Ионизирующие излучения

8. ионизирующие излучения

Ионизирующее излучение – излучение, которое создается при радиоактивном распаде, ядерных превращениях, торможении заряженных частиц в веществе и образует при взаимодействии со средой ионы разных  знаков.

Радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение, называют источником ионизирующего излучения [1].

Источник ионизирующего излучения природного происхождения называется природным источников излучения.

Источник ионизирующего излучения, специально созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктов этой деятельности, называется техногенным источником излучения.

Источники ионизирующих излучений используются в различных отраслях промышленности, строительстве и других областях. В машино- и приборостроении ионизирующее излучение применяют для определения износа деталей, качества сварных швов, структуры металла и т.д.  Радиоактивные изотопы применяют в строительстве и промышленности строительных материалов при дефектоскопии, в контрольно-измерительных и регулирующих приборах (толщиномеры, плотномеры, регуляторы уровня). Радиоактивные вещества в металлургии применяют для технологических целей (в контрольно-измерительных приборах – измерители толщины прокатных профилей) и при проведении исследований (изучении распределения деформаций при прокатке, распределения и поведения вредных примесей в литом и деформированном металле).

Источники ионизирующих излучений представляют потенциальную угрозу здоровью и жизни людей, которые их используют.

8.1. Виды ионизирующих излучений

Рекомендуемые материалы

В промышленности встречаются следующие виды ионизирующих излучений:

1) корпускулярное (a-, b-  и нейтронное излучение) – потоки частиц;

2) фотонное (g- и рентгеновское излучение) – электромагнитные волны высокой частоты.

a-излучение представляет собой поток ядер гелия, испускаемых при радиоактивном распаде ядер некоторых химических элементов. Атомы таких химических элементов называют радионуклидами. Энергия a-частиц  лежит в диапазоне 3...9 МэВ. Длина пробега a-частицы в воздухе составляет 2...12 см,  а с повышением плотности материала проникающая способность a-излучения резко уменьшается. В твердых веществах длина пробега a-частицы не превышает нескольких микрон, а в мягкой  биологической ткани – нескольких десятков микрометров; задерживается листом бумаги. a-частицы обладают высокой ионизирующей  способностью.

b-излучение состоит  из потока электронов или позитронов ядерного происхождения, возникающих при радиоактивном распаде ядер. Масса b-частиц в несколько тысяч раз меньше a-частиц. Максимальная энергия b-частиц, испускаемых различными радионуклидами, составляет 0,1…3,5 МэВ. Длина пробега электрона в воздухе – 0,2…1,6 м, а в биологических тканях – 2,5 см, свинце –
0,04 см. Ионизирующая способность b-частиц низка, а проникающая выше, чем a-частиц. Поток b-частиц задерживается металлической фольгой.

Нейтронное излучение является потоком электронейтральных частиц ядра. Масса нейтрона примерно в 4 раза меньше массы a-частицы.

В зависимости от энергии различают медленные нейтроны (с энергией менее
1 кэВ), нейтроны промежуточных энергий (от 1 до 500 кэВ) и быстрые нейтроны (от 500 кэВ до 20 МэВ). Среди  медленных нейтронов различают тепловые нейтроны с энергией менее 0,2 эВ. Проникающая способность нейтронов зависит от их энергии, но она существенно выше, чем у a- и b-частиц. Так, длина пробега нейтронов промежуточной энергии составляет около 15 м в воздушной среде и 3 см в биологической ткани, аналогичные показатели для быстрых нейтронов: соответственно 120 м и 10 см. Таким образом, нейтронное излучение обладает высокой проникающей способностью и представляет для человека наибольшую опасность из всех видов корпускулярного излучения.

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.

g-излучение представляет собой электромагнитное излучение частотой около 10²⁰ Гц и длиной волн приблизительно 10^–12 м с высокой энергией. Оно испускается при ядерных превращениях или взаимодействии частиц. Высокая энергия  (0,01...3 МэВ) и малая длина волны обусловливают большую проникающую способность g-излучения. Это излучение обладает меньшей ионизирующей способностью, чем a- и b-излучения.

Рентгеновское  излучение возникает в среде, окружающей источник
b-излучения, в рентгеновских трубках, в ускорителях электронов и т.п. и представляет  собой совокупность тормозного и характеристического излучений, энергия фотонов которых составляет не более 1 МэВ. Характеристическое  излучение – это фотонное излучение с дискретным спектром, испускаемое при изменении энергетического состояния атома. Тормозное излучение – это фотонное излучение с непрерывным спектром, испускаемое при изменении кинетической энергии заряженных частиц.  Ионизирующая способность рентгеновского излучения примерно как у b-излучения, но большая проникающая способность.

Замедление рентгеновского и g-излучения наиболее интенсивно происходит на тяжелых элементах, например, свинце  (пробег 20–25 см), железе, тяжелом бетоне и др.

8.2.  Взаимодействие ионизирующих излучений с веществом

Возникающие в процессе радиоактивного распада излучения, проходя через вещество, взаимодействуют с атомами и молекулами среды,  передавая им свою энергию [2]. a- и b-излучения, представляющие собой  поток заряженных частиц, проходя через вещество, в основном взаимодействуют с электронами атомов, передавая им свою энергию, которая расходуется на ионизацию (отрыв электронов от атома) и возбуждение атома (перевод электрона на более удаленную от ядра оболочку). Число ионизированных и возбужденных атомов, образуемых a-частицей на единице длины пути в среде в сотни раз больше, чем  у b-частицы. Это обусловлено тем, что масса  a-частицы  примерно  в 7000  раз больше массы b-частицы (электрона), а скорость значительно меньше, чем у b-частицы при одной и той же энергии, а значит, тем больше вероятность ее взаимодействия с атомами среды.

Нейтроны при прохождении через вещество взаимодействуют с ядрами атомов среды, передавая им часть своей энергии. Ядра, получившие от нейтрона часть кинетической энергии, «вылетают» из электронной оболочки и, будучи положительно заряженными, производят ионизацию атомов среды.  Этот процесс называется упругим рассеянием. Доля энергии, переданная нейтроном в процессе упругого  рассеяния, тем больше, чем меньше  масса атомов среды. Поэтому наиболее эффективными поглотителями энергии нейтронов являются водород, углерод, бор.

Наряду с упругим возможно неупругое рассеяние  нейтронов. В этом случае нейтрон захватывается ядрами атомов среды, происходит перераспределение энергии между частицами во вновь образуемом ядре, и из него вылетает нейтрон с меньшей энергией и фотон. Следовательно, при упругом и неупругом взаимодействиях нейтронов  с веществом образуются либо  заряженные частицы, которые непосредственно производят ионизацию атомов, либо фотонное излучение, ионизирующая способность которого обусловлена вторичными электронами.

Фотоны взаимодействуют с электронами атома и с  электрическим полем ядра. Проходя через вещество, фотонное излучение ослабляется по экспоненциальному закону, т.е. никогда не поглощается полностью. В этом его принципиальное отличие от корпускулярного излучения.

Передача энергии фотонного излучения происходит в процессе фотоэлектрического поглощения, в результате которого фотон исчезает, расходуя всю свою  энергию на отрыв электрона от атома среды (преимущественно с К-оболочки) и сообщая ему кинетическую энергию; при этом чем больше атомный номер атомов среды, тем выше вероятность фотоэффекта.

Другим типом взаимодействия фотона с электронами является комптон-эффект, когда фотон передает электрону только часть своей энергии, в основном электронам высшей оболочки. Сам же фотон меняет направление своего движения, или как говорят, рассеивается.  Чем выше энергия фотона, тем меньше вероятность комптоновского рассеивания, однако она возрастает с увеличением количества электронов на пути фотона, т.е. с повышением атомного номера элемента и плотности вещества.

В результате взаимодействия фотона  с электрическим полем ядра фотон исчезает и образуется пара частиц: ­ электрон и позитрон. Этот процесс возможен, если энергия фотона больше  суммы энергий покоя электрона и позитрона, т.е. больше 1,02 МэВ.

Таким  образом, фотонное излучение непосредственно ионизации не производит, но в процессе взаимодействия с атомами среды передает часть своей энергии или полностью всю энергию электронам, которые затем  производят ионизацию.

Следовательно, и для корпускулярного, и для g-излучения, испускаемого при радиоактивном распаде,  конечным эффектом взаимодействия с веществом является ионизация и возбуждение. Поэтому разные биологические эффекты, наблюдаемые под воздействием a- и b-частиц, нейтронов или g-излучения, обусловлены не их физической природой, а закономерностями пространственного распределения ионизированных и возбужденных атомов в облучаемом объекте.

8.3. Основные характеристики ионизирующих излучений

Воздействие излучения на вещество будет тем больше, чем больше распадов ядер происходит в единицу времени [3].

Для характеристики числа распадов вводится понятие активности.

Активность À  –  мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени:

À,                                                  (8.1)

где    dN – ожидаемое число спонтанных  ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих за промежуток времени dt. Единицей активности является беккерель (Бк).      

Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (Ки) составляет 3,7 × 10¹⁰ Бк (ядерных превращений в секунду).

Для характеристики воздействия ионизирующего излучения на вещество введено понятие дозы излучения.

Количественной характеристикой взаимодействия ионизирующего излучения и вещества является поглощенная доза излучения.

Поглощенная доза Д – величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:

                                                  (8.2)          

где   – средняя  энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме; dm – масса вещества в этом объеме.

Поглощенная доза – основная дозиметрическая величина. В системе Си в качестве единицы поглощенной дозы принят грей (Гр). 1 Гр соответствует поглощению в среднем 1 Дж энергии ионизирующего излучения  в массе вещества,  равной 1 кг, т.е. 1 Гр = 1 Дж/кг. Используемая ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр.

До недавнего времени за количественную характеристику только рентгеновского и g-излучения, основанную на их ионизирующем действии в  сухом атмосферном воздухе, принималась экспозиционная доза.

Экспозиционная доза Х –отношение суммарного заряда dQ всех ионов одного знака, созданных в воздухе, когда все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в элементарном объеме воздуха с массой dm, полностью остановились в воздухе, к массе воздуха  в указанном объеме:

.                                                   (8.3)

Единица экспозиционной дозы в СИ – кулон на килограмм (Кл/кг).

Внесистемная единица – рентген (Р). 1 Р = 2,58 × 10^–4 Кл/кг.

Для различных видов излучения  биологический эффект при одинаковой поглощенной дозе оказывается различным. Например, при одинаковой поглощенной дозе a-излучение гораздо опаснее b- или фотонного излучения. Поэтому для оценки биологического эффекта воздействия любого состава является эквивалентная доза.

Эквивалентная доза Н_Т,R – поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, W_R :

Н_Т,R = W_R × Д_T,R ,                                                 (8.4)

где Д_T,R  – средняя  поглощенная доза в органе или ткани Т; W_R  –  взвешивающий коэффициент для излучения R.

Единицей эквивалентной дозы в СИ является Дж/кг, имеющей специальное название зиверт (Зв).

Внесистемная единица – бэр (биологический эквивалент рада).

1 Зв = 10² бэр. 1 бэр = 10^–2 Зв.

Разные органы или ткани имеют разные чувствительности к излучению. Поэтому введено понятие эффективной дозы.

Эффективная доза Е – величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет собой сумму произведений  эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:

,                                                     (8.5)

где Н_т – эквивалентная доза в органе или ткани Т; W_т – взвешивающий коэффициент  для органа или ткани.

Единица эффективной дозы– зиверт (Зв). Внесистемная  единица – бэр.

Значения взвешивающих коэффициентов W_R и W_т  приведены в «Нормах радиационной безопасности НРБ-99».

Существует еще одна характеристика ионизирующего излучения – мощность дозы.

Мощность дозы – доза за единицу времени (секунду, минуту, час).

Мощность поглощенной дозы  (мощность экспозиционной дозы , мощность  эквивалентной дозы , мощность эффективной дозы ) – отношение приращения поглощенной дозы  dД,  (экспозиционной дозы dX, эквивалентной дозы dН, эффективной дозы dЕ) за интервал времени dt к этому интервалу:

.                             (8.6)

Единицы мощности доз – частные от деления единиц поглощенной дозы (экспозиционной дозы, эквивалентной дозы, эффективной дозы) или их кратных или дольных единиц на соответствующую единицу времени.

Например, Гр/с, мкГр/ч, мкР/ч, мкЗв/ч.

8.4. Биологическое действие ионизирующих излучений

Ионизирующее излучение вызывает в организме человека цепочку обратимых и необратимых изменений [4]. Пусковым механизмом  воздействия являются процессы ионизации и возбуждения атомов и молекул в тканях. Чем больше происходит в веществе актов ионизации под воздействием излучения, тем больше биологический эффект. Ионизация живой ткани приводит к разрыву молекулярных связей и изменению химической структуры различных соединений. Изменения в химическом составе значительного числа молекул приводят к гибели клеток. Существенную роль в формировании биологических эффектов играют радиационно-химические изменения, обусловленные продуктами радиолиза воды.

Под влиянием излучений в живой ткани происходит расщепление воды на атомарный водород Н и гидроксильную группу  ОН, которые, обладая высокой химической активностью, вступают в химические реакции с молекулами белка, ферментов и других  элементов биологической ткани, что приводит к нарушению биохимических процессов в организме. В результате нарушаются обменные процессы, замедляется и прекращается рост тканей, возникают новые химические
соединения, не свойственные организму. Это приводит к нарушению деятельности отдельных функций и систем организма [5].

Индуцированные свободными радикалами  Н и ОН химические реакции развиваются с большим выходом, вовлекая в процесс сотни и тысячи  молекул, не задействованных излучением.  В этом состоит специфика действия  ионизирующего излучения на биологические объекты.  Эффекты развиваются в течение различных промежутков времени: от нескольких секунд до многих часов, дней, лет.

Ионизирующее излучение при воздействии на организм человека может вызвать два вида эффекта, которые клинической медициной относятся к болезням: детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и др.) и стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни).

Различают три степени лучевой болезни: первая (легкая), вторая и третья
(тяжелая).

Симптомами лучевой болезни первой степени служат слабость, головные боли, нарушение сна и аппетита, усиливающиеся на второй стадии заболевания, но здесь они дополняются нарушениями в деятельности  сердечно-сосудистой системы, изменением обмена веществ и состава крови, расстройством пищеварительных органов. На третьей  стадии болезни наблюдаются кровоизлияния и выпадение волос,  нарушается деятельность  центральной нервной системы и половых желез. У  людей, перенесших лучевую болезнь, повышается вероятность развития злокачественных  опухолей и заболеваний кроветворных органов.

Лучевая болезнь в острой (тяжелой) форме развивается в результате облучения организма большими дозами ионизирующих излучений за короткий промежуток времени. Однако воздействие на организм человека и малых доз радиации также  опасно, поскольку может привести к нарушению наследственной информации человеческого организма, мутации.

Нижний уровень развития легкой формы лучевой болезни возникает при дозе облучения, эквивалентной приблизительно 1 Зв; тяжелая форма лучевой болезни, при которой погибает половина всех облученных, наступает при дозе облучения, эквивалентной 4,5 Зв. 100%-ный смертельный исход лучевой болезни соответствует дозе облучения, эквивалентной 5,5…7,0 Зв.

В настоящее время разработан ряд химических препаратов (протекторов), существенно снижающих негативный эффект воздействия ионизирующего излучения на организм человека.

Степень воздействия ионизирующего излучения зависит от того, является ли облучение внешним или внутренним. Внутреннее облучение осуществляется радиоактивными веществами, попавшими внутрь организма через дыхательные органы, желудочно-кишечный тракт или через кожные покровы.  Внутреннее облучение организма длится до тех пор, пока радиоактивное вещество не распадется или не будет выведено из организма в результате процессов физиологического обмена; оно опасно тем, что вызывает длительно не заживающие язвы различных органов и злокачественные опухоли.

8.5. Нормирование воздействия ионизирующих излучений

Основным нормативным документом, регламентирующим уровни воздействия ионизирующих излучений в Российской Федерации, являются «Нормы радиационной безопасности» (НРБ-99). Документ относится к категории санитарных правил (СП 2.6.1.758-99), утвержден государственным санитарным врачом Российской Федерации 2 июля 1999 г.

Нормы распространяются на воздействие ионизирующего излучения на человека от техногенных, природных источников и при медицинском облучении.

Для ограничения техногенного облучения в нормальных условиях эксплуатации техногенных источников излучения НРБ-99 устанавливают следующие категории облучаемых лиц:

· персонал (группы А и Б);

· все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.

Персонал – лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б).

Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:

1) основные пределы доз (ПД), приведенные в табл. 8.1;

2) допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГД), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), допустимые среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие;

3) контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потока и др.).

Их значения должны учитывать достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Таблица 8.1

Основные пределы доз

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

Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы  Б, равны ¼ значений для персонала группы А.

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) – 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) –
70 мЗв.

При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать пределов  доз, установленных в табл. 8.1.

Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

Планируемое облучение персонала группы А выше установленных пределов доз (см. табл. 8.1) при ликвидации или предотвращении аварии может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год допускается с разрешения территориальных органов Госсанэпиднадзора, а до
200 мЗв в год – только с разрешения федерального органа Госсанэпиднадзора.

Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100 мЗв
в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв в год.

Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование.

В производственных условиях (любые профессии и производства) эффективная доза облучения природными источниками излучения всех работников, включая персонал, не должна превышать 5 мЗв в год.

При проведении профилактических медицинских рентгенологических исследований и научных исследований практически здоровых лиц годовая эффективная доза облучения этих лиц не должна превышать 1 мЗв.

НРБ-99 устанавливают также требования по ограничению облучения населения в условиях радиационной аварии.

8.6. Обеспечение безопасности при работе с источниками
 ионизирующих излучений

Все работы с источниками ионизирующих излучений санитарные правила подразделяют на два вида: на работу с закрытыми источниками излучений и устройствами, генерирующими ионизирующее излучение, и работу с открытыми источниками излучений (радиоактивными веществами) [6].

Закрытый источник излучения – источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.

Открытый источник излучения – источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду.

Поэтому отдельно разработаны требования к безопасной работе с закрытыми и открытыми источниками ионизирующих излучений на производстве.

Главной опасностью закрытых источников ионизирующих излучений является внешнее облучение, определяемое видом излучения, активностью источника, плотностью потока излучения и создаваемой им дозой облучения и поглощенной дозой.

Защита от внешнего облучения предусматривает разработку таких методов, которые бы снижали дозу внешнего облучения до предельно допустимых значений.

Основные принципы обеспечения радиационной безопасности при применении закрытых источников: уменьшение мощности  источника до минимальной величины (защита количеством); сокращение времени работы с источниками (защита временем); увеличение расстояния от источника до  работающих (защита расстоянием) и экранирование источников излучения материалами, поглощающими ионизирующее излучение (защита экранами).

Защита количеством подразумевает  проведение работы с минимальным количеством  радиоактивных веществ, т.е. пропорционально сокращает мощность излучения. На практике применение этого метода защиты ограничено, так как требования технологического процесса  часто не позволяют сократить количество радиоактивного вещества в источнике.

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

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 с атомами и молекулами, что в конечном итоге приводит к снижению дозы облучения. Для защиты от a-излучения достаточно обеспечить расстоянии 8…10 см.

Защита экранами наиболее эффективный способ защиты от излучений. В зависимости от вида излучений для изготовления экранов применяют различные  материалы, а их толщина определяется мощностью излучения [5].

По своему назначению защитные экраны условно разделяют на пять групп:

1) защитные экраны – контейнеры, в которые помещаются радиоактивные препараты. Они используются при транспортировке радиоактивных веществ и источников излучений;

2) защитные экраны для оборудования. В этом случае экранами полностью окружают все рабочее оборудование при положении радиоактивного препарата в рабочем положении или при включении высокого напряжения на источнике ионизирующего излучения;

3) передвижные защитные экраны. Этот тип защитных экранов применяется для защиты рабочего места на различных участках рабочей зоны;

4) защитные экраны, монтируемые как части строительных  конструкций (стены, перекрытия полов и потолков, специальные двери  и т.д.);

5) экраны индивидуальных средств защиты (щиток из оргстекла, просвинцовые перчатки и др.).

Лучшими  экранами для защиты от рентгеновского и g-излучения являются материалы с большим атомным номером, например свинец. Более дешевые экраны делаются из просвинцованного стекла, железа, бетона, барритобетона, железобетона и воды.

Для защиты от b-излучения  применяют  защитные конструкции из плексигласа, алюминия  или стекла толщиной, превышающей максимальный пробег
b-частиц.

Для защиты от нейтронного излучения обычно используют воду или полиэтилен. Передвижные экраны для защиты от a-излучений устраиваются из обычного или органического стекла толщиной несколько миллиметров.

Защитные сейфы применяются для хранения источников g-излучения. Они изготовляются из свинца и стали.

Защита от открытых источников ионизирующих излучений предусматривает как защиту от внешнего облучения, так и защиту персонала от внутреннего облучения, связанного с возможным проникновением радиоактивных  веществ в организм через органы дыхания, пищеварения или через кожу. Все виды работ с открытыми источниками излучений разделены на 3 класса. Класс работ устанавливается в зависимости от группы радиационной опасности радионуклида и его активности на рабочем месте. Способы защиты персонала при работе с открытыми источниками следующие:

1) использование принципов защиты,  применяемых при работе с закрытыми источниками.

2) герметизация производственного оборудования с целью изоляции процессов, которые могут явиться источниками поступления радиоактивных веществ во внешнюю среду.

К мероприятиям, обеспечивающим безопасность персонала, относятся следующие.

· Мероприятия планировочного характера. Планировка помещений предполагает максимальную изоляцию работ с радиоактивными веществами от других помещений и участков, имеющих иное функциональное назначение. Помещения для работ I класса должны размещаться в отдельных зданиях или изолированной части зданий, имеющей отдельный вход.  Помещения для работ II класса должны размещаться изолированно от других помещений; работы III класса могут
проводиться в отдельных помещениях, соответствующих требованиям, предъявляемым к химическим лабораториям.

· Применение санитарно-гигиенических устройств и оборудования, использование специальных защитных мероприятий.

· Использование средств индивидуальной защиты персонала.

· 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 класса работники снабжаются халатами, тапочками, легкой обувью и при необходимости средствами защиты органов дыхания (фильтрующими или изолирующими респираторами).

· Выполнение правил личной гигиены. Эти правила предусматривают личностные требования к работающим с источниками ионизирующих излучений: запрещение курения в рабочей зоне, тщательная очистка (дезактивация) кожных покровов после окончания работы, проведение дозиметрического контроля загрязненной спецодежды, спецобуви и кожных покровов. Все эти меры предполагают исключение возможности проникновения радиоактивных веществ внутрь организма.

8.7. Радиационный контроль

Безопасность работы с источниками ионизирующих излучений на предприятиях контролируют службы радиационной безопасности.

Основные задачи по контролю радиационной обстановки в зависимости от характера проводимых работ следующие:

· контроль мощности дозы рентгеновского, гамма- и нейтронного излучений, плотности потока частиц ионизирующего излучения на рабочих местах, в смежных помещениях, на территории организации, в санитарно-защитной зоне  и зоне наблюдения;

· контроль уровней загрязнения радиоактивными веществами рабочих поверхностей, оборудования, транспортных средств,  средств индивидуальной защиты, кожных покровов и одежды персонала;

· контроль объемной активности газов и аэрозолей в воздухе рабочих помещений;

· контроль или  оценка активности выбросов и сбросов радиоактивных веществ;

· контроль уровней радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.

Санитарно-защитная зона – территория вокруг источника ионизирующего излучения, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации данного источника может превысить установленный предел дозы облучения населения.

Зона наблюдения – территория за пределами санитарно-защитной зоны, на которой проводится радиационный контроль.

Администрация еще до получения источников  ионизирующих 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.

Контрольные вопросы к главе 8

1. Охарактеризуйте виды ионизирующих излучений.

2. Назовите типы взаимодействия фотонов с веществом.

3. Что является конечным эффектом взаимодействия с веществом различных видов ионизирующего излучения?

4. Что характеризует активность радионуклида?

5. Назовите единицы измерения поглощенной, экспозиционной, эквивалентной доз излучения?

6. Что такое эффективная доза?

7. Какие эффекты могут вызвать в организме человека ионизирующие излучения?

8. Какие классы нормативов установлены для ограниченно-техногенного облучения?

9. В чем разница между закрытым и открытым источниками излучения?

  10. Назовите способы защиты человека от ионизирующих излучений.

Библиографический список к главе 8

2 - Немного истории - лекция, которая пользуется популярностью у тех, кто читал эту лекцию.

1. Нормы радиационной безопасности: НРБ-99:2.6.1: Ионизирующее излучение, радиационная безопасность: СП 2.6.1.758-99. – Офиц. изд. – М.: Минздрав России, 2000. – 115 с.

2. Булдаков Л.А. Радиоактивные вещества и человек. – М.: Энергоатомиздат, 1990 – 160 с.

3. Безопасность жизнедеятельности: Учеб. пособие для вузов – 2-е изд., перераб. и доп./ Под ред. проф. Л.А. Муравья.– М.: ЮНИТИ-ДАНА, 2002. – 431 с.

4. Безопасность жизнедеятельности: Учебник для вузов – 2-е изд., испр. и
доп./ С.В.Белов, А.В. Ильницкая, А.Ф. Козьяков и др.; Под общ. ред. С.В. Белова.– М.: Высш. шк., 1999. – 448 с.

5. Безопасность жизнедеятельности. Безопасность технологических процессов и производств. Охрана труда: Учеб. пособие для вузов/ П.П. Кукин, В.Л. Лапин, Н.Л. Пономарев и др. – М.: Высш. шк., 2001. – 319 с.

6. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99):2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность СП2.6.1.799-99. – М.: Минздрав России, 2000. – 98 с.