СВОЙСТВА ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Взаимодействие ионизирующих излучений с веществом. В ве­ществе быстрые заряженные частицы взаимодействуют с элект­ронными оболочками и ядрами атомов. В результате взаимодей­ствия с быстрой заряженной частицей электрон получает до­полнительную энергию и переходит на один из удаленных от ядра энергетических уровней или совсем покидает атом. В первом случае происходит возбуждение, во втором - ионизация атома.

При прохождении вблизи атомного ядра быстрая частица испытывает торможение в его электрическом поле. Торможение заряженных частиц сопровождается испусканием квантов тормоз­ного рентгеновского излучения. Наконец, возможно упругое и неупругое соударение заряженных частиц с атомными ядрами.

Длина пробега частицы зависит от ее заряда, массы, началь­ной энергии, а также от свойств среды, в которой частица движется. Пробег увеличивается с возрастанием начальной энер­гии частицы и уменьшением плотности среды. При одинаковой начальной энергии массивные частицы обладают меньшими ско­ростями, чем легкие. Медленно движущиеся частицы взаимо­действуют с атомами более эффективно и быстрее растрачивают имеющуюся у них энергию.

Проникающую способность бета-частиц обычно характеризуют минимальной толщиной слоя вещества, полностью поглощающего все бета-частицы. Например, от потока бета-частиц, максималь­ная энергия которых 2 МэВ, полностью защищает слой алюминия толщиной 3,5 мм.

Альфа-частицы, обладающие значительно большей массой, чем бета-частицы, при столкновениях с электронами атомных обо­лочек испытывают очень небольшие отклонения от своего перво­начального направления и движутся почти прямолинейно. Про­беги альфа-частиц в веществе очень малы. Например, у альфа-частицы с энергией 4 МэВ длина пробега в воздухе примерно 2,5 см, в воде или в мягких тканях животных и человека - сотые доли миллиметра.

Благодаря небольшой проникающей способности альфа- и бета-излучения обычно не представляют большой опасности при внешнем облучении. Плотная одежда может поглотить значитель­ную часть бета-частиц и совсем не пропускает альфа-частицы. Однако при попадании внутрь человеческого организма с пищей, водой и воздухом или при загрязнении радиоактивными вещест­вами поверхности тела альфа- и бета-излучения могут причинить человеку серьезный вред.

Нейтроны, не имеющие электрического заряда, при движении в веществе не взаимодействуют с электронными оболочками атомов. При столкновениях с атомными ядрами они могут вы­бивать из них заряженные частицы, которые ионизируют и воз­буждают атомы среды.

Гамма-кванты взаимодействуют в основном с электронными оболочками атомов, передавая часть своей энергии электронам - это явления фотоэффекта (см. § 58), эффекта Комптона (см. § 63) или рождения электронно-позитронных пар (см. § 90). Во­зникающие быстрые электроны производят ионизацию атомов среды.

Пути пробега гамма-квантов и нейтронов в воздухе измеря­ются сотнями метров, в твердом веществе - десятками сантимет­ров и даже метрами. Проникающая способность гамма-излуче­ния увеличивается с ростом энергии гамма-квантов и умень­шается с увеличением плотности вещества-поглотителя. В табли­це 5 приведены в качестве примера значения толщины слоев воды, бетона и свинца, ослабляющих потоки гамма-излучения различ­ной энергии в десять раз.

Потоки гамма-квантов и нейтронов - наиболее проникающие виды ионизирующих излучений, поэтому при внешнем облучении они представляют для человека наибольшую опасность.

Поглощенная доза ионизирующего излучения. Универсальной мерой воздействия любого вида излучения на вещество является поглощенная доза излучения, равная отношению энергии, передан­ной ионизирующим излучением веществу, к массе вещества:

D = E / m

За единицу поглощенной дозы в СИ принят грей (Гр). 1 Гр равен поглощенной дозе излучения, при которой облученному веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего из­лучения 1 Дж:

1 Гр=1 Дж/1 кг=1 Дж/кг

Отношение поглощенной дозы излучения ко времени облу­чения называется мощностью дозы излучения:

D = D / t

Единица мощности поглощенной дозы в СИ - грей в секун­ду (Гр/с).

Эквивалентная доза. Поглощенная доза D , умноженная на коэффициент качества k , характеризует биологическое действие поглощенной дозы и называется эквивалентной дозой Н:

H = Dk

Единицей эквивалентной дозы в СИ является з и вер т (Зв). 1 Зв равен эквивалентной дозе, при которой поглощенная доза равна 1 Гр и коэффициент качества равен единице.

Биологическое действие ионизирующих излучений. Основа физического воздействия ядерных излучений на живые организ­мы - ионизация атомов и молекул в клетках.

При облучении человека смертельной дозой гамма-излучения, равной 6 Гр, в его организме выделяется энергия, равная при­мерно:

E = mD =70 кг · 6 Гр=420 Дж.

Такая энергия передается организму человека одной чайной ложкой горячей воды. Поскольку эта энергия мала, естественно предположить, что тепловое воздействие ионизирующей радиации не является непосредственной причиной лучевой болезни и гибели человека. Действительно, основной механизм биологического воз­действия ионизирующей радиации на живой организм обуслов­лен химическими процессами, происходящими в живых клетках после их облучения.

Организм млекопитающего состоит примерно на 75% из воды. При дозе 6 Гр в 1 см 3 ткани происходит ионизация примерно 10 15 молекул воды. Процессы ионизации и химических взаимодей­ствий продуктов ионизации происходят в клетке за миллионные доли секунды. Биохимические изменения в клетке, обусловленные образованием новых молекул, чуждых нормальной клетке, начи­наются сразу после момента облучения, но не завершаются за короткое время. Некоторые следствия биохимических измене­ний в клетке проявляются уже через несколько секунд после облучения, другие могут привести к гибели клетки или ее рако­вому перерождению через десятилетия.

Одним из первых следствий действия облучения на живую клетку является нарушение ее функции деления как самой слож­ной функции. Поэтому в первую очередь нарушаются функции органов и тканей организма, в которых происходит деление клеток, образование новых клеток.

Острое поражение. Острым поражением называют повреж­дение живого организма, вызванное действием больших доз облу­чения и проявляющееся в течение нескольких часов или дней после облучения. Первые признаки общего острого поражения организма взрослого человека обнаруживаются, начиная пример­но с 0,5-1,0 Зв. Эту эквивалентную дозу можно считать порого­вой для общего острого поражения при однократном облучении. При такой эквивалентной дозе начинаются нарушения в работе кроветворной системы человека. При эквивалентных дозах об­лучения всего тела 3-5 Зв около 50% облученных умирает от лучевой болезни в течение 1-2 месяцев. Главной причиной гибели людей при таких дозах облучения является поражение костного мозга, приводящее к резкому снижению числа лейкоци­тов в крови. При дозах облучения в 10-50 Зв смерть наступает через 1-2 недели от кровоизлияний в желудочно-кишечном тракте. Эти кровоизлияния происходят в результате гибели клеток слизистых оболочек кишечника и желудка.

Отдаленные последствия облучения. Значительная часть по­вреждений, вызванных радиацией в живых клетках, является необратимыми. Эти повреждения увеличивают вероятность воз­никновения различных заболеваний, из которых наиболее опасны раковые заболевания. Средняя продолжительность времени от момента облучения до гибели от лейкоза составляет 10 лет.

Вероятность возникновения ракового заболевания увеличи­вается пропорционально дозе облучения. Эквивалентная доза облучения 1 Зв в среднем приводит к 2 случаям лейкоза, 10 слу­чаям рака щитовидной железы, 10 случаям рака молочной железы у женщин, 5 случаям рака легких на 1000 облученных. Раковые заболевания других органов под действием облучения возникают значительно реже.

Ядерные взрывы. Ядерные взрывы, производимые с 1945 г. в атмосфере и под водой, привели к загрязнению атмосферы Земли и земной поверхности радиоактивными продуктами деле­ния ядер урана. Среди продуктов деления ядер урана наиболь­шую роль в длительном облучении играют радиоактивные изотопы стронция-90 и цезия-137 с периодами полураспада около 30 лет. Эти изотопы усваиваются из почвы растениями, затем с пищей попадают в организм человека и надолго задерживаются в его тканях и органах, подвергая организм внутреннему об­лучению.

Биологическое влияние малых доз излучения. Приносят ли дозы ионизирующего излучения, сравнимые с естественным фо­ном, какой-то ущерб здоровью человека? На этот вопрос невоз­можно дать точный и однозначный ответ, подобно тому, как нельзя дать однозначный ответ на вопрос о влиянии на орга­низм человека обычного солнечного света. Солнечный свет, без­условно, необходим человеку, без него жизнь на Земле невоз­можна. Но ультрафиолетовое излучение Солнца может вызвать ожог кожи, быть причиной заболеваний кожи и крови.

Аналогична картина и с естественным фоном ионизирующей радиации. С одной стороны, человек как вид появился на Земле в результате эволюции живой природы. Необходимыми условиями эволюции являются изменчивость и естественный отбор. Изменчивость есть следствие мутаций генов, а одним из факторов, вызывающих мутации, является естественный фон ионизирующей радиации. По современным представлениям, без участия естест­венного радиационного фона, вероятно, не было бы и жизни на Земле в настоящем ее виде. Поэтому нет оснований сетовать на судьбу, что нам досталась планета, содержащая в себе радио­активные изотопы. Не будь радиоактивности и космического излучения, видимо, не было бы и человека на Земле.

Ионизирующее излучение – это любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков. Представляет собой поток заряженных и (или) неза­ряженных частиц.

Различают:

• непосредственно ионизирующее излучение;
• кос­венно ионизирующее излучение.

Непосредственно ионизирующее из­лучение состоит из заряженных частиц, кинетическая энергия которых достаточная для ионизации при столкновении с атомами вещества (α и ß – излучение радионуклидов, протонное излучение ускорителей и пр.).

Косвенно ионизирующее излучение состоит из незаряженных (нейтральных) частиц, взаимодействие которых со средой приводит к возникновению заряженных частиц, способных непосредственно вы­зывать ионизацию (нейтронное излучение, гамма-излучение).

Ядра всех изотопов химических элементов образуют группу нуклидов, большинство которых нестабильные, т.е. они все время превращаются в другие нуклиды. Самопроизвольный распад нестабильного нуклида называется радиоактивным распадом, а сам такой нуклид – радионуклидом. При каждом распаде высвобождается энергия, которая и передается дальше в виде излучения. Образование и рассеивание радионуклидов приводит к радиоактивному заражению воздуха, почвы, воды, что требует постоянного контроля их содержания и принятия мер по нейтрализации.

Источниками ионизирующих излучений являются радиоактивные элементы и их изотопы, ядерные реакторы, ускорители заряженных частиц, рентгеновские установки, высоковольтные источники постоянного тока и др.

Существенную часть облучения население получает от естественных источников радиации, т.е. из космоса и от радиоактивных веществ, находящихся в земной коре. Например, радиоактивный газ радон постоянно выделяется на поверхность и проникает в производственные и жилые помещения.

Любой вид ионизирующих излучений вызывает биологические изменения в организме как при внешнем (источник находится вне организма), так и при внутреннем облучении (радиоактивные частицы попадают внутрь организма с пищей, через органы дыхания).

Основной механизм действия на организм человека ионизирующих излучений связан с процессами ионизации атомов и молекул живой материи, в частности молекул воды, содержащихся в клетках, что ведет к их разрушению.

Степень воздействия ионизирующих излучений на живой организм зависит от мощности дозы облучения, продолжительности этого воздействия, вида излучения и радионуклида, попавшего внутрь организма.

Количество энергии излучения, поглощенное единицей массы об­лучаемого тела (тканями организма), называется поглощенной дозой и измеряется в греях (1 Гр – 1 Дж/кг). Однако этот критерий не учи­тывает того, что при одинаковой поглощенной дозе α-частицы гораздо опаснее ß-частиц и гамма-излучения.

В связи с этим введена величина эквивалентной дозы, которая измеряется в зивертах (1 Зв = 1 Дж/кг) по Международной системе единиц (СИ), принятой в I960 г. Зиверт представляет собой единицу поглощенной дозы, умноженную на коэффициент, учитывающий неодинаковую радиационную опасность для организма разных видов ионизирующего излучения.

Для оценки эквивалентной дозы применяется также единица бэр (биологический эквивалент рада): 1 бэр = 0,01 Зв. В зивертах также измеряется эффективная эквивалентная доза – эквивалентная доза, умноженная на коэффициент, учитывающий разную чувствительность различных тканей к облучению.

В соответствии с требованиями Закона о радиационной безопасности населения введены дозовые пределы:

• для персонала 20 мЗв (миллизивертов) в год при производственной деятельности с источниками ионизирующих излучений;
• для населения – 1 мЗв.

Мероприятия по защите от ионизирующих излучений

Защита от ионизирующих излучений осуществляется с помощью следующих мероприятий:

• сокращение продолжительности работы в зоне излучения;
• полная автоматизация технологического процесса;
• дистанционное управление;
• экранирование источника излучения;
• увеличение расстояния;
• использование манипуляторов и роботов;
• использование средств индивидуальной защиты и предупреж­дение знаком радиационной опасности;
• постоянный контроль за уровнем ионизирующего излучения и за дозами облучения персонала.

Защита от внутреннего облучения заключается в устранении не­посредственного контакта работающих с радиоактивными веществами и предотвращении попадания их в воздух рабочей зоны.

Для защиты людей от ионизирующих излучений следует строго соблюдать требования «Норм радиационной безопасности (НРБ-09/2009)» и «Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности (OCПOPБ-99/2010)».

Защита от ионизирующих излучений на производстве

Среди большого разнообразия ионизирующих излучений в промышленности встречаются: α-, β- и нейтронное излучение, которые являются корпускулярными, (потоки частиц), а также у- и рентгеновское излучение, представляющие собой электромагнитные волны высокой частоты.

α-излучение является потоком ядер гелия (Не), испускаемых при радиоактивном распаде ядер некоторых веществ. Длина пробега α-частицы в воздухе составляет от 2 до 12 см, а с повышением плотности материала проникающая способность α-излучения резко уменьшается. В твердых веществах длина пробега α-частицы не превышает нескольких микрон, задерживается листом бумаги. β-излучение состоит из потока электронов или позитронов ядерного происхождения, возникающих при радиоактивном распаде ядер. Ионизирующая способность β-частиц низка, а проникающая выше, чем у α-частиц. Длина пробега электрона в воздухе — до 160 см, в биотканях — 2,5 см, свинце — 0,04 см. Поток β-частиц задерживается металлической фольгой.

Нейтронное излучение является потоком электронейтральных частиц ядра. Так называемое вторичное излучение нейтрона, когда он сталкивается с каким-либо ядром или электроном, оказывает сильное ионизирующее воздействие. Ослабление нейтронного излучения эффективно осуществляется на ядрах легких элементов, особенно водорода, а также на материалах, содержащих такие ядра, — воде, парафине, полиэтилене и др.

Рентгеновское и γ-излучения представляют электромагнитные волны, способные глубоко проникать в вещество. Ионизирующие способности их невелики (примерно как у β-излучения). Замедление рентгеновского и γ-излучения наиболее интенсивно происходит на тяжелых элементах, например свинце (пробег 20...25 см), железе, тяжелом бетоне и др.

Источниками ионизирующих излучений в промышленности могут быть высоковольтные электровакуумные установки, установки рентгеновского анализа, радиоизотопные термоэлектрические генераторы, радиационные приборы (дефектоскопы, плотномеры, влагомеры, измерители и сигнализаторы уровня жидкости) и другие устройства.

Количество ионизирующего излучения в охране труда оценивается дозой и мощностью дозы. Различают экспозиционную, поглощенную и эквивалентную дозы облучения.

Экспозиционная доза характеризует излучение по эффекту ионизации и выражает энергию излучения, преобразованную в кинетическую энергию заряженных частиц в единице массы атмосферного воздуха. В системе СИ экспозиционная доза выражается в кулон/кг (Кл/кг). Внесистемной единицей экспозиционной дозы γ- или рентгеновского излучения является рентген (Р). 1 Р соответствует образованию 2,1·109 пар ионов в 1 см3 воздуха при 0°С и давлении 760 мм рт. ст. 1 Р соответствует 2,58·10-4 Кл/кг.

Поглощенная доза дает количественную оценку действия, производимого любым ионизационным излучением в любом облученном веществе, и показывает, какое количество энергии излучения поглощено в единице массы облучаемого вещества. За единицу поглощенной дозы в системе СИ принят грэй (Гр). 1 Гр равняется дозе излучения, при которой в 1 кг вещества поглощается энергия, равная 1 Дж. Внесистемной единицей поглощенной дозы является рад — энергия в 100 эрг, поглощенная в 1 г вещества: 1 рад = 0,01 Гр.

Эквивалентная доза служит для оценки радиационной опасности облучения человека от разных видов излучения и определяется как произведение поглощенной дозы на коэффициент качества излучения К:

Дэкв = Дпогл. К (3.44)

Коэффициент качества дает количественную оценку биологического действия каждого вида излучения, которая зависит от его ионизирующей способности.

Значения коэффициента качества К

Для излучений, К которых равен 1, т.е. для γ-, β- и рентгеновского излучений, значения поглощенной и эквивалентной доз будут равны.

В системе СИ эквивалентная доза измеряется в зивертах, внесистемной единицей служит БЭР (биологический эквивалент рада); 1зв = 100 БЭР.

Мощность дозы показывает, какую дозу облучения получает среда за единицу времени. Большинство дозиметрических приборов измеряет мощность экспозиционной дозы. По ее значению можно судить об изменении интенсивности излучения. В системе СИ единицей мощности экспозиционной дозы является ампер на килограмм (А/кг), мощности поглощенной дозы — Гр/с (грэй/с); мощности эквивалентной дозы — Зв/с (зиверт/с). Внесистемными единицами служат соответственно Р/с (рентген/с); рад/с и бэр/с.

В настоящее время в нашей стране действуют «Нормы радиационной безопасности», выпущенные в 1996 г. (НРБ—96). Эти нормы определяют ПДД1 как «наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, при котором равномерное облучение в течение 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами». Допустимые уровни облучения установлены для трех категорий лиц.

К категории А относятся профессиональные работники, постоянно или временно работающие непосредственно с источниками ионизирующих излучений. Для них установлена ПДД. К категории Б относится ограниченная часть населения, которая не работает непосредственно с источниками радиоактивного излучения, но по условиям проживания или профессиональной деятельности может подвергаться действию радиоактивных веществ. Для категории Б устанавливается предельная доза облучения (ПД). В категорию В включено остальное население страны.

Степень поражения человека зависит не только от вида, но и от характера облучения. Различают внешнее облучение человека, когда источник излучения размещается вне организма, внешне по отношению к человеку, и внутреннее, когда радиоактивная пыль или аэрозоль вместе с воздухом или пылью попадают во внутренние органы человека, становясь источником излучения и создавая повышенную опасность для человека.

По степени радиочувствительности органы человека разделяются на три группы (критические органы). К I группе относятся гонады, костный мозг; ко II — мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталик глаза и другие органы; к III — кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, лодыжки и стопы.

Допустимые пределы суммарного внешнего и внутреннего облучения, бэр, за календарный год, согласно НРБ—96, представлены в таблице.

Допустимые пределы радиационного облучения, БЭР

При отсутствии источника внешнего излучения ПДД определяется внутренним облучением, которое ограничивается годовым предельно допустимым поступлением (ПДП) радиоактивных веществ в организм человека, а для отдельных лиц из населения (категории Б) — пределом годового поступления (ПГП). Исходя из этих величин, определяется среднегодовая допустимая концентрация (ДК) (в Бк/л) данного радиоактивного вещества в атмосферном воздухе или воде:

(3.45)

(3.46)

где 2,5·106 и 7,3·106 — соответственно средние объемы воздуха, вдыхаемого за год профессиональным работником (категория А) и взрослым человеком (категория Б), л/год.

Величины ДК, ПДП, ПГП для 245 радиоактивных изотопов приведены в НРБ—96.

Меры снижения опасности биологического воздействия ионизирующих излучений включают комплекс мероприятий, снижающих суммарную дозу от всех источников внутреннего и внешнего облучения до уровня, который не превышает предельно допустимой дозы (ПДД). Основные положения об организации работ и защитных мероприятий при использовании источников ионизирующих излучений установлены в «Основных санитарных правилах работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений».

Методы защиты от воздействия ионизирующих излучений принципиально однотипны. В то же время при выборе технических средств защиты необходимо учитывать, в каких условиях работает человек (при внешнем или внутреннем облучении).

Защита от внешнего облучения предусматривает создание таких защитных ограждений, которые бы снижали дозу внешнего облучения до предельно допустимых значений. Ограждения могут быть выполнены стационарными или передвижными. К стационарным ограждениям относятся защитные стены, перекрытия пола и потолка, двери, смотровые окна и др. Передвижные защитные ограждения — это различного типа ширмы, экраны, тубусы, диафрагмы, контейнеры для хранения и транспортировки радиоактивных веществ.

Использование защитных ограждений обязательно, если мощность дозы, измеренная на расстоянии 0,1 м от источника, превышает 103 м·3 в/ч.

В первую очередь при выборе защитных сооружений учитываются: спектральный состав излучения, его интенсивность, а также расстояние от источника и время пребывания под воздействием излучений.

Вследствие малых пробегов α- и β-частицы не представляют серьезной опасности как источники внешнего излучения (для защиты достаточно обеспечить расстояние 8...10 см от источника α-излучения, a для β-излучения применить защитную конструкцию из плексигласа, алюминия или стекла толщиной, превышающей максимальный пробег β-частиц).

Сложнее осуществить защиту от внешнего γ-излучения, проникающая способность которого гораздо выше. Защитные устройства позволяют только снизить в любое число раз величину дозы этого излучения. Материалом защитных устройств служат вещества, имеющие большую плотность (свинец, уран, бетон и др.). В последнее время используют воду, которая позволяет без помех проводить перезарядку и зарядку установок, выполнять ремонтные работы.

При использовании источников γ-излучения малой мощности более распространенными являются «защита расстоянием» (манипуляторы) и «защита временем» (такой регламент работ, при котором доза, полученная за время выполнения работ, не превысит предельно допустимую).

Для защиты от нейтронного излучения обычно используют воду или полиэтилен.

Рабочая часть стационарных установок ионизирующих излучений, как правило, размещается в отдельном здании или изолированном его крыле, пульт управления располагают в смежном помещении, соединенном с основным дверью, которая снабжается блокировкой, исключающей возможность случайного облучения персонала. Кроме того, предусматривается устройство принудительного помещения источника в положение хранения в случае аварии. При работе с радиоактивными веществами в открытом виде, учитывая возможность поступлений излучений (кроме обеспечения защиты от внешнего облучения), предъявляются особые требования к планировке, отделке и оборудованию помещений, а также к системе вентиляции. Специфика этих требований зависит от класса работ, определяемого по группе радиационной опасности вещества и по фактической его активности на рабочем месте.

Установлено четыре группы радиационной опасности (А, Б, В, Г) и три класса работ (I, II, III).

Для защиты персонала широко используются и индивидуальные средства зашиты.

При работах I класса и отдельных работах II класса работники обеспечиваются комбинезонами или костюмами, тапочками, спецбельем, носками, легкой обувью или ботинками, перчатками, бумажными полотенцами и носовыми платками разового пользования, а также средствами защиты органов дыхания; при работах II и III классов работники снабжаются халатами, тапочками, легкой обувью, перчатками и при необходимости средствами защиты органов дыхания (фильтрующими или изолирующими респираторами).

Защита от внутреннего облучения обеспечивается содержанием радиоактивных веществ в герметичных сосудах или запаянных ампулах; работой с ними в вытяжных шкафах или боксах; мощной вентиляцией (5...10-кратный обмен воздуха в час); средствами индивидуальной защиты, дозиметрическим контролем, дезактивацией спецодежды и рук после работы.

Лаборатории и предприятия, предназначенные для работ с источниками ионизирующих излучений (установками, хранилищами радиоактивных веществ), перед вводом их в эксплуатацию должны быть приняты комиссией, включающей представителей заинтересованных организаций, органов санитарного надзора, технических инспекций труда и органов МВД.

На основании акта комиссии местные органы санитарного надзора оформляют на срок в три года санитарный паспорт, разрешающий проведение соответствующих работ.

Администрация еще до получения источников радиационных излучений определяет перечень лиц, которые будут работать с этими источниками, а также инструктирует и обучает их и назначает работников, ответственных за радиационный контроль, учет и хранение источников. В каждом подразделении администрацией разрабатывается инструкция безопасного ведения работ, учета, хранения и выдачи источников излучения, а также сбора и хранения радиоактивных отходов.

Наладка, ремонт, монтаж ионизирующих источников осуществляются только специальными учреждениями, имеющими разрешение на производство таких работ.

Перед допуском к работе с источником ионизирующих излучений администрация обязывает персонал пройти предварительный медицинский осмотр. Только при отсутствии медицинских противопоказаний эти лица допускаются к работе.

Ионизирующим излучением называют потоки корпускул (элементарных частиц) и потоки фотонов (квантов электромагнитного поля), которые при движении через вещество ионизируют его атомы и молекулы.

Наиболее известны альфа-частицы (представляющие собой ядра гелия и состоящие из двух протонов и двух нейтронов), бета-частицы (представляющие из себя электрон) и гамма-излучение (представляющее кванты электромагнитного поля определенного диапазона частот). Дуализм «частица – волна» квантового мира позволяет говорить об альфа-излучении и бета-излучении. Ионизирующими являются также рентгеновское, тормозное и космическое излучения, потоки протонов, нейтронов и позитронов.

Природное ионизирующее излучение присутствует повсюду. Оно поступает из космоса в виде космических лучей. Оно есть в воздухе в виде излучений радиоактивного радона и его вторичных частиц. Радиоактивные изотопы естественного происхождения проникают с пищей и водой во все живые организмы и остаются в них. Ионизирующего излучения невозможно избежать. Естественный радиоактивный фон существовал на Земле всегда, и жизнь зародилась в поле его излучений, а затем – много-много позже – появился и человек. Эта природная (естественная) радиация сопровождает нас в течение всей жизни.

Физическое явление радиоактивности было открыто в 1896 г., и сегодня оно широко применяется во многих областях. Несмотря на радиофобию, атомные электростанции играют важную роль в энергетике многих странах. Рентгеновское излучение используется в медицине для диагностики внутренних повреждений и заболеваний. Ряд радиоактивных веществ используется в виде меченых атомов для исследования функционирования внутренних органов и изучения процессов обмена веществ. Для лечения рака методами лучевой терапии используются гамма-излучение и другие виды ионизирующих излучений. Радиоактивные вещества широко используются в различных приборах контроля, а ионизирующие излучения (в первую очередь рентгеновское) – для целей промышленной дефектоскопии. Знаки «выход» в зданиях и самолетах благодаря содержанию радиоактивного трития светятся в темноте в случае внезапного отключения электричества. Многие приборы пожарной сигнализации в жилых домах и общественных зданиях содержат радиоактивный америций.

Радиоактивные излучения разного типа с разным энергетическим спектром характеризуются разной проникающей и ионизирующей способностью. Эти свойства определяют характер их воздействия на живое вещество биологических объектов.

Биологическое действие ионизирующего излучения заключается в том, что поглощенная веществом энергия проходящего через него излучения расходуется на разрыв химических связей атомов и молекул, что нарушает нормальное функционирование клеток живой ткани.
Различают следующие эффекты воздействия ионизирующего излучения на организм человека: соматические – острая лучевая болезнь, хроническая лучевая болезнь, местные лучевые поражения; сомато-стохастические (злокачественные опухоли, нарушения развития плода, сокращение продолжительности жизни) и генетические (генные мутации, хромосомные аберрации).

Если источники радиоактивного излучения находятся вне организма человека и тем самым человек облучается снаружи, то говорят о внешнем облучении.

Если радиоактивные вещества, находящиеся в воздухе, пище, воде, попадают внутрь организма человека, то источники радиоактивного излучения оказываются внутри организма и свидетельствуют о внутреннем облучении.

Подчеркнем, что внешнее облучение происходит от непосредственного взаимодействия радиоактивных ионизирующих излучений внешних источников с атомами биологических субстратов организма. Защититься от внешнего излучения можно, поставив на пути движения излучений тот или иной защитный экран и/или применив средства индивидуальной защиты. В частности, специальная защитная одежда полностью защищает от альфа-излучения и частично – от бета-излучения, рентгеновского или гамма-излучения. Для этой цели служат антиконтаминационные костюмы, перчатки, капюшоны, сапоги, перчатки, очки, освинцованные фартуки.

Внутреннее облучение всегда связано с попаданием в организм человека радиоактивных веществ, разнообразие которых обусловливает разнообразие механизмов поглощения, усвоения и вывода этих веществ из организма, степень участия в метаболизме. В результате радиоактивные вещества могут задерживаться и даже накапливаться в организме. Распадаясь, они облучают расположенные вокруг них ткани.
Уменьшение внутреннего облучения достигается только средствами индивидуальной защиты органов дыхания, служащих для защиты дыхательных путей от радиоактивных веществ, находящихся в воздухе, и специальным рационом питания.

Обеспечение радиационной безопасности требует комплекса многообразных защитных мероприятий, зависящих от конкретных условий работы с источниками ионизирующих излучений, а также от типа источника.

Защита временем основана на сокращении времени работы с источником, что позволяет уменьшить дозы облучения персонала. Этот принцип особенно часто применяется при непосредственной работе персонала с малыми радиоактивностями.

Защита расстоянием – достаточно простой и надежный способ защиты. 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 излучений. В зависимости от вида ионизирующих излучений для изготовления экранов применяют различные материалы, а их толщина определяется мощностью и излучением.

В связи с тем, что проникающее излучение оказывает вредное биологическое действие, первостепенное значение при работе с радиоактивными веществами приобретает правильная организация труда , обеспечивающая безопасность обслуживающего персонала. Правильно организовать работу с радиоактивными веществами значит создать условия, исключающие превышение пределов доз облучения и предупреждение проникновения радиоактивных веществ внутрь организма. Сюда входит целый комплекс мероприятий, обеспечивающих защиту от внешнего облучения, а также позволяющих предотвратить загрязненность радиоактивными источниками рабочих помещений, рук и тела работающих, осуществить контроль за уровнем радиоактивных излучений.

Условия безопасности при использовании радиоактивных изотопов требуют соблюдения мер защиты не только в отношении людей, непосредственно работающих с радиоактивными веществами или находящихся в смежных помещениях, но также и населения, проживающего недалеко от предприятия, которое может подвергаться радиоактивному облучению. Безопасность работающих с источниками ионизирующих излучений обеспечивается установлением предельно допустимых доз облучения, применением защиты временем и расстоянием, использованием технических и индивидуальных средств защиты.

Нормирование параметров и организационные меры защиты . Нормы радиационной безопасности установлены в СанПиН 2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)" . Нормы применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения. НРБ-99/2009 устанавливают следующие категории облучаемых лиц :

• – персонал (группы А и Б);
• – все население, включая лиц из персонала вне сферы и условий их производственной деятельности.

Группу А составляют лица, работающие с техногенными источниками излучения. В группу Б входят лица, работающие на радиационном объекте или на территории его санитарно-защитной зоны и находящиеся в сфере воздействия техногенных источников. Основные пределы доз и все остальные допустимые производные уровни для персонала группы Б не должны превышать одной четвертой значений для персонала группы А.

• 1) основные пределы доз (ПД), которые приведены в табл. 5.4;
• 2) допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз, – пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и др.

Для обеспечения условий, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого, с учетом достигнутого в организации уровня радиационной безопасности администрацией организации дополнительно устанавливаются контрольные уровни (дозы, уровни активности, плотности потоков и др.).

Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) – 1000 мЗв, для населения за период жизни (70 лет) – 70 мЗв. Началом периодов считается 1 января 2000 г. 1

Годовая эффективная доза облучения персонала за счет нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения не должна превышать пределов доз, установленных в табл. 5.4. Под годовой эффективной дозой понимается сумма эффективной дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

Таблица 5.4

Основные пределы доз

При организации работ с источниками малой мощности распространенными способами являются защита временем и защита расстоянием. Защита временем предусматривает такой регламент работ, при котором доза, полученная за время проведения работ, не превысит предельно допустимую. Защита расстоянием означает, что все операции с источниками излучения следует проводить при помощи манипуляторов, а весь процесс работы – в возможно короткий срок, в течение которого доза, полученная работающим, будет наименьшей и не превысит пределов, установленных санитарными нормами и правилами.

При работе с источниками большой активности для защиты работающих необходимы специальные экраны , в десятки и сотни раз ослабляющие интенсивность излучения. Например, для защитных экранов, поглощающих гамма- излучение , используются материалы, содержащие элементы с высоким атомным номером и высокой плотностью (например, свинец); пригодны по своим защитным свойствам также вода, сталь, чугун, бетон, баритобетон. Определение необходимой толщины экрана может быть произведено расчетным путем по справочным данным и по номограммам, приведенным в специальной литературе.

Защита от нейтронов. Обладая огромной проникающей способностью, быстрые нейтроны слабо поглощаются веществом, поэтому задача защиты от нейтронов заключается в замедлении движения быстрых нейтронов с последующим поглощением замедленных нейтронов. Известно, что быстрый нейтрон теряет приблизительно две трети своей энергии при столкновении с атомом водорода, вследствие этого хорошим защитным материалом от нейтронов являются вода и водородосодержащие материалы (парафин). Большое сечение захвата медленных нейтронов имеет бериллий. Нейтроны малой энергии (тепловые) хорошо поглощаются бором и кадмием, поэтому бор в чистом виде или в виде соединений вводится в бетон, свинец и другие материалы, применяемые для защиты от нейтронов и гамма-излучения, которое сопровождает поглощение нейтронов такими материалами, как бериллий, бор и кадмий.

Технические меры защиты. К техническим мерам защиты от ионизирующих излучений относятся автоматизация и дистанционное управление, герметизация источников, защитное экранирование. При выборе технических средств защиты необходимо учитывать условия облучения (внешнее или внутреннее). При работе с радиоактивными веществами в открытом виде наряду с опасностью внешнего облучения имеется возможность поступления этих веществ внутрь организма. Для защиты персонала используется радиационно-защитное технологическое оборудование (камеры, боксы, вытяжные шкафы), а также сейфы, контейнеры и мешки для радиоактивных отходов. Герметичность вытяжных устройств – шкафов, боксов и камер обеспечивается созданием разрежения воздуха (100–200 Па).

Радиохимический шкаф более герметичен, чем обычный химический, рабочие отверстия закрыты перчатками, скорость воздуха в открывающихся проемах (в зависимости от класса работ) составляет 1–1,5 м/с. Боксы – герметичные укрытия, применяемые для проведения операций с радиоизотопами в открытом виде. Для проведения операций в заданных газовых средах (например, восстановления металлов в инертных средах) применяют боксы с замкнутой циркуляцией воздуха . Такие боксы имеют собственную вентиляционную систему, обеспечивающую очистку в индивидуальном фильтре бокса загрязненного радиоактивными аэрозолями воздуха (или другого газа) и подачу очищенного воздуха в бокс. В вытяжных шкафах и боксах используют манипуляторы копирующие, шпатовые и другой дистанционный инструмент, приспособления для вскрытия пеналов, запайки ампул и др. Кроме того, манипуляторные боксы снабжены контейнерами для твердых отходов, тележками для подачи контейнеров, блоком сварки пластиковых мешков. Для вакуумной плавки и литья радиоактивных металлов применяют дистанционно управляемую установку, которая размещается в герметичном боксе, оборудованном автоматическими транспортными коммуникациями.

Для работ с веществами высоких уровней активности используют камеры , полностью герметизированные, с дистанционным управлением рабочими операциями и наблюдением через защищенные отверстия. Работы с веществами большой активности выполняются на полностью автоматизированном оборудовании с дистанционным управлением.

Защита от внешнего облучения предусматривает создание таких ограждений (экранов) , которые снижали бы дозу внешнего облучения до предельно допустимой. Выбор типа ограждения или экрана прежде всего зависит от вида излучения, а также от активности и энергии источника излучения, условий его эксплуатации. Стационарными ограждениями служат защитные стены, перекрытия пола и потолка, смотровые окна; экранами – стенки контейнеров для перевозки радиоактивных изотопов, сейфов для их хранения, боксов и др.

При выборе материала экрана (ограждения) во внимание принимаются спектральный состав излучения, его интенсивность, а также расстояние от источника, на котором находится обслуживающий персонал, и время пребывания под действием излучений. Например, для защиты от альфа-излучения достаточен слой воздуха в 10 см от источника, так как пробег альфа-частиц в воздухе не превышает 8–9 см. Применяют также экраны из плексигласа или стекла толщиной в несколько миллиметров. Практически при работе с альфа-активными препаратами приходится защищаться не только от альфа-, но и от бета- или гамма- излучения.

Экраны для защиты от бета-излучения изготовляют из материалов с малой атомной массой (например, алюминия) или из плексигласа. Толщину экрана определяют с учетом максимального пробега бета-частиц (для алюминия при энергии бета-частиц Е = 0,1:0,6 МэВ пробег l = 0,07:1 мм). Но при прохождении бета-частиц через вещество не только ионизируются атомы, но и возникает тормозное излучение, поэтому для защиты от бета-излучений высоких энергий экран снаружи покрывают слоем тяжелого материала (например, свинца) для поглощения тормозного излучения. Возникающие в материале внутреннего слоя экрана кванты с малой энергией поглощаются внешним слоем материала с большой атомной массой. Толщину наружного слоя определяют по рассчитанному значению энергии тормозного излучения и создаваемой им дозе излучения.

Сложнее осуществить защиту от внешнего гамма- излучения , проникающая способность которого гораздо выше, чем у альфа- и бета-частиц. Обеспечить полную защиту от гамма-излучения не представляется возможным. Защитные устройства позволяют только снизить величину дозы этого излучения в любое число раз. Материалы защитных устройств – вещества с большой атомной массой и высокой плотностью: свинец, вольфрам и т.п. Часто используют более легкие материалы, но менее дефицитные и более дешевые: сталь, чугун, сплавы меди. Стационарные ограждения, являющиеся частью строительных конструкций, целесообразнее изготовлять из бетона и баритобетона. Смотровые системы изготовляют из специального стекла: свинцового с жидким наполнителем (бромидом и хлоридом цинка) и др. В качестве защищающего от гамма-лучей материала применяют и свинцовую резину.

Защиту от гамма-излучения можно осуществить также временем, расстоянием, количеством радиоактивного вещества. Для обеспечения условий безопасности доза облучения не должна превышать ПДД (5 бэр в год).

Сложность создания защиты от нейтронного излучения состоит в том, что нейтроны вследствие отсутствия заряда не взаимодействуют с электрическим полем и поэтому распространяются в веществе, пока не столкнутся с ядрами. Таким образом, поглощение веществом нейтронного излучения проходит в два этапа: вначале быстрые нейтроны в результате упругих столкновений с ядрами рассеиваются, энергия нейтронов уменьшается до тепловой, а затем тепловые нейтроны при неупругих взаимодействиях поглощаются средой. Максимальное рассеивание происходит при упругих столкновениях частиц равной массы – для нейтронов это ядра водорода.

Для защиты от нейтронного излучения применяют воду, парафин, а также графит, бериллий и др. Нейтроны малой энергии поглощаются бором и кадмием, поэтому в применяемый для защиты от нейтронов бетон добавляют соединения бора: буру, колеманит. При поглощении нейтронов происходит испускание гамма-квантов. Для комбинированной защиты от нейтронов и гамма-излучения используют смеси тяжелых материалов с водой или водородсодержащими материалами, а также комбинации слоев тяжелых и легких материалов: железо – вода, свинец – вода, свинец – полиэтилен и т.п. Толщина экрана определяется по таблицам, номограммам или расчетам.

Средства индивидуальной защиты предназначены для защиты от внутреннего облучения радиоактивными веществами, а также – при внешнем облучении – от альфа- и мягкого бета-излучений (от гамма- и нейтронного излучений они не защищают). Индивидуальные средства защиты включают спецодежду, средства защиты органов дыхания и зрения.

При работах I класса и отдельных работах II класса работники обеспечиваются комбинезонами или костюмами, шапочками, легкой пленочной обувью или специальными ботинками, перчатками, бумажными полотенцами или носовыми платками разового пользования, а также средствами защиты органов дыхания. При работах II и III классов работники снабжаются халатами, шапочками, легкой обувью, перчатками, а при необходимости – средствами защиты органов дыхания.

Для выполнения ремонтных работ, при которых загрязнения могут быть очень большими, разработаны пневмо-костюмы из пластических материалов с принудительной подачей воздуха под костюм. Пневмокостюм защищает основную спецодежду, органы дыхания и кожные покровы от радиоактивной пыли. Вследствие полной герметичности костюм можно дезактивировать на работающем после его выхода из загрязненной зоны.

Органы дыхания при работе с изотопами защищают посредством респираторов, пневмошлемов, противогазов. Наиболее надежен шланговый противогаз.

Для защиты глаз применяют очки закрытого типа со стеклами, содержащими свинец или фосфат вольфрама. При работах с источниками альфа- и бета-излучений для защиты лица и глаз используют защитные щитки из оргстекла.

Безопасность работы с радиоактивными веществами и источниками излучения можно обеспечить, организуя систематический дозиметрический контроль за уровнями внешнего и внутреннего облучения персонала, а также за уровнем радиации в окружающей среде (воздухе, воде и др.). Объем дозиметрического контроля зависит от характера работы с радиоактивными веществами. При работе с закрытыми источниками достаточно измерять дозы гамма-излучения на рабочих местах постоянного и временного пребывания персонала.

Осуществление работ с открытыми источниками требует кроме измерения уровней потоков излучения проведения контроля уровней загрязненности воздуха и рабочих поверхностей радиоактивными веществами, а также контроля уровней загрязненности рук и одежды работающих. Персонал, контактирующий с радиоактивными веществами, должен иметь индивидуальные дозиметры для контроля гамма-излучения.

• Утверждены постановлением Главного государственного санитарного врача РФ от 7 июля 2009 г. № 47.