Основные принципы радиационной безопасности
Существует три принципа радиационной безопасности.
1. Принцип нормирования подразумевает соблюдение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующих излучений.
2. Принцип обоснования запрещает все виды деятельности по использованию ионизирующих излучений, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением.
3. Принцип оптимизации означает поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующих излучений.
При реализации этого принципа принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 человеко-зиверт (чел.-Зв) приводит к потере 1 человеко-года жизни.
Нормами радиационной безопасности устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:
1) персонал (группа А) — лица, работающие с техногенными источниками излучения;
2) персонал (группа Б) — лица, находящиеся по условиям работы в сфере воздействия излучения;
3) население — все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения.
Для этих категорий устанавливаются пределы эффективных и эквивалентных доз по трем группам органов (хрусталику глаза, коже, кистям и стопам) (табл. 4.14).
|
|
|
Таблица 4.14. Основные пределы доз (НРБ-99), мЗв
| Категория | Эффективная доза | Эквивалентная доза за год | ||
| Хрусталик глаза | Кожа | Кисти и стопы | ||
| Персонал: | ||||
| группа А | 20 (в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50) | 150 | 500 | 500 |
| группа Б | 5 (в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 12,5) | 37,5 | 125 | 125 |
| Население | 1 (в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5) | 15 | 50 | 50 |
Существует также опасность возникновения отдаленных эффектов и генетических последствий от воздействия радиации. Поэтому должны приниматься меры по максимально возможному ограничению облучения населения (в частности, при рентгенорадиологических исследованиях).
Доза внешнего облучения, полученного при работе с источником, зависит от активности источника, расстояния от него, времени облучения. Это создает возможность использовать указанные факторы для защиты от внешнего облучения. Правильное решение вопросов защиты возможно лишь на основании знания методов дозиметрии и принципов защиты.
Расчет основных параметров защиты от внешнего облучения
Рассмотрим расчеты, позволяющие создать безопасные условия работы с источниками ионизирующих излучений. Доза, полученная при работе с радионуклидами (Z), Зв), может быть рассчитана математически по формуле
|
|
|
где А — активность радионуклидов в источнике, мКи; Кg— постоянная для данного радионуклида; t— время облучения, ч; r — расстояние от облучателя, см.
Полученная таким образом величина не будет иметь высокой степени точности, так как отражает только общие закономерности и изменяется под влиянием большого числа факторов. Вместе с тем данная формула отражает общие закономерности формирования дозы облучения и поэтому может быть использована для получения принципиальной «формулы защиты».
Критерием при расчете параметров защиты от внешнего облучения является предел эффективной дозы, который для работающих с радиоактивными веществами (персонал, группа А) составляет 20 мЗв в год (см. табл. 4.14). Хотя в настоящее время предел доз на неделю не регламентируется, при расчетах удобнее пользоваться недельной дозой, которая при равномерном распределении годового облучения составляет 0,4 мЗв.
Подставив значение недельной дозы, приведя в соответствие единицы измерения величин и выразив расстояние в метрах, можно получить упрощенную формулу для расчета основных параметров защиты:
|
|
|
где Ag— активность источника облучения, Бк; t — время облучения за рабочую неделю, ч; r — расстояние от источника облучения, м; 1,8 × 108 — коэффициент пересчета.
Так как данная формула отражает соотношение между активностью источника, расстоянием и временем облучения при безопасных условиях работы, ее можно использовать для расчета основных параметров защиты.
Защита количеством заключается в определении предельно допустимой активности источника, с которой можно работать без экрана в течение данного времени на данном расстоянии.
Пример. Оператор постоянно работает на расстоянии 1 м от источника излучения в течение 36 ч в неделю. С какой максимальной активностью источника излучения он может работать?
В соответствии с формулой, Бк:
Защита временем заключается в определении срока работы с радиоактивным веществом в течение недели, при котором создаются безопасные условия (без превышения предела дозы) при постоянной работе.
Пример. В лаборатории работают с источником облучения активностью 5,6×107 Бк на расстоянии 1 м от него. Необходимо определить допустимое время работы (за неделю).
В соответствии с формулой, ч в неделю:
|
|
|
Защита расстоянием заключается в определении расстояния от работающего до источника излучения, на котором (при данном источнике и времени) можно работать безопасно.
Пример. Сестра радиологического отделения в течение 6 ч шесть дней в неделю готовит препараты радия активностью 5,8×106 Бк. На каком расстоянии от источника она должна работать?
В соответствии с формулой, м:
Защита экранами основана на способности материалов поглощать радиоактивное излучение. Интенсивность поглощения g-излучения прямо пропорциональна плотности материалов и их толщине и обратно пропорциональна энергии излучения.
При наружном облучении a-частицами в экранировании нет необходимости, так как a-частицы имеют небольшой пробег в воздухе и хорошо задерживаются другими материалами (например, лист бумаги их не пропускает). Для защиты от b-излучения следует применять легкие материалы: алюминий, стекло, пластмассы, так как при поглощении ими данного излучения образуется мягкое тормозное рентгеновское излучение в отличие от жесткого излучения при поглощении тяжелыми материалами. Слойалюминия толщиной 0,5 см полностью задерживает b-частицы. Для полной защиты от b-излучения целесообразно использовать двухслойные экраны: первый (из легкого материала) поглощает b-частицы; второй (из более тяжелого) рассеивает тормозное излучение. Для защиты от g-лучей следует применять экраны из тяжелых металлов: свинца, чугуна и других тяжелых материалов (бетона), наиболее хорошо рассеивающие излучение. Можно использовать также грунт, воду и т.д.
Толщину защитного экрана, который ослабит мощность g-излучения до предельно допустимых уровней, можно рассчитать двумя способами:
1) по таблицам (с учетом энергии излучения);
2) слою половинного ослабления (без учета энергии излучения).
В зависимости от энергии g-излучения его проникающая способность будет разной. Поэтому для точного расчета толщины защитных экранов составлены специальные таблицы, в которых учитывается кратность ослабления и энергия излучения (табл. 4.15).
Таблица 4.15. Толщина защитного экрана из свинца в зависимости от кратности ослабления и энергии g-излучения (широкий пучок), мм
| Кратность ослабления | Энергия g-излучения, МэВ | |||||||||||||||||||
| 0,1 | 0,2 | 0,3 | 0,4 | 0,5 | 0,6 | 0,7 | 0,8 | 0,9 | 1,0 | 1,25 | 1,5 | 1,75 | 2,0 | 2,5 | 3,0 | 4,0 | 6,0 | 8,0 | 10,0 | |
| 1,5 | 0,5 | 1,0 | 1,5 | 2,0 | 2,0 | 3,0 | 4,0 | 6,0 | 7,0 | 8,0 | 9,5 | 11,0 | 12,0 | 12,0 | 12,0 | 13,0 | 12,0 | 10,0 | 9,0 | 9,0 |
| 2 | 1,0 | 2,0 | 3,0 | 4,0 | 5,0 | 7,0 | 8,0 | 10,0 | 11,5 | 13,0 | 15,0 | 17,0 | 18,5 | 20,0 | 20,0 | 21,0 | 20,0 | 16,0 | 15,0 | 13,5 |
| 5 | 2,0 | 4,0 | 6,0 | 9,0 | 11,0 | 15,0 | 19,0 | 22,0 | 25,0 | 28,0 | 34,0 | 33,0 | 41,0 | 43,0 | 44,0 | 46,0 | 45,0 | 38,0 | 33,0 | 30,0 |
| 8 | 2,0 | 5,0 | 8,0 | 11,0 | 15,0 | 19,5 | 23,5 | 28,0 | 32,0 | 35,0 | 42,0 | 48,0 | 52,5 | 55,0 | 57,0 | 59,0 | 58,0 | 50,0 | 43,0 | 38,0 |
| 10 | 3,0 | 5,5 | 9,0 | 13,0 | 16,0 | 21,0 | 26,0 | 30,5 | 35,5 | 38,0 | 45,0 | 51,0 | 56,0 | 59,0 | 61,0 | 65,0 | 64,0 | 55,0 | 49,0 | 42,0 |
| 20 | 3,0 | 6,0 | 11,0 | 15,0 | 20,0 | 26,0 | 32,5 | 38,5 | 44,0 | 49,0 | 58,0 | 66,0 | 72,0 | 76,0 | 78,0 | 83,0 | 82,0 | 71,0 | 63,0 | 56,0 |
| 30 | 3,5 | 7,0 | 11,5 | 17,0 | 23,0 | 30,0 | 36,5 | 43,0 | 49,5 | 55,0 | 65,0 | 73,0 | 80,0 | 85,0 | 88,0 | 93,0 | 92,0 | 80,0 | 72,0 | 63,0 |
| 40 | 4,0 | 8,0 | 13,0 | 18,0 | 24,0 | 31,0 | 38,0 | 45,0 | 52,0 | 58,0 | 68,5 | 78,0 | 86,0 | 91,0 | 91,0 | 100,0 | 99,0 | 87,0 | 78,0 | 68,0 |
| 50 | 4,0 | 8,5 | 14,0 | 19,5 | 26,0 | 32,5 | 39,5 | 46,0 | 53,0 | 60,0 | 72,0 | 82,0 | 90,0 | 96,0 | 100,0 | 106,0 | 105,0 | 92,0 | 83,0 | 73,0 |
| 60 | 4,5 | 9,0 | 14,5 | 20,5 | 27,0 | 34,5 | 42,0 | 49,5 | 56,0 | 63,0 | 75,0 | 85,0 | 95,0 | 101,0 | 104,0 | 110,0 | 109,0 | 97,0 | 87,0 | 77,0 |
| 80 | 4,5 | 10,0 | 15,5 | 21,5 | 28,0 | 37,0 | 45,0 | 53,0 | 60,0 | 67,0 | 80,0 | 92,0 | 101,0 | 107,0 | 111,0 | 117,0 | 116,0 | 104,0 | 94,0 | 82,0 |
| 100 | 5,0 | 10,0 | 16,0 | 23,0 | 30,0 | 38,5 | 47,0 | 55,0 | 63,0 | 70,0 | 84,5 | 96,5 | 106,0 | 113,0 | 117,0 | 122,0 | 121,0 | 109,0 | 99,0 | 87,0 |
Пример. Лаборант, фасующий радиоактивное золото 198Аu с энергией излучения 0,4 МэВ, без защиты получит через неделю дозу облучения 2,0 мЗв. Какой толщины свинцовый экран необходимо применить для создания безопасных условий работы лаборанта?
Величина коэффициента ослабления (кратность ослабления) определяется по формуле
где Кос — кратность ослабления; Р — полученная доза; Р0 — предел дозы.
В данном примере:
В табл. 4.15 на пересечении линий, соответствующих кратности ослабления 5 и энергии излучения 0,4 МэВ, находим, что необходимая толщина свинцового экрана должна быть 9 мм.
При несовпадении данных кратности ослабления и энергии излучения с указанными в таблице результат находят методом интерполирования либо используют последующие числа, обеспечивающие более надежную защиту.
Слоем половинного ослабления называется толщина материала, ослабляющая мощность g-излучения в 2 раза. Число слоев поло 
винного ослабления в зависимости от необходимой кратности ослабления представлено ниже:
| кратность ослабления……………..... | 2 | 4 | 8 | 16 | 32 | 64 | 128 | 256 | 512 | 1026 |
| слои половинного ослабления, шт. .. | 1 | 2 | 3 | 4 | 5 | 6 | 7 | 8 | 9 | 10 |
Пример. Требуется ослабить интенсивность g-излучения 60Со в 1000 раз экраном из свинца, для которого один слой половинного ослабления равен 1,8 см. Находим, что для ослабления в 1000 раз требуется 10 слоев половинного ослабления свинца.
Следовательно, общая толщина свинцового экрана равна, см:
1,8×10= 18.
Толщина одного слоя половинного ослабления составляет, см: для свинца — 1,8; бетона — 10; дерева — 25; грунта — 14.
Ситуационная задача 4.5
Условие.В ночь аварии на Чернобыльской АЭС наибольшие дозы облучения получили 600 чел. из числа охраны промплощадки. Эти люди подверглись сравнительно равномерному внешнему облучению всего тела. Из них у 134 чел. средняя индивидуальная доза составила 3,4 Зв и была диагностирована острая лучевая болезнь. У других ликвидаторов в первые дни после аварии средние индивидуальные дозы составили 0,56 Зв, у пилотов вертолетов — 0,26 Зв, у персонала ЧАЭС — 0,087 Зв.
Задание.Дайте оценку полученных ликвидаторами доз облучения и тактику их дальнейшего трудоустройства и лечения.
Ответьте на следующие вопросы и выполните задания.
1. Как рассчитать необходимую толщину экранов из свинца и из бетона для защиты персонала ЧАЭС от внешнего g-излучения с целью обеспечения необходимых норм радиационной безопасности? Какие еще средства защиты от внешнего излучения следовало применять в данной ситуации?
2. Какие лучевые поражения (кроме лучевой болезни) могли возникнуть у людей-ликвидаторов аварии на ЧАЭС?
3. Назовите лучевые поражения, относящиеся к детерминированным и стохастическим эффектам. Объясните, в чем заключается принципиальное отличие этих двух групп заболеваний.
4. Объясните, что такое эффективная коллективная доза и как ее величина связана с вероятностью возникновения стохастических эффектов?
5. Назовите принципы измерения радиоактивности и доз излучения, а также объясните, на каких явлениях основаны эти принципы.
6. Перечислите и дайте определение доз, используемых для количественной оценки ионизирующих излучений. Назовите единицы измерения этих доз.
7. Какой термин используется в настоящее время для регламентации облучения людей в России? Какие категории облучаемых лиц установлены НРБ-99?
8. Из каких величин складывается понятие «эффективная (эквивалентная) годовая доза»?
9. Дайте определение и приведите примеры радиоактивных источников в закрытом виде.
10. Назовите источники ионизирующей радиации, дающие в настоящее время (в среднем по России) наибольший вклад в полную годовую эффективную дозу населения. Укажите долю вклада каждого источника в процентах.
11. Каково значение вклада прошлых радиационных аварий в коллективную дозу облучения населения?
Вариант ответа
Из приведенных данных видно, что все категории аварийного персонала значительно переоблучились. Предел эффективной дозы для персонала группы А не должен превышать 20 мЗв в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв за год. Таким образом, превышение индивидуальных доз составило:
• группа 1: 3 400 мЗв : 50 мЗв = 68 раз;
• группа 2: 560 мЗв : 50 мЗв = 11,2 раза;
• группа 3: 260 мЗв : 50 мЗв = 5,2 раза;
• группа 4: 87 мЗв : 50 мЗв = 1,74 раза.
Практика показывает, что при облучении дозой 150 мЗв наблюдаются клинически значимые нарушения кроветворения, а доза более 1000 мЗв приводит к развитию острой лучевой болезни. В связи с этим ликвидаторы группы 1 должны быть срочно госпитализированы и подвергнуты комплексному лечению лучевой болезни. Лица групп 2 и 3 должны быть также госпитализированы и подвергнуты динамическому обследованию с целью выявления начальных стадий нарушения процессов кроветворения и их последующего лечения и коррекции. Персонал группы 4 должен проходить динамическое наблюдение. Однако при отсутствии каких-либо нарушений здоровья они могут быть допущены к продолжению работы по специальности при условии получения ими в течение следующего года индивидуальной дозы, не превышающей20 мЗв/г. При выявлении нарушений здоровья вопрос об их трудоустройстве решается индивидуально.
1. Для расчета защиты экранами с целью предупреждения превышения допустимого предела эффективной дозы можно использовать расчет по слою половинного ослабления. Для этого находятвеличину, точно соответствующую полученным уровням превышения или округленную в сторону увеличения. В результате необходимые кратности ослабления составляют 128, 16, 8 и 2 раза,что соответствует семи, четырем, трем и одному слою половинного ослабления. Учитывая, что толщина одного слоя половинного ослабления для свинца составляет 1,8 см, а для бетона — 10 см,вычисляют общую толщину экранов из свинца и бетона для защиты всех четырех групп ликвидаторов.
Для группы 1 толщина свинцового экрана составит 1,8×7 = 12,6 см; толщина экрана из бетона: 10×7 = 70 см.
Для группы 2 толщина свинцового экрана равна 1,8×4 = 7,2 см; толщина экрана из бетона — 10×4 = 40 см.
Для группы 3 толщина свинцового экрана составит 1,8×3 = 5,4 см; толщина экрана из бетона — 10×3 = 30 см.
Для группы 4 толщина свинцового экрана равна 1,8×1 = 1,8 см; толщина экрана из бетона — 10×1 = 10 см.
Кроме защиты экранами в данной ситуации можно было применить защиту расстоянием (увеличение расстояния от источникаg-излучения до людей) и временем (сокращение времени пребывания людей в зоне повышенной радиации).
2. Кроме лучевой болезни у ликвидаторов аварии следовало ожидать лучевые ожоги, лучевые катаракты хрусталика глаза, нарушения гемопоэза, временную или постоянную стерильность, генетические нарушения, лейкозы и опухоли.
3. К детерминированным эффектам относятся острая и хроническая лучевая болезнь, лучевые ожоги, лучевые катаракты, нарушения гемопоэза, временная или постоянная стерильность. Детерминированные эффекты излучения возникают только после воздействия определенных пороговых доз, ниже которых эти эффекты клинически не проявляются. При воздействии доз выше пороговых тяжесть эффекта зависит от дозы.
К стохастическим эффектам относятся генетические нарушения, лейкозы и опухоли. Стохастические вероятностные эффекты не имеют дозового порога. Теоретически они могут возникнуть при сколь угодно малой дозе облучения. При этом вероятность их возникновения тем меньше, чем ниже доза.
4. Коллективная эффективная доза — это мера коллективногориска возникновения стохастических эффектов облучения, равная сумме индивидуальных эффективных доз. Вероятность возникновения отдаленных или стохастических последствий будет возрастать линейно с увеличением коллективной дозы.
5. Существует несколько принципов измерения радиоактивности и доз излучения.
Ионизационный принцип основан на ионизации воздуха или другого газа между двумя электродами, имеющими разные потенциалы, измеряемой по возникающему электрическому току.
Сцинтилляционный принцип основан на возбуждении и ионизации атомов и молекул вещества при прохождении через него заряженных частиц, сопровождаемых испусканием светового излучения (сцинтилляции), которые усиливаются с помощью фотоэлектронного умножителя и регистрируются счетным устройством.
Люминесцентные принципы (радиофотолюминесценция и радиотермолюминесценция) основаны на накоплении в люминофорах поглощенной энергии, которая освобождается под воздействием ультрафиолетового излучения или нагревания. В результате наблюдаемые оптические эффекты могут служить мерой поглощенной энергии.
Фотохимический принцип основан на воздействии ионизирующих излучений на фотоэмульсию фотографической пленки. Доза измеряется по оптической плотности почернения проявленной и фиксированной пленки.
6. Для количественной оценки ионизирующих излучений используют:
а) поглощенную дозу — величину энергии ионизирующегоизлучения, переданную веществу. В единицах СИ она измеряетсяв джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), и имеет специальноеназвание — грей (Гр);
б) эквивалентную дозу — поглощенную дозу в органе или ткани, умноженную на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения. Единицей эквивалентной дозыявляется зиверт (Зв);
в) эффективную дозу — дозу гипотетического одномоментного облучения человека, вызывающую такие же биологические эффекты, что и подобная доза протяженного во времени или фракционированного облучения. Это доза применяется как мера рискавозникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающиекоэффициенты. Единица эффективной дозы — зиверт (Зв).
7. В соответствии с НРБ-99 в настоящее время установлены пределы индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующих излучений. Нормами радиационной безопасности устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:
а) персонал (группа А) — лица, работающие с техногенными источниками излучения;
б) персонал (группа Б) — лица, находящиеся по условиямработы в сфере воздействия излучения;
в) население — все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующего излучения.
8. Эффективная (эквивалентная) годовая доза — это сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.
9. Радиоактивный источник в закрытом виде — источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан (например, рентгеновские и гамма-аппараты, аппараты для гамма-дефектоскопии, флюорографические аппараты и др.).
10. В среднем по России наибольший вклад в полную годовуюэффективную дозу населения дают, %:
а) природные источники — 69,8;
б) медицинское облучение — 29,4;
в) другие источники — 0,8.
11. Вклад радиационных аварий в коллективную дозу облучения населения в среднем по России составляет менее 1 %.
ЛАБОРАТОРНОЕ ЗАНЯТИЕ 4.6
Дата добавления: 2018-02-15; просмотров: 6523; Мы поможем в написании вашей работы! |
Мы поможем в написании ваших работ!