![](/user_photo/528_5NJmi.jpg)
- •Глава 10 защита от ионизирующих излучении
- •10.1. Виды ионизирующих излучений и их взаимодействие с веществом
- •В си и внесистемными единицами
- •10.2. Биологическое действие ионизирующих излучений
- •10.3. Нормирование ионизирующих излучений
- •10.4. Защита от ионизирующих облучений
- •10.5. Удаление, транспортировка и захоронение радиоактивных отходов
- •10.6. Радиационный контроль
- •Контрольные вопросы
10.3. Нормирование ионизирующих излучений
Допустимой дозой облучения человека считают дозу, накопленную за длительный период или полученную в результате однократного облучения, которая не вызывает соматического или генетического поражения.
По нормам радиационной безопасности (НРБ) для каждой категории облучаемых лиц установлены три класса нормативов: основные дозовые пределы; допустимые уровни; контрольные уровни. [5]
По допустимым основным дозовым пределам классифицировании следующие категории облучаемых лиц: категория А (персонал) - лица, которые непосредственно работают с источниками ионизирующих излучений; категория В (ограниченная часть населения) - лица, которые непосредственно не работают с источниками ионизирующих излучений, но по роду своей занятости или условиям проживания могут подвергаться воздействию этих излучений; категория В - население, которое не подвергается воздействию ионизирующих излучений. Основными дозовыми пределами для лиц категории А является предельно допустимая за календарный год доза (ЦДД), для лиц категории Б - предел дозы за календарный год (ПД).
Предельно-допустимой позой называется - наименьшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которое при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала неблагоприятных изменений.
Предел дозы - это предельная эквивалентная доза за год для ограниченной части населения и является меньше ПДД для предотвращения необоснованного облучения этого контингента людей.
Допустимые уровни - это нормативные значения поступления радиоактивных веществ в организм, содержания радиоактивных веществ в организме, их концентрация в воде, воздухе, мощности дозы, плотности потока и т.п., рассчитанные из значений основных годовых пределов ПДД и ПД. Допустимое загрязнение поверхности (ДЗ) определяется для альфа- и бета- нуклидов и измеряется - частица/(см2 мин.).
Для персонала (категория А) максимальная эквивалентная доза Нм (бэр), накопленная в критическом органе за время Т (лет) с начала профессиональной работы, не должна превышать значения, полученного по формуле:
(10.11)
В любом случае доза, накопленная к 30 годам, не должна превышать 12 ПДД. Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения для категорий А и Б (ПДД и ПД) приведены в табл.10.3.
Таблица 10.3
Дозовые пределы суммарного внешнего и внутреннего облучения (бэр за календарный год) |
Группа критических органов | ||
I |
II |
III | |
Предельно-допустимая доза для категории А (ПДД) |
5 |
15 |
30 |
Предел дозы для категории Б (ПД) |
0,5 |
1,5 |
3 |
Однократное облучение свыше 5 ПДД рассматривается как потенциально опасное.
10.4. Защита от ионизирующих облучений
Безопасность труда при наличии ионизирующих излучений обеспечивается: установлением и соблюдением предельно допустимых доз; ограничением времени облучения ("защита временем"); увеличением расстояния от источника до работающего ("защита расстоянием"); созданием оборудованных лабораторий; герметизацией радиоактивных источников; рациональным размещением оборудования; устройством вентиляционных систем; автоматизацией и роботизацией; применением специальных экранов. Кроме перечисленного для защиты работающих от ионизирующих излучений применяются средства индивидуальной защиты (СИЗ), система санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий, а также проводится радиационный контроль.
Основная задача радиационной защиты состоит в том, чтобы облучение не превышало установленной дозы, обеспечивающей полную безопасность для здоровья трудящихся. В общем случае для условия безопасного пребывания людей в поле любых источников справедливо соотношение:
, мбэр/ч.
(10.12)
Для стандартного времени работы t = 36 часов в неделю ПДД не должно превышать H = 2,8 мбэр/ч с 0,78 мкбэр/с. Если дневная доза облучения получена в течение времени, составляющего часть рабочего дня, то в остальное время должна проводиться работа, не связанная с радиационной опасностью. Проведение работ с повышенной дозой облучения требует разделения их на отдельные операции, выполнение которых поручается нескольким лицам. Выполнение экстренно необходимых внеурочных работ производится при соответствующем письменном разрешении и согласовании с профсоюзом.
Использование только "защиты временем" или только "защиты расстоянием" может быть неосуществимо, а применение только экранирования потребует чрезвычайно больших по толщине экранов. Поэтому в некоторых случаях целесообразно совместить все эти три способа защиты.
Герметизация источников и устройство местной вытяжной вентиляции предупреждают внутреннее облучение. Кроме этого для безопасной работы используются дистанционные устройства, автоматизированные приборы, контейнеры. При открытом применении радиоактивных веществ работы проводятся в вытяжных шкафах, конструкция которых зависит от активности радиоактивных изотопов. Вытяжные шкафы изготавливаются из материалов, малосорбирующих радиоактивные вещества, и снабжаются отверстиями для рук, канализационным стоком и другими коммуникациями, управляемыми снаружи.
Многие операции с радиоактивными веществами могут выполняться только при помощи специальных приспособлений или оборудования с дистанционным управлением. К устройствам для дистанционной работы относятся различные виды манипуляторов: захваты шпаговые, механические, копирующие, электромеханические, магнитомеханические. Конструкции манипуляторов позволяют удерживать предметы любой формы и в любом положении в рабочем пространстве.
В соответствии с правилами работы с радиоактивными источниками все операции с открытыми препаратами должны проводиться на специальных противнях из нержавеющей стали или керамики. Закрытые установки должны периодически подвергаться проверке с занесением результатов испытаний в специальный журнал.
При работе с радиоактивными веществами большое внимание уделяется вопросам устройства рабочих помещений. Работы с открытыми радиоактивными источниками с различными уровнями активности производятся в помещениях, которые располагаются по мере возрастания активности применяемых веществ. Эти помещения соединяются общим транспортным коридором для транспортирования радиоактивных веществ и отходов. Все вводы коммуникаций осуществляются со стороны транспортного коридора. Входы и выходы из помещений устраиваются таким образом, чтобы каждое помещение было связано с общим коридором и не являлось проходным для работающих или для транспортируемых грузов. Между лабораторией для работы с высокими активностями и другим помещением должно размещаться промежуточное помещение. Для работы с закрытыми гамма- и нейтронными источниками выделяются изолированные помещения в отдельном здании или в отдельном одноэтажном крыле здания. С целью уменьшения радиационного загрязнения поверхности ограждающих конструкций и предметов должны быть гладкими, имеющие минимальную проницаемость, выполненные из малосорбирующих, химически устойчивых против коррозии щелочами материалов. С этой целью стены помещения покрываются штукатуркой и гладко закрашиваются кислотоупорной масляной краской, полы изготавливаются гладкими, стойкими против пропитывания пролитыми жидкостями, без щелей, легко очищающимися и заменяющимися. Все стыки между стенами, полом и потолком закругляются. Электрические, газовые и другие коммуникации делаются открытыми. Предусматриваются раздельные системы вентиляции для работ с радиоактивными веществами и для работ с использованием радионуклидов.
Защита от альфа- излучения не представляет больших трудностей. Для обеспечения защиты обычно достаточно знать пробег частиц в воздухе или в веществе. Пробег в воздухе Rb(см) для альфа- частиц рассчитывается по формуле:
,
(10.13)
где Е0 - энергия альфа- частиц, МэВ.
При энергии Е0 > 7,5 МэВ пробег альфа- частиц в биологической ткани может превосходить толщину слоя эпидермиса кожи (70 мкм) и облучать чувствительные клетки подкожного слоя. Для защиты организма от внешних потоков альфа- частиц достаточно применение тонких защитных экранов. Слой воздуха около 5-6 см полностью поглощает альфа- частицы с энергией до 7 МэВ. Для защиты рук с запасом достаточно хирургических перчаток.
Однако, попадая с воздухом или водой в организм человека, альфа- частицы концентрируются в критических органах или тканях, вызывая значительную ионизацию. Поэтому необходимо предусматривать мероприятия, препятствующие попаданию радиоактивных веществ в организм человека.
Защита от бета- излучения. Безопасная работа с источниками бета- излучения без применения средств защиты возможна при активности источника, обеспечивающей допустимые значения эквивалентной дозы. Активность точечного источника А, с которой можно работать без защиты, определяется из соотношения:
,
(10.14)
где - предельно допустимая плотность потока бета- частиц, част/(см <с); А - активность, мкКи; R. - расстояние от источника, см.
Для защиты от бета- излучения применяют экраны из материалов с малой атомной массой (например, алюминия) или с наименьшим тормозным излучением (например, плексиглас). Для бета- источника с небольшой активностью защита обеспечивается экраном толщиной в несколько миллиметров. Однако для высокоактивных источников или при их большой энергии (больше 2 МэВ) существенную роль играет тормозное (рентгеновское) излучение, которое требует более усиленной защиты, такой же, как от рентгеновского излучения.
Защита от гамма- излучения. Для защиты от гамма- излучения точечных источников существует несколько методов: защита без применения экранов; расчет защиты экраном по универсальным таблицам; расчет защиты экраном по номограммам; защита слоем половинного ослабления; защиты по слоям ослабления.
Защита без применения экранов. Условия безопасной работы с точечным источником гамма- излучения, неэкранированным защитой, определяется соотношениями, при которых обеспечивается предельно допустимые дозы:
- для мощности экспозиционной дозы W , Р/ч
(10.15)
- для экспозиционной дозы Х, Р
,
(10.16)
где Г - гамма- постоянная радионуклида, Р см2 / (ч мКи);
А - активность источника, мКи;
R - расстояние, см;
t - время, ч.
Расчет защиты экраном по номограммам. При построении номограммы (рис.10.1), то есть графической зависимости кратности ослабления гамма- излучения от толщины защиты, использовалось соотношение:
,
(10.17)
где Х - предельно допустимая доза за неделю, Р (0,1 Р или 1,1 бэр);
E - количество часов работы в неделю (36 ч), ч.;
M - гамма- эквивалент источника (радия, Rа, ), мг экв.Ra;
Г – гамма-постоянная радия, равная 8,4 Р см2/(ч мг экв. Ra );
R – расстояние от источника, м;
к(d) - кратность ослабления. Из монограммы (рис.10.1) можно определить не только толщину защиты из свинца d, cм, но и значения гамма- эквивалента источники расстояния, при которых обеспечиваются безопасные условия работы.
Защита слоем
половинного ослабления
.
Для точечного источника кратность
ослабления записывается в виде:
,
(10.18)
где n
- число слоев
половинного ослабления, необходимое
для достижения условия
.
Толщина защиты определяется из
соотношения
.
Этот способ можно использовать для
определения защиты и для других видов
излучений (рентгеновское, бета- излучение
при Е
> 2 МэВ).
Защита от рентгеновского излучения. Мощность дозы, создаваемая рентгеновской трубкой в данной точке в отсутствие защитного ограждения, определяется выражением:
,
(10.19)
где Рт - лучевая отдача рентгеновской трубки, выражаемая в Р/с, на расстоянии 1 м при силе тока 1 мА;
i - сила тока в рентгеновской трубке, мА;
R - расстояние от рентгеновской трубки до рабочего места, м. Защита из свинца d от широкого пучка рентгеновского излучения в зависимости от максимального напряжения на рентгеновской трубке Umax определяется по номограммам рис.10.2. Параметром номограммы является величина:
,
(10.20)
где
-
лучевая отдача некоторой стандартной
трубки;
m
- отношение
проектной предельно допустимой мощности
эквивалентной дозы для помещения
постоянного пребывания персонала
категории А при 36 часовой неделе к
проектной мощности эквивалентной дозы
при 36 часах работы в неделю в тех же
единицах. При расчетах с некоторой
погрешностью можно принять
,
тогда для 36 часовой рабочей недели
формула (10.18) примет вид:
(10.21)
Толщину защиты из бетона ( = 2,35 г/см3) можно определить, исходя из толщины из свинца, с использованием рис.10.3. Для другого материала, если его плотность не равна 2,35 г/см3, найденное значение толщины защитного слоя для бетона умножается на отношение 2,35/, где - плотность используемого материала, г/см3.
Пример расчета защиты от рентгеновского излучения.
Дано: максимальное
напряжение на трубке рентгеновской
установки 200 кВ при токе на мишень
i
= 5 мА.
Расстояние от анода трубки до рабочего
места
R
= 2 м, время работы персонала 18 ч. в неделю,
лучевая отдача трубки Рт
= 6,32 х 10-3
мКи
м2/(кг
с
мА),
=
6,06 х 10-3
мКи м2/(кг
с мА).
Определить: эквивалентную толщину защиты из бетона.
Решение: по формуле (10.18) определяется:
,
где m = 18/36. По номограмме рис. 10.2 находится толщина свинцовой защиты d = 5,3 мм (при K = 1,63 и Umax = 200 кВ). По номограмме рис. 10.3 определяется эквивалентная толщина защиты из бетона d = 37см.
Защита от нейтронного излучения. Нейтроны, за исключением малых энергий, слабо поглощаются веществом. При проектировании защиты от нейтронного излучения необходимо учитывать, что процесс поглощения эффективен для тепловых, медленных и резонансных нейтронов, поэтому быстрые нейтроны должны быть предварительно замедленны. Средняя потеря энергии при упругом рассеянии максимальна на легких ядрах (например, водорода) и минимальна на тяжелых. Вероятность потери энергии при неупругом рассеянии возрастает на тяжелых ядрах (например, бетона, молибдена, вольфрама, железа, титана и др.), а также с увеличением энергии нейтрона. После захвата тепловых нейтронов почти всегда возникает гамма- излучение, которое необходимо ослабить. Защита должна иметь в своем составе водород или другое легкое вещество для замедления быстрых и промежуточных нейтронов при упругом рассеянии и тяжелые элементы с высокой плотностью для замедления быстрых нейтронов в процессе неупругого рассеяния и ослабления захватного гамма-излучения. Ослабление нейтронов может быть получено путем помещения источника в однородную водородосодержащую среду, например, в воду. Вместо водорода может быть использована и другая водородосодержащая среда, например, углеводород или легкие, не содержащие водород материалы (углерод, карбид бора и др.).
Для комбинированной защиты от нейтронов и гамма-квантов используются экраны, выполненные из смеси тяжелых материалов с водой или водородосодержащими материалами, комбинация слоев тяжелых и легких материалов: железо-вода; свинец-вода; свинец-полиэтилен; железо-графит. Конструкция защитных экранов может быть разнообразной. Применяются экраны стационарные, передвижные, разборные и т.п. Разборные защитные экраны возводятся из фигурных свинцовых или чугунных блоков-кирпичей. Используют полые экраны из стальных плит с заполнением металлической дробью или бетонные формы для набора защитных стен с заполнением свинцовой или чугунной дробью, металлической высечкой, песком, рудой, гравием, парафином и т.д. Эффективность экрана должна быть проверена непосредственно измерением и такой контроль должен быть периодическим.
Средства индивидуальной защиты (СИЗ). Выбор СИЗ органов дыхания и кожных покровов человека зависит от характера радиационной обстановки, которая определяется объемом работ, проводимых с РВ. Наиболее сложно решаются вопросы защиты при ремонтных и аварийных работах, которые носят не систематический характер и часто их предусмотреть нельзя заранее. Значительная часть ремонтных работ оказывается связанной с ручными операциями и непосредственным контактом работающих с загрязненным оборудованием. Иногда требует срочного ремонта те механизмы, которыми пользуются при авариях, например, выход из строя манипулятора, вентиляционных агрегатов, вытяжных шкафов и т.д.
Учитывая особенности работы с радиоактивными веществами СИЗ делят на основные и дополнительные средства. Основные средства применяют постоянно при работе с РВ. К этой группе относятся: спецодежда (комбинезоны, брюки, костюмы); спецобувь (резиновые сапоги или полусапоги, пластмассовые сапоги, резиновые туфли); СИЗ органов дыхания - изолирующие (пневмополумаска, защитный щиток-экран), фильтрующие (респиратор); для защиты рук - резиновые перчатки. Дополнительные средства используют в условиях повышенного радиоактивного загрязнения. К ним относятся различные чехлы-костюмы, чехлы-накидки, пленочные фартуки, комбинезоны, рукавицы, хлопчатобумажные перчатки. Костюмы, шлемы, маски с принудительной подачей воздуха относятся к комбинированной защите изолирующего назначения. Пневмомаска, пневмо-шлем, шланговый изолирующий костюм, пневмокуртка служат для предохранения органов дыхания от действия радиоактивных аэрозолей, газов и для защиты кожных покровов от контакта с радиоактивными веществами.