
При переходе к СИ экспозиционная доза стала не совсем удобной единицей дозы и поэтому изъята из арсенала дозиметрических величин.
Соотношения между единицами СИ и внесистемными единицами в области радиационной безопасности приведены в таблице 23.
6.4 Биологическое действие ионизирующих излучений
Фоновое радиоактивное излучение состоит из трех составляющих: природного фона, вызванного радионуклидами био сферы; техногенного фона, вызванного деятельностью человека; рентгенодиагностики.
Средняя годовая эквивалентная доза фонового радиоактивного излучения составляет примерно 240-250 мбэр:
- внутреннее облучение - примерно 135 мбэр;
- источники земного происхождения - 35 мбэр;
- космическое излучение - 30 мбэр;
- рентгенодиагностика - 35-40 мбэр;
- прочие 2-5 мбэр.
Таблица 23 - Соотношение между единицами СИ и внесистемными единицами в области радиационной безопасности
|
Величина |
Единица СИ |
Внесистемная единица |
Связь с единицей СИ |
|
Активность |
беккерель (Бк) |
кюри (Ки) |
1 Ки = 3,700 . 1010 Бк |
|
Плотность потока энергии ионизи рующего излуче ния |
ватт на кв. метр (Вт/м2), равный одно му джоулю на кв. метр в се-кунду (Дж/(м2 . с)) |
эрг на кв. см в секунду (эрг/(см2 . с)) или мегаэлектрон вольт на кв. см в секунду (МэВ/(см2 . с)) |
1 эрг/(см2 . с) = =1. 10-3 Дж/(м2 . с)= =1 . 10-3 Вт/м2; 1МэВ/(см2 . с) = =1,602 . 10-9 Дж/(м2 . с) = 1,602 . 10-9 Вт/м2 |
|
Поглощенная доза |
грей (Гр) |
рад (рад) |
1 рад = 0,01 Гр |
|
Мощность погло щенной дозы |
грей в секунду (Гр/с) |
рад в секунду (рад/с) |
1 рад/с = 0,01 Гр/с |
|
Эквивалентная доза |
зиверт (Зв) |
бэр (бэр) |
1 бэр= 0,01 Зв |
|
Мощность эквива-лентной дозы |
зиверт в се кунду (Зв/с) |
бэр в секунду (бэр/с) |
1 бэр/с = 0,01 Зв/с |
|
Экспозиционная доза |
кулон на кг (Кл/кг) |
рентген (Р) |
1 Р = 2,58 . 10-4 Кл/кг |
|
Мощность экспо-зиционной дозы |
ампер на кг (А/кг) |
рентген в секунду (Р/с) |
1 Р/с = 2,58. 10-4 А/кг |
|
Концентрация (объемная актив- ность) радионук лида в атмосфер -ном воздухе или воде |
беккерель на куб. метр (Бк/м3), беккерель на литр (Бк/л) |
кюри на литр (Ки/л), кюри на литр (Ки/л) |
1 Ки/л =3,700 . 1010 Бк/м3, 1 Ки/л=3,700 . 1010 Бк/л |
|
Энергия ионизи-ру ющей частицы |
джоуль (Дж) |
электрон-вольт (эВ), мегаэлектрон-вольт (МэВ) |
1эВ=1,602. 10-19 Дж 1 МэВ =1,602. 10-13 Дж |
В организме человека ионизирующие воздействия вызывают це почку обратимых и необратимых изменений. Пусковым механизмом воздействия являются процессы ионизации и возбуждения атомов и молекул в тканях.
Радиационные эффекты принято делить на соматические и гене тические.
Соматические эффекты проявляются в форме острой и хронической лучевой болезни, локальных лучевых повреждений кожи (лучевой ожог), а также в виде отдаленных реакций организма, таких как катаракта глаз (помутне ние хрусталика), лейкоз, злокачественные опухоли, повреждение половых органов (кратковременная или постоянная стерилизация), раннее старение организма.
Генетические эффекты могут проявиться в последующих поколениях. ИИ вызывает поломку хромосом (хромосом ные аберрации), приводит к изменению генного аппарата и образованию дочерних клеток, неодинаковых с исходными. При действии ИИ вероятность возникновения полезных мутаций мала.
Разрушение жизненно важных для организма молекул возможно при прямом их разрушении ИИ (теория мишени) и при косвенном действии, когда сама молекула не поглоща ет непосредственно энергию излучения, а получает ее от другой молеку лы (растворителя), которая первоначально поглотила эту энергию.
В результате сложных биофизических процессов, возникающих под действием ИИ, в организме образуются разного рода радикалы, которые, в свою очередь, могут образовывать различные соединения, не свойственные здоровой ткани.
Первостепенное значение в радиобиологических процессах имеет радиолиз воды (в организме человека содержится до 70 % воды), т. е. распад воды при действии радиации на водородный (Н) и гидроксильный (ОН) радикалы с последующим образованием молекулярного водорода и пероксида водо рода. Наличие в системе кислорода усиливает эти процессы. Радикалы (Н) и (ОН), обладая высокой активностью, вступают в химические реакции с молекулами белка, ферментов и других элементов биологи ческой ткани, что приводит к нарушению биохимических процессов в организме. В процесс вовлекаются сотни и тысячи молекул, не затро нутых излучением. В таких реакциях разрушаются структуры биологических веществ, а это в свою очередь приводит к изменениям биологических процессов, включая про цессы образования новых клеток. В результате нарушаются обменные процессы, замедляется и прекращается рост тканей, возникают новые химические соединения, не свойственные организму. Это приводит к нарушению жизнедеятельности отдельных функций органов и систем организма. Под влиянием ИИ в организме происходит нарушение функции кроветворных органов, увеличение проницаемо сти и хрупкости сосудов, расстройство желудочно-кишечного тракта, снижение сопротивляемости организма, его истощение, перерождение нормальных клеток в злокачественные и др. Эффекты развиваются в течение разных промежутков времени: от долей секунд до многих часов, дней, лет /3, 12/.
Генетические эффекты действия радиации обнаружить трудно, они действуют на малое число клеток и име ют длительный скрытый период, измеряемый десятками лет после облу чения. Такая опасность существует даже при очень слабом облучении, которое хотя и не разрушает клетки, но способно вызвать мутации хромосом и изменить наследственные свойства. Большинство подобных мута ций проявляется только в том случае, когда зародыш получает от обоих родителей хромосомы, поврежденные одинаковым образом. Мутации могут быть вызваны космическими лучами, а также естественным радиа ционным фоном Земли, на долю которого при ходится 1 % мутаций человека.
Установлено, что не существует минимального уровня радиации, ни же которого мутации не происходит. Общее количество мутаций, вызван ных ИИ, пропорционально численности населе ния и средней дозе облучения. Генетические эффекты определяются только эффективной коллективной дозой человеко-зиверт, а выявление эффекта у отдельного индивидуума практически непредсказуемо.
Ког да мутация возникает в клетке, то она распространяется на все клетки нового организма, образовавшиеся путем деления. Помимо генетических эффектов, которые могут сказываться на последующих поколениях (врожденные уродства), наблюдаются соматические (телесные) эффекты, которые опасны не только для самого данного орга низма (соматическая мутация), но и его потомства. Соматическая мута ция распространяется только на определенный круг клеток, образовавшихся путем обычного деления из первичной клетки, претерпевшей мутацию.
Разрушительное действие из лучения особенно заметно проявляется в молодых тканях.
В отличие от генетических эффектов, которые вызываются малыми дозами радиации, соматические эффекты всегда начинаются с опреде ленной пороговой дозы: при меньших дозах повреждения организма не происходит. Другое отличие соматических повреждений от генетических заключается в том, что организм способен со временем преодолевать по следствия облучения, тогда как клеточные повреждения необратимы. Значения некоторых доз и эффектов воздействия излучения на орга низм приведены в таблице 24.
Заболевания, вызванные в результате воздействия ИИ, делятся на две группы: острые и хронические.
Острое лучевое поражение возникает при облучении большими дозами за короткое время.
Протекание острой лучевой болезни, в основном, происходит по четырем стадиям:
-первичная реакция (через несколько часов после облучения появляется тошнота, головокружение, рвота, учащенный пульс, лей коцитоз, слабость и т.п.);
-скрытая стадия (видимое благополучие) - чем короче эта стадия, тем тяжелее исход болезни;
-стадия разгара заболевания (тошнота, рвота, сильное недомогание, высокая температура (40-41 °С), кровотечение из десен, носа и внутренних органов, резкое снижение лейкоцитов);
-стадия выздоровления или летального исхода.
Острые поражения развиваются при однократном равномерном гамма-облучении всего тела и поглощенной дозе свыше 0,25 Гр. При дозе 0,25-0,5 Гр могут наблюдаться временные изменения в крови, которые быстро нормализуются. В интервале дозы 0,5-1,5 Гр возникает чувство усталости, менее чем у 10 % облученных может наблюдаться рвота, умеренные изменения в крови. При дозе 1,5-2,0 Гр наблюдается легкая форма острой лучевой болезни, которая проявляется продол жительным снижением числа лимфоцитов в крови, возможна рвота в первые сутки после облучения. Смертельные исходы не регистрируются.
Лучевая болезнь средней тяжести возникает при дозе 2,5-4,0 Гр. Почти у всех в первые сутки - тошнота, рвота, резко снижается содержание лейкоцитов в крови, появляются подкожные кровоизлия ния, в 20 % случаев возможен смертельный исход, смерть наступает через 2-6 недель после облучения.
Таблица 24 - Действие ионизирующего излучения
|
Доза, Зв |
Мощность дозы или продолжительность |
Облуче- ние* |
Биологический эффект |
|
0,003 |
В течение недели |
О |
Практически отсутствует |
|
0,01 |
Ежедневно (в течение нескольких лет) |
О |
Лейкемия |
|
0,015 |
Единовременно |
Л |
Хромосомные нарушения в опухолевых клетках (культура соответствующих тканей) |
|
0,25 |
В течение недели |
Л |
Практически отсутствует |
|
0,5-1 |
Накопление малых доз |
Л |
Удвоение мутагенных эффектов у одного поколения |
|
2 |
Единовременно |
О |
Тошнота |
|
3-5 |
- |
О |
СД50** для людей |
|
4 |
- |
Л |
Выпадение волос (обратимое) |
|
4-5 |
0,1-0,5 Зв/сут |
О |
Возможно излечение в стационарных условиях |
|
6-9 |
3 Зв/сут или накопление малых доз |
Л |
Радиационная катаракта |
|
10-25 |
2-3 Зв/сут |
Л |
Возникновение рака сильно радиочувствительных органов |
|
25-60 |
2-3 Зв/сут |
Л |
Возникновение рака умеренно радиочувствительных органов |
|
40-50 |
2-3 Зв/сут |
Л |
Дозовый предел для нервных тканей |
|
50-60 |
2-3 Зв/сут |
Л |
Дозовый предел для желудочно-кишечного тракта |
|
Примечание- О - общее облучение тела человека; Л - локальное облучение; СД50** - доза, ожидаемый эф фект которой составит 50 % смертей среди лиц, подвергшихся облучению. |
При дозе 4,0-6,0 Гр развивается тяжелая форма лучевой болезни, приводящая в 50 % случаев к смерти в течение первого месяца. При дозах, превышающих 6,0-9,0 Гр, почти в 100 % случаев крайне тяжелая форма лучевой болезни заканчивается смертью из-за кровоизлияния или инфекционных заболеваний.
Приведенные данные относятся к случаям, когда отсутствует лече ние. В настоящее время имеется ряд противолучевых средств, которые при комплексном лечении позволяют исключить летальный исход при дозах около 10 Гр.
Хроническая лучевая болезнь возникает при облучении малыми дозами в течение длительного времени, бывает общей и местной. Их развитие происходит в скрытой форме.
Различают три степени хронической болезни:
-легкая степень (незначительные головные боли, слабость, нарушение аппетита и сна);
-вторая степень лучевой хронической болезни (усиление симптомов первой степени, нарушение обмена веществ, сердечно -сосудистые изменения, кровоточивость, расстройство пищеварительных органов и т.п.);
-третья степень лучевой хронической болезни (нарушение де ятельности половых желез, изменения в центральной нервной системе, выпадение волос, кровоизлияния и т. п.).
При однократном общем облучении могут быть следующие последствия:
-менее 50 бэр - отсутствие клинических симптомов;
-50-100 бэр - незначительное недомогание;
-100-200 бэр - легкая степень лучевой болезни;
-200 - 400 бэр - тяжелая степень лучевой болезни;
-600 бэр и более - крайне тяжелая степень (часто с летальным исходом).
Степень воздействия радиации зависит от того, является облучение внешним или внутренним (при попадании радиоактивного изотопа внутрь организма).
При внешнем облучении опасными являются β-, γ-, рентгеновское и нейтронное облучение.
Внутреннее облучение возможно при вдыхании, курении, заглатывании радиоизотопов с пищей и питьем, проникновении их в организм человека через кожу. Некоторые вещества поглощаются и накапливаются в конкретных органах, что приводит к высоким локальным дозам радиации. Например, кальций, радий, стронций накапливаются в костях, изотопы йода вызывают повреждение щитовидной железы, редкоземельные элементы - преимущественно опухоли печени. Равномерно распределяются изотопы цезия, рубидия, вызывая угнетение кровет ворения, повреждение семенников, опухоли мягких тканей. При внут реннем облучении наиболее опасны альфа-излучающие изотопы полония и плутония /3/.
6.5 Гигиеническое нормирование воздействий ионизирующих излучений
К основным правовым нормативам в области радиационной безопас ности относятся Федеральный закон «О радиационной безопасности на селения» №3-Ф3 от 09.01.1996 г., Федеральный закон «О санитарно-эпиде миологическом благополучии населения» № 52-ФЗ от 30.03.1999 г., Феде ральный закон «Об использовании атомной энергии» № 170-ФЗ от 21.11.1995 г., а также «Нормы радиационной безопасности» (НРБ-99). Доку мент относится к категории санитарных правил (СП 2.6.1.758-99), введен в действие с 01.01.2000г. Нормы радиационной безопасности устанавливают три класса нормативов: ос новные дозовые пределы; допустимые уровни, являющиеся производны ми от дозовых пределов; пределы годового поступления, объемные допу стимые среднегодовые поступления, удельные активности, допустимые уровни загрязнения рабочих поверхностей и т. д.; контрольные уровни.
Нормирование ИИ определяется характером воздействия ионизирующей радиации на организм человека. При этом выделяются два вида эффектов, относящихся в медицинской практике к болезням: детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой ожог, лучевая катаракта, аномалии развития плода и др.) и стоха стические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни).
Обеспечение радиационной безопасности определяется принципами:
-не превышать установленный дозовый предел (принцип нормирования);
-исключить необоснованное облучение (принцип обоснования);
-снизить дозу облучения до возможного низкого уровня (принцип оптимизации).
Индивидуальный и коллективный пожизненный риск возникновения стохастических эффектов определяется соответственно
где r, R - индивидуальный и коллективный пожизненный риск соответ ственно; Е - индивидуальная эффективная доза; Рi(E)dE - вероятность для i-го индивидуума получить годовую эффективную дозу от Е до Е+dE; rE - коэффициент пожизненного риска сокращения длительно сти периода полноценной жизни в среднем на 15 лет на один стохастиче ский эффект (от смертельного рака, серьезных наследственных эффектов и несмертельного рака, приведенного по вреду к последствиям от смер тельного рака), равный:
- для производственного облучения:
rЕ = 5,6 х 10-2 1/чел-Зв при Е < 200 мЗв/год;
rЕ = 1,1 х 10-1 1/чел-Зв при Е > 200 мЗв/год;
- для облучения населения:
rЕ = 7,3 х 10-2 1/чел-Зв при Е < 200 мЗв/год;
rЕ = 1,5 х 10-1 1/чел-Зв при Е >200 мЗв/год.
Для целей радиационной безопасности при облучении в течение года индивидуальный риск сокращения длительности периода полноценной жизни в результате возникновения тяжелых последствий от детермини рованных эффектов консервативно принимается равным
Ri,Д=Pi[D,Д],
где Pi[D > Д]- вероятность для i-го индивидуума быть облученным с дозой больше Д при обращении с источником в течение года; Д - поро говая доза для детерминированного эффекта.
Потенциальное облучение коллектива из N-индивидуумов оправда но, если
где - среднее сокращение длительности периода полноценной жизни в результате возникновения стохастических эффектов, равное 15 лет; - среднее сокращение длительности периода полноценной жизни в результате возникновения тяжелых последствий от детерминированных эффектов, равное 45 лет; сτ - денежный эквивалент потери 1 чел-года жизни населения; V - доход от производства; Р - затраты на основное производство, кроме ущерба от защиты; Y- ущерб от защиты.
НРБ-99 подчеркивают, что снижение риска до возможно низкого уровня (оптимизацию) следует осуществлять с учетом двух обстоя тельств:
- предел риска регламентирует потенциальное облучение от всех возможных источников. Поэтому для каждого источника при оптимиза ции устанавливается граница риска;
- при снижении риска потенциального облучения существует мини мальный уровень риска, ниже которого риск считается пренебрежимым и дальнейшее снижение риска нецелесообразно.
Предел индивидуального риска для техногенного облучения лиц из персонала принимается 1,0-10-3 за 1 год, а для населения 5,0 . 10-5 за 1 год.
Уровень пренебрежимого риска разделяет область оптимизации рис ка и область безусловно приемлемого риска, составляет 10-6 за 1 год.
НРБ-99 вводят следующие категории облучаемых лиц: персонал и лица, работающие с техногенными источниками (груп па А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (груп па Б), остальное население страны (группа В).
В таблицах 25-26 представлены значения дозовых пределов.
Таблица 25 - Основные дозовые пределы
|
Нормируемые величины |
Дозовые пределы, мЗв пределы |
|
|
лица из персонала* (группа А) |
лица из населения |
|
|
Эффективная доза |
20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год |
1 мЗв в год в среднем за любые 5 лет, но не более 5 мЗв в год |
|
Эквивалентная доза за год: |
||
|
в хрусталике, |
150 |
15 |
|
коже**, |
500 |
50 |
|
кистях и стопах |
500 |
50 |
|
Примечания- *Дозы облучения, как и все остальные допустимые производные уровни персонала группы Б, не должны превышать 1/4 значений для персонала группы А. **Относится к среднему значению в слое толщиной 5 мг/см2 - под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см2. |
Различные органы человека (и животных) имеют определенную чувствительность к ионизирующим излучениям. В соответствии с этим установлены три группы критических органов:
I - все тело, гонады и красный костный мозг;
II - мышцы, жировая ткань, щитовидная железа, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталик глаза и другие органы (за исключением тех органов, которые относятся к I и III группам);
III - кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, лодыж ки и стопы.
Таблица 26 - Дозовые пределы облучения для категорий А и Б
|
Дозовые пределы, бэр/год |
Группа критических органов |
||
|
I |
II |
III |
|
|
ПДД для категории А |
5 |
15 |
30 |
|
ПДД для категории Б |
0,5 |
1,5 |
3 |
Основные дозовые пределы облучаемых лиц из персонала и населе ния не включают в себя дозы от природных, медицинских источников ИИ и дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.
НРБ-99 предусматривают, что при одновременном воздействии ис точников внешнего и внутреннего облучения должно выполняться усло вие, чтобы отношение дозы внешнего облучения к пределу дозы и отно шение годовых поступлений нуклидов к их пределам в сумме не превы шали 1.
Для женщин из персонала в возрасте до 45 лет эквивалентная доза в коже на поверхности нижней части живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм не должно превышать за год 1/20 предела годового поступления для персонала.
Для студентов в возрасте до 21 года, проходящих облучение с источ никами ИИ, годовые накопленные дозы не долж ны превышать значений, установленных для лиц из населения.
При проведении профилактических медицинских рентгенологиче ских, а также научных исследований практически здоровых лиц, не име ющих медицинских противопоказаний, годовая эффективная доза облу чения не должна превышать 1 мЗв.
НРБ-99 устанавливают также требования по ограничению облуче ния населения в условиях радиационной аварии.
Помимо дозовых пределов облучения устанавливают допустимые уровни мощности дозы при внешнем облучении всего тела от техно генных источников. Они составляют для помещений постоянного пребывания лиц из персонала 10 мкГр/ч, а для жилых помещений и территории, где постоянно находятся лица из населения - 0,1 мкГр/ч. Кроме этого, задаются допустимые уровни общего радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи (в течение рабочей смены), спецодежды и средств индивидуальной защиты.
6.6 Приборы контроля ионизирующих излучений
Приборы подразделяются на три основные группы: ра диометры, дозиметры и спектрометры. Радиометры предназначены для измерения плотности потока ИИ (альфа- или бе та-), а также нейтронов. Эти приборы используются для измере ния загрязнений рабочих поверхностей, оборудования, кожных покровов и одежды персонала. Дозиметры предназначены для изменения дозы и мощности дозы, получаемой персоналом при внешнем облучении глав ным образом гамма-излучением. Спектрометры предназначены для иден тификации загрязнений по их энергетическим характеристикам. В прак тике применяются гамма-, бета- и альфа-спектрометры.
6.7 Средства защиты и обеспечение безопасности при работе с источниками ионизирующего излучения
Безопасность должна быть характерной чертой самих тех нологических процессов. Необходимо правильно спроектировать производство, а не создавать потом различные средства защиты от вредных воздействий. Телекамеры позволяют наблюдать за местами, пребывание в которых нежелательно для человека, а производственные операции, сопряженные с опасностью облучения, можно осуществлять при помощи дистанционного управления. Применение промышленных роботов позволяет значительно облегчить задачи, связанные с обеспечением ра диационной безопасности.
При разработке мер защиты от излучения сле дует учитывать радиационную опасность предприятия в целом. В проектах строящихся и реконструируемых предприятий должны предусматриваться предельно допустимые выбросы (ПДВ) и размеры санитарно - защитной зоны. ПДВ рассчитывают с учетом доз внешнего и внутрен него облучения, обусловленного поступлением радионуклидов от данного предприятия в атмосферу.
Работы с радионуклидами подразделяют на два вида: на работу с закрытыми источниками ИИ и работу с открытыми радиоактивными источниками.
Закрытыми источниками ионизирующих излучений называются лю бые источники, устройство которых исключает попадание радиоактив ных веществ в воздух рабочей зоны. В этом случае возможно только внешнее облучение, по этому необходима защита от рентгеновского и γ-излучений. Из закономерностей распространения ионизирующих излучений и характера их взаимодействия с веществом вытекают основные принципы обеспечения радиационной безопас ности персонала: уменьшение мощности источников до минимальных величин («защита количеством»), сокращение времени работы с источниками («защита временем»), увеличе ние расстояния от источников до работающих («защита рас стоянием») и экранирование источников излучения материа лами, поглощающими ионизирующие излучения («защита эк ранами»).
Открытые источники ионизирую щих излучений способны загрязнять воздух рабочей зоны. Поэтому от дельно разработаны требования к безопасной работе с закрытыми и от крытыми источниками ИИ на производстве.
При работе с открытыми источниками может происходить внешнее облучение β- и γ-нуклидами, а также загрязнение воздуха, оборудования, одежды радиоактивными газами, аэрозо лями, парами и растворами. При этом создаются условия для попадания радиоактивных веществ внутрь организма и его облучения, в силу чего применение открытых радиоактивных веществ требует более сложных мер защиты от внешнего и внутреннего облучения.
Меры защиты от внутреннего облучения при работе с от крытыми радиоактивными веществами сводятся к устройству и планировке помещений, соблюдению специальных требований к оборудованию, вентиляции, отоплению, водоснабжению и канализации, к организации и режиму работы, личной гигиене и др. Все эти требования направлены на то, чтобы не допустить или свести к минимуму загрязнение воздуха радиоактивными газами, парами, аэрозо лями, а также загрязнение оборудования, аппаратуры, помеще ния, спецодежды и рук. Конкретные формы этих мероприятий устанавливаются в зависимости от производственных и трудо вых процессов. Особое внимание должно быть уделено сбору, удалению и захоронению твердых и высокоактивных жидких отходов, которые могут вызвать загрязнение окружающей при родной среды.
Обеспечение радиационной безопасности требует комплекса много образных защитных мероприятий, зависящих от конкретных условий ра боты с источниками ИИ, а также от типа источни ка.
Главной опасностью закрытых источников ИИ является внешнее облучение, определяемое видом излучения, актив ностью источника, плотностью потока излучения и создаваемой им дозой облучения и поглощенной дозой. Защитные мероприятия, позволяющие обеспечить условия радиационной безопасности при применении закры тых источников, основаны на знании законов распространения ИИ и характера их взаимодействия с веществом:
Основные принципы обеспечения радиационной безопасности: уменьшение мощности источников до минимальных величин (защи та количеством); сокращение времени работы с источниками (защита временем); увеличение расстояния от источника до работающих (защита расстоянием) и экранирование источников излучения материалами, по глощающими ИИ (защита экранами).
Защита количеством подразумевает проведение работы с минималь ными количествами радиоактивных веществ, т.е. пропорционально со кращает мощность излучения. Однако требования технологического про цесса часто не позволяют сократить количество радиоактивного вещества в источнике, что ограничивает на практике применение этого метода защиты.
Защита временем основана на сокращении времени работы с источ ником, что позволяет уменьшить дозы облучения персонала. Этот прин цип особенно часто применяется при непосредственной работе персонала с малыми активностями.
Защита расстоянием - достаточно простой и надежный способ за щиты. Это связано со способностью излучения терять свою энергию во взаимодействиях с веществом: чем больше расстояние от источника, тем больше процессов взаимодействия излучения с атомами и молекулами, что в конечном итоге приводит к снижению дозы облучения персонала.
Защита экранами - наиболее эффективный способ защиты от излу чений. В зависимости от вида ИИ для изготовле ния экранов применяют различные материалы, а их толщина определяет ся мощностью излучения. Выбор защитного экрана следует производить в зависимости от вида ИИ.
Для защиты от α-излучения применяют экраны из стекла, плек сигласа толщиной в несколько миллиметров (слой воздуха в неско лько сантиметров).
В случае β-излучения используют материалы с малой атомной массой (например, алюминий), а чаще комбинированные (со стороны источника - материал с малой атомной массой, а затем далее от ис точника - применяют материал с большей атомной массой).
Для защиты от γ-излучений применяют материалы с большой атомной массой и высокой плотностью (свинец, вольфрам), а также более дешевые материалы и сплавы (сталь, чугун). Стационарные экраны выполняются из бетона.
Для защиты от нейтронного облучения применяют бериллий, графит и материалы, содержащие водород (парафин, вода). Для защиты от нейтронных потоков с малой энергией применяются бор и его соединения.
В случае воздействия γ-излучения и нейтронных потоков приме няются комбинированные экраны (свинец - вода, свинец - поли этилен, железо - вода и другие пары и комбинации).
По своему назначению защитные экраны условно подразделяются на пять групп:
1 Защитные экраны-контейнеры, в которые помещаются радиоактивные препараты. Они широко используются при транспортировке радиоактивных веществ и источников излучений.
2 Защитные экраны для оборудования. В этом случае экранами, пол ностью окружают все рабочее оборудование при положении радиоактив ного препарата в рабочем положении или при включении высокого (или ускоряющего) напряжения на источнике ионизирующей радиации.
3 Передвижные защитные экраны. Этот тип защитных экранов при меняется для защиты рабочего места на различных участках рабочей зо ны.
4 Защитные экраны, монтируемые как части строительных конструк ций (стены, перекрытия полов и потолков, специальные двери и т. д.). Такой вид защитных экранов предназначается для защиты помещений, в ко торых постоянно находится персонал, и прилегающей территории.
5 Экраны индивидуальных средств защиты (щиток из оргстекла, смотровые стекла пневмокостюмов, просвинцованные перчатки и др.).
Защита от открытых источников ИИ предус матривает защиту от внешнего и внутреннего (связанного с возможным проникновением ра диоактивных веществ в организм через органы дыхания, пищеварения или через кожу) облучений. Все виды работ с открытыми источниками ИИ разделены на 3 класса. Чем выше класс выполняемых ра бот, тем жестче гигиенические требования по защите персонала от внут реннего переоблучения.
Существующие способы защиты персонала:
1 Использование принципов защиты, применяемых при работе с источниками излучения в закрытом виде.
2 Герметизация производственного оборудования с целью изоляции процессов, которые могут явиться источниками поступления радиоак тивных веществ во внешнюю среду.
3 Мероприятия планировочного характера. Радиационная опасность, определяемая по активности ис пользуемых радиоактивных веществ, диктует в первую очередь требования, предъявляемые к устройству помещений, лабора торий и предприятий. Планировка помещения предполагает максимальную изоляцию работ с радиоактивными вещест вами от других помещений и участков, имеющих иное функциональное назначение. Согласно «Санитарным правилам»:
- для работ I класса необ ходимо выделять здания или помещения (с отдельным входом), полностью изолированные от других помещений. Предусмат ривается трехзональная планировка помещений: первая (чистая) зона - операторские и вспомогательные помещения, где нет активных загрязнений; вторая (грязная) зона - зона, в которой непосредственно проводятся работы с радиоактивны ми веществами, и третья (грязная) зона - ремонтно-транспортная; сообщение между чистой и грязными зонами осуществляется через санпропускник или шлюз;
- работы II класса следует проводить в специально оборудо ванных изолированных помещениях;
- проведение работ III класса можно разрешить в общих по мещениях лабораторий на специально оборудованных местах.
4 Применение санитарно-гигиенических устройств и оборудования,
использование специальных защитных материалов.
5 Использование средств индивидуальной защиты персонала. Все средства индивидуальной защиты, используемые для работы с открытыми источниками, разделяются на пять видов: спецодежда, спецобувь, средства защиты органов дыхания, изолирующие костюмы, дополни тельные защитные приспособления. В комплекты спецодежды входят респираторы, пневмошлемы. Для защиты глаз применяют очки со стеклами, содер жащими фосфат вольфрама или свинец.
6 Выполнение правил личной гигиены. Эти правила предусматривают личностные требования к работающим с источниками ИИ: запрещение курения в рабочей зоне, тщательная очистка (дез активация) кожных покровов после окончания работы, проведение дози метрического контроля загрязнения спецодежды, спецобуви и кожных покровов. Все эти меры предполагают исключение возможности проник новения радиоактивных веществ внутрь организма.
Специальная подготовка рабочих зон, предназ наченных для работы с радиоактивными веществами, заключа ется в следующем: стены, потолки, двери делают гладкими; все углы в помещениях закругляют, стены покрывают масляной краской; полы изготавливают из плотных материалов, которые не впитывают жидкости. В помещении обязательно должна быть приточно-вытяжная вентиляция с не менее чем 5-кратным обменом воздуха.
Порядок получения, транспортировки и хранения радиоак тивных веществ определяется специальными правилами. В частности, для этих целей используют особые транспортные контейнеры, а стационарные хранилища заглубляют в землю.
6.8 Служба радиационной безопасности
Безопасность работы с источ никами ИИ на предприятиях контролируют спе циализированные службы - службы радиационной безопасности. Они комп лектуются из лиц, прошедших специальную подготовку в средних, высших учебных заведениях или специализированных курсах Минатома РФ. Эти службы оснащены необходимыми приборами и оборудованием, позволяющими решать поставленные перед ними задачи. Службы выпол няют все виды контроля на основании действующих методик, которые постоянно совершенствуются по мере выпуска новых видов приборов радиационного контроля. Важной системой профилактических мероприя тий при работе с источниками ИИ является прове дение радиационного контроля.
Основные задачи, определяемые национальным законодательством по контролю радиационной обстановки в зависимости от характера про водимых работ, следующие:
- контроль мощности дозы рентгеновского и гамма-излучений, потоков бета-частиц, нейтронов, корпускулярных излучений на рабочих местах, смежных помещениях и на территории предприятия и наблюдаемой зоны;
- контроль за содержанием радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе рабочих и других помещений предприятия;
- контроль индивидуального облучения в зависимости от характера работ: индивидуальный контроль внешнего облучения, контроль за со держанием радиоактивных веществ в организме или в отдельном крити ческом органе;
- контроль за величиной выброса радиоактивных веществ в атмос феру;
- контроль за содержанием радиоактивных веществ в сточных водах, сбрасываемых непосредственно в канализацию;
- контроль за сбором, удалением и обезвреживанием радиоактивных твердых и жидких отходов;
- контроль уровня загрязнения объектов внешней среды за пределами предприятия.
7 МОБИЛЬНАЯ СВЯЗЬ. КОМПЬЮТЕРНАЯ ТЕХНИКА
7.1 Мобильный телефон
Сотовая связь, известная под названием «мобильной», является самой массовой и одной из наиболее интенсивно развивающихся телекоммуникационных систем. Основными элементами системы сотовой связи являются базовые станции и мобильные телефоны. Территория города (района) делится на небольшие зоны