Лекция №16 Лазерное излучение, уф-излучение, ионизирующее излучение




Скачать 407.49 Kb.
Название Лекция №16 Лазерное излучение, уф-излучение, ионизирующее излучение
страница 2/3
Дата публикации 21.05.2015
Размер 407.49 Kb.
Тип Лекция
edushk.ru > Биология > Лекция
1   2   3

^ Рентгеновы лучи, как и γ – лучи, относятся к электромагнитному излучению с длиной волны от 0,06 до 20Ă. Они возникают вне ядра атома вследствие потери энергии электронами; это наблюдается в рентгеновских трубках, а также при работе бетатронов, циклотронов, в электронных микроскопах, мощных генераторных и выпрямительных лампах, некоторых электроннолучевых трубках.

Рентгеновы лучи обладают высокой проникающей способностью. Ионизирующее действие этих лучей обусловлено преимущественно вторичным действием образованных фотоэлектронов и электронов отдачи. Рентгеновы лучи представляют большую опасность для человека при внешнем облучении. Интенсивность их, так же как и γ – лучей, уменьшается обратно пропорционально квадрату расстояния от источника излучения.

^ ЕДИНИЦЫ ИЗМЕРЕНИЯ РАДИОАКТИВНОСТИ.

Радиоактивность вещества характеризуется количеством распадов в единицу времени. Чем большее число распадов происходит в единицу времени, тем выше активность вещества. Скорость радиоактивного распада определяется величиной периода полураспада (Т), т.е. промежутком времени, в течение которого активность радиоактивного элемента уменьшается наполовину. Для каждого изотопа скорость радиоактивного распада весьма важный показатель для гигиенической оценки условий труда и выбора специальных мер защиты.

Для измерения радиоактивности принята единица – распад в секунду, а также внесистемная единица – кюри (к), т.е. активность такого количества радиоактивного вещества, в котором происходит 3,7 · 1010 распадов в 1 секунду. В практике применяются единицы, производные от кюри: милликюри (мк), микрокюри (мкк). Концентрация радиоактивных веществ в воздухе и воде измеряется в кюри на 1 л-к/л.

Гамма-активность выражается в миллиграмм-эквивалентах радия. Он представляет собой гамма-эквивалент радиоактивного препарата, γ – излучение которого при тождественных условиях создает такую же мощность дозы, что и γ – излучение 1 мг радия Государственного эталона радия при платиновом фильтре толщиной 0,5 мм. Точечный источник в 1мг радия в равновесии с продуктами распада после фильтрации через платиновый фильтр толщиной 0,5 мм платины создает на расстоянии 1см в воздухе мощность дозы 8,4 ρ в час.

За единицу дозы рентгеновских лучей и γ – лучей принят рентген (ρ). Один рентген – доза, которая в 1 см3 воздуха при 00 и давлении 760 мм рт. ст. образует ионы с суммарным зарядом в одну электростатическую единицу количества электричества каждого знака. В практике пользуются производными рентгена: 1ρ=103 мр (миллирентген) = 106 мкр (микрорентген). Для характеристики распределены дозы во времени вводится понятие мощности дозы: ρ/час, ρ/мин, ρ/сек мр/час и т.д.

Раньше в качестве единицы поглощенной дозы и дозы излучения (для всех видов излучения) использовали физический эквивалент рентгена (фэр). Фэр – доза любого ионизирующего излучения, при которой энергия, поглощенная в 1г вещества, равна потере энергии на ионизацию, создаваемую в нем дозой в 1ρ рентгеновских лучей или γ – лучей. 1фэр для воздуха равен 84 эрг/г, для биологических тканей – 93 эрг/г.

При одной и той же поглощенной дозе биологический эффект разных видов излучения неодинаков; его можно выразить следующими величинами (относительная биологическая эффективность – обэ):

γ – и рентгеновское излучение 1,0

β – излучение 1,0

α – излучение 10,0

тепловые нейтроны 3,0

быстрые « 10,0

протоны 10,0

Таким образом, биологический эффект воздействия α-излучения
в 10 раз, тепловых нейтронов – в 3 раза, быстрых нейтронов и
протонов — в 10 раз больше, чем эффект воздействия γ- и рентгеновых лучей.

Различный биологический эффект в основном зависит от плотности ионизации, создаваемой в тканях тем или иным ионизирующим излучением. По предложению Международного конгресса радиологов в 1953 г. за единицу поглощенной дозы энергии ионизирующего излучения в единице массы облучаемого вещества была принята единица рад. Для всех видов ионизирующей радиации рад соответствует поглощенной энергии 100 эрг на 1 г любого вещества. Для учета биологического действия различных видов излучения введена другая единица — биологический эквивалент радабэр. За 1 бэр принимается такая поглощенная доза любого вида ионизирующих излучений, которая вызывает такой же биологический эффект, что и 1 рад рентгеновых или γ-лучей.

Термин «относительная биологическая эффективность» используется обычно при сравнительной оценке действия излучений в радиобиологии. Так как значение обэ зависит от целого ряда причин — энергии излучения, критериев биологического действия и др., При решении задач радиационной безопасности используют так называемые коэффициенты качестваКК, которые представляют собой величины, показывающие зависимость биологического эффекта хронического облучения организма от передачи энергии на единицу длины пробега частицы или кванта. Для определения поглощенной дозы в бэр (Д бэр) необходимо дозу в рад (Драд) умножить на коэффициент качества и коэффициент распределения (КР), учитывающий влияние неоднородного распределения радиоактивных изотопов.

Загрязненность рабочих поверхностей и оборудования, рук, спецодежды и других предметов α- и β-излучателями выражается в числе частиц, вылетающих с площади 1 см2 в 1 минуту.

^ БИОЛОГИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Как уже отмечалось, основной особенностью действия ионизирующего излучения является ионизация атомов и молекул. Выше описан также механизм этого процесса при различных видах излучения. Считают, что ионизация атомов и молекул живой материи является первичным начальным этапом биологического действия излучения. Особое значение при облучении живого организма имеет ионизация молекул воды, которая составляет 75% объема всех органов и тканей человека. В результате ионизации молекул воды в известных условиях образуются радикалы, которые могут вступать в реакцию с веществами, способными как окисляться, так и восстанавливаться. Из них наибольшее значение имеют атомарный водород (Н), гидроксил (ОН), гидроксид (Н02), перекись водорода (Н2 О2 )

Свободные радикалы вступают в реакцию с активными структурами ферментных систем — сульфгидрильными группами (SH), превращая их в неактивные дисульфидные группы (S = S). В результате .нарушается каталитическая активность очень важных тиоловых ферментных систем, участие которых абсолютно необходимо в синтезе нуклеопротеидов и нуклеиновых кислот — важнейших элементов в жизнедеятельности организма.

Под влиянием облучения количество дезоксирибонуклеиновой кислоты и дезоксирибонуклеопротеидов в ядрах клеток значительно снижается, замедляется скорость их обновления.

Так как свободные радикалы живут чрезвычайно короткий срок (доли секунды), то естественно возникает вопрос, каким образом они обеспечивают указанные длительные процессы. Для объяснения этого выдвинута теория возникновения цепных самоускоряющихся реакций, которые вызываются свободными радикалами.

Роль свободных радикалов в биологическом действии ионизирующих излучений косвенно подтверждается опытами, показывающими, что в условиях резкого снижения возможности образования радикалов вследствие уменьшения парциального давления кислорода (гипоксия) резистентность организма к действию ионизирующего излучения повышается.

^ Реакция организма на ионизирующее излучение зависит от многих факторов: дозы облучения, вида излучения, длительности воздействия, размеров облучаемой поверхности, индивидуальной реактивности организма.

Поступление в организм радиоактивных веществ в виде газов, паров, аэрозолей через дыхательные пути, заглатывание радиоактивных частиц, растворов и радиоактивных веществ, попадание с загрязненных рук и проникновение через поврежденную и неповрежденную кожу приводят к внутреннему облучению организма.

Интенсивность поражения при этом зависит от количества радиоактивного вещества, способа поглощения, химических и физических свойств (растворимости, дисперсности аэрозолей), периода полураспада и полувыведения, степени накопления в отдельных органах и других условий.

При попадании внутрь организма наиболее опасны α-излучатели, обладающие большой ионизирующей способностью; значительную опасность представляют также и β-излучатели, характеризующиеся хотя и меньшей, но все же значительной ионизирующей способностью.

Распределение в организме и выведение из него радиоактивных веществ зависят от их физико-химических свойств и функционального состояния организма.

Некоторые вещества накапливаются в определенных органах, например йод

(I 131)—в щитовидной железе, радий (Ra228), стронций (Sr89, Sr90)—в костях, натрий (Na24) и цезий (Cs137) распределяются в организме более или менее равномерно. Под влиянием различных причин с течением времени может происходить перераспределение радиоактивных веществ в тканях.

Накопление радиоактивных веществ в отдельных органах и тканях при длительном действии обусловливает развитие в них патологических изменений, например злокачественных новообразований.

Из организма радиоактивные вещества выделяются через желудочно-кишечный тракт, почки, а газообразные изотопы (радон, торон и др.) — через дыхательные пути. Некоторые вещества могут выделяться слизистой оболочкой рта, кожей, молочными железами. Значительная часть радиоактивных изотопов выделяется в основном в первые дни после поступления в организм, однако многие элементы (стронций, торий, радий и др.) выделяются медленно и надолго задерживаются в нем.

Важной характеристикой поведения радиоактивных веществ в организме является скорость снижения их активности. Для ее оценки используется понятие «эффективный период» — время, в течение которого активность содержащегося в организме изотопа, уменьшается вдвое. Оно зависит от периода полураспада изотопа и периода его полувыведения из организма, т. е. времени, в течение которого из организма удаляется половина находящегося в нем радиоактивного вещества. Для короткоживущих радиоактивных элементов эффективный период фактически определяется процессами распада и выведения, для долгоживущих — в основном выведением.

Нарушения состояния здоровья вследствие воздействия ионизирующего излучения возможны при невыполнении правил охраны труда во время работы с радиоактивными веществами.

В зависимости от степени поражения патологический процесс, вызванный ионизирующим излучением, может проявиться в острой или хронической форме лучевой болезни.

Острая форма лучевой болезни может возникнуть при кратковременном однократном облучении, например при аварии, хроническая лучевая болезнь — при многократном длительном облучении в дозах, превышающих предельно допустимые.

^ Острая лучевая болезнь — общее лучевое поражение организма, при котором клинические явления возникают рано. Характеризуется болезнь как общетоксическими симптомами (слабость, тошнота, утомляемость и др.), так и специфическими признаками поражения кроветворных органов, желудочно-кишечного тракта, центральной нервной и других систем.

Различают четыре периода течения болезни (начальный, скрытый, разгар и исход), которые в зависимости от дозы облучения и индивидуальной чувствительности человека могут проявляться по-разному. Легкая форма возникает при действии ионизирующей радиации в дозе свыше 100 р. В начальный период заболевания может наблюдаться однократно рвота в первые сутки после облучения, а в последующем – небольшая общая слабость в течение 2—3 недель. Заболевание средней степени тяжести характеризуется поражением кроветворных органов, которое наиболее выражено в фазе разгара болезни. При тяжелой форме (100—1000 р), помимо глубокого нарушения кроветворения, болезнь характеризуется опасностью возникновения массивных кровотечений и инфекционных осложнений.

^ Крайне тяжелая форма лучевой болезни (более 1000 р) развивается при явлениях поражения желудочно-кишечного тракта и характеризуется непрерывной рвотой и диареей с кровавыми выделениями. После облучения в дозе более 10 000 р основные симптомы лучевой болезни связаны с поражением центральной нервной системы, которое проявляется сразу после облучения.

^ Хроническая лучевая болезнь может быть результатом длительного внешнего или внутреннего облучения в дозах, превышающих в 10 и более раз предельно допустимые для лиц, профессионально работающих в сфере действия ионизирующей радиации. Начальные проявления лучевой болезни при длительном облучении выражаются неустойчивостью вегетативной регуляции (колебания содержания в крови форменных элементов, кровяного давления, моторной и секреторной функций желудочно-кишечного тракта) и функций центральной нервной системы (в частности, психофизиологических). При прогрессировании заболевания (в случае продолжающегося облучения) появляются более стойкие изменения крови (лейкопения, тромбоцитопения, анемия).

^ Местное лучевое воздействие γ-, рентгеновского или β-излучения может вызывать поражения кожи. При дозах свыше 200 р наблюдается эпиляция с последующим восстановлением волос, если доза не превышает 600 р. Дозы до 1000 р могут вызывать реакцию, равнозначную тепловому или солнечному ожогу II степени. Пузыри начинают появляться через 1—2 недели после воздействия. Дозы, превышающие 1200 р, вызывают тяжелые повреждения по типу химических или контактных термических ожогов. Боль начинается сразу после облучения. Ткани некротизируются на различную глубину.

Хроническое облучение кожи в течение нескольких месяцев или лет вызывает поражение кожи типа экземы.

Выше уже указывалось на возможность развития злокачественных опухолей различных органов и лейкоза при действии ионизирующих излучений. Описана лучевая катаракта как результат воздействия рентгеновых, γ-лучей и нейтронов. В эксперименте отмечено снижение иммунобиологической реактивности организма животных.

^ ПУТИ И УСЛОВИЯ ВОЗДЕЙСТВИЯ РАЗЛИЧНОГО ВИДА ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

Радиоактивные аэрозоли могут содержаться в воздухе и поступать через дыхательные пути в организм прежде всего в том случае, если радиоактивные вещества используются в порошкообразном состоянии или в виде растворов. Аэрозоли дезинтеграции и конденсации могут образоваться при механической, металлургической и химической обработке радиоактивных руд и радиоактивных изотопов. Кроме обычных путей возникновения, аэрозоли могут быть образованы и другими специфическими для радиоактивных веществ способами.

Возможны процессы самопроизвольного образования радиоактивных аэрозолей при работе с α-излучающими радиоактивными веществами. Газообразные активные эманации — радон, торон, актинон, образующиеся при распаде радия, мезотория и актиния, распадаются и образуют твердые дочерние продукты, представляющие собой радиоактивные вещества.

Радиоактивные аэрозоли могут образоваться за счет конденсации продуктов распада эманации и за счет их адсорбции на неактивных аэрозолях.

В производственных условиях вследствие указанных процессов происходит образование «радиоактивных осадков», загрязняющих оборудование и помещение.

Образование радиоактивных аэрозолей может произойти вследствие выбрасывания в воздух активных атомов отдачи. Последние могут механически увлекать за собой частицы материнского радиоактивного вещества и образовывать радиоактивные аэрозоли. Этот вид образования радиоактивных аэрозолей называют агрегатной отдачей.

Возможность специфических способов образования радиоактивных аэрозолей требует специальных мероприятий, предупреждающих поступление радиоактивных веществ в воздух помещения.

Большое гигиеническое значение имеет дисперсность аэрозолей, так как с этим свойством связана их задержка в дыхательных путях. Это особенно важно, когда речь идет о радиоактивных аэрозолях. Радиоактивные аэрозоли, даже субмикроскопических размеров, ввиду их высокой биологической активности являются патогенными.

Степень поражения органов дыхания при попадании в них радиоактивных аэрозолей зависит также от длительности задержки пылевых частиц в легких, характеризуемой эффективным периодом полувыведения. Так, например, период полувыведения из легких дочерних продуктов торона равен 9 часам, а сульфата радия — 125 дням.

Экспериментально показано, что радиоактивные аэрозоли могут вызывать патологические изменения в органах дыхания склеротического характера, а также способствовать развитию бронхогенного рака.

Важной гигиенической задачей в свете сказанного является предотвращение загрязнения воздуха радиоактивными аэрозолями и применение мер защиты от них органов дыхания.

Радиоактивные газы могут загрязнять атмосферу помещений в следующих случаях:

  • при образовании радиоактивных эманации из радия, мезотория и актиния, сопровождающемся эманацией радона, торона, актинона;

  • при расщеплении урана в реакторах, сопровождающемся выделением газообменных радиоактивных продуктов: ксенона, криптона, аргона, йода;

  • в результате активации азота, кислорода и других газов при работе ускорительных установок и реакторов.

Повышенное содержание этих газов может быть обнаружено в воздухе производственных помещений и лабораторий при использовании тория и радия, в лечебных учреждениях при использовании радона, при добыче, хранении и переработке урановых и ториевых руд.

Весьма неблагоприятными в гигиеническом отношении являются операции, во время которых возможно выделение радиоактивных газов: вскрытие ампул с радием и мезоторием, открывание сосудов, в которых длительное время сохранялись радиоактивные растворы.

Радиоактивные эманации по своей химической природе относятся к инертным газам. Период полураспада радона — 3,82 дня, торона — 54,5 секунды, актинона — 3,92 секунды. Они растворяются в крови и тканевых жидкостях, не вступая в химические реакции. Практически эманация распределяется в организме равномерно, вызывая облучение тканей α-частицами, возникающими при распаде самих газов, а также α- и β-частицами дочерних продуктов, возникающих из эманации в организме.

Однако основная опасность при воздействии радиоактивных эманации связана с тем, что в органах дыхания оседают присутствующие в воздухе дочерние продукты радона или торона, вызывая преимущественное облучение верхних дыхательных путей и легочной ткани.

Из радиоактивных газов в гигиеническом отношении имеют значение изотопы с относительно большим периодом полураспада: Кг85 — 9,4 года, Хе 132 — 5,2 дня, Хе 135 — 9,13 часа. Период полураспада остальных изотопов и ксенона измеряется минутами и секундами. Изотопы криптона с атомным весом 89 и 90 при распаде превращаются в Sr89 и Sr90. При распаде изотопов ксенона образуются радиоактивные изотопы цезия.

Криптон, ксенон и аргон — в химическом отношении инертные газы и в организме ведут себя так же, как и радиоактивные эманации. Эти газы опасны как источники внешнего облучения. I131 — β- и γ-излучатель, как биоэлемент накапливается в щитовидной железе. ,

Во всех случаях, когда вследствие технологических процессов и при отдельных операциях образуются радиоактивные газы, следует особое внимание обратить на герметичность оборудования и рациональное устройство вентиляции.

Как фактор облучения организма γ-излучение может наблюдаться во многих случаях. Испускают γ-лучи многие искусственные изотопы и некоторые естественные элементы при перестройке ядер в более стабильное состояние, причем энергия γ-лучей в этом случае колеблется в пределах 0,2—5 Мэв. При ядерных реакциях можно получить γ-лучи с энергией 10—20 Мэв.

С опасностью γ-облучения приходится встречаться при работе с γ-излучающими изотопами, при транспортировке радиоактивных веществ, при гамма-дефектоскопии и в медицинской практике.

Большинству естественных и искусственных радиоактивных элементов присуще β-излучение. Источниками β-частиц являются широко применяемые для различных целей β-излучающие изотопы, а также загрязненные ими окружающие предметы — оборудование, помещение, одежда. Возможно облучение β-частицами работающих на атомных электростанциях, экспериментальных реакторах и ускорителях элементарных частиц за счет наведенной активности оборудования.

β-Излучающие изотопы с энергией частиц менее 0,2 Мэв не представляют практической опасности как источники внешнего облучения. Для защиты от облучения β-частицами больших энергий целесообразно увеличение расстояния между работающим и источником излучения или применение экранов из органического стекла, пластмассы и других подобных материалов.

Наибольшую опасность β-излучатели представляют при внутреннем облучении вследствие попадания в организм радиоактивных паров, газов, аэрозолей, что возможно при использовании β-активных веществ в открытом виде и при отсутствии защитных мер.

^ Нейтронное и з л у ч е н и е возникает при работе ускорителей заряженных частиц и реакторов, образующих мощные потоки быстрых и тепловых нейтронов. Нейтронное излучение радий-бериллиевых и полоний-бериллиевых закрытых источников применяется в геологических исследованиях, биологии, медицине.

Мощные потоки нейтронов могут вызвать активацию оборудования, строительных конструкций помещения, отдельных деталей, воздуха, вследствие чего возникают вторичные источники β- и γ-излучения.

Дополнительные источники и формы радиационного воздействия. Важными дополнительными источниками радиационного воздействия являются загрязненные радиоактивными веществами кожные покровы работающих, спецодежда, оборудование, строительные конструкции помещений.

Загрязнение кожных покровов и одежды возможно при ручных операциях с радиоактивными веществами, а также при контакте работающих с оборудованием, загрязненным радиоактивными веществами. Внутрь организма радиоактивные вещества могут поступать с загрязненных рук через рот. Кроме того, многие радиоактивные элементы, например стронций, радий, плутоний, торий, фосфор и др., способны проникать в организм через неповрежденную кожу. Загрязнение кожных покровов и одежды является источником облучения кожи α- и β-частицами.

Загрязнение радиоактивными веществами оборудования и рабочих помещений возможно при рассыпании радиоактивных порошков, разливании радиоактивных растворов, переносе радиоактивных веществ загрязненными руками, одеждой, обувью.

Различные материалы сорбируют радиоактивные вещества, которые в дальнейшем могут служить источником образования радиоактивных аэрозолей, газов, потоков β-частиц и γ-излучения.

^ ПРЕДЕЛЬНО ДОПУСТИМЫЕ ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ

«Нормами радиационной безопасности НРБ-69» установлены предельно допустимые дозы внешнего и внутреннего облучения и так называемые пределы дозы.

Предельно допустимая доза (ПДД)—годовой уровень облучения персонала, не вызывающий при равномерном накоплении дозы в течение 50 лет обнаруживаемых современными методами неблагоприятных изменений в состоянии здоровья самого облучаемого и его потомства. Предел дозы—допустимый среднегодовой уровень облучения отдельных лиц из населения, контролируемый по усредненным дозам внешнего излучения, радиоактивным выбросам и радиоактивной загрязненности внешней среды.

Установлены три категории облучаемых лиц:

  1. категория А — персонал (лица, которые непосредственно работают с источниками ионизирующих излучений или по роду своей работы могут подвергаться облучению),

  2. категория Б —отдельные лица из населения (контингент населения, проживающего на территории наблюдаемой зоны),

  3. категория В —население в целом (при оценке генетически значимой дозы облучения).

Среди персонала выделены две группы:

а) лица, условия труда которых таковы, что дозы облучения могут превышать 0,3 годовых ПДД (работа в контролируемой зоне);

б) лица, условия труда которых таковы, что дозы облучения не должны превышать 0,3 годовых ПДД (работа вне контролируемой зоны).

При установлении ПДД в пределах дозы внешнего и внутреннего облучения в НРБ-69 учитываются четыре группы критических органов. Критическим органом считается тот, облучение которого является наибольшим; степень опасности облучения зависит также от радиочувствительности облучаемых тканей и органов.

В зависимости от категории облучаемых лиц и группы критических органов установлены предельно допустимые дозы и пределы доз .

Предельно допустимые дозы не включают естественный радиационный фон, создаваемый космическим излучением и излучениями горных пород при отсутствии посторонних искусственных источников ионизирующей радиации.

Мощность дозы, которая создается естественным фоном, на поверхности земли колеблется в пределах 0,003—0,025 мр/час (иногда и выше). При расчетах естественный фон принимается равным 0,01 мр/час.

Предельная суммарная доза для профессионального облучения рассчитывается по формуле:

Д ≤ 5 (N – 18)

где Д — суммарная доза в бэр; N — возраст человека в годах; 18 — возраст в годах начала профессионального облучения. К 30 годам суммарная доза не должна быть больше 60 бэр.

В исключительных случаях разрешается облучение, приводящее к превышению годовой предельно допустимой дозы в 2 раза в каждом конкретном случае или в 5 раз на протяжении всего периода работы. В случае аварии каждое внешнее облучение дозой 10 бэр должно быть так скомпенсировано, чтобы в последующем периоде, не превышающем 5 лет, накопленная доза не превысила величину, определяемую по указанной выше формуле. Каждое внешнее облучение дозой до 25 бэр должно быть так скомпенсировано, чтобы в последующем периоде, не превышающем 10 лет, накопленная доза не превысила величину, определенную по той же формуле.

Для отдельных видов излучения санитарными правилами на основе предельно допустимых доз установлены предельно допустимые мощности дозы или интенсивности излучения.

В зависимости от предельно допустимых доз и пределов доз внутреннего облучения установлены предельно допустимые уровни содержания радиоактивных изотопов в организме лиц категории А и Б и на основании этих величин — годовое предельно допустимое поступление (ПДП) в организм радиоактивных веществ (для персонала) и предел годового поступления (ПГП) для отдельных лиц из населения.

Исходя из величин ПДП и ПГП, рассчитаны среднегодовые допустимые концентрации (СДК) радиоактивных веществ для воздуха рабочих помещений, атмосферного воздуха и воды. При этом было принято, что объем легочной вентиляции для лиц категории А (в период выполнения работы) составляет 2,5 · 106 л/год, для лиц категории Б — 7,3·106 л/год, потребляемое взрослым человеком количество воды — 800 л/год. СДК различных радиоактивных веществ отличаются в отдельных случаях в 104 раз, что обусловлено неравнозначной их радиотоксичностью, которая зависит от вида и энергии излучения, времени пребывания изотопа в организме и др.

В «Нормах радиационной безопасности» представлены СДК более чем для 200 радиоактивных изотопов, а также указаны предельно допустимые уровни активности изотопов на рабочем месте, не требующие регистрации или получения разрешения санитарно-эпидемиологической службы.

Кроме того, установлены предельно допустимые уровни загрязнения радиоактивными веществами рабочих поверхностей, одежды и рук в условиях профессиональной работы.

Для контроля уровня радиоактивных излучений применяются различные дозиметрические приборы.

^ СПОСОБЫ ЗАЩИТЫ ПРИ РАБОТЕ С РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ

Общие положения. Санитарные правила (ОСП-72) детально регламентируют правила работы с радиоактивными веществами и меры защиты от переоблучения.

Исходя из целей конкретного применения радиоактивных веществ, работы с ними' можно разделить на две категории.

К первой категории относятся работы, при которых применяются радиоактивные вещества в закрытом виде — герметичные источники, т. е. в запаянных ампулах.

В этом случае возможно только внешнее облучение, например γ-лучами или нейтронами. Загрязнение воздуха, помещения, оборудования, одежды может быть лишь в аварийных случаях, например при поломке ампулы. Следовательно, в случае применения герметичных радиоактивных γ-источников необходима лишь защита от γ-излучения (прямого и рассеянного), при работе на рентгеновских установках — от рентгеновых лучей (прямого и рассеянного пучка).

При работе с открытыми радиоактивными веществами может происходить внешнее облучение β- и γ-лучами, а также загрязнение воздуха, оборудования, одежды и др. радиоактивными газами, аэрозолями, парами и растворами. При этом создаются условия для попадания радиоактивных веществ внутрь организма и его внутреннего облучения. Следовательно, применение открытых радиоактивных веществ требует более сложных мер защиты как от внешнего, так и от внутреннего облучения. Особенно опасны в случае внутреннего облучения, как уже указывалось, α- и β-излучатели.

При активности источника γ-излучения менее 0,1 мг-экв радия и источников β-излучения менее 0,1 мк специальных мер защиты от внешнего облучения не требуется. Для того чтобы защититься от β-излучения, достаточно применять экран или щиток из плексигласа или алюминия, максимально 7 мм (для алюминия).

Для снижения дозы внешнего облучения γ-лучами, рентгеновыми лучами и нейтронами требуются специальные меры защиты, выражающиеся в соблюдении максимально возможного расстояния до источника излучения, сокращении длительности работы, устанавливаемой в зависимости от мощности источника и расстояния до него, применении защиты из таких материалов, как свинец, железо, бетон, вода и др. Чаще всего используется весь комплекс этих мероприятий.

Меры защиты от внутреннего облучения при работе с открытыми радиоактивными веществами сводятся к устройству и планировке помещения, в котором производятся работы с радиоактивными веществами, специальным требованиям к оборудованию, устройству вентиляции, отопления, водоснабжения 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 и аэрозолями, а также предотвратить распространение загрязнения оборудования, аппаратуры, помещения, спецодежды и рук. Конкретная форма всех этих мероприятий устанавливается в зависимости от производственных и трудовых процессов.

К общим мероприятиям принципиального характера относится также обязательное проведение предварительных медицинских осмотров лиц при приеме на работу и периодических медицинских осмотров один раз в 6 или 12 месяцев, в зависимости от степени потенциальной опасности производства с целью выявления воздействия радиоактивных веществ на организм работающих.

Медицинские противопоказания при приеме на работу детально регламентированы министерством здравоохранения СССР № 400, 30 мая 1969, перечень 52.

а) Работа с радиоактивными веществами в закрытом виде. Типичным случаем работы с радиоактивными веществами в закрытом виде является гамма-дефектоскопия и промышленная радиография. В настоящее время оба этих метода широко применяются в машиностроительной промышленности для исследования металлических изделий с целью выявления дефектов металла: степени износа, наличия коррозии, раковин, контроля за качеством электросварочных швов, образованием накипи в котлах и др.

В качестве источников для гамма-дефектоскопии применяется ряд искусственных радиоактивных изотопов: кобальт (Со60), селен (Se75), цезий (Се137), тулий (Тт170), иридий (1г192) и др., но наибольшее распространение получил Со60 с периодом полураспада 5,3 года. Радиоактивный препарат Со60 цилиндрической формы помещается в ампулу, которая заключена в металлическую оболочку, предназначенную для предупреждения механического повреждения источника. Существует два способа дефектоскопии: ионизационный и фотографический.

Ионизационный метод отличается положительными санитарно-гигиеническими особенностями: на просвечивание затрачивается незначительное время и, главное, регистрирующие приборы можно удалить на безопасное расстояние от γ-источника.

Фотографический метод гамма-дефектоскопии заключается в просвечивании γ-лучами металла с получением на фотографической пленке снимка, который отображает внутреннюю микроструктуру металла. В настоящее время фотографический метод наиболее распространен вследствие своей наглядности.

В зависимости от характера изделий расположение γ-источника и кассеты с пленкой может быть различным, но обычно кассета размещается в местах, где мощность дозы γ-излучения значительно выше предельно допустимой. Возможен контроль одновременно нескольких изделий открытым препаратом; в этом случае возникает наибольшая опасность облучения.

Применяются переносные и стационарные γ-источники. При работе с первыми создаются более неблагоприятные условия, так как работающему приходится транспортировать радиоактивный источник к месту операций, производить крепление на соответствующих устройствах, т. е. находиться вблизи от источника облучения. В случае применения стационарных γ-источников радиоактивный препарат находится в надежно обеспечивающем защиту контейнере и рабочие операции производятся дистанционно.

Процесс гамма-дефектоскопии после соответствующей подготовки изделия включает ряд операций: изъятие ампулы из хранилища и транспортировка к месту просвечивания, просвечивание изделия, снятие ампулы и транспортировка к месту хранения, снятие кассеты, проявление и фиксирование пленок, оценка результатов.

В случае применения переносных γ-источников рабочие могут подвергаться интенсивному облучению и при ряде вспомогательных операций (например, если контроль наличия активного препарата в контейнере производится фотопленкой, а не γ-дозиметром). Значительное облучение возможно при ремонте контейнера или его перезарядке. Особенно опасны операции перезарядки контейнера без защиты, с незащищенной ампулой. Даже при наличии манипуляторов доза облучения может оказаться значительной.

При оценке условий труда необходимо учитывать облучение не только прямым пучком γ-лучей, но и за счет рассеянного γ-излучения. причем наиболее опасным является излучение, идущее от предмета, на который падает пучок γ-лучей под углом 90° или близким к нему. Способы защиты от рассеянного облучения те же, что и при прямом облучении.

Надежной защиты от переоблучения γ-лучами можно добиться при помощи автоматизации процессов, дистанционного управления и применения правильно рассчитанной защиты контейнеров, в которых находятся γ-излучатели.

В настоящее время имеется ряд конструкций и приспособлений для работы с радиоактивными препаратами различной активности.

Для источников с небольшой активностью (100—150 мг-экв Ra) применяются переносные контейнеры весом 10—30 кг.

Имеется ряд более совершенных контейнеров, в частности контейнер КС-6 , который используется для просвечивания источниками Со60 активностью до 0,25 г-экв Ra и 1г192 до 2—3 г-экв Ra. Контейнер имеет электрическое дистанционное управление с сигнальными лампочками, указывающими положение радиоактивного препарата. Вес контейнера 13 кг. Безопасное расстояние при указанной активности источника излучения и 6-часовой работе равно 1,5 м.

Еще более совершенными установками являются установки ГУП-Со-0,5-1, ГУП-Со-50. Этими установками пользуются в лабораториях и цеховых условиях.

Первая из них рассчитана на работу с препаратом Со60 с активностью 0,5—1 г-экв Ra, вторая — до 50 г-экв Ra. В этой установке имеются два контейнера: один рабочий — для просвечивания и второй для хранения. Препарат из контейнера для хранения переводится в рабочий контейнер специальным приспособлением — препаратоводом — дистанционно на расстоянии 3 м.

При нормальной работе на этой установке облучение может быть минимальное. ГУП-Со-50 смонтирован на тележке и может перемещаться по цеху вручную или при помощи электрокара. Перемещение препарата из контейнера для хранения в рабочий контейнер осуществляется при помощи электромеханического устройства дистанционно, с расстояния 15 ж и более. При нормальной работе установка обеспечивает надежную защиту. При работе с переносным контейнером, когда приходится производить ряд кратковременных операций с ампулированным препаратом без защиты, применяются специальные приспособления, например щипцы и ручные манипуляторы механические, электромагнитные и пневматические.

С гигиенической точки зрения имеет большое значение правильное размещение установок и планировка помещений, в которых они находятся. Имеется в виду создание безопасных условий как для работающих по гамма-дефектоскопии, так и для окружающих рабочих. Если просвечивание производится в цехе или на заводском дворе, следует установить безопасную зону и строго следить за тем, чтобы рабочие, не принимающие участия в операции, не нарушали эту границу.

Если же гамма-дефектоскопия производится на постоянном месте и изделия доставляются для просвечивания, необходимо правильно выбрать подходящее помещение и осуществить его правильную планировку. Целесообразнее устраивать для этой цели специальное одноэтажное здание или в крайнем случае все работы по просвечиванию сосредоточить в угловой части крыла общего здания.

Необходимо предусмотреть санитарные зоны разрыва от жилых и других зданий. Величина зоны устанавливается по допустимой мощности излучения и подлежит согласованию с санитарно-эпидемиологической станцией. Часть территории, прилегающей непосредственно к зданию, в котором производится просвечивание, должна быть ограждена так, чтобы люди не могли находиться вблизи здания. Толщину стен, а также потолка, если помещение находится на первом этаже, следует рассчитывать по излучению при незащищенной ампуле, что может иметь место при перемещении ее в рабочий контейнер.

Для предупреждения облучения необходимо предусмотреть правильное хранение и транспортировку у-источников. Установки типа ГУЛ и подобные им в специальном хранилище не нуждаются, так как имеют контейнер достаточной толщины. Для переносных контейнеров требуются специальные помещения для хранения в отдельных одноэтажных зданиях или подвалах. Стены этих помещений должны иметь необходимую для защиты толщину.

Для обеспечения безопасности при всех операциях по гамма-дефектоскопии и всех подсобных работах должен быть организован тщательный дозиметрический контроль, включающий измерение индивидуальных доз облучения лиц, непосредственно занятых работой с источниками, периодический контроль мощности доз у-излучения в рабочих и смежных помещениях, а также на прилегающих участках территории.

б) Работа с радиоактивными веществами в открытом виде. Для лабораторий и учреждений, предназначенных для работы с использованием радиоактивных веществ и других источников ионизирующего излучения устанавливаются санитарно-защитные зоны. Ширина санитарно-защитной зоны определяется в соответствии с ОСП-72.

Комплекс требований, предъявляемых к устройству помещений лабораторий, зависит от класса радиационной опасности, который устанавливается в соответствии с активностью препаратов на рабочем месте и их радиотоксичностью .

Работы III класса могут проводиться в общих помещениях типа химической лаборатории. Работы II класса должны осуществляться в изолированных, специально оборудованных помещениях.
1   2   3

Похожие:

Лекция №16 Лазерное излучение, уф-излучение, ионизирующее излучение icon Лазерное излучение в комплексном лечении больных с синдромом диабетической...
Работа выполнена в Федеральном Государственном Учреждении «Государственный научный центр лазерной медицины» Федерального агентства...
Лекция №16 Лазерное излучение, уф-излучение, ионизирующее излучение icon Фазовопереходное излучение
Имеются сведения о фпи при замерзании воды и в случае фазовых переходов второго рода 6 (для которых спектральный максимум соответствует...
Лекция №16 Лазерное излучение, уф-излучение, ионизирующее излучение icon Постоянная хаббла и эволюция стационарной вселенной
Соответственно, формула Хаббла будет определять не скорость удаления объекта от наблюдателя, а разницу в скоростях распространения...
Лекция №16 Лазерное излучение, уф-излучение, ионизирующее излучение icon Лекция I и проблема языка и сознания лекция II 31 слово и его семантическое...
Монография представляет собой изложение курса лекций, про* читанных автором на факультете психологии Московского государственного...
Лекция №16 Лазерное излучение, уф-излучение, ионизирующее излучение icon Лекция религии современных неписьменных народов: человек и его мир...
Редактор Т. Липкина Художник Л. Чинёное Корректор Г. Казакова Компьютерная верстка М. Егоровой
Лекция №16 Лазерное излучение, уф-излучение, ионизирующее излучение icon Лекция 1
Лекция Мировая экономика. Возникновение, сущность и основные тенденции ее развития
Лекция №16 Лазерное излучение, уф-излучение, ионизирующее излучение icon Лекция №5
Лекция №5 Вредные вещества и их воздействие на человека. Основы промышленной токсикологии
Лекция №16 Лазерное излучение, уф-излучение, ионизирующее излучение icon Лекция №6
Лекция №6 Вредные вещества и их воздействие на человека. Основы промышленной токсикологии
Лекция №16 Лазерное излучение, уф-излучение, ионизирующее излучение icon Лекция Предмет и метод экономической социологии Лекция Основные направления...
Зачет ставится в том случае, если студент набирает 4 и более баллов по 10-ти балльной системе
Лекция №16 Лазерное излучение, уф-излучение, ионизирующее излучение icon 2. Лекция: "Общие критерии", часть Основные идеи 8
Лекция: Обзор наиболее важных стандартов и спецификаций в области информационной безопасности 3
Вы можете разместить ссылку на наш сайт:
Школьные материалы


При копировании материала укажите ссылку © 2013
контакты
edushk.ru
Главная страница

Разработка сайта — Веб студия Адаманов