Облучение персонала при работе с ИИИ в медицине относится к техногенному облучению. Однако защита персонала важна для обеспечения радиационной безопасности при эксплуатации ИИИ в медицине.

Система радиационной защиты включает в себя комплекс разнообразных мероприятий:

Планировочно-конструктивные меры (выбор участка радиологического отделения, особенности внутренней планировки помещений, размещение специального оборудования, защитных устройств, защитных конструкций);

Индивидуальная защита персонала и пациентов, текущий санитарно-дозиметрический контроль работников, пациентов, обстановки, окружающей среды.

Радиационная защита регламентируется законодательными документами. Организационные мероприятия включают в себя строгий отбор кадров, повышение профессионального мастерства, точное соблюдение всех правил работы с радиоактивными веществами, высокую исполнительскую и трудовую дисциплину персонала.

Конкретная система защиты будет зависеть от типа источника и вида излучения.

При медицинском облучении используются: источники радио-нуклидные открытые; источники радионуклидные закрытые; устройства, генерирующие ионизирующие излучения.

Закрытый источник - ИИИ, устройство которого исключает попадание радиоактивных веществ в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан. Закрытые источники опасны в отношении внешнего облучения.

Открытый источник - ИИИ, при использовании которого возможно попадание содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду, а следовательно, поступление в организм человека. Открытые источники опасны как в отношении внешнего, так и внутреннего облучения в результате попадания радиоактивных веществ внутрь организма, чаще всего с вдыхаемым воздухом, в меньшей степени эти вещества заглатываются при загрязнении кожи рук и лица.

Устройства, генерирующие излучения, - это электрофизические устройства, в которых генерация ионизирующего излучения происходит в результате каких-либо физических процессов и только тогда, когда прибор включен. Эти установки представляют опасность только в отношении внешнего облучения.

При работе с закрытыми ИИИ и устройствами, генерирующими излучения, система радиационной защиты направлена на максимальное снижение внешнего излучения. Основные принципы защиты от внешних излучений: защита количеством, временем, расстоянием, экраном.

Основные принципы защиты при работе с открытыми радиоактивными веществами: при внешнем излучении используются все способы защиты, применяемые при работе с закрытыми ИИИ (защита количеством, временем, расстоянием, экранами).

Работа с открытыми радиоактивными веществами должна исключать их поступление в окружающую среду. Это достигается рациональной планировкой (строгое разделение помещений на ра-диационно "грязные" и "чистые", создание поточности помещений) и оборудованием помещений (соответствующие покрытия, неадсорбирующие радиоактивные вещества, в основном пластик; простая по конструкции, легко моющаяся мебель и т. д.), са-нитарно-техническими устройствами по удалению и дезактивации жидких, твердых и газообразных радиоактивных отходов, максимальной механизацией и автоматизацией рабочих операций. Для герметизации аппаратуры используют различные камеры-боксы и вытяжные шкафы. Образующиеся радиоактивные отходы должны дезактивироваться: газообразные путем очищения через соответствующие фильтры, жидкие выстаиванием и разбавлением. Твердые отходы собирают в специальные емкости для отправления на централизованный пункт захоронения радиоактивных отходов.

Необходимо исключить загрязнение кожи рук и лица персонала, а также рабочих поверхностей. Для этого используют индивидуальные средства защиты, санитарную обработку поверхностей, кожных покровов и индивидуальных средств защиты. К индивидуальным средствам защиты относятся спецодежда, спецобувь, средства защиты органов дыхания, глаз и рук. Персонал должен соблюдать правила личной гигиены и техники безопасности.

При работе с открытыми радиоактивными источниками обязательны дозиметрический контроль и медицинское наблюдение за здоровьем персонала. Контролируют мощность дозы всех видов излучения на рабочих местах, в смежных помещениях и на территории учреждения, индивидуальные дозы облучения персонала, загрязнения рабочих поверхностей, кожных покровов, одежды, содержание аэрозолей и радиоактивных газов в воздухе.

Для работников (персонала) средняя годовая эффективная доза равна 20 мЗв (0,02 Зв) или эффективная доза за период трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв (1 Зв); допустимо облучение в годовой эффективной дозе до 50 мЗв (0,05 Зв) при условии, что средняя годовая эффективная доза, исчисленная за пять последовательных лет, не превысит 20 мЗв (0,02 Зв). Для женщин в возрасте до 45 лет эквивалентная доза на поверхности нижней части живота не должна превышать 1 мЗв (0,001 Зв) в месяц.

Вредное воздействие ионизирующих излучений на организм человека, воз­можное при рентгеновском или гамма-контроле качества сварных швов, при работе электронно-лучевых установок, а также при использовании торированных воль­фрамовых электродов, зависит от вида и интенсивности излучения, расстояния от его источника, времени воздействия и индивидуальных особенностей организма.

Энергия излучения, поглощенная единицей массы облучаемого вещества, на­зывается поглощенной дозой излучения Дпогл- Внесистемной единицей поглощен­ной дозы излучения служит рад (1 рад = 10-2 Дж/кг).

В связи с тем, что одинаковая поглощенная доза различных видов излучения вызывает в живой ткани различное биологическое действие, для оценки радиа­ционной опасности хронического облучения излучениями различных видов введе­ны понятия коэффициента качества (КК) и эквивалентной дозы Дьш. Последняя характеризует биологическое воздействие облучения с учетом как поглощенной энергии, так и характера излучения:

Дэкв ~Дпогл ■ КК ’ КР <

где КК - коэффициент качества, показывающий отношение биологической эффек­тивности данного вида излучения и рентгеновых лучей с энергией 250 кэВ нри одинаковой поглощенной дозе; КР - коэффициент распределения дозы, учиты­вающий влияние неоднородности распределения радиоактивных изотопов на их канцерогенную эффективность по отношению к радию-226.

Единицей измерения эквивалентной дозы служит биологический эквивалент рада - бэр. За 1 бэр принимается такая поглощенная доза любого вида излучения, которая при хроническом облучении вызывает такой же биологический эффект, что и 1 рад рентгеновского или гамма-излучения. Дозы, создаваемые различными видами излучения, выраженные одинаковым числом единиц бэр, при одинаковых условиях облучения будут эквивалентны по биологическому действию.

Действующими нормами установлены предельно допустимые дозы (ПДД) облучения людей. В качестве ПДД принят годовой уровень облучения персонала не вызывающий при равномерном накоплении дозы в течение 50 лет обнаруживав* мых современными методами неблагоприятных изменений в состоянии здоровья самого облучаемого и его потомства.

В соответствии с возможными последствиями воздействия ионизирующих излу­чений на организм установлены следующие категории облучаемых лиц: А - пер­сонал; Б - отдельные лица из населения; В - население в целом. ПДД внешнего и внутреннего облучения установлены для четырех групп критических органов и тканей.

Предельно допустимая доза (бэр) для лиц категории А в группе I (все тело) за ряд лет должна быть не более

где N - возраст в годах.

Во всех случаях доза, накопленная в возрасте 30 лет, не должна превышать 60 бэр.

Отдельные лица из персонала, за исключением женщин в возрасте до 30 лет, могут получить однократно в течение одного квартала дозу для всего организма, не превышающую 3 бэр. Для женщин в возрасте до 30 лет однократная доза в тече­ние одного квартала не должна превышать 1,3 бэр.

Для обеспечения безопасности работ необходимо строго соблюдать «Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» ОСП-72 .

Задача защиты от ионизирующих излучений, в конечном счете, сводится к уменьшению поглощенной дозы. Этого можно добиться удалением облучаемого персонала на безопасное расстояние от источника излучения или сокращением времени облучения.

При точечном источнике излучения экспозиционная доза (в рентгенах) на

рабочем месте, п….

Даксп~ ^2 = £>2 >

где a - активность источника, мКи; Ку - гамма-постоянная изотопа; М - гамма — эквивалент препарата, мг-экв Ra t - время облучения, ч; R - расстояние, см.

В тех случаях, когда «защиту расстоянием» или «защиту временем» обеспечить невозможно, прибегают к сооружению экранов или других ограждений из различ­ных материалов. Передвижные экраны для защиты от рентгеновского или гамма — излучения часто делают из свинца; при создании стационарной защиты удобно ис­пользовать бетон с добавлением в него барита или применением баритовой шту­катурки. Расчет толщины экранов и ограждений в зависимости от энергии излу­чения обычно производят по специальным таблицам или номограммам .

С целью проверки соблюдения норм радиационной безопасности и получения информации о дозе облучения персонала согласно действующим правилам должен быть организован радиационный контроль с использованием стационарных и переносных приборов, а также индивидуальных дозиметров.

Электронно-лучевые установки, работающие при напряжении от 10 до 100 кВ, относятся к группе источников рентгеновского излучения, не используемого для технологических целей.

Толщину защиты электронной пушки элекгронно-лучевых установок с фоку­сирующей и отклоняющей системами плавильной и сварочной камер рассчиты­вают в соответствии с рабочим напряжением установки и максимальной силой тока. Смотровые окна должны быть снабжены свинцовыми стеклами с толщиной, эквивалентной защите камеры, а для плавильных установок оборудованы периско­пическими устройствами.

Установки, предназначенные для сварки должны размещаться в отдельных помещениях на первом этаже. Подвальные помещения, над которыми размещены электронно-лучевые установки, использовать под служебные помещения с местами постоянного пребывания людей запрещается.

Расположение электронно-лучевых установок в отведенных для них помеще­ниях должно удовлетворять следующим основным требованиям:

а) свободная площадь, не занятая электронно-лучевыми установками, долж­на составлять не менее половины общей площади помещений;

б) расстояние от верха установок до потолка должно быть не менее 1 м;

в) пульт управления должен размещаться на расстоянии не более 1,5 м от установки; на сварочных установках допустимо иметь дублирующее управление на камере.

Дозиметрический контроль защиты должен проводиться не реже 1 раза в год, а также после монтажа или внесения изменений в конструкцию действующих уста­новок и выполняться ответственным лицом, выделенным администрацией пред­приятия .

Использование тарированных вольфрамовых электродов при сварке в среде защитных газов потенциально может быть связано с выделением в воздух произ­водственных помещений тория и продуктов его распада.

Порядок получения тарированных вольфрамовых электродов и перевозка их всеми видами транспорта регламентируется действующими санитарными пра­вилами ОСП-72 и правилами безопасной перевозки радиоактивных веществ. Большинство видов работ с тарированными вольфрамовыми электродами (из сплавов марок ВТ10, ВТ15 и др.) радиационной опасности не представляет. Условная радиационная опасность может возникать при транспортировке и хра­нении электродов общей массой более 5 кг, а также при заточке вольфрамовых электродов и при одновременной сварке более чем на пяти рабочих постах, рас­положенных в одном цехе. Однако условно опасная работа перестает быть радиа — циоино опасной при соблюдении санитарных правил и требований техники безо­пасности. На предприятиях и в учреждениях, использующих тарированные воль­фрамовые электроды, запас электродов не должен превышать годовой потребности в них. Этот запас следует хранить на центральном складе предприятия.

Электроды, необходимые для месячной работы, и квартальные запасы, если их общая масса не превышает 5 кг, разрешается хранить в подсобных складах цехов или участков, не отделяя их от остальных хранящихся материалов, за исклю­чением фоточувствительных. К хранению тарированных вольфрамовых электро­дов непосредственно на рабочих местах (до 1 кг) особых требований не предъяв­ляется. Операции по заточке тарированных вольфрамовых электродов следует производить на специально выделенном заточном станке, установленном в любом близлежащем к сварочным постам помещении, отвечающем санитарным и гигиени­ческим требованиям. Заточной станок должен быть оборудован механической вытяжкой. Пыль должна собираться и помещаться в сборник твердых радиоактив­ных отходов. Лица, производящие заточку электродов, дсяжны дополнительно обеспечиваться рукавицами. Сварку тарированными вольфрамовыми электродами (одновременно более чем на пяти рабочих постах в одном и том же помещении), а также заточку электродов и уборку пьт»іи от заточного станка следует произво­дить в респираторе. Дозиметрический контроль при работе с тарированными воль­фрамовыми электродами должен выполняться промышленными лабораториями предприятий и радиологическими группами санитарно-эпидемиологических стан­ций (СЭС) в виде текущего санитарного надзора.

В понятие радиационной защиты входит комплекс процедур, задачей которых выступает охрана здоровья живых организмов от ионизирующего излучения.

Радиационная защита — это одно из направлений радиобиологии входит поиск способов, как ослабить нарушающее здоровье действие. Существует 2 вида охраны от ионизирующего излучения: физическая и химическая защита от радиации. К физической относится использование ослабляющих материалов и экранов. Среди биологической защиты выделяют прием комплекса исправляющих повреждения энзимов (ферментов).

Способы защиты от радиации

Чтобы «невидимый враг» нанес меньше повреждений организму, необходимо знать, как правильно защититься при воздействии радионуклидных источников. Существует несколько принципов радиационной безопасности, к ним относятся защита:

• экраном (экранирование источников опасного излучения поглощающими материалами);
• количеством (уменьшение мощности радиационных источников до минимальных значений);
• расстоянием (увеличение расстояний от мест излучения к тем, где обитают люди);
• временем (максимальное сокращение контакта с потенциально опасными источниками).

Методы защиты от радиации: расстоянием, веществом и временем

К основному способу предотвращения облучения относится экранирование – специальные экраны и защитные костюмы могут обеспечить человеку безопасное пребывание в радиационных условиях. Cуществуют такие способы защиты от радиации зависимо от источника излучения:

1. Защита от нейтронов: надеждой защитой станет полиэтилен, полимеры, бетонные конструкции, а также вода, парафин. Это объясняется тем, что свойство нейтронов – рассеивать энергию на легкие ядра.
2. Защита от альфа-излучения: респиратор, обычный бумажный лист, резиновые перчатки.
3. Защита от гамма-излучения: сталь, вольфрам, тантал, свинец (свинцовое стекло) и другие тяжелые металлы, а также бетон. Чем большая плотность металлов, тем интенсивнее происходит поглощение гамма-излучения.
4. Защита от бета-излучения: стекло, алюминий (а точнее, его тонкий слой), плексиглас (органическое стекло), всем известный противогаз, прием радиопротекторов.

Где встречаются различные виды излучения

Нейтронное излучение обнаруживается при ядерных взрывах, в лабораторных и промышленных установках. Существуют 2 вида источников альфа-излучения: естественных и искусственных. К последним относятся:

• ядерные реакторы;
• объекты урановой промышленности;

Эксперименты, которые проводят на ускорителях заряженных частиц и в специализированных лабораториях. К естественным источникам альфа-излучения относятся:

• ускоренные ядра гелия;
• ядерный альфа-распад.

Удивительно, но гамма-излучение может исходить от старинных сувениров: в 1902 году радиоактивной глазурью покрывали ювелирные изделия, керамические предметов. Используя подобные добавки происходили цветное стекло. Также, опасные предметы встречаются в таких местах:

• бывших территориях воинских формирований;
• старом оборудовании для измерений;
• медицинских приспособлениях;
• кучах металлолома.

Бета-излучение находится в естественном радиоактивном поле Земли. Такой вид излучения обнаруживается в некоторых месторождениях руды.

Проценты радиации, получаемые человеком

Защита от проникающей радиации

Этот вид ионизирующего излучения является гамма-излучением и потоком нейтронов, которые возникают из области поражения ядерного взрыва. Проникающая радиация вызывает лучевую болезнь, оказывая на молекулы тканей человека разрушающее действие.

Средствами защиты от проникающей радиации выступают:

• бронированная техника;
• подвальные помещения железобетонных и многоэтажных каменных зданий;
• погреб, убежища глубиной 2 метра, укрытия от 3-его класса.

Защита от радиации на АЭС

Существует определенный алгоритм действий, обязательных для выполнения при происшедшей аварии на АЭС. Правилами также можно пользоваться при передвижении радиоактивного облака в сторону проживания.

Защита от радиации на АЭС осуществляется следующим образом:

1. Надеть противогаз, маску, респиратор для защиты органов дыхания.
2. Укрыться в ближайшем сооружении.
3. Снять с себя всю обувь, верхнюю одежду и завернуть в пленку или пластиковый пакет.
4. Выключить кондиционер, вентиляцию, закрыть двери, окна.
5. Заклеить щели в дверях, на окнах, подручными средствами закрыть отверстия вентиляции.
6. Прополоскать горло, рот, вымыть тело два раза мылом, и промыть глаза чистой водой.
7. Продукты питания сложить в пакет из полиэтилена, поставить в холодильник, кладовую или шкаф, который закрывается.
8. Необходимо сделать запасы питьевой воды.
9. При входе в жилое помещение, важно оставлять уличную обувь за дверью, протерев ее влажной тряпкой. Эти тряпки и другие предметы, используемые при уборке, загрязненную одежду зарыть в яме глубиной от 50-ти см.

В течение 7-ми дней после случившейся катастрофы, важно каждый день принимать йодистый калий (таблетки). Их можно заменить 5%-ым раствором йода, накапанным по 3-5 капель в 250 мл молока (воды) взрослым. Детям показана дозировка 2 капли йода на полстакана воды или молока.

Защита населения от радиации

Система защиты населения должна обеспечиваться порядком общегосударственных процедур. В системе законодательства установлены нормы дозовых нагрузок на население. Нормы радиационной безопасности в ряде стран установлены в индивидуальном порядке ответственной за это постановлением:

• Россия — НРБ-99/2009;
• Беларусь — НРБ-2000;
• Украина — НРБУ-97.

Индивидуальная защита от радиации

Вместе с противогазами и респираторами используются пищевые добавки, принимаемые внутрь. Они не смогут полноценно защитить от радиации, но способны снизить ее токсическое воздействие. Замедлить негативное влияние радионуклидов на организм человека позволяет употребление определенных продуктов питания. К пище, естественно снижающей действие радиации, относятся:

• орехи;
• пшеница;
• белый хлеб;
• редиска.

Благодаря селену продукты уменьшают риск появления опухолей. К биодобавкам относят хлорелле, ламинарии, и другие продукты на основе водорослей. К радиопротекционным препаратам относятся медуница, заманиха и левзея. Среди фармацевтических средств выделяют:

• корень женьшеня (доза 50 капель посуточно);
• экстракт элеутерококка (1,5 ч. л.)

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.

Различают два вида эффекта воздействия на организм ионизирующих излучений: соматический и генетический. При соматическом эффекте, негативные последствия проявляются непосредственно у облучаемого, при генетическом - у его потомства.

Соматические эффекты могут быть ранними или отдалёнными. Ранние возникают в период от нескольких минут до 60 суток после облучения. К ним относят покраснение и шелушение кожи, помутнение хрусталика глаза, поражение кроветворной системы, лучевая болезнь, летальный исход. Отдалённые соматические эффекты проявляются через несколько месяцев или лет после облучения в виде стойких изменений кожи, злокачественных новообразований, снижения иммунитета, сокращения продолжительности жизни.

При изучении действия излучения на организм были выявлены следующие особенности:

• 1. Высокая эффективность поглощённой энергии, даже малые её количества могут вызвать глубокие биологические изменения в организме.
• 2. Наличие скрытого (инкубационного) периода проявления действия ионизирующих излучений.
• 3. Действие от малых доз может суммироваться или накапливаться.
• 4. Генетический эффект - воздействие на потомство.
• 5. Различные органы живого организма имеют свою чувствительность к облучению.
• 6. Не каждый организм (человек) в целом одинаково реагирует на облучение.
• 7. Облучение зависит от частоты воздействия. При одной и той же дозе облучения вредные последствия будут тем меньше, чем более дробно оно получено во времени.

Ионизирующее излучение может оказывать влияние на организм как при внешнем (особенно рентгеновское и гамма-излучение), так и при внутреннем (особенно альфа-частицы) облучении. Внутреннее облучение происходит при попадании внутрь организма через лёгкие, кожу и органы пищеварения источников ионизирующего излучения. Внутреннее облучение более опасно, чем внешнее, так как попавшие внутрь источники ИИ подвергают непрерывному облучению ничем не защищённые внутренние органы.

Под действием ионизирующего излучения вода, являющаяся составной частью организма человека, расщепляется, и образуются ионы с разными зарядами. Полученные свободные радикалы и окислители взаимодействуют с молекулами органического вещества ткани, окисляя и разрушая её. Нарушается обмен веществ. Происходят изменения в составе крови - снижается уровень эритроцитов, лейкоцитов, тромбоцитов и нейтрофилов. Поражение органов кроветворения разрушает иммунную систему человека и приводит к инфекционным осложнениям.

Местные поражения характеризуются лучевыми ожогами кожи и слизистых оболочек. При сильных ожогах образуются отёки, пузыри, возможно, отмирание тканей (некрозы).

Смертельные поглощённые дозы для отдельных частей тела следующие:

• · голова - 20 Гр;
• · нижняя часть живота - 50 Гр;
• · грудная клетка - 100 Гр;
• · конечности - 200 Гр.

При облучении дозами, в 100-1000 раз превышающую смертельную дозу, человек может погибнуть во время однократного облучения (“смерть под лучом”).

Биологические нарушения в зависимости от суммарной поглощённой дозы облучения представлены в таблице 2.

Таблица 2. Биологические нарушения при однократном (до 4-х суток) облучении всего тела человека

Доза облучения, (Гр)	Характер биологических последствий облучения
	Видимых нарушений нет
	Возможны изменения в крови
	Изменения в крови, трудоспособность нарушена
	Лёгкая степень лучевой болезни (выздоровление у 100% пострадавших)
	Средняя степень лучевой болезни (выздоровление у 100% пострадавших при условии лечения)
	Тяжёлая степень лучевой болезни (выздоровление у 50-80% пострадавших при условии специального лечения)
	Крайне тяжёлая лучевая болезнь (выздоровление у 30-50% пострадавших при условии специального лечения)
	Переходная форма (исход непредсказуем)
	100%-ный смертельный исход через несколько суток
	Смертельный исход через несколько часов
	Смертельный исход через несколько минут

В зависимости от типа ионизирующего излучения могут быть разные меры защиты:

• · уменьшение времени облучения;
• · увеличение расстояния до источников ионизирующего излучения;
• · ограждение или герметизация источников ионизирующего излучения
• · оборудование и устройство защитных средств;
• · организация дозиметрического контроля;
• · применение мер гигиены и санитарии.

А - персонал, т.е. лица, постоянно или временно работающие с источниками ионизирующего излучения;

Б - ограниченная часть населения, т.е. лица, непосредственно не занятые на работе с источниками ионизирующих излучений, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могущие подвергаться воздействию ионизирующих излучений;

В - всё население.

Предельно допустимая доза - это наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которая при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

Природные источники дают суммарную годовую дозу примерно 200 мбэр (космос до 30 мбэр, почва до 38 мбэр, радиоактивные элементы в тканях человека до 37 мбэр, газ радон до 80 мбэр и другие источники).

Искусственные источники добавляют ежегодную эквивалентную дозу облучения примерно в 150-200 мбэр (медицинские приборы и исследования порядка 100-150 мбэр, просмотр телевизора около 1-3 мбэр, ТЭЦ на угле до 6 мбэр, последствия испытаний ядерного оружия до 3 мбэр и другие источники).

Всемирной организацией здравоохранения предельно допустимая (безопасная) эквивалентная доза облучения для жителя планеты определена в 35 бэр, при условии её равномерного накопления в течение 70 лет жизни.

От альфа-частиц можно защититься путём:

• 1) увеличения расстояния до источников ионизирующих излучений, т.к. альфа-частицы имеют небольшой пробег;
• 2) использования спецодежды и спецобуви, т.к. проникающая способность альфа-частиц невысока;
• 3) исключения попадания источников альфа-частиц с пищей, водой, воздухом и через слизистые оболочки, т.е. применение противогазов, масок, очков и т.п.

В качестве защиты от бета-частиц используют:

• 1) ограждения (экраны), с учётом того, что лист алюминия толщиной несколько миллиметров полностью поглощает поток бета-частиц;
• 2) методы и способы, исключающие попадание источников бета-частиц внутрь организма.

Защиту от рентгеновского и гамма-излучения необходимо организовывать с учётом того, что эти виды излучения отличаются большой проникающей способностью. Наиболее эффективны следующие мероприятия (как правило, используемые в комплексе):

• 1) увеличение расстояния до источника излучения;
• 2) сокращение времени пребывания в опасной зоне;
• 3) экранирование источника излучения материалами с большой плотностью (свинец, бетон и др.);
• 4) использование защитных сооружений (противорадиационных укрытий, подвалов и т.п.) для населения;
• 5) использование индивидуальных средств защиты органов дыхания, кожных покровов и слизистых оболочек;
• 6) дозиметрический контроль внешней среды и продуктов питания.

При использовании различного рода защитных сооружений следует учитывать, что мощность экспозиционной дозы ионизирующего излучения снижается в соответствии с величиной коэффициента ослабления (Косл).

Некоторые величины Косл приведены в таблице 3.

Таблица 3. Средние значения коэффициента ослабления дозы радиации

Наименование укрытий и транспортных средств или условия расположения населения (войск)
Открытое расположение на местности Заражённые траншеи, канавы, окопы, щели Вновь отрытые траншеи, канавы, окопы, щели Перекрытые траншеи, канавы, окопы и т.п. ТРАНСПОРТНЫЕ СРЕДСТВА Железнодорожные платформы Автомобили, автобусы и крытые вагоны Пассажирские вагоны Бронетранспортёры ПРОМЫШЛЕННЫЕ И АДМИНИСТРАТИВНЫЕ ЗДАНИЯ Производственные одноэтажные здания (цехи) Производственные и административные трёхэтажные здания ЖИЛЫЕ КАМЕННЫЕ ДОМА Одноэтажные Двухэтажные Трёхэтажные Пятиэтажные ЖИЛЫЕ ДЕРЕВЯННЫЕ ДОМА Одноэтажные