Михнюк Т.Ф. Охрана труда

Подождите немного. Документ загружается.

161

формуле

⋅

=⋅= ,

где h – постоянная Планка, равная 6,623

⋅10

-27

эрг/с; ν – частота излучения,

-1

; с – скорость распространения излучения в вакууме, равная 3⋅10

см/с; λ –

длина волны, см.

Рентгеновские лучи обладают незначительным ионизирующим действием

(несколько пар ионов на 1 см пробега в воздухе) и большой глубиной

проникновения, чем также как и гамма-лучи опасны для внутренних органов

человека.

Прохождение фотонного излучения (

γ-излучение, рентгеновское

излучение) через вещество в общем не может быть охарактеризовано понятием

пробега. Это обусловливается тем, что ослабление потока электромагнитного

излучения в веществе происходит по экспоненциальному закону, особенностью

которого является отсутствие возможности экспоненциальных кривых

пересекаться с осью абсцисс. Это означает, что какой бы ни была толщина слоя

вещества, полностью ослабить

интенсивность фотонного излучения

невозможно. Для заряженных же частиц (

α, β, n) существует минимальная

толщина слоя вещества-поглотителя (пробег), где происходит полное

поглощение их потока.

3.6.4 Воздействие ионизирующих излучений на организм человека

Степень воздействия ионизирующих излучений на организм человека, его

реакция зависит от дозы излучения, ее мощности, плотности ионизации

излучения, вида облучения, продолжительности воздействия, индивидуальной

чувствительности, психофизиологического состояния организма и др. Под

влиянием ионизирующих излучений в живой ткани в результате поглощения

энергии могут происходить сложные физические и биологические процессы.

Ионизация и возбуждение тканей

приводят к разрыву молекулярных связей и

изменение химической структуры различных соединений, механизма митоза

(деления) клеток, хромосомного аппарата, блокирование процессов обновления

и дифференцирования клеток.

Наиболее чувствительными к действию радиации являются клетки

постоянно обновляющихся тканей и органов (костный мозг, половые железы,

селезенка и др.).

Указанные изменения на клеточном уровне могут приводить к

нарушениям функций отдельных органов и межорганных связей, нарушению

нормальной жизнедеятельности всего организма и к его гибели.

Облучение организма может быть внешним, когда источник излучения

находится вне организма и внутренним – при попадании радионуклидов

внутрь организма через пищеварительный тракт, органы дыхания и кожу.

При внешнем облучении наиболее опасными являются нейтронное, гамма

рентгеновское излучения. Альфа- и бета-частицы из-за их незначительной

162

проникающей способности приводят в основном к кожным поражениям.

Внутреннее облучение опасно тем, что оно вызывает на различных

органах долго незаживающие язвы.

Нарушения биологических процессов могут быть либо обратимыми,

когда нормальная работа клеток облученной ткани полностью

восстанавливается, либо необратимыми, ведущими к поражению отдельных

органов или всего организма и возникновению лучевой болезни – острой

или

хронической.

Острая форма лучевой болезни возникает в результате облучения

большими дозами в короткий промежуток времени. Хронические поражения

развиваются в результате систематического облучения и малыми дозами.

Негативные биологические эффекты хронического облучения накапливаются в

организме в течение длительного времени и мало зависят от мощности дозы.

Облучение людей ионизирующими излучениями может привести

соматическим, сомато-стохастическим и генетическим последствиям.

Соматические эффекты проявляются в виде острой или хронической

лучевой болезни всего организма, а также в виде локальных лучевых

повреждений.

Сомато-стохастические реакции относятся к отдаленным повреждениям в

виде сокращения продолжительности жизни, злокачественных изменений

кровообразующих клеток (лейкозы), опухоли различных органов и клеток.

Генетические эффекты проявляются

в последующих поколениях в виде

генных мутаций как результат действия облучения на половые клетки при

уровнях дозы не опасных данному индивиду.

Острая лучевая болезнь характеризуется цикличностью протекания со

следующими периодами: период первичной реакции; скрытый период; период

формирования болезни; восстановительный период; период отдаленных

последствий и исходов заболевания.

Хроническая лучевая болезнь формируется

постепенно при длительном и

систематическом облучении дозами, превышающими допустимые (и близкими

к ним), при внешнем и внутреннем облучении.

Лучевая болезнь может быть легкой (I ступень), средней (II ступень) и

тяжелая (III ступень).

Первая ступень лучевой болезни проявляется в виде незначительной

головной боли, вялости, слабости, нарушении сна, аппетита и др.

Вторая ступень характеризуется усилением указанных

симптомов и

нервно-регуляторных нарушений с появлением функциональной

недостаточности пищеварительных желез, нервной и сердечно-сосудистой

систем, нарушением некоторых обменных процессов, стойкой лейко- и

тромбоцитопенией.

При тяжелой (III) степени, кроме того, развивается анемия, появляется

резкая лейко- и тромбоцитопения, возникают атрофические процессы в

слизистой желудочно-кишечного тракта и др. (изменения в центральной

нервной

системе, выпадение волос).

163

Отдаленные последствия лучевой болезни проявляются в повышенной

предрасположенности организма к злокачественным опухолям и болезням

кроветворной системы.

Опасность радионуклидов, попавших внутрь организма обусловливается

рядом причин, основными из которых являются способность некоторых из них

избирательно накапливаться в отдельных органах, увеличением времени

облучения до выведения нуклида из организма и его радиоактивного распада,

ростом опасности

высокоионизующих альфа- и бета-частиц, которое

малоопасны при внешнем облучении.

3.6.5 Нормирование и гигиеническая оценка ионизирующих излучений

Оценка биологических эффектов при воздействии ионизирующих

излучений проводится по количеству энергии, которое поглощается веществом

и степени ионизации вещества.

С этой целью в качестве количественных характеристик (параметров)

излучения применяются, соответственно, поглощенная доза (

.погл

Д ) и

экспозиционная доза (

.эксп

Д ).

Поглощенная доза определяется как количество энергии (

поглощенной единицей массы веществом (

), т.е.

погл

Гр

эрг

кг

Дж

⎟

⎠

⎞

⎜

⎝

⎛

Единицей измерений поглощенной дозы в системе СИ является грей (Гр).

Внесистемной единицей является рад (1 Гр = 1 Дж/кг = 100 эрг/г = 100 рад).

Поглощенная доза излучения зависит от свойств излучения и

поглощающей среды. Она служит однозначной характеристикой

ионизирующего излучения по его воздействию на среду. Это обусловлено тем,

что между параметрами, характеризующими такие виды

излучения как α-

частицы,

β-частицы, протоны и параметром, характеризующим ионизационную

способность излучения в среде имеется прямая зависимость. Для

γ- и

рентгеновского излучений такой зависимости нет, так как эти виды излучений

являются косвенно ионизирующими. Поэтому поглощенная доза не может

служить характеристикой этих излучений по их воздействию на среду.

В связи с тем, что повреждение тканей и другие биоэффекты, зависят не

только от количества поглощенной энергии, но и от ее пространственного

распределения, т.е. от линейной плотности ионизации (чем выше линейная

плотность ионизации, тем больше степень биологического повреждения), на

практике используется эквивалентная доза (

.экв

Д ), которая определяется

равенством

кпоглэкв

КДД

⋅

, Зв,

где

.погл

Д – поглощенная доза, Гр;

– коэффициент качества,

характеризующий зависимость биоэффектов при малых дозах облучения

164

человека от линейной плотности ионизации, т.е. от вида излучения.

Значение коэффициентов качества для отдельных видов излучения

следующие:

фотоны любых энергий – 1;

электроны с энергией менее 10 кэВ – 1;

нейтроны с энергией менее 10 кэВ – 5; от 10 кэВ до 100 кэВ – 10; от

100 кэВ до 2 МэВ – 20; от 2 МэВ до 20 МэВ – 10; более 20 МэВ – 5.

альфа-частицы, тяжелые ядра – 20.

В качестве единицы измерения эквивалентной дозы используется зиверт

(Зв) (1 Зв = 1 Гр/Кк = 1 Дж/кг). То есть зиверт равен эквивалентной дозе

излучения, при которой поглощенная доза равна 1 Гр при коэффициенте

качества равном единице. Внесистемной единицей измерения эквивалентной

дозы является бэр (биологический эквивалент рада): 1 бэр = 0,01 Зв. Бэр

представляет

собой такое количество энергии, поглощенное 1 г биологической

ткани, при котором наблюдается тот же биологический эффект, что и при

поглощенной дозе излучения 1 рад рентгеновского или

γ-излучений, имеющих

коэффициент качества равным единице.

Коэффициент качества, определенным образом связанный с линейной

плотностью ионизации (линейной передачей энергии частиц в среде на единицу

длины пути), используется для сравнения биологического действия различных

видов излучений только при расчетах радиационной защиты при

эквивалентных дозах

25,0<

экв

Д Зв (25 бэр).

Экспозиционная доза (

.эксп

Д ) используется преимущественно для

измерения и оценки гамма и рентгеновского излучений. Экспозиционная доза

выражает энергию фотонного излучения, преобразованную в кинетическую

энергию вторичных электронов, производящих ионизацию в единице массы

атмосферного воздуха. Она определяется как отношение величины, заряда,

возникшего в результате ионизации в элементе объема (

), т.е.

кг

Кл

эксп

⎟

⎠

⎞

⎜

⎝

⎛

Единицей измерения экспозиционной дозы является кулон на килограмм

(Кл/кг). Это такая доза рентгеновского или

γ-излучения, при воздействии

которой на 1 кг сухого атмосферного воздуха при нормальных условиях

образуются ионы, несущие один нуклон электричества каждого знака.

На практике широко используется внесистемная единица экспозиционной

доз – рентген (Р). 1 Р =2,58 10

-4

Кл/кг.

Между поглощенной дозой в эрг/г или эрг/см

и экспозиционной дозой

в 1 Р имеет место следующее соотношение: 1 Р = 88 эрг/г или 0,114 эрг/см

воздуха. Эти значения поглощенной дозы называются энергетическими

эквивалентными рентгена.

Поглощенная в каком-либо веществе доза рентгеновского и

γ-излучения

может быть определена в виде экспозиционной дозы с помощью следующего

соотношения:

165

РДГрД

эксп

погл

,108,8

⋅⋅⋅=

−

где

– массовые коэффициент ослабления (см

/г) для исследуемого

вещества и воздуха соответственно.

Так как биологический эффект облучения ионизирующими излучениями

зависит не только от величины дозы, но и скорости ее получения, в дозиметрии

ионизирующих излучений используется понятие «мощности дозы», т.е. дозы

получаемой объектов в единицу времени (

). В соответствии с этим мощность

поглощенной дозы (

погл

Р ), мощность эквивалентной дозы (

экв

Р ) и мощность

экспозиционной дозы (

эксп

Р ) определяются следующими выражениями:

погл

Р =

, Гр/с;

экв

Р =

, Зв/с;

эксп

Р =

, Кл/кг⋅с, (Р/с);

где

t - продолжительность облучения, ч.

Учет чувствительности разных органов тела человека к ионизирующим

излучениям производится с помощью коэффициентов радиационного риска (

w),

рекомендованными Международной комиссией по радиационной защите.

Умножив эквивалентные дозы на коэффициент радиационного риска и

просуммировав их по всем органам, определяется эффективная эквивалентная

доза (

.. эффэкв

Д , Зв), т.е.

∑

⋅=

i.i..

эквэффэкв

ДД

, Зв.

Эффективная эквивалентная доза отражает суммарный эффект облучения

всего организма.

Согласно нормативной документации устанавливаются две категории

облучаемых лиц – персонал и все население. К персоналу относятся лица,

работающие с техническими источниками (группа А) или находящиеся по

условиям работы в сфере их воздействия (группа Б). Предел индивидуального

радиационного риска, то есть вероятности

того, что облучение повлечет за

собой какие-либо конкретные вредные последствия для жизни человека, для

техногенного облучения лиц из персонала принимается равным 10

-3

за год, для

населения 5,0 10

-5

за год. Уровень пренебрежимого риска принимается равным

-6

за год.

Для указанных категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса

нормативов:

основные дозовые пределы (табл. 3.21);

допустимые уровни для одного радионуклида или одного вида

внешнего облучения, пути поступления, являющиеся производными от

основных дозовых пределов: пределы годового поступления; допустимые

среднегодовые объемные активности (ДОА); удельные активности (ДУА) и др.;

контрольные уровни (дозы), устанавливаемые администрацией

учреждений по согласованию с органами Госсанэпиднадзора представлены в

табл. 3.21.

166

Таблица 3.22

Дозовые пределы

Нормируемые

величины

лица из персонала (группа А) лица из населения

Эффективная доза

20 мЗв в год в среднем за

любые последовательные 5

лет, но не более 50 мЗв в год

1 мЗв в год в среднем за

любые последовательные 5

лет, но не более 5 мЗв в год

Эквивалентная доза за год

в хрусталике

150 мЗв 15 мЗв

Коже 500 мЗв 50 мЗв

Кистях и стопах 500 мЗв 50 мЗв

Основные дозовые пределы облучения персонала и населения не

включают в себя дозы от естественных (природных), медицинских источников

и дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения

устанавливаются специальные ограничения.

Годовая эффективная доза облучения принимается равной сумме

эффективной дозы внешнего облучения, накопленной за календарный год, и

ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения,

обусловленной

поступлением в организм радионуклидов за этот же период. Интервал времени

для определения величины ожидаемой эффективной дозы устанавливается

равным 50 лет для лиц из персонала и 70 лет – для лиц из населения.

Для каждой категории облучаемых лиц допустимое годовое поступление

радионуклида рассчитывается путем деления годового предела дозы на

соответствующий дозовый коэффициент.

3.6.6 Методы и средства измерения ионизирующих излучений

Для количественной и качественной оценки ионизирующих излучений,

необходимой для обеспечения радиационной безопасности, применяются

радиометры, дозиметры и спектрометры.

Радиометры предназначены для определения количества радиоактивных

веществ (радионуклидов) или потока излучения (например, газоразрядные

счетчики Геймера-Мюллера).

Дозиметры позволяют измерять мощность поглощенной или

экспозиционной дозы.

Спектрометры служат для регистрации и анализа энергетического

спектра и идентификации

на этой основе излучающих радионуклидов.

Во всех приборах измерения и регистрации проникающих излучений

167

используется один и тот же принцип, позволяющий измерять эффекты,

возникающие в процессе взаимодействия излучения с веществом.

Наиболее распространенным методом регистрации ионизирующих

излучений является ионизационный метод, основанный на измерении степени

ионизации среды, через которую проходит излучение. Реализация этого метода

осуществляется с помощью ионизационных камер или счетчиков, служащих

датчиком. Ионизационная камера представляет собой

конденсатор, состоящий

из двух электродов, между которыми находится газ. Электрическое поле между

электродами создается от внешнего источника. При отсутствии радиоактивного

источника ионизации в камере не происходит и измерительный прибор тока

показывает его отсутствие. Под воздействием ионизирующего излучения в газе

камеры возникают положительные и отрицательные ионы. Под действием

электрического поля отрицательные

ионы движутся к положительно

зараженному электроду, а положительные – к отрицательному электроду. В

результате возникает ток, который регистрируется измерительным прибором.

Сцинтилляционный метод регистрации излучений основан на измерении

интенсивности световых вспышек, возникающих в люминесцирующем

веществе при прохождении через него ионизирующего излучения. Для

регистрации световых вспышек используются фотоэлектронные умножители.

Сцинтилляционные счетчики применяются для измерения

числа

зараженных частиц, гамма-квантов, быстрых и медленных нейтронов, а также

измерения мощности дозы от бета-, гамма- и нейтронного излучений. Кроме

того, такие счетчики применяются для исследования спектров гамма- и

нейтронного излучений.

Фотографический метод основан на фотохимических процессах,

возникающих при воздействии излучений на фотографическую пленку или

пластину. Способность фотоэмульсии регистрировать

излучение позволяет

установить зависимость между степенью потемнения пленки и поглощенной

дозой. Чаще всего этот метод используется для индивидуального контроля

дозы рентгеновского, гамма-, бета– и нейтронного излучений.

Для измерения больших мощностей дозы применяют менее

чувствительные методы, такие, например, как химические системы, в которых

под воздействием излучения происходят изменения в окрашивании растворов и

твердых тел, осаждении коллоидов, выделении газов из соединений. С этой же

целью применяются различные стекла, изменяющие свою окраску под

воздействием излучения, а также калориметрические методы, основанные на

измерении тепла, выделяемого в поглощающем веществе.

В последнее время все большее распространение получают

полупроводниковые, фото- и термолюминесцентные детекторы ионизирующих

излучений.

168

3.6.7 Принципы, методы и средства защиты от ионизирующих

излучений

Защита от ионизирующих излучений включает в себя:

организационные мероприятия (выполнение требований безопасности

при размещении предприятий; устройстве рабочих помещений и организации

рабочих мест; при работе с закрытыми и открытыми источниками; при

транспортировке, хранении и захоронении радиоактивных веществ, проведение

общего и индивидуального дозиметрического контроля);

медико-профилактические мероприятия (сокращенный рабочий день

до 4-6 ч, дополнительный отпуск до 24 раб. дней, медицинские осмотры через

6-12 мес., лечебно-профилактическое питание и др.);

инженерно-технические методы и средства (защита расстоянием и

временем, применение средств индивидуальной защиты, защитное

экранирование и др.).

К требованиям безопасности, которые необходимо выполнять при

размещении предприятий относятся:

создание внутри предприятия двух зон – контролируемой, в которой

для персонала возможно облучение свыше 0,3 ПДД, и неконтролируемой, в

которой условия труда таковы, что дозы облучения не могут превышать 0,3

годовой дозы;

образование (устройство) вокруг предприятия или учреждения

санитарно-защитной зоны, в которой запрещается размещение жилых зданий,

детских учреждений и других сооружений, не относящихся к предприятию.

Территория вокруг предприятия, на которой проживает население, относится к

зоне наблюдения.

Ширина санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения (в случае

необходимости ее организации) определяется расчетным путем по

выбросам

радионуклидов в воздух с учетом перспективного роста мощности

предприятия, а также метеорологических условий, влияющих на коэффициент

рассеяния выбросов в атмосфере. Критерии для установления ширины

санитарно-защитной зоны служат предел годового поступления (ПГП)

радиоактивных веществ через органы дыхания и предел дозы (ПД) внешнего

облучения ограниченной части населения.

3.6.8 Требования безопасности при работе с закрытыми и

открытыми источниками излучения

При использовании закрытых источников излучения, приборов,

аппаратов и установок с источниками (в том числе неизотопными)

ионизирующее излучение следует направлять к земле или в сторону, где

отсутствуют люди.

Необходимо максимально удалять источники от персонала и

ограничивать время пребывания людей вблизи источников, создавать

169

передвижные ограждения и защитные экраны, вывешивать предупредительные

знаки радиационной опасности, отчетливо видимые с расстояния не менее 3 м,

использовать специальные устройства дистанционного управления.

Все радиоактивные источники излучения в рабочем помещении должны

находиться в защитных контейнерах, а нерадиоактивные источники – в

обесточенном состоянии.

Помещения, где размещаются стационарные установки с мощными

источниками, должны оборудоваться блокировками

и сигнализацией при

превышении мощности дозы.

Загрязненный воздух, удаляемый из помещений, где ведутся работы с

радиоактивными веществами, необходимо подвергать очистке на фильтрах

(при превышении активности на выбросе допустимой концентрации для

воздуха рабочих помещений).

Жидкие отходы считаются радиоактивными, если содержание в них

радиоактивных веществ в три раза превышает допустимую концентрацию

питьевой

воды.

3.6.9 Требования радиационной безопасности при хранении и

транспортировке радиоактивных веществ

Для кратковременного хранения альфа-, бета- и гамма-источников

используются стационарные (конструктивно связанные со зданием) и

нестационарные (для гамма-источников) сейфы, стенки которых

изготавливаются из свинца, чугуна, стали и др.

Хранилища устраиваются на уровне нижних отметок здания и

оборудуются устройствами (сейфами, колодцами, нишами), ослабляющими

излучения до допустимых уровней.

Хранение радиоактивных веществ в

лаборатории разрешается в

количествах, не превышающих суточной потребности в сейфе под вытяжной

вентиляцией.

При транспортировке (перевозке, переноске) радиоактивных веществ

должны быть исключены их разлив и просыпание. Для этого используются

контейнеры, упакованные в тару.

3.6.10 Средства индивидуальной защиты

Средства индивидуальной защиты предназначены для защиты от

попадания радиоактивных загрязнений на кожу тела работающих и внутрь

организма, а также от альфа- и бета-излучений.

Для защиты всего тела применяется спецодежда в виде халатов,

шапочек, резиновых перчаток и др. При работах с изотопами большой

активности (>10 мКи) применяются комбинезоны, спецбелье, пленочные

хлорвиниловые фартуки и нарукавники, клееночные халаты, тапочки или

ботинки, для защиты рук – перчатки из просвинцованной резины, а защиты ног

170

– специальная пластиковая обувь.

Для защиты глаз применяются очки, стекло которых может быть

обычным (при альфа- и мягких бета-излучениях); органическим (при бета-

излучениях высоких энергий); свинцовое или с фосфатом вольфрама (при

гамма-излучениях); с боросилитатом кадмия или фтористыми соединениями

(при нейтронном облучении) и др.

При содержании радиоактивных веществ в паро-, газо- или пылевидном

состоянии для защиты

от них применяются очки закрытого типа с резиновой

полумаской.

Для защиты органов дыхания применяются респираторы или шланговые

приборы (противогазы), пневмокостюмы и пневмошлемы.

Для предотвращения или частичного ослабления воздействия

радионуклидов, попавших в организм

, а также для предупреждения отложения

их в организме и ускорения выведения рекомендуются такие меры как

промывание желудка и кишечника, использование адсорбентов, веществ для

замещения радионуклидов или комплексообразования с последующим

ускоренным их выведением из организма (сернокислый барий, глюконат

кальция, хлористый кальций, хлористый аммоний, пентацин, йодная настойка

или йодистый калий и др.).

3.6.11 Защитное экранирование

При проектировании и расчете защитных экранов определяют их

материал и толщину, которые зависят от вида излучения, энергии частиц и

квантов и необходимой кратности ослабления.

Расчет защитных экранов основывается на особенностях и

закономерностях взаимодействия различных видов излучения с веществом.

Для защит от альфа-частиц необходимо, чтобы толщина экрана (

)

превышала длину пробега альфа-частиц (

) в данном материале экрана

(

αα

Rd ≥

Пробег альфа-частиц с энергией 4-7 МэВ в воздухе при 15

С и 760 мм

рт.ст. определяется по формуле:

318,0

αα

⋅=

, см

где

- энергия альфа-частиц, МэВ.

При

4 МэВ,

αα

⋅

= 56,0

Пробег альфа-частиц с энергией 4-7 МэВ в веществе, отличном от

воздуха (

x), определяется по формуле:

возд

ЕА

ρρ

αα

10178,1R

⋅

⋅==

−

, см

где

- относительная атомная масса вещества;

- плотность данного

вещества, г/см