Захист від іонізуючого випромінювання (радіації). Іонізуюче випромінювання: захист від випромінювань (заходи та засоби) Біологічні заходи захисту джерел від іонізуючого випромінювання

Перші роботи з протипроменевого хімічного захисту відносяться до початку 40-х років і пов'язані вони з ідеєю непрямого механізму дії іонізуючого випромінювання, що розвивається в ті роки, вивченням можливої ​​ролі перекисів водного середовища в первинних променевих процесах і променевої інактивації сульфгідрильних груп. При вивченні ролі різних хімічних домішок у процесах радіолізу розчинів було виявлено, деякі з них здатні знижувати ефект радіації. Так виникло уявлення про «хімічний протипроменевий захист». У 1948 р. Р. Латарже та Є. Єфраті описали радіозахисну дію цистеїну, глутатіону, триптофану та інших речовин у дослідах з бактеріофагом. На тваринах ефект хімічного протипроменевого захисту було відкрито в 1949 р., коли X. Патт та ін. показали, що цистеїн захищає щурів від променевого ураження, а А. Ерве та 3. Бак встановили на мишах радіозахисну дію ціаніду. У 1950 р. Г. Лімперс та В. Мошер отримали дані про захист мишей тіомочевиною від дії іонізуючого випромінювання. На початку 50-х років з'являються роботи 3. Бака та ін. Про високу протипроменеву дію на тваринах цистеаміну, серотоніну, гістаміну, триптаміну, норадреналіну, тираміну. Всі досліджені препарати були ефективними лише при введенні в організм незадовго (10-15 хв) до опромінення, тому вони отримали назву радіопротекторів, а протипроменевий захист - радіопрофілактичний.

Наступні роки характеризуються інтенсивним пошуком радіопротекторів серед різних класів хімічних сполук. Так, вже до 1965 р. було вивчено понад три тисячі різних протипроменевих препаратів, проте найбільший радіопрофілактичний ефект викликали представники лише двох класів: амінотіолів та індолілалкіламінів. В основу численних уявлень про механізми захисту незмінно залучалася ідея зниження радіопротекторами первинних біофізичних процесів променевого ураження, тобто процесу радіолізу молекул у період, коли патологічні зміни в організмі ще не встигають розвинутися. З'ясування механізмів радіопрофілактичного ефекту необхідно було для спрямованого пошуку радіозахисних препаратів, проте велика кількість існуючих гіпотез ускладнювало вибір шляху синтезу нових протипроменевих сполук і свідчило про множинність способів реалізації хімічного захисту біологічних систем, що опромінюються.

У наступні роки багато уваги приділялося не лише пошуку нових радіопротекторів, але й модифікації вже відомих препаратів з метою підвищення їхньої протипроменевої активності. Зусилля радіобіологів та хіміків спрямовуються на збільшення ефективності дії препаратів, усунення шкідливих побічних ефектів(насамперед токсичних), на пошук шляхів пролонгованої протипроменевої дії, вивчення впливу протекторів при місцевому та фракціонованому опроміненні та ін. Інтенсифікуються роботи з комбінованого застосування захисних препаратів з різною біологічною дією.

Сучасні уявлення про процеси променевого ураження послужили основою появи різних гіпотез про опосередкований механізм радіопрофілактичного ефекту. Наявний фактичний матеріал свідчить про те, що внутрішньоклітинний вміст введених радіопротекторів недостатньо для захисту систем від іонізуючого випромінювання, кількість препаратів, що вводяться менше, ніж їх ефективні концентрації в опромінених розчинах, а здатність введеного протектора реагувати з внутрішньоклітинними молекулами або їх радикалами навряд чи вище, низки ендогенних речовин.

До теперішнього часу вивчено величезну кількість речовин природного походження як можливі протипроменеві засоби. Часто досліджувалися різні витяжки з рослин, мікроорганізмів та інших біологічних об'єктів без виділення активних речовин, а часом без контролю за чистотою препаратів. Багато з них, хімічно не ідентифіковані, мали дуже слабкий і погано відтворюваний на тварин протипроменевий ефект.

Для радіопрофілактики застосовувалися також сильнодіючі біологічно активні речовини в малих концентраціях: отрута змій, бджолина отрута, бактеріальні ендотоксини, естрогени.

Вираженою, статистично достовірною радіопрофілактичною дією як при короткочасному, так і при пролонгованому опроміненні (з малою потужністю дози - близько 0,1 Гр/хв) має меліттин (поліпептид з бджолиної отрути, що складається з 26 амінокислотних залишків), М-284. Ефект захисту виявляється при введенні препарату за 10-60 хв до опромінення, проте найкращий ефект спостерігається при підшкірному введенні його мишам у дозі 5 мг/кг за 24 години до променевого впливу (виживання зростає вдвічі порівняно з опроміненим контролем).

Як протипроменеві засоби та препарати, що застосовуються в комбінаціях з ефективними радіопротекторами, часто використовують такі продукти метаболізму: нуклеїнові кислоти та їх похідні, вітаміни та коферменти, вуглеводи, ліпіди, флавоноїди, амінокислоти, проміжні продукти обміну.

До протипроменевих препаратів природного походження відносять також адаптогени; на відміну від радіопротекторів вони мають неспецифічну дію, підвищуючи загальну опірність організму до різних несприятливих факторів (фізичної, хімічної та біологічної природи). На відміну від радіопротекторів, адаптогени виявляють раднозахисну здатність, якщо вводяться багаторазово за багато днів (або тижнів) до опромінення в дозах нижче абсолютно смертельних. Вони ефективні при гострому, пролонгованому та фракціонованому опроміненнях. Відзначається також відсутність побічних ефектів під час використання радіозахисних доз адаптогенів. Найбільш ефективними препаратамицієї групи вважаються екстракти женьшеню, елеутерококу, лимонника (китайського). Радіозахисна ефективність їх невелика. Так, наприклад, при дії елеутерококу (препарат давався за 15 днів до опромінення) виживання підвищувалося порівняно з опроміненим контролем (дози 5-6Гр) на 30%.

Механізм радіозахисної дії цих речовин на організм поки що не з'ясований. Деякі автори до адаптогенів зараховують АТФ та АДФ, які виявляються ефективними не тільки при короткочасному (потужність - 1-2,7 Гр/хв), але і при пролонгованому - з малою потужністю - опроміненні (0,0096 Гр/хв). ; в останньому випадку застосування класичних радопротекторів-амінотіолів та індолілалкіламінів - виявляється безрезультатним. Зазначається необхідність великих доз аденінуклеотидів (до 200-250 мг/кг) для умов пролонгованого опромінення.

Протипроменевий ефект аденінуклеотидів пов'язують з їх нормалізуючим впливом на енергетичний та генетичний апарати клітин. Ряд речовин природного походження має помірну терапевтичну дію.

іонізуючий випромінювання захист радіація

Шкідливий вплив іонізуючих випромінювань на організм людини, можливий при рентгенівському або гамма-контролі якості зварних швів, при роботі електронно-променевих установок, а також при використанні вольфрамових електродів, що торуються, залежить від виду та інтенсивності випромінювання, відстані від його джерела, часу впливу та індивідуальних. особливостей організму.

Енергія випромінювання, поглинена одиницею маси речовини, що опромінюється, називається поглиненою дозою випромінювання Дпогл- Позасистемною одиницею поглиненої дози випромінювання служить рад (1 рад = 10-2 Дж/кг).

У зв'язку з тим, що однакова поглинена доза різних видіввипромінювання викликає у живій тканині різне біологічна дія, для оцінки радіаційної небезпеки хронічного опромінення випромінюваннями різних видів запроваджено поняття коефіцієнта якості (КК) та еквівалентної дози Дьш. Остання характеризує біологічну дію опромінення з урахуванням як поглиненої енергії, і характеру випромінювання:

Декв ~Дпогл ■ КК ’ КР<

де КК - коефіцієнт якості, що показує відношення біологічної ефективності даного виду випромінювання і рентгенових променів з енергією 250 кВнрі однаковою поглиненою дозою; КР - коефіцієнт розподілу дози, що враховує вплив неоднорідності розподілу радіоактивних ізотопів на їхню канцерогенну ефективність по відношенню до радію-226.

Одиницею вимірювання еквівалентної дози є біологічний еквівалент рада - бер. За 1 бер приймається така поглинена доза будь-якого виду випромінювання, яка при хронічному опроміненні викликає такий самий біологічний ефект, як і 1 радий рентгенівського або гамма-випромінювання. Дози, створювані різними видами випромінювання, виражені однаковим числом одиниць бер, за однакових умов опромінення будуть еквівалентні за біологічною дією.

Чинними нормами встановлено гранично допустимі дози (ПДР) опромінення людей. Як ПДР прийнятий річний рівень опромінення персоналу не викликає при рівномірному накопиченні дози протягом 50 років виявлених сучасними методами несприятливих змін у стані здоров'я самого опромінюваного і його потомства.

Відповідно до можливих наслідків впливу іонізуючих випромінювань на організм встановлені наступні категорії опромінюваних осіб: А - персонал; Б - окремі особи із населення; В – населення загалом. ПДР зовнішнього та внутрішнього опромінення встановлені для чотирьох груп критичних органів та тканин.

Гранично допустима доза (бер) для осіб категорії А у групі I (все тіло) за ряд років має бути не більше

де N – вік у роках.

В усіх випадках доза, накопичена у віці 30 років, має перевищувати 60 бер.

Окремі особи з персоналу, за винятком жінок до 30 років, можуть отримати одноразово протягом одного кварталу дозу для всього організму, що не перевищує 3 бер. Для жінок віком до 30 років одноразова доза протягом одного кварталу не повинна перевищувати 1,3 бер.

Для забезпечення безпеки робіт необхідно суворо дотримуватись «Основних санітарних правил роботи з радіоактивними речовинами та іншими джерелами іонізуючих випромінювань» ОСП-72.

Завдання захисту від іонізуючих випромінювань, зрештою, зводиться до зменшення поглиненої дози. Цього можна домогтися видаленням персоналу, що опромінюється, на безпечну відстань від джерела випромінювання або скороченням часу опромінення.

При точковому джерелі випромінювання експозиційна доза (в рентгенах)

робочому місці, п….

Даксп~ ^2 = £>2 >

де a – активність джерела, мКі; Ку - гамма-постійна ізотопу; М - гамма - еквівалент препарату, мг-екв Ra t - час опромінення, год; R - відстань, див.

У тих випадках, коли "захист відстанню" або "захист часом" забезпечити неможливо, вдаються до спорудження екранів або інших огорож з різних матеріалів. Пересувні екрани для захисту від рентгенівського або гама – випромінювання часто роблять із свинцю; при створенні стаціонарного захисту зручно використовувати бетон з додаванням бариту або застосуванням баритової штукатурки. Розрахунок товщини екранів і огорож залежно від енергії випромінювання зазвичай виробляють за спеціальними таблицями або номограмами.

З метою перевірки дотримання норм радіаційної безпеки та отримання інформації про дозу опромінення персоналу згідно з чинними правилами має бути організований радіаційний контроль із використанням стаціонарних та переносних приладів, а також індивідуальних дозиметрів.

Електронно-променеві установки, що працюють при напрузі від 10 до 100 кВ, відносяться до групи джерел рентгенівського випромінювання, що не використовується для технологічних цілей.

Товщину захисту електронної гармати електроно-променевих установок з фокусувальною та відхиляючою системами плавильної та зварювальної камер розраховують відповідно до робочої напруги установки та максимальної силою струму. Оглядові вікна повинні бути забезпечені свинцевим склом з товщиною, еквівалентним захистом камери, а для плавильних установок обладнані перископічними пристроями.

Установки, призначені для зварювання, повинні розміщуватися в окремих приміщеннях на першому поверсі. Підвальні приміщення, над якими розміщені електронно-променеві установки, використовувати під службові приміщення з місцями постійного перебування людей забороняється.

Розташування електронно-променевих установок у відведених для них приміщеннях має відповідати таким основним вимогам:

а) вільна площа, не зайнята електронно-променевими установками, має становити не менше ніж половину загальної площіприміщень;

б) відстань від верху установок до стелі має бути не менше ніж 1 м;

в) пульт управління повинен розміщуватись на відстані не більше 1,5 м від установки; на зварювальних установках можна мати дублююче управління на камері.

Дозиметричний контроль захисту повинен проводитися не рідше 1 разу на рік, а також після монтажу або внесення змін до конструкції діючих установок та виконуватись відповідальною особою, виділеною адміністрацією підприємства.

Використання тарованих вольфрамових електродів при зварюванні в середовищі захисних газів потенційно може бути пов'язане з виділенням у повітря виробничих приміщень торію та продуктів його розпаду.

Порядок отримання тарованих вольфрамових електродів та перевезення їх усіма видами транспорту регламентується санітарними правилами ОСП-72 та правилами безпечного перевезення радіоактивних речовин. Більшість видів робіт із тарованими вольфрамовими електродами (зі сплавів марок ВТ10, ВТ15 та ін) радіаційної небезпеки не становить. Умовна радіаційна небезпека може виникати при транспортуванні та зберіганні електродів загальною масою понад 5 кг, а також при заточенні вольфрамових електродів та при одночасному зварюванні більш ніж на п'яти робочих постах, розташованих в одному цеху. Проте умовно небезпечна робота перестає бути радіо - ціоіно небезпечною за дотримання санітарних правил та вимог техніки безпеки. На підприємствах та в установах, що використовують таровані вольфрамові електроди, запас електродів не повинен перевищувати річної потреби в них. Цей запас слід зберігати на центральному складі підприємства.

Електроди, необхідні для місячної роботи, і квартальні запаси, якщо їх загальна маса не перевищує 5 кг, дозволяється зберігати у підсобних складах цехів або ділянок, не відокремлюючи їх від інших матеріалів, що зберігаються, за винятком фоточутливих. До зберігання тарованих вольфрамових електродів безпосередньо на робочих місцях (до 1 кг) особливих вимог не висувається. Операції по заточенню тарованих вольфрамових електродів слід проводити на спеціально виділеному заточному верстаті, встановленому в будь-якому приміщенні, що відповідає зварювальним постам, що відповідає санітарним і гігієнічним вимогам. Заточний верстат повинен бути обладнаний механічною витяжкою. Пил повинен збиратися та поміщатися до збірки твердих радіоактивних відходів. Особи, що виробляють заточення електродів, можуть додатково забезпечуватися рукавицями. Зварювання тарованими вольфрамовими електродами (одночасно більш ніж на п'яти робочих постах в тому самому приміщенні), а також заточування електродів і прибирання п'яти від заточного верстата слід проводити в респіраторі. Дозиметричний контроль під час роботи з тарованими вольфрамовими електродами повинен виконуватись промисловими лабораторіями підприємств та радіологічними групами санітарно-епідеміологічних станцій (СЕС) у вигляді поточного санітарного нагляду.

Іонізуюче випромінювання- це будь-яке випромінювання, взаємодія якого із середовищем призводить до утворення електричних зарядів різних знаків. Являє собою потік заряджених та (або) незаряджених частинок.

Розрізняють:

• безпосередньо іонізуюче випромінювання;
• побічно іонізуюче випромінювання.

Безпосередньо іонізуюче випромінюванняскладається із заряджених частинок, кінетична енергія яких є достатньою для іонізації при зіткненні з атомами речовини (α і ß – випромінювання радіонуклідів, протонне випромінювання прискорювачів тощо).

Непрямо іонізуюче випромінюванняскладається з незаряджених (нейтральних) частинок, взаємодія яких із середовищем призводить до виникнення заряджених частинок, здатних безпосередньо викликати іонізацію (нейтронне випромінювання, гамма-випромінювання).

Ядра всіх ізотопів хімічних елементів утворюють групу нуклідів, більшість з яких нестабільні, тобто. вони постійно перетворюються на інші нукліди. Мимовільний розпад нестабільного нукліду називається радіоактивним розпадом, а сам такий нуклід – радіонуклідом. При кожному розпаді вивільняється енергія, яка і передається далі як випромінювання. Утворення та розсіювання радіонуклідів призводить до радіоактивного зараження повітря, ґрунту, води, що потребує постійного контролю їх утримання та вжиття заходів щодо нейтралізації.

Джерелами іонізуючих випромінювань є радіоактивні елементи та його ізотопи, ядерні реактори, прискорювачі заряджених частинок, рентгенівські установки, високовольтні джерела постійного струму та інших.

Істотну частину опромінення населення одержує від природних джерел радіації, тобто. з космосу та від радіоактивних речовин, що знаходяться в земної кори. Наприклад, радіоактивний газ радон постійно виділяється на поверхню та проникає у виробничі та житлові приміщення.

Будь-який вид іонізуючих випромінювань викликає біологічні зміни в організмі як при зовнішньому (джерело знаходиться поза організмом), так і при внутрішньому опроміненні (радіоактивні частки потрапляють усередину організму з їжею, через органи дихання).

Основний механізм на організм людини іонізуючих випромінювань пов'язані з процесами іонізації атомів і молекул живої матерії, зокрема молекул води, які у клітинах, що веде їх руйнації.

Ступінь впливу іонізуючих випромінювань на живий організм залежить від потужності дози опромінення, тривалості цього впливу, виду випромінювання та радіонукліду, що потрапив усередину організму.

Кількість енергії випромінювання, поглинене одиницею маси тіла, що опромінюється (тканинами організму), називається поглиненою дозою і вимірюється в греях (1 Гр - 1 Дж/кг). Однак цей критерій не враховує того, що при однаковій поглиненій дозі α-частинки набагато небезпечніший за β-частин та гамма-випромінювання.

У зв'язку з цим введено величину еквівалентної дози, яка вимірюється в зівертах (1 Зв = 1 Дж/кг) за Міжнародною системою одиниць (СІ), прийнятою в I960 р. Зіверт являє собою одиницю поглиненої дози, помножену на коефіцієнт, що враховує неоднакову радіаційну небезпеку для організму різних видів іонізуючого випромінювання

Для оцінки еквівалентної дози застосовується також одиниця бер (біологічний еквівалент рада): 1 бер = 0,01 Зв. У зівертах також вимірюється ефективна еквівалентна доза – еквівалентна доза, помножена на коефіцієнт, що враховує різну чутливість різних тканин до опромінення.

Відповідно до вимог Закону про радіаційну безпеку населення запроваджено дозові межі:

• для персоналу 20 мЗв (мілізіверт) на рік при виробничій діяльності з джерелами іонізуючих випромінювань;
• для населення – 1 мЗв.

Заходи захисту від іонізуючих випромінювань

Захист від іонізуючих випромінювань здійснюється за допомогою наступних заходів:

• скорочення тривалості роботи у зоні випромінювання;
• повна автоматизація технологічного процесу;
• дистанційне управління;
• екранування джерела випромінювання;
• збільшення відстані;
• використання маніпуляторів та роботів;
• використання засобів індивідуального захисту та попередження знаком радіаційної небезпеки;
• постійний контроль за рівнем іонізуючого випромінювання та за дозами опромінення персоналу.

Захист від внутрішнього опромінення полягає в усуненні безпосереднього контакту працюючих з радіоактивними речовинами та запобіганні влученню їх у повітря робочої зони.

Для захисту людей від іонізуючих випромінювань слід суворо дотримуватись вимог «Норм радіаційної безпеки (НРБ-09/2009)» та «Основних санітарних правил забезпечення радіаційної безпеки (OCPOPБ-99/2010)».

Захист від іонізуючих випромінювань включає :

організаційні заходи (виконання вимог безпеки при розміщенні підприємств, влаштуванні робочих приміщень та організації робочих місць, при роботі із закритими та відкритими джерелами, при транспортуванні, зберіганні та захороненні радіоактивних речовин, проведення загального та індивідуального дозиметричного контролю);

медико-профілактичні заходи (скорочений робочий день, додаткова відпустка, медичні огляди, лікувально-профілактичне харчування та ін.);

інженерно-технічні методи та засоби (захист відстанню та часу, застосування засобів індивідуального захисту, захисне екранування та ін.).

Засоби індивідуального захисту

Засоби індивідуального захисту призначені для захисту від потрапляння радіоактивних забруднень на шкіру тіла працюючих і всередину організму, а також від альфа- та бета-випромінювань.

Для захисту всього тіла застосовується спецодяг у вигляді халатів, шапочок, гумових рукавичок та ін. , а захисту ніг – спеціальне пластикове взуття.

Для захисту очей застосовуються окуляри, скло яких може бути звичайним (при альфа- та м'яких бета-випромінюваннях), силікатним або органічним (при бета-випромінюваннях високих енергій), свинцеве або з фосфатом вольфраму (при гамма-випромінюваннях), з боросилікатом кадмію або ф при нейтронному опроміненні) та ін.

Для захисту органів дихання застосовуються респіратори або шлангові прилади (протигази), пневмокостюми та пневмошоломи.

Для запобігання або часткового ослаблення впливу радіонуклідів, що потрапили в організм , а також для попередження відкладення їх в організмі та прискорення виведення рекомендуються такі заходи як промивання шлунка та кишечника, використання адсорбентів, речовин для заміщення радіонуклідів або комплексоутворення з подальшим прискореним їх виведенням з організму (сірчанокислий барій, глюканат кальцію, хлористий кальцій, хлор пентацин, йодна настойка або йодистий калій та ін.).

Захисне екранування

При проектуванні та розрахунку захисних екранів визначають їх матеріал та товщину, які залежать від виду випромінювання, енергії частинок та квантів та необхідної кратності ослаблення.

Розрахунок захисних екранів ґрунтується на особливості та закономірності взаємодії різних видів випромінювання з речовиною.

Для захисту від альфа-частинок необхідно, щоб товщина екрана перевищувала довжину пробігу альфа-часток у даному матеріалі екрана. Для захисту від зовнішнього опромінення альфа-частинками зазвичай застосовують тонку металеву фольгу (20-100 мкм), силікатне скло, плексиглас або кілька сантиметрів повітряного зазору.

Для захисту від бета-випромінювань застосовують екрани з матеріалів із малою атомною вагою (алюміній, оргскло, полістирол та ін.), т.к. при проходженні бета-випромінювань через речовину виникає вторинне випромінювання, енергія якого збільшується зі зростанням атомного номера речовини.

При високих енергіях бета-частин (>3 МеВ) застосовують двошарові екрани, зовнішній шар яких виконується з алюмінію. Внутрішнє облицювання екрана виготовляється з матеріалів із малим атомним номером, щоб зменшити початкову енергію електронів.

Товщина шару різних матеріалів для поглинання бета-випромінювання визначається також максимальним пробігом частинок бета.

При проектуванні захисного екранування від нейтронів вибирають речовини з малим атомним номером (вода, поліетилен, парафін, органічні пластмаси та ін), т.к. при кожному зіткненні з ядром нейтрон втрачає тим більшу частину своєї енергії, чим ближче маса ядра до маси нейтрона.

При захисті від нейтронного випромінювання необхідно враховувати , Що процес поглинання ефективний для теплових, повільних та резонансних нейтронів, тому швидкі нейтрони повинні бути попередньо уповільнені. Середня втрата енергії за пружного розсіювання максимальна на легких ядрах (наприклад, водні) і мінімальна на важких. Імовірність втрати енергії при непружному розсіюванні зростає на важких ядрах та зі збільшенням енергії нейтрона. Теплові нейтрони дифундують через захист доти, доки не будуть захоплені або не вийдуть за її межі, тому важливо забезпечити швидке поглинання теплових нейтронів вибором найефективніших поглиначів. Після захоплення теплових нейтронів майже завжди виникає гамма-випромінювання, яке необхідно послабити. Таким чином, захист від нейтронів повинен мати у своєму складі водень або інша легка речовина для уповільнення швидких та проміжних нейтронів при пружному розсіюванні, важкі елементи з великою атомною масою для уповільнення швидких нейтронів у процесі непружного розсіювання та ослаблення від захватного гамма-випромінювання, елементи з високим ефективним перетином поглинання теплових

Для захисту від гамма-променів застосовуються екрани з металів високої щільності (свинець, вісмут, вольфрам), середньої щільності (нержавіюча сталь, чавун, мідні сплави) та деякі будівельні матеріали (бетон, баритобетон та ін.).

У практиці розрахунку захисту від гамма-випромінювання широко застосовуються універсальні таблиці ,що дозволяють визначити товщину захисту по заданому зменшенню потужності дози, а за відомої товщини захисту легко знайти кратність ослаблення випромінювання та визначити допустимий час роботи за захистом або допустиме значення активності джерела. За цими таблицями визначають також додатковий захист до вже існуючої, необхідний набір товщини шарів різних матеріалів, лінійні або масові еквіваленти окремих захисних матеріалів, шари напівослаблення у різних інтервалах товщини матеріалу тощо. Проте зазначені таблиці придатні лише моноенергетичних джерел гамма-випромінювання. У тих випадках, коли джерело має складний спектр випромінювання, розрахунок товщини захисту, що забезпечує необхідну кратність ослаблення, ведуть методом "конкуруючих" ліній.

Захист від рентгенівського випромінювання товщина захисного екрану визначається необхідним ступенем послаблення потужності дози випромінювання.

Для екранування від рентгенівського випромінювання використовуються такі матеріали як свинець, бетон, свинцеве скло та ін.

В окремих випадках, коли за характером виконуваних робіт використання стаціонарного захисту утруднене, допускається забезпечення захисту шляхом використання переносних захисних ширм, екранів, а також засобів індивідуального захисту (захисні фартухи, рукавиці, щитки та ін.)

Захист високовольтних електронних приладів або всієї установки , що генерують м'яке рентгенівське випромінювання, досягається розміщенням цих приладів у металевих кожухах, шафах або блоках.

Усі роботи з джерелами іонізуючих випромінювань санітарні правила поділяють на два види: на роботу із закритими джерелами випромінювань та пристроями, що генерують іонізуюче випромінювання, та роботу з відкритими джерелами випромінювань (радіоактивними речовинами).

Закрите джерело випромінювання- джерело випромінювання, пристрій якого виключає надходження радіонуклідів, що містяться в ньому, в навколишнє середовище в умовах застосування та зносу, на які він розрахований.

Відкрите джерело випромінювання- джерело випромінювання, при використанні якого можливе надходження радіонуклідів, що містяться в ньому, в навколишнє середовище.

У зв'язку з цим розроблено вимоги до безпечної роботи із закритими та відкритими джерелами іонізуючих випромінювань на виробництві.

Головною небезпекою закритих джерел іонізуючих випромінювань є зовнішнє опромінення,визначається видом випромінювання, активністю джерела, щільністю потоку випромінювання і створюваною ним дозою опромінення та поглиненою дозою.

Захист від зовнішнього опромінення передбачає розробку таких методів, які знижували б дозу зовнішнього опромінення до гранично допустимих значень.

Захист від зовнішнього опромінення здійснюється нормуванням відстані від трудящих до джерел іонізуючих випромінювань, нормуванням часу опромінення, підбором радіоактивних ізотопів з допустимою для цих умов роботи активністю та екрануванням.

Для визначення безпечних умовроботи з джерелами g-випромінювань слід виходити з наступної залежності:

де D- Доза опромінення, Р; А- активність джерела, мкі; Т- час опромінення, година; R- Відстань від джерела до робочого місця, см; До g-гамма-постійна ізотопу.

З формули випливає, що доза опромінення прямо пропорційна активності джерела та часу опромінення і обернено пропорційна квадрату відстані від нього.

Захист часом застосовується в тих випадках, коли не можна нормувати відстань та застосовувати екрани, як, наприклад, при роботі на оголення радіоактивних руд або гірничих виробках. Сутність захисту полягає в тому, що розрахунком визначається час, протягом якого працівники можуть працювати без небезпеки для здоров'я поблизу даного джерела випромінювання.

Розрахунок часу провадиться за наведеною формулою, яка в цьому випадку вирішується щодо Т, причому Rі Dберуться фактично в залежності від характеру робіт та потужності джерела випромінювання.

При проектуванні захисту відстанню визначається безпечна відстань R без.При цьому замість Dпідставляється гранично допустима доза опромінення за час t, мЗв.

Для здійснення захисту відстаннюзастосовуються різні пристрої: ручні захвати, маніпулятори тощо. Промисловістю випускається ціла низка таких інструментів (наприклад, пружинні самодержащі захоплення ЗПС, інструментарій дистанційний ВД, магнітний маніпулятор ВНІІТБ та ін.) довжиною від 0,52 до 1,45 м. Тому необхідно лише правильно визначити і потім замовити потрібні пристрої.

Умови безпеки можна забезпечити також, застосовуючи джерела випромінювання із меншою активністю.

Таким чином, умови радіоактивної безпеки можна забезпечити, вибравши відповідні значення R, Ті А.Для розрахунку цих параметрів можна використовувати значення потужності ефективної дози гамма-випромінювання на робочому місці, що відповідає при багаторазовому впливі меж ефективних доз, зазначених у табл. 9.3, наприклад, межам доз 50 мЗв/год та 5 мЗв/рік за певних умов відповідають потужності ефективних доз 25 мкЗв/год та 2,5 мкЗв/год. У цьому випадку використовують співвідношення:

де Р- Потужність експозиційної дози, Р/год; А- активність джерела, кБк; R-відстань від джерела, см; До g-гамма-постійна ізотопу.

Гамма-постійна ізотопу- це потужність дози випромінювання в рентгенах на годину (Р/год), створювана нефільтрованим гамма-випромінюванням даного радіоактивного ізотопу активність 1 мКи на відстані 1 см. Кожен джерело гамма-випромінювання має свою характерну для нього гамма-постійну. Для радію До g = 8,4 Р×см 2 /г×мКі; для 60 СО і l 32 Cs відповідно 12,93 та 3,10 Р×см 2 /г×мКі.

Захист від іонізуючих випромінювань вважається достатнім, якщо на робочому місці потужність дози Р або доза D випромінювання не перевищує гранично допустимих величин, регламентованих НРБ-99.

Захист екранами- Найефективніший спосіб захисту від випромінювань. Залежно від виду випромінювань виготовлення екранів застосовують різні матеріали, які товщина визначається потужністю випромінювання.

За призначенням захисні екрани умовно поділяють на п'ять груп:

1) захисні екрани - контейнери, у яких містяться радіоактивні препарати. Вони використовуються при транспортуванні радіоактивних речовин та джерел випромінювань;

2) захисні екрани обладнання. В цьому випадку екранами повністю оточують все робоче обладнання при положенні радіоактивного препарату в робочому положенні або при включенні високої напруги джерела іонізуючого випромінювання;

3) пересувні захисні екрани. Цей тип захисних екранів застосовується для захисту робочого місця різних ділянках робочої зони;

4) захисні екрани, що монтуються як частини будівельних конструкцій (стіни, перекриття підлог та стель, спеціальні двері тощо);

5) екрани індивідуальних засобів захисту (щиток з оргскла, просвинцеві рукавички та ін.).

Від опромінення a-частинками повністю захищає спецодяг (халати, рукавички тощо)

Для запобігання працюючих від опромінення b-частинками операції з радіоактивними речовинами слід вести за захисними екранами або спеціальних захисних шафах. Як захисні матеріали використовуються, як правило, скло, плексиглас або алюміній.

Захист від b-частинок склом та алюмінієм забезпечується, якщо товщина цих матеріалів, виражена в мм, більша за подвоєне число значення максимальної енергії b-випромінювання в МеВ

g-випромінювання має значно більшу проникаючу здатність порівняно з a- І b-випромінюванням, унаслідок чого забезпечити захист від нього набагато складніше. Для виготовлення екранів найчастіше використовується свинець та бетон. Розрахунок захисту представляє певну складність, тому практично користуються всілякими таблицями і номограммами.

Проектування захисту від нейтронів становить ще більшу складність. Найбільш ефективним виявляється багатошаровий захист, що складається з матеріалів, що уповільнюють швидкі нейтрони (вода, парафін), поглинають теплові (бор, кадмій) та послаблюють g-випромінювання (сталь, свинець) Для розрахунку товщини шарів складено номограми.

Для захисту робітників від внутрішнього опромінення повинні проводитися обов'язкові заходи щодо боротьби з пилом; діяльне провітрювання виробок та ін. робочих місць, зниження концентрацій радіоактивних газоподібних еманацій та радіоактивного пилу до санітарних норм. Якщо це практично недосяжно, то необхідно постачати робочих засобами індивідуального захисту: ізолюючими регенеративними дихальними апаратами, протипиловими респіраторами типу «Пелюстка-1», що захищають дихальні шляхи від радіоактивного пилу, пневмокостюмами - спеціальними захисними костюмами, що ізолюють все тіло. довкілляі т.п.

При використанні приладів із закритими джерелами випромінювання та пристроїв, що генерують іонізуючі випромінювання, поза приміщеннями або у загальних виробничих приміщенняхповинен бути виключений доступ сторонніх осіб до джерел випромінювання та забезпечена безпека джерела.

З метою забезпечення радіаційної безпеки персоналу та населення слідує:

Направляти випромінювання у бік землі чи туди, де відсутні люди;

Видаляти джерело випромінювання від обслуговуючого персоналу та інших осіб на більшу відстань;

Обмежувати час перебування людей поблизу джерел випромінювання;

Вивішувати знак радіаційної небезпеки та попереджувальні плакати, які мають бути видні з відстані не менше ніж 3 м.

Захист від відкритих джерел іонізуючих випромінювань передбачає захист від зовнішнього опромінення, так і захист персоналу від внутрішнього опромінення, пов'язаного з можливим проникненням радіоактивних речовин в організм через органи дихання, травлення або через шкіру. Усі види робіт із відкритими джерелами випромінювань поділені на три класи. Клас робіт встановлюється залежно від групи радіаційної небезпеки радіонукліду та його активності на робочому місці. Способи захисту персоналу під час роботи з відкритими джерелами такі:

1) використання принципів захисту, що застосовуються під час роботи із закритими джерелами;

2) герметизація виробничого обладнання з метою ізоляції процесів, які можуть стати джерелами надходження радіоактивних речовин у зовнішнє середовище.

До заходів, що забезпечують безпеку персоналу, належать такі.

- Заходи планувального характеру. Планування приміщень передбачає максимальну ізоляцію робіт із радіоактивними речовинами від інших приміщень та ділянок, що мають інше функціональне призначення. Приміщення для робіт І класу повинні розміщуватися в окремих будинках або ізольованій частині будівель, що має окремий вхід. Приміщення для робіт ІІ класу повинні розміщуватись ізольовано від інших приміщень; роботи IIIкласу можуть проводитися в окремих приміщеннях, що відповідають вимогам, що висуваються до хімічних лабораторій.

Застосування санітарно-гігієнічних пристроїв та обладнання, використання спеціальних захисних заходів.

Використання засобів індивідуального захисту персоналу.

При роботах І класу та окремих роботах ІІ класу працівники забезпечуються комбінезонами або костюмами, тапочками, спецбілизною, шкарпетками, легким взуттям або черевиками, рукавичками, паперовими рушниками та носовими хустками разового користування, а також засобами захисту органів дихання; при роботах ІІ та ІІІ класу працівники забезпечуються халатами, тапочками, легким взуттям та за необхідності засобами захисту органів дихання - фільтруючими респіраторами.

При роботі, коли можливе забруднення повітря приміщень радіоактивними газами або парами (ліквідація аварій, ремонтні роботи тощо) або коли застосування фільтруючих засобів не забезпечує радіаційної безпеки, необхідно застосовувати ізолюючі захисні засоби – пневмокостюми, пневмошоломи, в окремих випадках – кисневі ізолюючі прилади.

Виконання правил особистої гігієни. Ці правила передбачають особисті вимоги до працюючих з джерелами іонізуючих випромінювань: заборона куріння в робочій зоні, ретельне очищення (дезактивація) шкірних покривів після закінчення роботи, проведення дозиметричного контролю забрудненого спецодягу, спецвзуття та шкірних покривів. Всі ці заходи передбачають виключення можливості проникнення радіоактивних речовин усередину організму.