Калинин А.А. (рук.) Безопасность жизнедеятельности. Учебное пособие по самостоятельной работе

Подождите немного. Документ загружается.

Лазерные изделия III–IV класса до начала их эксплуатации должны

быть приняты комиссией, назначенной администрацией учреждения, с обяза-

тельным включением в ее состав представителей Роспотребнадзора. Комис-

сия устанавливает выполнение требований СанПиН 5804−91, решает вопрос

о вводе лазерных изделий в эксплуатацию. Решение комиссии оформляется

актом.

Для ввода лазерного изделия III и IV класса в эксплуатацию комиссии

должна быть представлена следующая документация:

паспорт на лазерное изделие;

инструкция по эксплуатации и технике безопасности;

утвержденный план размещения лазерных изделий;

санитарный паспорт.

Средства коллективной защиты от лазерного излучения согласно ГОСТ

12.1.040–83 включают:

оградительные устройства;

предохранительные устройства;

устройства автоматического контроля и сигнализации;

устройства дистанционного управления;

символы органов управления;

знаки безопасности.

Оградительные средства защиты от лазерного излучения подразделя-

ют:

по способу применения – на стационарные и передвижные;

конструкции – откидные, раздвижные, съемные;

способу изготовления – на сплошные, со смотровыми стеклами, с от-

верстием переменного диаметра;

структурному признаку – на простые, составные (комбинированные);

виду применяемого материала – на неорганические, органические,

комбинированные;

принципу ослабления – на поглощающие, отражающие, комбиниро-

ванные;

степени ослабления – непрозрачные, частично прозрачные;

конструктивному исполнению – на заглушки, затворы, кожухи, ко-

зырьки, колпаки, крышки, камеры, кабины, перегородки, смотровые окна,

ширмы, щитки, шторы, экраны, щиты и др.

Предохранительные средства защиты от лазерного излучения подраз-

деляют по конструктивному исполнению:

на оптические устройства для визуального наблюдения и юстировки с

вмонтированными светофильтрами;

юстировочные лазеры;

телеметрические и телевизионные системы наблюдения;

индикаторные устройства.

СИЗ от лазерного излучения включают в себя средства защиты глаз и

лица (защитные очки, щитки, насадки), средства защиты рук, специальную

одежду.

Для оценки тех характеристик лазерного излучения, которые опреде-

ляют его способность вызывать биологические эффекты, и сопоставлении их

с нормируемыми величинами проводят дозиметрический контроль лазерного

излучения. Различают две формы дозиметрического контроля:

предупредительный (оперативный) дозиметрический контроль;

индивидуальный дозиметрический контроль.

Предупредительный дозиметрический контроль заключается в опреде-

лении максимальных уровней энергетических параметров лазерного излуче-

ния в точках на границе рабочей зоны.

Индивидуальный дозиметрический контроль заключается в измерении

уровней энергетических параметров излучения, воздействующего на глаза

(кожу) конкретного работающего в течение рабочего дня.

Предупредительный дозиметрический контроль проводят в соответст-

вии с регламентом, утвержденным администрацией предприятия, но не реже

одного раза в год в порядке текущего санитарного надзора, а также:

при приемке в эксплуатацию новых лазерных изделий II–IV классов;

внесении изменений в конструкцию действующих лазерных изделий;

изменении конструкции средств коллективной защиты;

проведении экспериментальных и наладочных работ;

аттестации рабочих мест;

организации новых рабочих мест.

Индивидуальный дозиметрический контроль проводится при работе на

открытых лазерных установках (экспериментальные стенды), а также в тех

случаях, когда не исключено случайное воздействие лазерного излучения на

глаза и кожу.

При дозиметрическом контроле лазерного излучения с известными па-

раметрами измеряют облученность и энергетическую экспозицию.

При дозиметрическом контроле лазерного излучения с неизвестными

параметрами измеряют:

облученность;

энергетическую экспозицию;

длину волны излучения;

длительность импульсов излучения;

длительность воздействия лазерного излучения;

частоту повторения импульсов излучения;

угловой размер источника излучения по отношению к заданной точке

контроля.

При проведении контроля используют дозиметры лазерного излучения,

которые должны соответствовать требованиям ГОСТ 24469.

Литература: [11, 68, 67, 75–78, 82, 85, 119, 157].

Вопросы для самоконтроля

1. Лазерное излучение, его характеристики и опасность для человека.

2. Объясните понятие «лазерная безопасность».

3. Методы и средства обеспечения лазерной безопасности.

4. Нормирование ПДУ лазерного излучения.

5. СИЗ от лазерного излучения.

6. Классификация дозиметров для контроля лазерного излучения.

Тема 7. Радиационная безопасность

Источники ионизирующих излучений, их классификация и действие на

человека.

Нормирование ионизирующих излучений и их контроль.

Радиационная безопасность и принципы ее обеспечения.

Средства коллективной и индивидуальной защиты от ионизирующих

излучений.

Дозиметрический и радиометрический контроль.

Указания к изучению темы

Ионизирующие излучения – это излучения, взаимодействие которых со

средой приводит к образованию зарядов разных знаков. Источники ионизи-

рующих излучений (ИИ) бывают естественные (космические лучи, естест-

венно распределенные на Земле радиоактивные вещества, радиоактивные во-

ды и др.) и техногеннные (ядерные реакторы, ядерные материалы и др.). Для

контроля и автоматизации производственных процессов применяют уровне-

меры, плотномеры, толщиномеры, рентгено- и гамма-дефектоскопы, ускори-

тели и др. Техногенные источники излучения классифицируют на закрытые и

открытие.

Закрытыми ИИ называются источники ионизирующих излучений, уст-

ройство которых исключает поступление содержащихся в нем радионукли-

дов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он

рассчитан, при соблюдении установленных и контролируемых условий.

Открытыми ИИ называются источники излучений, при использовании

которых возможно поступление содержащихся в них радионуклидов в окру-

жающую среду.

К ионизирующим излучениям относятся:

рентгеновское и γ-излучение; они различны только по происхождению:

рентгеновское – возникает при работе определенных электрических уст-

ройств (например, рентгеновской трубки); а γ-излучение – при ядерных реак-

циях;

α-излучение – это поток частиц, являющихся ядрами атома гелия. Со-

стоит из двух протонов и двух нейтронов;

β-излучение – это поток электронов, имеющих отрицательный заряд;

нейтронное излучение – нейтральные элементарные частицы. Посколь-

ку нейтроны не имеют электрического заряда, при прохождении через веще-

ство они взаимодействуют только с ядрами атомов. Их можно получать ис-

кусственно при искусственно вызванном радиоактивном распаде (например,

при ядерном взрыве или при работе ядерных реакторов).

Излучения характеризуются по их ионизирующей и проникающей спо-

собности. Ионизирующая способность излучения определяется удельной ио-

низацией, т. е. числом пар ионов, создаваемых частицей в единице объема

массы среды или на единице длины пути. Излучения различных видов обла-

дают различной ионизирующей способностью. Проникающая способность

излучений определяется величиной пробега (это путь, пройденный частицей

в веществе до ее полной остановки, обусловленной тем или иным видом

взаимодействия):

α-частицы обладают наибольшей ионизирующей способностью и наи-

меньшей проникающей способностью. Их удельная ионизация изменяется от

25 до 60 тыс. пар ионов на 1 см пути в воздухе. Длина пробега этих частиц в

воздухе составляет несколько см, а в мягкой биологической ткани – несколь-

ко десятков микрон. Они не могут проникнуть ни через одежду человека, ни

через кожный эпителий, поэтому если источник излучения этих частиц рас-

положен вне организма (внешнее облучение), он не представляет опасности

для здоровья. При попадании же этого источника внутрь организма с пищей

и/или водой (внутреннее облучение), α-частицы становятся наиболее опас-

ными для человека;

β-излучение имеет существенно меньшую ионизирующую способность

и большую проникающую способность. Средняя величина удельной иониза-

ции в воздухе составляет около 100 пар ионов на 1 см пути, а максимальный

пробег достигает нескольких метров при больших энергиях. Задерживается

одеждой, кожным эпителием, вызывая пигментацию, ожоги и язвы на теле.

Как и α-частицы, β-излучение наиболее опасно при внутреннем облучении;

рентгеновское и γ-излучения обладают большой проникающей способ-

ностью и легко проходят через тело человека, что представляет опасность

для здоровья;

нейтронное излучение обладает высокой проникающей способностью,

зависящей от плотности облучаемого вещества и энергии нейтронов. Оно

опасно как при внешнем, так и при внутреннем облучении.

Проходя через биологический объект ионизирующие излучения всту-

пают с ним в реакцию, рассеивая значительную часть своей энергии. Хаоти-

ческая ионизация и возбуждение при рассеивании энергии происходят во

всех типах молекул облучаемого объекта. В результате воздействия ионизи-

рующих излучений происходит разрыв молекулярных связей и изменение

химической структуры различных соединений, что в свою очередь приводит

к гибели клеток.

Еще более существенную роль в формировании биологических послед-

ствий играют продукты радиолиза воды, которая составляет 60–70 % массы

биологической ткани. Под действием ионизирующих излучений на воду об-

разуются свободные радикалы Н и ОН, а в присутствии кислорода также

свободный радикал гидропероксида (НО

) и пероксида водорода (Н

), яв-

ляющиеся сильными окислителями. Продукты радиолиза вступают в хими-

ческие реакции с молекулами белка, ферментов и других структурных эле-

ментов биологической ткани. В результате этого нарушаются обменные про-

цессы, подавляется активность ферментных систем, замедляется и прекраща-

ется рост тканей, возникают новые химические соединения, не свойственные

здоровому организму – токсины.

Интенсивность химических реакций, индуцированных свободными ра-

дикалами, повышается, и в них вовлекаются многие сотни и тысячи молекул,

не затронутых облучением. В этом состоит специфика действия ионизирую-

щих излучений на биологические объекты, то есть производимый излучени-

ем эффект обусловлен не столько количеством поглощенной энергии в облу-

чаемом объекте, сколько той формой, в которой эта энергия передается. Ни-

какой другой вид энергии (тепловой, электрической и др.), поглощенной

биологическим объектом в том же количестве, не приводит к таким измене-

ниям, какие вызывает ионизирующее излучение.

При работе с источниками ионизирующего излучения работник под-

вергается воздействию производственных факторов, которые могут оказы-

вать неблагоприятное воздействие в ближайшем или отдаленном периоде на

состояние здоровья работника и его потомство.

Ионизирующие излучения при воздействии на организм могут вызы-

вать два вида неблагоприятных эффектов, которые клинической медициной

относят к болезням: детерминированные (лучевая болезнь, лучевой дерматит,

лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и др.) и

стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные

опухоли, лейкозы, наследственные болезни).

Наблюдения и эксперименты выявили общую закономерность воздей-

ствия ионизирующих излучений: степень воздействия увеличивается про-

порционально увеличению энергии, поглощенной объектом.

Количественной мерой этого воздействия служит поглощенная доза –

средняя энергия, переданная излучением единице массы вещества. Единица

поглощенной дозы – грэй (Гр).

Исследования биологических эффектов, вызываемых ионизирующими

излучениями, показали, что разница между эффектами при одной и той же

поглощенной дозе обусловлена не только количеством поглощенной энер-

гии, но и видами излучения. Принято сравнивать биологические эффекты,

вызываемые любыми ионизирующими излучениями, с эффектами от рентге-

новского и γ-излучения, т. е. для учета этого введено понятие эквивалентной

дозы Д

ЭКВ

= Д

где Д

– поглощенная доза; Q – коэффициент, учитывающий разные виды

излучений. Ниже приведены значения Q:

фотоны 1

электроны 1

нейтроны с различной энергией 5–20

альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра 20

В качестве единицы измерения эквивалентной дозы принят зиверт (Зв),

в честь радиолога Рольфа Зиверта. Применяют также специальную единицу

эквивалентной дозы – бэр (биологический эквивалент рада); 1 бэр = 0,01 Зв.

Опасность ионизирующих излучений в значительной степени зависит

от того, какой орган, ткань человека подвергается облучению. Поскольку

разные органы и ткани обладают различной радиочувствительностью и роль

их в поддержании нормальной жизнедеятельности организма неодинакова,

дозы облучения органов и тканей определяют с учетом множителей – взве-

шивающих коэффициентов

Умножив эквивалентные дозы на соответствующие взвешивающие ко-

эффициенты и просуммировав по всем органам и тканям, получим эффек-

тивную эквивалентную дозу, отражающую суммарный эффект облучения для

организма. Эта доза также измеряется в Зв.

Радиационная безопасность представляет собой деятельность, связан-

ную с осуществлением комплекса технических, организационных и лечебно-

профилактических мероприятий от воздействия источников ионизирующих

излучений на человека и окружающую среду. Вопросы радиационной безо-

пасности регламентируются:

Федеральным законом «О санитарно-эпидемиологическом благополу-

чии населения;

Федеральным законом «О радиационной безопасности населения»;

Федеральным законом «Об использовании атомной энергии»;

Нормами радиационной безопасности (НРБ–99): СП 2.6.1.758–99;

Основными санитарными правилами обеспечения радиационной безо-

пасности (ОСПОРБ–99): СП 2.6.1.799–99;

Руководством Р 2.2/2.6.1.1195–03 «Гигиенические критерии оценки ус-

ловий труда и классификации рабочих мест при работах с источниками ио-

низирующих излучений»;

СП 2.6.1.1283–03 «Обеспечение радиационной безопасности при рент-

геновской дефектоскопии»;

СП 2.6.1.1284–03 «Обеспечение радиационной безопасности при ра-

дионуклидной дефектоскопии»;

НП-043–03 «Требования к устройству и безопасной эксплуатации гру-

зоподъемных кранов для объектов использования атомной энергии»;

РД 07-10–2001 «Методические указания по осуществлению надзора за

обеспечением радиационной безопасности при эксплуатации приборов не-

разрушающего контроля, содержащих радиоактивные вещества (гамма-

дефектоскопов)»;

Правила безопасности при транспортировании радиоактивных веществ

(ПБТРВ–73);

РД 03-43–98 «Положение об организации государственного надзора за

безопасностью при использовании атомной энергии»;

РД 07-04–99 «Инструкция по осуществлению надзора за радиационной

безопасностью при производстве, обращении и использовании радиоактив-

ных веществ, изделий на их основе и обращении с радиоактивными отхода-

ми» и др.

Выбор тех или иных защитных мероприятий зависит от группы облу-

чаемых лиц, конкретных условий труда с источниками ионизирующих излу-

чений (ИИ) и технологии выполняемой работы.

Установлены три группы облучаемых лиц:

А – персонал (лица, работающие с источниками ИИ);

Б – персонал (лица, которые непосредственно не работают с источни-

ками ИИ, но по условиям размещения рабочих мест или условиям прожива-

ния могут подвергаться воздействию источников);

В – население области, края, республики, страны.

Защитные мероприятия, обеспечивающие радиационную безопасность,

основаны на знании законов распределения ИИ и характера их взаимодейст-

вия с веществом. Главные из них следующие:

доза внешнего облучения пропорциональна интенсивности излучения

(мощности дозы) и времени его воздействия;

интенсивность излучения от точечного источника (для точечного ис-

точника его размеры в 10 раз менее расстояния до точки измерения) пропор-

циональна количеству квантов или частиц, испускаемых им в единицу вре-

мени, и обратно пропорциональна квадрату расстояния от источника до точ-

ки излучения;

при экранировании источника ИИ интенсивность излучения убывает по

экспоненциальному закону в зависимости от толщины экранов и удельной

массы материалов, из которых изготовлены экраны;

распространение радиоактивных аэрозолей в воздушной среде и их

оседание на местностях и на поверхности зданий, сооружений и технических

средств, создающее радиоактивное загрязнение, зависит от состояния атмо-

сферы, погодных и климатических условий.

Из этих закономерностей вытекают основные принципы обеспечения

радиационной безопасности:

защита временем;

защита расстоянием;

защита экранированием;

защита ограничением поступления радионуклидов в организм челове-

ка.

Защита временем основана на сокращении времени работы с источни-

ками ИИ, что позволяет уменьшить дозы облучения персонала. Этот принцип

особенно часто применяют при работе персонала с малыми активностями.

Защита расстоянием – это простой и достаточно надежный способ за-

щиты, связанный со способностью излучения терять свою энергию при взаи-

модействии с веществом: чем больше расстояние от источника ИИ, тем

больше процессов взаимодействия излучения с атомами и молекулами, что в

конечном итоге приводит к уменьшению дозы облучения персонала.

Экранирование источников ИИ – размещение источника ИИ в ампулах,

контейнерах и других герметизирующих устройствах является наиболее эф-

фективным способом защиты. В зависимости от вида ИИ для экранирования

применяют различные материалы.

Средства коллективной защиты от ИИ согласно ГОСТ 12.4.120–83 в за-

висимости от их назначения подразделяют:

на средства защиты от внешнего облучения;

средства защиты от внутреннего облучения;

средства защиты от комбинированного (внешнего и внутреннего) об-

лучения;

средства защиты общего применения.

Средства защиты от внешнего облучения закрытыми источниками ИИ

по конструктивному исполнению подразделяют на оградительные и преду-

предительные устройства.

Оградительные устройства по способу защиты подразделяют на сухие

(стационарные и передвижные), жидкостные и смешанные.

Предупредительные устройства по конструктивному исполнению под-

разделяют на дисциплинирующие и ограничительные барьеры. Наиболее

распространенным средством защиты из предупредительных устройств яв-

ляются экраны, материал и толщина которых определяются энергией излуче-

ния.

Средства защиты от внутреннего облучения открытыми источниками

ИИ в зависимости от способа защиты подразделяют:

на герметизирующие устройства (защитные камеры, защитные боксы,

защитные сейфы, капсулы);

защитные покрытия (лакокрасочные, полимерные, металлические, ке-

рамические, стеклянные);

устройства очистки воздуха и жидкостей (вентиляционные, фильт-

рующие, конденсационные, фиксирующие);

средства дезактивации (дезактивирующие растворы, дезактивирующие

сухие материалы).

Средства защиты от комбинированного облучения включают сочетание

устройств, перечисленных выше.

Средства защиты общего применения подразделяют:

на устройства автоматического контроля и сигнализации (устройства

блокировок, устройства сигнализации);

устройства дистанционного управления;

средства защиты при транспортировании и временном хранении радио-

активных веществ (контейнеры, упаковочные комплекты);

знаки безопасности (знак радиационной опасности, предупредительные

надписи – мощность дозы излучени, уровни радиоактивного загрязнения) –

должны быть видны на расстоянии не менее 3 м;

емкости радиоактивных отходов.

К СИЗ при работе с источниками ИИ относятся:

спецодежда основная (комбинезоны, костюмы, халаты, берет или

шлем) и дополнительная (пленочные фартуки, нарукавники, полухалаты, по-

лукомбинезоны и т. п.);

СИЗ органов дыхания (респираторы, противогазы, пневмомаски, пнев-

мошлемы, пневмокуртки и др.);

изолирующие костюмы (пневмокостюмы, костюмы из прорезиненной

ткани и т. п.);

спецобувь основная (обувь специального назначения с верхом из лав-

сановой или пропиленовой ткани или обувь кожаная) и дополнительная (ре-

зиновые сапоги, пластикатовые чулки, следы, бахилы и др.);

средства защиты рук (резиновые, пленочные и хлопчатобумажные пер-

чатки, рукавицы);

средства защиты глаз и лица (защитные очки, щитки и др.);

средства защиты органов слуха (противошумные вкладыши, наушники

и др.);

специальные средства защиты (например, средства защиты сварщика,

работающего в условиях радиоактивного загрязнения);

аварийные комплекты и др.

Выбор СИЗ основывается на результатах обследований условий труда

персонала, включающих определение уровней радиоактивного загрязнения, а

также изучение параметров микроклимата, характера и тяжести выполняемой

работы на всех основных производственных участках, особенно при выпол-

нении ремонтных операций.

Выбор и создание аварийных комплектов СИЗ основывается на про-

гнозировании радиационной обстановки и микроклимата в условиях вероят-

ных аварийных ситуаций и необходимости проведения работ по ликвидации

аварии. В аварийный комплект СИЗ входят СИЗОД, обеспечивающие защиту

от различных соединений радиоактивного йода.

Загрязненную спецодежду и дополнительные СИЗ, а также спецобувь

систематически подвергают дезактивации, а нательное белье, носки и поло-

тенца – стирке с обеспечением необходимой дезинфекции. Спецодежду, за-

грязненную радиоактивными веществами в пределах установленных допус-

тимых уровней, по гигиеническим соображениям направляют на дезактива-

цию 1 раз в неделю. Спецодежду, уровни загрязнения которой превышают

допустимые (контрольные) уровни, сразу после использования направляют

на дезактивацию. Нательное белье направляют в стирку одновременно со

спецодеждой, носки и полотенца – после каждого использования.

В случае загрязнения радиоактивными веществами личная одежда и

обувь подлежит дезактивации под контролем службы радиационной безо-

пасности, а в случае невозможности дезактивации личная одежда подлежит

захоронению как радиоактивные отходы.

Радиационный контроль – это получение информации об индивидуаль-

ных и коллективных дозах облучения персонала и населения при всех усло-

виях жизнедеятельности человека, а также сведений о всех регламентируе-

мых величинах, характеризующих радиационную обстановку. Объектами ра-

диационного контроля являются:

персонал групп А и Б;

население при воздействии на него природных и техногенных источни-

ков излучения;