Лекция 11. ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ

Лекция 11. ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Виды ионизирующих излучений • Ионизирующее излучение – любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию в ней заряженных атомов или молекул. • Альфа-излучение – поток ядер атомов гелия, наблюдающийся преимущественно у естественных радиоактивных элементов (радий, торий, уран, полоний и др. ). • Пробег α-частиц: в воздухе – 2… 11 см; в биологических тканях – 30… 150 мкм; в алюминии – 10… 69 мкм. • Бета-излучение – поток электронов или позитронов, испускаемых атомными ядрами при их бета-распаде. • Пробег β-частиц в воздухе при средних энергиях составляет несколько метров, в тканях человека – около 1 см, в металлах – 1 мм.

• Гамма-излучение – электромагнитное (фотонное) излучение с очень короткой длиной волны, менее 0, 1 нм, испускаемое атомными ядрами при радиоактивных превращениях и ядерных реакциях, а также возникающее при торможении заряженных частиц, их распаде или взаимодействии частиц. • γ-лучи свободно проходят через тело человека и другие материалы без заметного ослабления. • Рентгеновское излучение – коротковолновое электромагнитное излучение с длиной волны от 10 нм до 1 пм, возникающее в средах, окружающих источник β-излучения, в рентгеновских трубках, ускорителях электронов, обладает большой проникающей способностью • Нейтронное излучение – поток не имеющих заряда элементарных частиц с массой, близкой к массе протона.

• Нейтроны в зависимости от кинетической энергии разделяются на быстрые (с энергией до 10 Мэ. В), сверхбыстрые, промежуточные, медленные и тепловые. Проникающая способность нейтронного излучения зависит от энергии его частиц и состава атомов вещества, с которым они взаимодействуют. В результате такого взаимодействия возможно образование стабильных или радиоактивных изотопов.

Источники ионизирующих излучений • Источники ионизирующего излучения могут быть как природными, так и техногенными, специально созданными для их полезного применения или являющимися побочными продуктами этой деятельности. • Искусственные источники: сжигание различных видов топлива, ядерные взрывы, выбросы предприятий атомной промышленности и других производств, механическая и химическая обработка радиоактивных материалов и руд. • При работе реакторов, ускорителей, получении и переработке руд могут образовываться радиоактивные газы: ксенон, криптон и аргон, торон и радон.

Применение: • 1) γ - дефектоскопия, при которой используются свойства гамма лучей проникать через материалы и засвечивать фотопленку, где фиксируются дефекты материалов; • 2) в ядерных реакторах, где в основной части реактора – активной зоне происходит цепная реакция, при которой наблюдается испускание большого количества нейтронов и γ -лучей, сопровождающееся выделением значительных количеств тепла, образуются продукты распада, которые являются источниками α-, β-, и γ –излучения. • Вредным фактором при работе на рентгеновских установках является внешнее облучение обслуживающего персонала (местное и общее), а также лиц, находящихся в соседних, выше или ниже расположенных помещениях.

Источники ионизирующих излучений на железнодорожном транспорте: • естественный природный фон; • техногенный повышенный фон (применение для балластной призмы и насыпи щебня и песка с повышенным содержанием радионуклидов, пункты подготовки вагонов из -за очистки подвижного состава и тары при радиоактивном загрязнении); • техногенное опасное излучение (при перевозке, погрузке, выгрузке и хранении радиоактивных материалов, в местах складирования загрязнённых конструкций и тары, в местах радиоактивного заражения местности и транспортных сооружений); • излучения технических устройств (УФ-излучение мощных искусственных источников света, рентгеновская и изотопная диагностика устройств и конструкций).

Параметры ионизирующих излучений и единицы их измерения • Активность А радиоактивного вещества – мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида (радиоактивных атомных ядер), находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени , • где d. N – ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени dt. • Единицей измерения активности является беккерель (Бк), равный одному ядерному превращению в секунду.

• Активность удельная (объемная) – отношение активности А радионуклида в веществе к массе m (объему V) вещества: • , • Единица удельной активности – беккерель на килограмм (Бк/кг). Единица объемной активности – беккерель на метр кубический (Бк/м 3). • Активность минимально значимая удельная – активность открытого источника ионизирующего излучения, при превышении которой требуется разрешение органов Роспотребнадзора на использование этого источника

• Поглощенная доза D – величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу: где d. E – средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме; dm – масса вещества в этом объеме. • Единицей поглощенной дозы является грей (Гр), равный одному джоулю энергии, поглощенной в килограмме вещества (Дж/кг).

• Экспозиционная доза Х характеризует источник излучения по эффекту ионизации воздуха, ее определяют по формуле , • где d. Q – полный заряд ионов одного знака, возникающих в воздухе при полном торможении всех вторичных электронов, которые были образованы фотонами в малом объеме воздуха; dm – масса воздуха. • Единицей экспозиционной дозы является кулон на килограмм (Кл/кг). Внесистемная единица экспозиционной дозы – рентген (Р): 1 Р = 2, 58 10 -4 Кл/кг.

• Для оценки радиационной опасности хронического облучения служи эквивалентная доза (НT, R) – поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, , где – средняя поглощенная доза в органе или ткани; WR – взвешивающий коэффициент для излучения. • Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв). Внесистемная единица эквивалентной дозы – бэр: 1 Зв = 100 бэр (1 бэр – единица дозы любого вида ионизирующего излучения в биологической ткани организма человека, которая вызывает такой же биологический эффект, как и 1 рад рентгеновского или гамма-излучения).

• Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы (WR) – это множители, учитывающие относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов или различную чувствительность разных органов и тканей в возникновении стохастических эффектов радиации. • Стохастические эффекты излучения – вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения. Вид излучения Коэффициент Фотоны любых энергий 1 Электроны и мюоны любых энергий 1 Нейтроны с энергией: 5 менее 10 кэ. В 10 от 10 кэ. В до 100 кэ. В 20 от 100 кэ. В до 2 Мэ. В 10 от 2 Мэ. В до 20 Мэ. В 5 более 20 Мэ. В Протоны с энергией более 2 Мэ. В, кроме протонов отдачи 5

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов Ткани и органы Коэффи циент Гонады 0, 20 Костный мозг 0, 12 (красный) Толстый 0, 12 кишечник Легкие 0, 12 Желудок 0, 12 Мочевой пузырь 0, 05 Грудная железа 0, 05 Печень 0, 05 Пищевод 0, 05 Щитовидная 0, 05 железа Кожа 0, 01

• Эффективная доза (Е) – величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности: • , Зв, где – эквивалентная доза в органе или ткани, – взвешивающий коэффициент для органа или ткани. • Мощность дозы – доза излучения за единицу времени (секунду, минуту, час), Зв/с, Зв /мин, Зв /час. • Предел дозы (ПД) – величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы.

• Все работы с использованием открытых источников излучения разделяются на три класса в зависимости от группы радиационной опасности радионуклида и его активности на рабочем месте. Суммарная активность на рабочем Класс работ месте, приведенная к группе А, Бк I класс Более 108 II класс от 105 до 108 III класс от 103 до 105

Биологическое действие на человека • Ионизирующее излучение оказывает общее воздействие на организм, особенно на кровь и кроветворные органы и может вызвать малокровие и лейкемию, приводит к повреждениям кожи, злокачественным опухолям, лучевым катарактам и другим патологическим изменениям. • Изменения в организме могут проявляться в острой или хронической форме лучевой болезни, возникают генетические последствия — отдаленное воздействие на потомство. • Различают внешнее и внутреннее облучение. • При внешнем облучении наиболее опасными являются γ-, рентгеновское и нейтронное облучения как наиболее проникающие. • При внутреннем облучении более опасны α- и β-излучения, вызывающие большую ионизацию. Периодическое попадание радиоактивных веществ внутрь организма приводит к их накоплению и к увеличению ионизации атомов живой ткани.

• Выделение радиоактивных веществ из организма происходит через желудочно-кишечный тракт, почки, дыхательные пути, кожу, у кормящих матерей – через молочные железы. В зависимости от периода полувыделения (времени, в течение которого из организма выводится половина находящегося в нем радиоактивного вещества) одни вещества выводятся быстро, другие медленно. Например, период полувыделения для радона Rn 222 составляет 30 мин, для натрия Na 24 – 14 с, углерода C 14 – 10 сут, радия Ra 226 – 10 лет.

Нормирование параметров ионизирующих излучений • Сан. Пи. Н 2. 6. 1. 2523 -09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)» делит всех людей на две категории: • 1 категория – персонал: группа А – лица, работающие с техногенными источниками излучений, группа Б – лица, находящиеся по условиям работы в сфере воздействия техногенных источников излучений • 2 категория – население: все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения. • Для категорий облучаемых лиц установлены три класса нормативов: 1 класс – основные пределы доз (ПД), 2 класс - допустимые уровни монофакторного воздействия, 3 класс - контрольные уровни

Основные пределы доз Пределы доз Нормируемые величины Персонал (группа Население А) 20 м. Зв в год в 1 м. Зв в год в среднем за любые Эффективная доза последовательные 5 лет, но не более 5 50 м. Зв в год Эквивалентная доза за год: в хрусталике глаза 150 м. Зв 15 м. Зв коже 500 м. Зв 50 м. Зв кистях и стопах 500 м. Зв 50 м. Зв

• Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) – 1000 м. Зв, а для населения за период жизни (70 лет) – 70 м. Зв. Начало периодов введено с 1 января 2000 г. При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать пределов доз • Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 м. Зв в месяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала. В этих условиях эквивалентная доза облучения плода за 2 мес. невыявленной беременности не должна превышать 1 м. Зв. • Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

Организация работы с радиоактивными веществами • Правила безопасной работы с радиоактивными веществами – по СП 2. 6. 1. 2612 -10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)» . • Радиационный объект (источник излучения) до начала эксплуатации принимается комиссией в составе представителей заинтересованной организации, органов государственного надзора за радиационной безопасностью, а для объектов I—II категорий также и органа исполнительной власти субъекта Российской Федерации. • Деятельность организаций, связанная с использованием источников излучения, допускается только при наличии лицензии и при наличии санитарно-эпидемиологического заключения от органа государственного санитарно- эпидемиологического надзора о соответствии условий работы санитарным правилам.

• Заключение действительно на срок не более пяти лет. • На дверях каждого помещения, где идет работа с радиоактивным источником, должны быть указаны его назначение, класс проводимых работ с открытыми источниками излучения и знак радиационной опасности. • К моменту получения источника излучения эксплуатирующая организации утверждает список лиц, допущенных к работе с ним, обеспечивает их необходимое обучение и инструктаж. • К работе с источниками излучения (персонал группы А) допускаются лица, не моложе 18 лет, не имеющие медицинских противопоказаний. • На определенные виды деятельности допускается персонал группы А при наличии у них разрешений, выдаваемых органами государственного регулирования безопасности. • При проведении работ с источниками излучения не допускается выполнение операций, не предусмотренных инструкциями по эксплуатации и радиационной безопасности.

Методы защиты организма человека • Комплекс мероприятий должен обеспечивать защиту персонала от внутреннего и внешнего облучения • Средства и методы защиты от облучения: - уменьшение времени пребывания в зоне воздействия источника излучения; - увеличение расстояния от источника излучения; - экранирование источников излучения; - соответствующее нормам устройство санитарно- технических систем обеспечения работ с источниками излучения; - индивидуальные меры защиты. • Эффективное средство защиты - экранирование. Материалы, используемые для экранирования, и толщина слоя этих экранов определяются характером ионизирующего излучения и его энергией.

Защитные экраны делятся на пять групп: • Первая группа – защитные экраны-контейнеры; • Вторая группа – защитные экраны для оборудования; • Третья группа – передвижные защитные экраны; • Четвертая – защитные экраны, монтируемые как части строительных конструкций; • Пятая группа – экраны индивидуальных средств защиты. • Альфа-излучения не требует каких-либо специальных экранов. Достаточно находиться на расстоянии 15— 20 см от источника. • При больших энергиях бета-излучения защищает стекло, прозрачные пластмассы толщиной от 2 до 10 мм, алюминий и другие материалы с малым атомным весом. • Для защиты от рентгеновского и гамма-излучения применяют экраны из материалов с большим атомным весом (свинец, вольфрам, сталь, сплавы меди), бетон и борсодержащие вещества, баритобетон. Смотровые окна изготавливают из свинцового стекла, стекла с жидким наполнителем

• Для защиты от нейтронного излучения применяют воду, парафин, водосодержащие материалы, а также графит, бериллий и др. • Для всех рабочих помещений обязательно используют вентиляцию, поток воздуха должен быть направлен из менее загрязненных пространств к более загрязненным. • Удаляемый из укрытий, боксов, камер, шкафов и другого оборудования загрязненный воздух перед выбросом в атмосферу должен подвергаться очистке. • Фильтры и аппараты для очистки устанавливаются по возможности непосредственно у боксов, камер, шкафов, укрытий с тем, чтобы максимально снизить загрязнение систем магистральных воздуховодов. • В зданиях, где для работ с открытыми источниками излучения отводится только часть общей площади, необходимо предусматривать раздельные системы вентиляции для помещений, где ведутся работы с радиоактивными веществами, и для помещений, не связанных с применением этих веществ. • В герметичных камерах и боксах при закрытых проемах должно обеспечиваться разрежение не менее 200 Па.

• Отопление помещений для работ с применением открытых источников излучения должно быть водяным или воздушным. • Организации, где ведутся работы с открытыми источниками излучения всех классов, должны иметь холодное и горячее водоснабжение и канализацию. • Краны для воды, подаваемой к раковинам, должны иметь смесители и открываться при помощи педального, локтевого или бесконтактного устройства. В умывальниках должны быть электросушилки для рук. • Система специальной канализации должна предусматривать дезактивацию сточных вод и возможность их повторного использования для технологических целей.

Индивидуальные меры защиты и средства личной гигиены • Спецодежда: спецбелье, носки, комбинезон или костюм (куртка, брюки); • Спецобувь, шапочка или шлем, перчатки, полотенце и носовые платки одноразовые; • Средства защиты органов дыхания (в зависимости от загрязнения воздуха). • Средства индивидуальной защиты изготавливаются из хорошо дезактивируемых материалов либо являются одноразовыми. • Загрязненные выше допустимых уровней спецодежда и белье направляются на дезактивацию в спецпрачечные. Смена основной спецодежды и белья осуществляется персоналом не реже 1 раза в 10 дней.

Ликвидация и утилизация радиоактивных отходов • Радиоактивные отходы подразделяются - по агрегатному состоянию на жидкие, твердые и газообразные, - по удельной активности на 3 категории – низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные Удельная активность, к. Бк/кг Категория альфа-излучающие бета- отходов радионуклиды трансурановые излучающие (исключая радионуклиды трансурановые) Низко- активные менее 103 менее 102 менее 10 Средне-активные от 103 до 107 от 102 до 106 от 10 до 105 Высоко- более 107 более 106 более 105 активные

• Сбор радиоактивных отходов в организациях должен производиться непосредственно в местах их образования отдельно от обычных отходов с учетом: - категории отходов; - агрегатного состояния (твердые, жидкие); - физических и химических характеристик; - природы (органические и неорганические); - периода полураспада радионуклидов, находящихся в отходах (менее 15 суток, более 15 суток); - взрыво- и огнеопасности; - принятых методов переработки отходов. • Для первичного сбора твердых радиоактивных отходов могут быть использованы пластикатовые или бумажные мешки, которые затем загружаются в сборники-контейнеры. • Жидкие радиоактивные отходы должны собираться в специальные емкости.

• Запрещается сброс жидких радиоактивных отходов в хозяйственно-бытовую и ливневую канализацию, водоемы, поглощающие ямы, колодцы, скважины, на поля орошения, поля фильтрации, в системы подземного орошения и на поверхность земли. • Временное хранение радиоактивных отходов должно осуществляться в отдельном помещении, либо на специально выделенном участке, Хранение радиоактивных отходов следует осуществлять в специальных контейнерах. • Передача радиоактивных отходов из организации на переработку или захоронение должна производиться в специальных контейнерах и оформляться актом. • Транспортирование радиоактивных отходов должно проводиться в механически прочных герметичных упаковках на специально оборудованных транспортных средствах. • Захоронение высокоактивных, среднеактивных и низкоактивных отходов должно осуществляться раздельно.

Методы дозиметрического контроля, приборы и средства измерения • Контроль за радиационной обстановкой в зависимости от характера проводимых работ включает: • - измерение мощности дозы рентгеновского, гамма- и нейтронного излучений, плотности потоков частиц ионизирующего излучения на рабочих местах, в смежных помещениях, на территории организации, в санитарно- защитной зоне и зоне наблюдения; • - измерение уровней загрязнения радиоактивными веществами рабочих поверхностей, оборудования, транспортных средств, средств индивидуальной защиты, кожных покровов и одежды персонала; • - определение объемной активности газов и аэрозолей в воздухе рабочих помещений; • - измерение или оценку активности выбросов и сбросов радиоактивных веществ; • - определение уровней радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.

• Три основных вида дозиметрического контроля внешнего профессионального облучения: - текущий контроль; - оперативный контроль; - аварийный контроль. • При текущем контроле определяют индивидуальную дозу профессионального облучения работника в нормальных условиях эксплуатации источников • При оперативном контроле определяют индивидуальную дозу профессионального облучения работника при выполнении запланированных работ, связанных с возможным повышенным внешним облучением. • При аварийном контроле определяют большие дозы облучения работника в случае выхода источника из-под контроля.

• Групповой дозиметрический контроль (ГДК) – это контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работников на основании результатов измерений характеристик радиационной обстановки в рабочем помещении (на рабочих местах) с учетом времени пребывания там персонала. • Индивидуальный дозиметрический контроль (ИДК) – это контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работника на основании результатов индивидуальных измерений характеристик облучения тела или отдельных органов каждого работника. • Индивидуальная доза облучения должна регистрироваться в журнале с последующим внесением в индивидуальную карточку, а также в машинный носитель для создания базы данных в организациях.

Приборы для ГДК и ИДК • ГДК: используются стационарные и переносные, так называемые инспекционные, дозиметрические приборы. • ИДК: применяются индивидуальные дозиметры. • Дозиметры делятся на группы: 1) дозиметры – приборы, измеряющие экспозиционную или поглощенную дозу ионизирующих излучений; 2) радиометры – приборы, измеряющие плотность потоков ионизирующих излучений (интенсивность внешних потоков бета-частиц, нейтронов и др. ); 3) спектрометры – приборы, измеряющие энергию частиц ионизирующих излучений.

• Метод индивидуальной дозиметрии выбирают в зависимости от вида ионизирующего излучения, особенностей приборов, нужных диапазонов измерений, точности показаний, объема работ. • Дозиметры размещают на участках тела, которые подвергаются наибольшему облучению. Длительность ношения прибора выбирают такой, чтобы показания, по крайней мере, в 2— 3 раза превосходили нижний порог показаний прибора (но не больше длительности установленного промежутка регистрации измерений) • ГОСТ 12. 4. 120 -83. Средства защиты от ионизирующих излучений. Общие технические требования