МЕТОДИКА КОНТРОЛЮ ПРОТИРАДІАЦІЙНОГО ЗАХИСТУ ПЕРСОНАЛУ ТА РАДІАЦІЙНОЇ БЕЗПЕКИ НАСЕЛЕННЯ ПРИ ВИКОРИСТАННІ ІОНІЗУЮЧИХ ВИПРОМІНЮВАНЬ У ВИРОБНИЦТВІ, НАУКОВИХ ДОСЛІДЖЕННЯХ, ЛІКУВАЛЬНИХ ЗАКЛАДАХ

МЕТОДИКА КОНТРОЛЮ ПРОТИРАДІАЦІЙНОГО ЗАХИСТУ ПЕРСОНАЛУ ТА РАДІАЦІЙНОЇ БЕЗПЕКИ НАСЕЛЕННЯ ПРИ ВИКОРИСТАННІ ІОНІЗУЮЧИХ ВИПРОМІНЮВАНЬ У ВИРОБНИЦТВІ, НАУКОВИХ ДОСЛІДЖЕННЯХ, ЛІКУВАЛЬНИХ ЗАКЛАДАХ. РОЗРАХУНКОВІ МЕТОДИ ОЦІНКИ РАДІАЦІЙНОЇ БЕЗПЕКИ ТА ПАРАМЕТРІВ ЗАХИСТУ ВІД ЗОВНІШНЬОГО ОПРОМІНЕННЯ.

ГІГІЄНІЧНА ОЦІНКА ПРОТИРАДІАЦІЙНОГО ЗАХИСТУ ПЕРСОНАЛУ І РАДІАЦІЙНОЇ БЕЗПЕКИ ПАЦІЄНТІВ ПРИ ЗАСТОСУВАННІ РАДІОНУКЛІДІВ ТА ІНШИХ ДЖЕРЕЛ ІОНІЗУЮЧИХ ВИПРОМІНЮВАНЬ В ЛІКУВАЛЬНИХ ЗАКЛАДАХ.

 

Радіаційна гігієна – галузь гігієнічної науки і санітарної практики, метою якої є забезпечення безпеки для працюючих з джерелами іонізуючої радіації та для населення  України в цілому.

Завдання радіаційної гігієни включають:

– санітарне законодавство стосовно  радіаційного фактора;

– запобіжний і поточний санітарний нагляд за об’єктами, що використовують джерела іонізуючої радіації;

– гігієна і охорона праці персоналу, що працює з джерелами іонізуючої радіації та персоналу, який працює в суміжних приміщеннях і на території контрольованих зон;

– контроль за рівнями радіоактивності об’єктів навколишнього середовища (атмосферного повітря, повітря робочої зони, води водойм, питної води, харчових продуктів, ґрунту та інших);

– контроль за збором, зберіганням, видаленням та знешкодженням радіоактивних відходів, чи їх похованням тощо.

Іонізуюче випромінювання – це потік часток або квантів електромагнітного випромінювання, проходження яких крізь речовину призводить до її іонізації (перетворення нейтральних атомів в позитивно та негативно заряджені іони) з утворенням електричних зарядів різних знаків. В результаті радіоактивного розпаду, ядерного ділення, термоядерного синтезу і при роботі прискорювачів частинок можна отримати різні види іонізуючого випромінювання.

Особливістю іонізуючих випромінювань є те, що всі вони відзначаються високою енергією і спричиняють зміни в біологічній структурі клітин, які можуть призвести до їх загибелі. На іонізуючі випромінювання не реагують органи чуття людини, що робить їх особливо небезпечними.

Усі джерела іонізуючого випромінювання поділяються на природні та штучні (антропогенні).

У навколишньому середовищі завжди спостерігається певний природний рівень радіації, навіть за відсутності яких-небудь технічних джерел. Природними джерелами іонізуючих випромінювань є космічні промені, а також радіоактивні речовини, які містяться в земній корі, приземній атмосфері, продуктах харчування, воді і живих організмах.

Значна частка природного опромінювання припадає на газ радон, якій утворюється при розпаду урану та торію і виділяється з породи, при розпиленні води та спалюванні газу. Основну частину дози опромінення від радону людина одержує, перебуваючи у закритому, не провітрюваному приміщенні. Радон концентрується в повітрі усередині приміщень лише тоді, коли вони ізольовані від зовнішнього середовища. Надходячи усередину приміщення тим чи іншим шляхом (просочуючись через фундамент і підлогу, чи ґрунт, вивільняючись з будівельних матеріалів мінерального походження, що містять незначні кількості урану-238 – граніт, цегла і т.п., використовуваних у конструкції будинку), радон накопичується в ньому, створюючи досить високі рівні радіації. Концентрація радону в закритих приміщеннях у середньому у вісім разів вище, ніж у зовнішньому атмосферному повітрі. Однак головне джерело радону в закритих приміщеннях – це ґрунт. Ще одним важливим джерелом надходження радону в приміщення є вода і природний газ.

Додаткове опромінювання людина отримує з повітря за рахунок викидів твердих часток, які містять радіоактивні сполуки при спалюванні вугілля і мазуту. Ще одним джерелом опромінення населення є термальні води.

Видобуток фосфатів, що використовуються для виробництва добрив, супроводжується підвищенням радіоактивного фону, тому що більшість фосфатних родовищ містять уран. У процесі видобутку і переробки руди виділяється радон, та й самі добрива містять радіоізотопи, що проникають із ґрунту в харчові культури.

На всю біосферу впливають також випромінювання, що приходять з космосу. До складу космічного випромінювання входять протони (більше 90%), aльфа–частинки (7%), ядра важких елементів (1%).

Техногенно-підсилене джерело природного походження – джерело іонізуючого випромінювання природного походження, що в результаті господарської та виробничої діяльності людини було піддане концентруванню або збільшилася його доступність, унаслідок чого виникло додаткове (до природного радіаційного фону) випромінювання. Техногенно-підсиленими іонізуючі випромінювання  природного походження стають за рахунок антропогенних змін радіаційної обстановки в біосфері, пов’язаних в основному з ядерними випробуваннями, місцями поховання ядерних відходів і діяльністю об’єктів ядерної енергетики та інших галузей народного господарства.

Штучними джерелами іонізуючих випромінювань є об’єкти з виробництва ядерного палива, ядерні реактори, ядерні установки для виробництва енергії, дослідницькі реактори, прискорювачі заряджених частинок, рентгенівські установки, штучні радіоактивні ізотопи, підприємства і установки із збагачення ядерних матеріалів, а також установки з переробки відпрацьованого ядерного палива і сховища відпрацьованого палива, прилади засобів зв’язку високої напруги, а також ядерні вибухи тощо. Серед техногенних джерел іонізуючого опромінення на сьогодні людина найбільш опромінюється під час медичних процедур і лікування, пов’язаного із застосуванням радіоактивності, джерел радіації.

Природне радіоактивне випромінювання Землі разом із космічним випромінюванням утворюють природний радіоактивний фон. 

Класифікація іонізуючих випромінювань за природою та походженням. Як природні, так і штучні іонізуючі випромінювання можуть бути електромагнітними (фотонними або квантовими) і корпускулярними. Класифікація іонізуючих випромінювань за їх природою

– Фотонне випромінювання це потік електромагнітних коливань, що поширюються у вакуумі з постійною швидкістю 300000 км/с. До фотонного випромінювання належить гама-випромінювання і рентгенівське випромінювання., а також й ультрафіолетове випромінювання Сонця, але воно не є радіоактивним.

– Корпускулярне випромінювання– потік дрібних частинок речовини потік елементарних частинок із масою спокою, відмінною від нуля, що утворюється при радіоактивному розпаді, ядерних перетвореннях, або генеруються на прискорювачах. Це альфа- і бета- частки, нейтрони, протони та ін.

В результаті радіоактивного розпаду, ядерного ділення, термоядерного синтезу і при роботі прискорювачів частинок можна отримати різні види іонізуючого випромінювання:

– -Електромагнітні: – Гамма(γ)–випромінювання – це електромагнітне (фотонне) випромінювання, яке виникає при збудженні ядер атомів або елементарних частинок. Довжина хвилі 10^-10 м. Це випромінювання може іонізувати різні речовини, але має малу іонізуючу здатність з енергією 0,001—3 МеВ, зате характеризується великою проникаючою здатністю, оскільки складається з високоенергійних фотонів, що не мають заряду. Воно проникає крізь великі товщі речовини. Поширюється γ–випромінювання зі швидкістю світла і використовується в медицині для стерилізації приміщень, апаратури, продуктів харчування. Для захисту від гамма–випромінювання ефективні важкі елементи (свинець, вольфрам, а також бетон, сталь і т. п.).

 – Рентгенівське випромінювання —це короткохвильове електромагнітне випромінювання, яке виникає в результаті зміни стану енергії електронів, що знаходяться на внутрішніх оболонках атомів, воно має довжину хвилі (1000 – 1) • 10^-12 м. Виникає рентгенівське випромінювання в середовищі, яке оточує джерело бета-випромінювання, в прискорювачах електронів і є сукупністю характеристичного та гальмівного випромінювань, енергія фотонів яких не перевищує 1 МеВ. Характеристичне рентгенівське випромінювання виникає в тому випадку, коли внаслідок зіткнення зі швидким електроном, один із електронів покидає внутрішню електронну оболонку атома, чим змінює енергетичний стан атома. Переходячи на незайняту орбіту, зовнішній електрон випромінює в рентгенівській області спектру, й частота цього випромінювання залежить від типу атома й тих орбіталей, між якими відбувається перехід. Окрім ядерних перетворень воно виникає в рентгенівських трубках в результаті електронного бомбардування анода.  На наступному етапі один із електронів зовнішніх оболонок переходить на внутрішню із випромінюванням кванта світла. Частота цього кванта лежить у рентгенівському діапазоні електромагнітного спектру. Слово характеристичне в назві пояснюється тим, що для кожного хімічного елемента властиві (характерні) свої частоти випромінювання. Гальмівне випромінювання — це фотонне випромінювання з неперервним спектром, яке виникає при зміні кінетичної енергії заряджених частинок внаслідок різкого гальмування електронів в речовині. Рентгенівське випромінювання, що використовується в медичній радіології, є також гальмівним випромінюванням електронів, прискорених в рентгенівській трубці, що налітають на анод. Рентгенівські промені проходять через тканини людини наскрізь, тому воно використовується в медицині для флюорографії, рентгенівського аналізу.

– Корпускулярні (узагальнена назва дрібненьких частинок матерії (електронів, фотонів тощо):-Альфа (α)-випромінювання – іонізуюче випромінювання, що складається з а-частинок (ядер гелію-4), які утворюються при ядерних перетвореннях (радіоактивному розпаді) та залишають ядра радіоактивних ізотопів і рухаються зі швидкістю близькою до 20 000 км/с. Енергія а-частинок – 2-8 МеВ.

Отже, α-частинка витрачає свою енергію на дуже короткому шляху пробігу, іонізуючи при цьому досить значну кількість атомів речовини. Ці частинки мають високу іонізуючу та низьку проникну здатність, так вони пролітають у повітрі на відстань 10-11 см від джерела, а в біологічних тканинах на 30-40 мкм. α-частинки легко затримуються аркушем паперу, практично нездатні проникати крізь роговий шар шкіри людини. Тому зовнішнє опромінення α-частинками порівняно з іншими іонізуючими чинниками практично нешкідливе, зате їх попадання всередину організму через відкриту рану або через кишково-шлунковий тракт разом із їжею, може виявитись дуже небезпечним для людини. В медичній практиці використовується або для опромінювання поверхні тіла, або альфа-випромінюючий радіонуклід вводиться безпосередньо в патологічний осередок при внутрішньотканинній променевій терапії.

—  Бета (β)-випромінювання – це потік електронів (електрон — це елементарна частинка, яка володіє елементарним негативним електричним зарядом, тобто найменшою кількістю електрики, що може існувати. Швидкість β-частинок близька до швидкості світла. Вони мають меншу іонізуючу, але більшу проникаючу здатність у порівнянні з α-частинками. Проникна здатність на глибину до 2,5 см в живих тканинах і в повітрі — до 18 см. β -промені  повністю затримуються шаром ґрунту товщиною 3 см. Для захисту від бета-часток енергією до 1 МЕВ достатньо алюмінієвої пластини завтовшки декілька мм. При зовнішньому β-опроміненні створюється теж серйозна небезпека, особливо якщо β-радіоактивна речовина потрапляє безпосередньо на шкіру людини (зокрема, в очі).

Нейтронне випромінювання – це потоки нейтронів, які вилітають із ядер атомів при ядерних реакціях, зокрема, при реакціях розподілу ядер урану й плутонію. їх дія залежить від енергії цих частинок. Вони викликають іонізацію речовини та вторинне випромінювання, яке складається із заряджених частинок і гамма-квантів.

Протонне випромінювання генерується в спеціальних прискорювачах. Це потік протонів, що несуть одиничний позитивний заряд і мають масу, близьку до маси нейтронів. Протони відносяться до сильно іонізуючих частинок; при прискоренні до високих енергій вони здатні порівняно глибоко проникати в речовину середовища. Це дозволяє ефективно використовувати протонне випромінювання в дистанційній променевій терапії, наприклад, опромінення при пухлині гіпофіза. 

До якісних характеристик іонізуючого випромінювання відносять: – енергію випромінювання (Дж, еВ); – проникаючу здатність (м, см, мм); – іонізуючу здатність.

—   енергія випромінювання, яка в системі Si вимірюється у джоулях (Дж). Ця одиниця дуже мала, тому користуються похідними: кілоелектрон-вольт (КеВ), мегаелектрон-вольт (МеВ).

1 Дж = 1 кг·м²/с² = 1 Н·м = 1 Вт·с. 1 Дж ≈ 6,2415×10¹⁸ эВ.

—Проникаюча здатність (м, см, мм) та  іонізуюча здатність:

 –проникаюча здатність (довжина пробігу) – відстань, яку іонізуюче випромінення проходить в середовищі, з яким взаємодіє (в м, см, мм, мкм). Проникаюча здатність всіх видів іонізуючого випромінювання залежить від енергії.

– іонізуюча здатність – кількість пар іонів, які утворюються на всій довжині пробігу частинки чи кванта в одиниці об’єму, маси або довжини треку.

Іонізуюча здатність радіоактивного випромінювання залежить від його типу і енергії, а також властивості іонізуючої речовини і оцінюється питомою іонізацією, яка вимірюється кількістю іонів цієї речовини, що створюються випромінюванням на довжині пробігу в 1 см.

Чим більше іонізуюча здатність випромінювання, тим менше його проникаюча здатність, і навпаки.

– лінійна густина іонізації – число пар іонів, що утворюються в місці проходження зарядженої частинки з розрахунку на одиницю її пробігу (м, см, мм) в середовищі; використовується для характеристики іонізуючого випромінювання.  

Кількісні характеристики іонізуючого випромінення, це є: — експозиційна доза (характеризує іонізуючий ефект рентген — та гама— випромінювання); — поглинута доза; — еквівалентна доза; — густина потоку частинок (для корпускулярних випромінювань).

Щоб уяснити ці поняття треба повернутися до природи радіоактивності.

Електрон, володіючи властивостями хвилі, рухається по всьому об‘єму, утворюючи електронну хмару, яка для електронів, що знаходяться в одному атомі, може мати різну форму, щільність цієї електронної хмари в тій або іншій частині атомного об’єму неоднакова. Ядро атома утворено позитивно зарядженими протонами і електрично нейтральними нейтронами, а хмара, що оточує його, складається з негативно заряджених електронів.

Модель атома Нільса Бора, перша фізична модель, яка зуміла правильно описати оптичні спектри атома водню. Після розвитку точніших методів квантової механіки модель Бора має тільки історичне значення, але завдяки своїй простоті вона досі широко викладається й використовується для якісного розуміння будови атома.

Атомне ядро складається з нуклонів – позитивно заряджених протонов і нейтральних нейтронів, які зв’язані між собою за допомогою сильної взаємодії. Таке атомне ядро, що розглядається як клас частинок з певним числом протонів і нейтронів, прийнято називати нуклідом. Радіонуклід – радіоактивний атом з певним масовим числом і зарядом (атомним номером).  Ядра з однаковим числом протонів і різним числом нейтронів, що є  ідентичними за хімічними властивостями, але різні за масою атомів і деякими фізичним властивостям, за пропозицією англійського ученого Ф.  Содді, почали називати ізотопами. Лише невелика частина нуклідів є стабільними. В більшості випадків ядерні сили є нездатними забезпечити їх постійну цілісність і ядра рано чи пізно  розпадаються. Це явище отримала назву  радіоактивність. Радіоактивність радіоактивної речовини (А) – спонтанне  перетворення атомних ядер одних елементів у ядра інших  елементів за одиницю часу, що супроводжується іонізуючим випромінюванням. Вона пропорційна кількості радіоактивної речовини і зворотно пропорційна періоду напіврозпаду речовин, тобто характеризує інтенсивність радіоактивного випромінювання джерела (ступінь небезпеки).

 Відомо чотири типи радіоактивності: альфа-розпад, бета-розпад, спонтанний поділ атомних ядер, протонна радіоактивність.

Не всі ядра радіонукліда розпадаються водночас. За кожну секунду розпадається лише певна частина загальної кількості атомних ядер радіоактивного елемента, яка називається сталою радіоактивного розпаду радіонукліда –  . Радіоактивний розпад не може бути зупинений або прискорений. Це природна властивість радіоактивних речовин. Він не залежить ні від хімічних, ні від фізичних умов, ні від загальної кількості ядер, має завжди одне і теж значення для кожного радіонукліда. Швидкість розпаду радіонукліду характеризується (вимірюється) періодом напіврозпаду (Т), тобто періодом часу, протягом якого розпадається половина усіх його атомів, тобто кількість ядер даного радіонукліду зменщується у два рази.  Для різних радіоактивних ізотопів період напіврозпаду має значення від долі секунди до мільярдів років. Причому у того самого елемента можуть бути ізотопи з різним періодом напіврозпаду. Відповідно і радіоактивні елементи поділяються на короткоіснуючі (часи, дні) та довгоіснуючі (роки).

Міліграм-еквівалент радію (мг-екв. Ra) – одиниця активності радіонукліда, γ–випромінювання якого еквівалентне (рівноцінне) γ-випромінюванню 1 мг Ra на відстані 1 см через платиновий фільтр 0,5 мм. За одиницю активності в Міжнародній системі одиниць (СІ) прийнято бекерель (Бк):

1 Бк = 1 ядерному розпаду за секунду. У зв’язку з тим, що  одиниця беккерель (Бк) дуже мала, користуються похідними – кілобеккерель (кБк), мегабеккерель (МБк). (Антуан Анрі Беккерель – французський фізик, один з першовідкривачів радіоактивності, лауреат Нобелевськой премії з фізики).

Позасистемна одиниця – кюрі (Кі) – це така кількість радіоактивної речовини, в якій здійснюється 37 млрд розпадів ядер атомів за секунду, тобто 1 Кі = 3,7·10¹⁰ розп/сек. На практиці для оцінювання активності використовують тисячні долі кюрі – мілікюрі (мКі), і мільйонні долі кюрі – мікрокюрі (мкКі).

Активність в 1 Кі дуже велика. Таку активність має 1 г радію, 3 т урану, 0,001 г кобальту-60. Іноді активність вимірюють кількістю розпадів ядер за хвилину. Тоді 1 Кі = 2,22·10⁹ розп/хв. (Марія Склодовська-Кюрі – фр. Marie Curie – двічі лауреат Нобелевської премії,  відомий фізик і хімік польського походження, та її чоловік Пьер Кюрі, французький учений-фізик, лауреат Нобелевської премії займалися дослідженням радіоактивності).

Міра дії іонізуючого випромінювання в будь-якому середовищі залежить від енергії випромінювання й оцінюється дозою іонізуючого випромінювання. Останню визначають для повітря – експозиційна доза, яка вимірюється в кулонах на 1 кг (Кл/кг) і рентгенах (Р), для речовини – поглинута доза, яка вимірюється в греях (Гр) і радах (рад), для біологічної тканини – еквівалентна доза, яка вимірюється в зівертах (Зв) і в берах (бер – біологічний еквівалент рада).

— Експозиційна доза характеризує іонізуючий ефект для повітря рентген – та гамма- випромінювання. Експозиційною дозою Х називають повний заряд dQусіх іонів одного знака, що створюються в повітрі при повному гальмуванні всіх вторинних електронів та позитронів, які були утворені фотонами в малому об’ємі повітря з масою dm та повністю зупинилися, що поділений на масу повітря dm в цьому об’ємі:

Вимірюється вона в системній одиниці – кулон на 1 кг (Кл/кг) і позасистемній – рентген (Р).  Кулон на 1 кг дорівнює експозиційній дозі, при якій усі електрони та позитрони, що визволені фотонами в об’ємі повітря масою 1 кг, створюють іони, які несуть електричний заряд 1 Кл кожного заряду. 1 Кл/кг = 3876 Р;

1 Р = 2,57976×10⁻⁴ Кл/кг.

Один Рентген (1 Р) – це доза рентгенівського і гамма-випромінювання, яка утворює в 1 см³ (0,001293 г) сухого атмосферного повітря за нормальних умов (температура 0 °С, тиск 1013 гПа (760 мм ртутного стовпа) близько 2 мільярдів пар іонів, що несуть одну електростатичну одиницю заряду кожного знака. При цьому кількість поглинутої енергії становить 88 ерг (енергетичний еквівалент рентгена). Отже, 1 Р = 0,88 рад або 1 рад = 1,14 Р.

    -поглинута доза – кількісь енергії іонізуючого випромінювання, яка поглинається одиницею маси опромінюваного середовища. Одиницею вимірювання поглинутої дози в системі SІ є грей (Гр). Грей – поглинута доза опромінення, яка дорівнює енергії 1 джоуль, поглинутій в 1 кг маси середовища: 1 Гр = 1 Дж/кг. Позасистемна (застаріла) одиниця поглинутої дози – рад (rad – radiation absorbet dose). 1 рад = 0,01 Гр = 100 ерг енергії на 1 г маси середовища. (Одиницею дози є грей, названий на честь англійського фізика С. Грея, одного із засновників радіаційної дозиметрії).

    Згідно з нормами радіаційної безпеки НРБ 76/87 введено показник, що характеризує іонізуюче випромінювання — керма. Керма К — це відношення суми початкових кінетичних енергій dK всіх заряджених іонізуючих частинок в елементарному об’ємі речовини, до маси dm речовини в цьому об’ємі: Керму вимірюють тими ж одиницями, що й поглинуту дозу – Грей, рад.

 Біологічний вплив різних видів випромінювання на живі організми є неоднаковим при однаковій поглинутій дозі. Наприклад, за однакової енергії зовнішнє а-випромінювання є значно безпечнішим, ніж рентген- або гамма-випромінювання. Тому вчені ввели спеціальну фізичну величину для характеристики біологічного впливу поглинутої дози — еквівалентну дозу іонізуючого випромінювання.

еквівалентна доза (позначають Н) – доза будь-якого виду іонізуючого випромінювання, яка спричиняє такий же біологічний ефект, як стандартне (еталонне) рентгенівське випромінювання з енергією 200 КеВ. Еквівалентна доза відповідає поглиненій дозі в 1 Дж/кг (для рентгенівського, гамма– і бета–випромінювання).

Для розрахунку еквівалентної дози використовують радіаційний зважуючий фактор (WR) – коефіцієнт, що враховує відносну біологічну ефективність різних видів іонізуючих випромінювань. Для рентгенівського, гама-, бета-випромінювань різних енергій він дорівнює 1, для α-частинок та важких ядер віддачі – 20.

Однак поглинута доза не враховує того, що вплив однієї і тієї самої дози різних видів випромінювань на окремі органи і тканини, як і на організм в цілому, неоднаковий. Наприклад, α-випромінювання спричиняє ефект іонізації майже у 20 разів більший, ніж β– та γ–випромінювання. Для біологічної тканини еквівалентна доза вимірюється в системній одиниці – зівертах (Зв) та в позасистемній – берах (бер – біологічний еквівалент рада).  Зіверт (Зв) – це доза будь-якого виду іонізуючого випромінювання, що створює такий же біологічний ефект, як один грей стандартного рентгенівського випромінювання (з енергією 200 КеВ). В практиці користуються також похідними одиницями – мілізіверт (мЗв), мікрозіверт (мкЗв). (Одиниця зіверт названа так на честь шведського вченого Р. Зіверта).

     Зіверт не став загальновживаною і поширеною одиницею. Традиційно дотепер використовується бер (біологічний еквівалент рада) – застаріла позасистемнаодиниця виміру еквівалентної дози. До 1963 року ця одиниця розумілася як «біологічний еквівалент рентгена», в цьому випадку 1 бер відповідає такому опромінюванню живого організму даним видом випромінювання, при якому спостерігається той же біологічний ефект, що і при експозиційній дозі гамма-випромінювання в 1 рентген. У системі СІ бер має ту ж розмірність і значення, що і рад  обидві одиниці рівні 0,01  Дж/кг для випромінювань з коефіцієнтом якості рівним одиниці. Зіверт у сто разів більший за бер, отже, 1 Зв = 100 бер

Необхідно враховувати, що одні частини тіла (органи, тканини) більш чутливі до іонізуючого випромінювання, ніж інші:

 Густина потоку частинок – кількість частинок, що проходять через одиничну поверхню в одиницю часу, їх кінетична енергія і час дії визначають ступінь дії даного, корпускулярного випромінювання на опромінювану речовину. Одиниця частка в секунду на квадратный метр – част./(с·м²)  або 1 с¹·м²

Якісні характеристики радіонуклідів: — вид ядерного перетворення (α — розпад, електронний β^— розпад, позитронний β⁺-розпад — розпад, К —захоплення, самовільне ділення ядер, термоядерна реакція), — період напіврозпаду.

Кількісні характеристики радіонуклідів: — активність — число перетворень (розпадів) за секунду. Одиниця активності — беккерель (Бк) — 1 бк = 1 ядерний розпад в секунду. Позасистемна одиниця активності — Кюрі (Ки).  1 Ки = 3,7¹⁰ Бк

     Біологічна дія іонізуючих випромінювань має ряд загальних властивостей, дві з яких – здатність, проникати через матеріали різної товщини й іонізувати повітря та живі клітки організму.

Ураження людини радіоактивними випромінюваннями можливо в результаті як зовнішнього, так і внутрішнього опромінювання. Зовнішнє опромінювання створюється радіоактивними речовинами, що знаходяться поза організмом, а внутрішнє тими, що потрапили всередину з повітрям, водою і їжею. Очевидно, що при зовнішньому опромінюванні найбільш небезпечні випромінювання, що мають високу проникаючу здатність, а при внутрішньому — іонізуючу.

Вважають, що внутрішнє опромінювання небезпечніше, ніж зовнішнє, від якого нас захищають стіни приміщень, одяг, шкірні покриви, спеціальні засоби захисту і ін.

Внутрішнє ж опромінювання впливає на незахищені тканини, органи, системи тіла, причому на молекулярному, клітинному рівні. Тому внутрішнє опромінювання вражає організм більше, ніж таке ж зовнішнє.

Внаслідок дії іонізуючого випромінювання на організм людини у тканинах відбуваються складні процеси. Під впливом іонізуючого випромінювання в організмі порушується нормальний перебіг біохімічних процесів та обмін речовин. Тільки іонізуюче випромінювання найбільше серед інших видів енергії, поглинутої в однаковій кількості, спричиняє такі тяжкі ураження організму.

 Біологічна дія іонізуючого випромінювання проявляється у вигляді первинних фізико-хімічних процесів, які виникають в молекулах живих клітин і субстрата, що оточує їх, та у вигляді порушення функцій цілого організму як наслідку первинних процесів.

Особливості біологічної дії іонізуючого випромінювання:

1. Його вплив людиною не відчувається. Люди не мають органів чуття, які могли б виявити та ідентифікувати іонізуюче випромінювання. Тому людина може проковтнути, вдихнути радіоактивні речовини без будь-яких первинних проявів. Відповідно для виявлення іонізуючого випромінювання потрібно застосовувати різні дозиметричні прилади.

2. Наявність латентного періоду прояву біологічного ефекту. Всі симптоми негативних змін в організмі, що характерні для променевої хвороби (видимі ураження шкіри, нездужання тощо) виявляються лише через деякий час. Він може бути досить довгим при опроміненнях у малих дозах.

3. Наявність ефекту підсумовання поглинутих доз, який відбувається непомітно. Якщо в організм людини будуть систематично потрапляти радіоактивні речовини, то з часом дози підсумовуються чи накопичуватися і виникне ефект опромінення.

4. Висока руйнівна ефективність поглинутої енергії іонізуючого випромінювання, навіть дуже мала його кількість може спричинити глибокі біологічні зміни в організмі;

5. Іонізуюче випромінювання може впливати не тільки на даний живий організм, а й на його нащадків (генетичний ефект);

6. Різні органи живого організму мають певну чутливість до опромінення. Найбільш чутливими є: кришталик ока, червоний кістковий мозок, щитовидна залоза, внутрішні (особливо кровотворні) органи, молочні залози, статеві органи. Тканини органів у порядку зменшення чутливості до впливу іонізуючого випромінювання мають таку послідовність: лімфатична тканина, лімфатичні узли, селезінка, вилочкова залоза, кістковий мозок, зародкові клітини.

7. Різні організми мають істотні відмінні особливості реакції на дози опромінення;

8. Ефект опромінення залежить від частоти впливу іонізуючого випромінювання.

Тому робота з джерелами іонізуючого випромінювання (ДІВ), радіоактивними речовинами і матеріалами потребує вжиття відповідних заходів, спрямованих на зменшення опромінення персоналу, сторонніх осіб, довкілля.

      Наслідки впливу іонізуючого випромінюванн мають різноманітний характер. Виділяють детерміністичні та стохастичні ефекти.

Законодавчі та нормативні документи.

 1.  Закон  України «Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку» від 08.02.95 р. із змінами, внесеними згідно із Законами.

 2. Закон україни «Про захист людини від впливу іонізуючих випромінювань» від 1998, із змінами, внесеними згідно із Законом.

3. Закон України «Про фізичний захист ядерних установок, ядерних матеріалів, радіоактивних відходів, інших джерел іонізуючого випромінювання» вiд 19.10.2000.

4. Закон України «Про дозвільну діяльність у сфері використання ядерної енергії» вiд  11.01.2000

5. Закон України  «Про поводження з радіоактивними відходами» від 30.06.1995 Основними документами, якими регламентується радіаційна без­пека в Україні, є:

6. Державні гігієнічні нормативи  «Норми радіаційної безпеки України НРБУ-97/Д-2000 – Норми радіаційної безпеки України, доповнення: радіаційний захист від джерел потенційного опромінення; 2000 р.»

7.  Наказ МОЗ України від 02.02.2005  № 54 «Основні санітарні правила України».

8. ДБН В.1.4-0.01-97 Система норм та правил зниження рівня іонізуючих випромінювань природних радіонуклідів в будівництві.

 

Відкриття рентгенівських променів започаткувало еру практичного використання людством штучних джерел іонізуючого випромінювання, що значно збільшило можливості й умови над фонового природного опромінення окремих контингентів і населення в цілому. Сфера використання таких джерел досить широка. До їх переліку в основному входять джерела зовнішнього і внутрішнього опромінення, які використовуються у медицині, підприємства ядерної енергетики, джерела випромінювання, які використовуються у науці, різних галузях промисловості й сільського господарства, ядерні вибухи різного призначення тощо.

В арсеналі методів наукових досліджень вагоме місце посіло використання методу мічених атомів. Суть його полягає у тому що для участі у фізичних, хімічних, біохімічних процесах використовуються разом із стабільними (а в окремих випадках і окремо) радіоактивні хімічні речовини, які легко можуть бути визначені відповідними радіометричними методами безпосередньо у процесі спостереження (дослідження), що має особливе значення, зокрема, для вивчення біологічних процесів. За допомогою методу мічених атомів можливо, наприклад, вивчити швидкість оновлення окремих тканин і органів організмів, транслокацію і місця накопичення хімічних елементів, важливі закономірності процесів обміну речовин. У медицині радіонукліди використовують в основному за трьома напрямами для вивчення різних процесів життєдіяльності організму в нормі й за наявності патології, з метою діагностики і для лікування. Зокрема, радіонукліди широко використовують у вивченні функції залоз внутрішньої секреції, в діагностиці й лікуванні онкологічних та інших захворювань.

Широко використовують іонізуюче випромінювання в промисловому і сільськогосподарському виробництві харчовій промисловості тощо (з метою контролю технологічних процесів радіоактивного каротажу, вивчення фільтраційних процесів синтезу нових речовин, для дефектоскопії автоматичної сигналізації для радіаційної стерилізації і знезаражування тощо).

 

Таблиця 1

Дози радіації, що необхідна, для отримання різних хімічних і біологічних ефектів

 

Джерела іонізуючого випромінювання.

В умовах сучасної науково-технічної революції особливо великого значення набувають підприємства атомної промисловості і ядерної енергетики Зростаючий дефіцит традиційних видів пального змушує людство звертатися до цього практично невичерпного джерела енергії У зв’язку з цим виникає, зокрема, об’єктивна необхідність широкого використання електроенергії, джерелом якої є атомні електростанції (АЕС)

В АЕС тепло, яке подається на турбіну електрогенератора, утворюється внаслідок ядерних перетворень, з цим пов’язані певні переваги АЕС порівняно із звичайними (традиційними) джерелами теплоутворення Значно спрощується подання вихідного пального для виробництва однакової кількості енергії потрібно у тисячі разів менше ядерного пального, ніж вугілля для теплової станції АЕС можна використовувати для тривалої експлуатації як джерело енергії у важкодоступних, віддалених регіонах, на окремих автономних транспортних об’єктах (кораблях, підводних човнах, космопланах) тощо Слід мати на увазі що АЕС, яка запроектована, побудована і експлуатується з дотриманням сучасних вимог і можливостей радіаційного захисту в екологічному відношенні навіть безпечніша за традиційні вугільні ТЕС Так, АЕС потужністю 1 млн кВт за рік створює приблизно 1 т відходів Аналогічної потужності вугільна ТЕС за рік створює 50 тис т золи, десятки тисяч тонн сірчаного газу, оксиду вуглецю багато інших шкідливих для організму людини речовин.

Питома вага електроенергії джерелом якої є АЕС, невпинно зростає Передбачається, що вже на початку XXI ст. середня питома вага виробництва електроенергії за рахунок АЕС сягатиме 45—50 % загального балансу цього виробництва і становитиме приблизно 1 млрд кВт Вже зараз на частку АЕС у різних країнах припадає від 10—12 до 50—60 % загальної кількості електроенергії, що виробляється

Ядерний паливний цикл включає такі етапи добування і переробку урану, його збагачення ураном-235 виготовлення паливних елементів, роботу реакторів, переробку, транспортування і поховання відходів

На всіх цих етапах є потенційна загроза радіоактивного забруднення навколишнього середовища і додаткового (надфонового) опромінення іонізуючою радіацією

Навіть за нормального режиму експлуатації ядерних реакторів у газорозподільних викидах АЕС є радіоактивні речовини (інертні радіоактивні гази криптон-85, ксенон-138 та ін, бета-1 гамма-аерозолі, йод-131, цезій-132, стронщй-90, кобальт-60 та ін) Сумарний річний вихід радіоактивних речовин АЕС може досягати 18—20 х 10⁴ Бк (4,8—5,4 х 10⁴ Кі) Однак АЕС, яка нормально експлуатується, являє собою досить безпечний для персоналу і довкілля об’єкт Середньорічна доза опромінення персоналу таких АЕС звичайно не перевищує 1 бер, що у 2 рази нижче від допустимої. Є багато АЕС (а зараз у всьому світі експлуатується близько 450 АЕС), серед персоналу яких протягом десятків років не зареєстровано жодного випадку професійної променевої патологи І хоча, на жаль, людство не минули декілька тяжких ядерних катастроф на АЕС, слід визнати, що світовий досвід багаторічної експлуатації АЕС свідчить про їх відносну безпеку

Глобальну катастрофічну небезпеку для всього органічного життя на Землі становить ядерна зброя (атомні, водневі, нейтронні бомби). Не випадково люди найрізноманітніших політичних поглядів і релігійних переконань об’єднуються з метою боротьби проти ядерної зброї і її випробувань.

Аварія на ЧАЕС призвела до радіоактивного забруднення біосфери, особливо у Північній півкулі. Відзначено підвищення природного фону радіації повітря, грунту, води, продуктів харчування, наявність у них штучних радіонуклідів. Серед більш як 200 радіонуклідів, які утворюються внаслідок аварії, найбільшу загрозу створюють довгоіснуючі, особливо цезій-137 і стронцій-90, період напіврозпаду яких становить відповідно 30 і 28 років.

Продукти ядерного поділу, які різними шляхами надійшли до організму, поступово з нього виводяться, причому швидкість цього процесу залежить від притаманного кожному радіонукліду періоду напіввиділення і може коливатись від годин до багатьох років.

Довгоіснуючі радіонукліди стронцій-90 і цезій-137 за своїми хімічними властивостями є аналогами кальцію й калію і надходять до організму за трьома біологічними ланцюжками: атмосфера => грунт => рослини (через коріння) => тварини => м’ясні й молочні продукти •=> людина; атмосфера => рослини (пошинання листями і поверхневе забруднення) => тварини => м’ясні, молочні продукти => людина; атмосфера => рослини => людина.

Оскільки період напіввиведення цезію-137 відносно малий (близько 100 днів), уже через 1—3 роки встановлюється рівновага між його вмістом в організмі й надходженням із зовні. На відміну від цезію, стронцій-90 має період напіввиділення більш як 300 років, тому він може знаходитись в організмі протягом усього життя.

Біологічна дія іонізуючих випромінювань має ряд загальних властивостей, дві з яких – здатність, проникати через матеріали різної товщини й іонізувати повітря та живі клітки організму.

Ураження людини радіоактивними випромінюваннями можливо в результаті як зовнішнього, так і внутрішнього опромінювання. Зовнішнє опромінювання створюється радіоактивними речовинами, що знаходяться поза організмом, а внутрішнє тими, що потрапили всередину з повітрям, водою і їжею. Очевидно, що при зовнішньому опромінюванні найбільш небезпечні випромінювання, що мають високу проникаючу здатність, а при внутрішньому — іонізуючу.

Вважають, що внутрішнє опромінювання небезпечніше, ніж зовнішнє, від якого нас захищають стіни приміщень, одяг, шкірні покриви, спеціальні засоби захисту і ін.

Внутрішнє ж опромінювання впливає на незахищені тканини, органи, системи тіла, причому на молекулярному, клітинному рівні. Тому внутрішнє опромінювання вражає організм більше, ніж таке ж зовнішнє.

Внаслідок дії іонізуючого випромінювання на організм людини у тканинах відбуваються складні процеси. Під впливом іонізуючого випромінювання в організмі порушується нормальний перебіг біохімічних процесів та обмін речовин. Тільки іонізуюче випромінювання найбільше серед інших видів енергії, поглинутої в однаковій кількості, спричиняє такі тяжкі ураження організму.

Особливого захисту під час рентгенодіагностичних досліджень потребує нижня ділянка черевної порожнини (зона розміщення статевих органів), оскільки навіть під час дослідження інших органів гонадна доза опромінення може бути досить значною. Так, у разі однократної рентгеноскопії грудної клітки ця доза становить у чоловіків 0,5—20 мрад, стравоходу-шлунка — 40—100 мрад, у разі іригоскопії може досягати 3250 мрад, а у жінок — 19 000 мрад (190 м3в).

Під час рентгенографії кульшового суглоба доза опромінення гонад людини, поперекового відділу хребта може сягати 2,5—4 рад, а у разі уроцистографії у чоловіків — понад 15 рад (1,5 с/3в).

У разі проведения променевої терапії поглинені дози за один сеанс можуть сягати 30—250 рад, а за курс — до 4000—6000 рад (на окремий орган)

Діагностичні дослідження з використанням радіонуклідів зумовлюють значно меншу поглинену дозу, ніж рентгенодіагностичні Під час функціонально-діагностичного радіонуклідного (йод-131) дослідження щитоподібної залози доза становить 20—ЗО мрад, за функціонального дослідження нирок — 0,14 мрад В окремих дослідженнях (радіонуклідна сканографія внутрішніх органів) ці дози можуть сягати 1—2 рад, проте і у цьому випадку вони значно нижчі порівняно з рентгенологічним дослідженням.

Певний (відносно невеликий) внесок у сумарну дозу надфонового опромінення роблять деякі прилади, індикаторні та інші пристрої телевізійні приймачі тощо За гігієнічними нормативами, на відстані 5 см від дисплея кольорового телевізора потужність дози не повинна перевищувати 0,5 мР/год, від дисплея чорно-білого зображення — 0,05 мР/год Більшість сучасних телевізорів відповідають вищій вимозі.

Сумарні дані стосовно середніх ефективних доз опромінення населення промислово розвинених держав земної кулі наведені в табл 3.

Таблиця 3

Середні річні ефективна, дози опромінення населення промислово розвинених країн

 

 

 

Використання радіонуклідів у медицині.

Незважаючи на поширене і всезростаюче використання різних джерел іонізуючого випромінювання в промисловості, енергетиці, інших галузях і сферах діяльності людини, провідними чинниками надфонового опромінення значної частини населення залишаються променеві діагностика і лікування. Важко знайти людину, що жодного разу у житті не проходила б рентгенодіагностичного обстеження. У різних країнах і навіть у різних регіонах однієї країни показник кількості таких обстежень (включаючи флюорографічне) коливається у великому діапазоні. У середньому він становить 1,5 процедури на 1 людину за рік. З метою рентгенодіагностики використовують понад 150 видів досліджень: ангіографію, коронарографію, електрорентгенографію, комп’ютерну томографію, мамографію, а також уронефрологічні, пульмонологічні, гастроентерологічні дослідження та багато інших. Опромінення (рентгенівське, генероване лінійними та циклічними прискорювачами, гамма-випромінювачами та іншими джерелами) широко використовується як метод лікування онкологічних і деяких інших захворювань.

Всі види рентгенівського опромінення в медицині несуть загрозу надфонового опромінення пацієнтів і персоналу. Така загроза виникає і в разі використання з лікувальною чи діагностичною метою радіоактивних речовин (відкритих або закритих), зокрема у формі внутрішньопорожнинної, внутрішньоклітинної або аплікаційної терапії, а також для зовнішнього дистанційного опромінення внутрішніх органів (кобальтові гамма-гармати, бетатрони та ін.). На відміну від хворих після дистанційної променевої терапії, хворі, яким радіоактивні препарати вводили інтракорпорально, певний час являють загрозу для оточуючих, оскільки самі вони є носіями джерел іонізуючого випромінювання.

 

Залежно від конструктивно-технологічних особливостей апаратури, характеру, локалізації і методики обстеження, значення отримуваних індивідуальних доз опромінення під час діагностичних рентгенологічних досліджень коливаються від 0,01 до 40 рад і більше, у середньому 50—70 мрад/рік (0,05—0,07 Р). У формуванні цієї дози рентгеноскопічні дослідження становлять 57 %, рентгенографічні —10%, флюорографічні — 33 %. Середня ефективна доза на 1 людину становить 100—150 мрад (10—15 мкЗв). Середньомісячна доза опромінення лікарів-рентгенологів орієнтовно становить 2,5—5 мрад, середньорічна — 2,5—3 мрад, для ренггенолаборангів відповідно 2,0—2,5 мрад і 3 рад. Опромінення рук у них може бути у 8—10 разів більшим.

         Радіаційна гігієна – галузь гігієнічної науки і санітарної практики, метою якої є забезпечення безпеки для працюючих з джерелами іонізуючої радіації та для населення в цілому.

         Завдання радіаційної гігієни включають:

– санітарне законодавство в області радіаційного фактора;

– запобіжний і поточний санітарний нагляд за об’єктами, що використовують джерела іонізуючої радіації;

– гігієна і охорона праці персоналу, що працює з джерелами іонізуючої радіації та персоналу, який працює в суміжних приміщеннях і на території контрольованих зон;

– контроль за рівнями радіоактивності об’єктів навколишнього середовища (атмосферного повітря, повітря робочої зони, води водойм, питної води, харчових продуктів, ґрунту та інших);

– контроль за збором, зберіганням, видаленням та знешкодженням радіоактивних відходів, чи їх похованням тощо.

 

Фізичні основи радіаційної гігієни

Радіоактивність – спонтанне перетворення ядер атомів хімічних елементів зі зміною їх хімічної природи або енергетичного стану ядра, яке супроводжується ядерними випромінюваннями.

Радіонуклід – радіоактивний атом з певним масовим числом і зарядом (атомним номером).

Ізотопи радіоактивні – радіоактивні атоми з одинаковим зарядом (атомним номером) і різними масовими числами, тобто з одинаковою кількістю протонів та різною кількістю нейтронів у ядрі.

Види ядерних перетворень:

a-розпад – характерний для важких (з великим масовим числом) елементів і заключається у вильоті з ядра атома a-частинки – за своєю природою ядра гелію (2 протони і 2 нейтрони), внаслідок чого з¢являється ядро нового хімічного елемента з масовим числом, меншим на 4 і зарядом, меншим на 2:

Ra   ®   Rn + He.

Втративши a-частинку, ядро атома знаходиться у збудженому стані з надлишком енергії, яка виділяється у вигляді g-випромінювання, тобто a-розпад завжди супроводжується g-випромінюванням.

b-електронний розпад – процес, при якому з ядра атома (з одного із нейтронів) вилітає електрон, внаслідок чого цей нейтрон перетворюється в протон, у зв’язку з чим утворюється новий елемент з тим же масовим числом і з зарядом, більшим на одиницю:

           К   ®    e^-1 + Са + n,

де n – нейтрино.

Збуджене при втраті електрона ядро у більшості випадків випромінює і g-кванти.

         b-позитронний розпад – процес, при якому з ядра атома (з одного із протонів) вилітає позитрон, внаслідок чого протон перетворюється в нейтрон і з¢являється новий хімічний  елемент з тим же масовим числом і зарядом, меншим на одиницю:

Zn   ®    e⁺¹ + Сu

Електронний-К-захват – коли ядро (один з протонів) захвачує електрон з найближчої К-орбіти, у зв¢язку з чим цей протон перетворюється в нейтрон, внаслідок чого з¢являється ядро нового хімічного  елемента з тим же масовим числом і зарядом, меншим на одиницю:

Сu + e^-1    ®   Ni

На звільнене місце К-орбіти (і послідовно з інших орбіт) переміщуються електрони, а звільнена енергія при цьому висвічується у вигляді характеристичного рентгенівського випромінювання.

         Спонтанний поділ ядра характерний для важких трансуранових елементів, у яких співвідношення нейтронів до протонів більше 1,6. В результаті утворюються ядра двох нових елементів, у яких співвідношення: p  ближче до одиниці, а “лишні” нейтрони висвітлюються у вигляді нейтронного випромінювання:

U   ®   Kr  + Ba  + 5n

         Таким чином, якісно ядерні перетворення характеризуються: видом розпаду, видом випромінювання, періодом напіврозпаду – терміном, за який розпадається половина вихідної кількості атомів. (Згідно закону радіоактивного розпаду, число атомів N, що розпадається за термін t, пропорційно вихідній кількості атомів): N = N₀ × е^-lt.

         З гігієнічної точки зору та вибору методів дезактивації радіоактивних відходів, всі радіонукліди поділяють на короткоіснуючі (Т½ < 15 діб) і довгоіснуючі (Т½ > 15 діб): короткоіснуючі витримують у відстійниках до зниження активності, а потім спускають у загальну каналізацію чи вивозять, а довгоіснуючі – вивозять і хоронять у спеціальних могильниках.

Кількісна міра радіоактивного розпаду – активність (Q) – це кількісь розпадів атомів за одиницю часу.

Одиниця активності в системі Si – беккерель (Бк) – один розпад за секунду (с^-1). У зв’язку з тим, що ця одиниця дуже мала, користуються похідними – кілобеккерель (кБк), мегабеккерель (МБк).

Позасистемна (застаріла) одиниця активності – кюрі (Кі) – це активність 1 г хімічно чистого радію, що дорівнює 3,7 ×10¹⁰Бк (розпадів за сек.). Ця одиниця, навпаки, дуже велика, тому користуються похідними – мілікюрі (мКі), мікрокюрі (мкКі), пікокюрі (пкКі).

Для радіонуклідів, яким властиве γ-випромінювання, активність виражають також через гама-еквівалент – відношення γ-випромінювання даного радіонукліда до γ-випромінювання радію. Розрахована гама-постійна радію – 8,4 р/годину – це потужність дози, яку створює γ-випромінювання 1 мг радію на відстані 1 см після проходження  через платиновий фільтр товщиною 0,5 мм.

Міліграм-еквівалент радію (мг-екв. Ra) – одиниця активності радіонукліда, γ-випромінювання якого еквівалентне (рівноцінне) γ-випромінюванню 1 мг Ra на відстані 1 см після проходження  через платиновий фільтр 0,5 мм.

В результаті радіоактивного розпаду, ядерного ділення, термоядерного синтезу і при роботі прискорювачів частинок можна отримати різні види іонізуючого випромінювання.

Іонізуючі випромінювання з якісної сторони характеризуються:

– видом випромінювання: – корпускулярні (a-, b-, n), електромагнітні (γ-, рентгеівські: характеристичне при К-захваті, гальмівне – в рентгенівській трубці).

– енергією випромінювання, яка в системі Si вимірюється у джоулях (Дж). (Це енергія, необхідна для підняття температури 1 дм³ дистильованої води на 1°С). Позасистемна практична одиниця – електрон-вольт (еВ) – це енергія, яку набуває електрон в електростатичному полі з різницею потенціалів 1 В. Ця одиниця дуже мала, тому користуються похідними: кілоелектрон-вольт (КеВ), мегаелектрон-вольт (МеВ).

– проникаючою здатністю (довжиною пробігу) – відстанню, яку воно проходить в середовищі, з яким взаємодіє (в м, см, мм, мкм).

– іонізуючою здатністю: – повною – кількістю пар іонів, які утворюються на всій довжині пробігу частинки чи кванта; – лінійною щільністю іонізації – кількістю пар іонів, які приходяться на одиницю довжини пробігу.

– Корпускулярні (узагальнена назва дрібненьких частинок матерії (електронів, фотонів тощо):-Альфа (α)-випромінювання – іонізуюче випромінювання, що складається з а-частинок (ядер гелію-4), які утворюються при ядерних перетвореннях (радіоактивному розпаді) та залишають ядра радіоактивних ізотопів і рухаються зі швидкістю близькою до 20 000 км/с. Енергія а-частинок – 2-8 МеВ. Альфа-частинки – за своєю природою є ядрами гелію (2 протони і 2 нейтрони), внаслідок чого з’являється ядро нового хімічного елемента з масовим числом, меншим на 4 і зарядом, меншим на 2: Rn + He.®Ra. 

 Втративши альфа-частинку, ядро атома перебуває у збудженому стані з надлишком енергії, яка виділяється у вигляді гамма-випромінювання, тобто альфа-розпад завжди супроводжується гамма-випромінюванням. Маючи подвійний електричний заряд і значну атомну масу, α-частинки можуть інтенсивно взаємодіяти з електричними та магнітними полями атомів у речовині.  Отже,α-частинка витрачає свою енергію на дуже короткому шляху пробігу, іонізуючи при цьому досить значну кількість атомів речовини. Ці частинки мають високу іонізуючу та низьку проникну здатність, так вони пролітають у повітрі на відстань 10-11 смвід джерела, а в біологічних тканинах на 30-40 мкм. α-частинки легко затримуються аркушем паперу, практично нездатні проникати крізь роговий шар шкіри людини. Тому зовнішнє опромінення α-частинками порівняно з іншими іонізуючими чинниками практично нешкідливе, зате їх попадання всередину організму через відкриту рану або через кишково-шлунковий тракт разом із їжею, може виявитись дуже небезпечним для людини. В медичній практиці використовується або для опромінювання поверхні тіла, або альфа-випромінюючий радіонуклід вводиться безпосередньо в патологічний осередок при внутрішньотканинній променевій терапії.

—  Бета (β)-випромінювання – це потік електронів (електрон — це елементарна частинка, яка володіє елементарним негативним електричним зарядом, тобто найменшою кількістю електрики,що може існувати. Заряд електрона рівний 1,60х10^-19кулона. Маса спокою електрона рівна 9,11х10^-28 г, тобто в 1837,14 разу менше маси атома водню) та протонів (₁Р¹ – стійка елементарна частинка, заряд протона рівний заряду електрона, але із зворотним знаком. Якщо заряд електрона приймають рівним —1, то заряд протона рівний +1. Протон – це атом водню, позбавлений електрона). При бета-розпаді виникає електронне та позитронне іонізуюче випромінювання з безперервним енергетичним спектром. Швидкість β-частинок близька до швидкості світла. Вони мають меншу іонізуючу, але більшу проникаючу здатність у порівнянні з α-частинками. Проникна здатність на глибину до 2,5 смв живих тканинах і в повітрі — до 18 см. β -промені  повністю затримуються шаром ґрунту товщиною 3 см. Для захисту від бета-часток енергією до 1 МЕВ достатньо алюмінієвої пластини завтовшки декілька мм. При зовнішньому β-опроміненні створюється теж серйозна небезпека, особливо якщо β-радіоактивна речовина потрапляє безпосередньо на шкіру людини (зокрема, в очі).

   Нейтронне випромінювання – це потоки нейтронів, які вилітають із ядер атомів  при ядерних реакціях, зокрема, при реакціях розподілу ядер урану й плутонію. Їх дія залежить від енергії цих частинок. Вони викликають іонізацію речовини та вторинне випромінювання, яке складається із заряджених частинок і гамма-квантів. Внаслідок того, що нейтрони не мають електричного заряду, нейтронне випромінювання у залежності від енергії та від складу речовин, що взаємодіють, може мати велику проникаючу здатність. Залежно від кінетичної енергії нейтрони умовно діляться на швидкі, надшвидкі, проміжні, повільні й теплові. Нейтронне випромінювання виникає при роботі прискорювачів заряджених часток і реакторів, що утворять потужні потоки швидких і теплових нейтронів. У атомному ядрі нейтрони міцно пов’язані з протонами. Проте за певних умов починається розпад нейтронів. Час напіврозпаду останніх поза атомним ядром складає близько 10 хвилин. Нейтронне випромінювання має здатність перетворювати атоми стабільних елементів у їхні радіоактивні ізотопи, що різко підвищує небезпеку нейтронного опромінення. При нейтронному розпаді атома  вивільняються електрон, протон та антинейтрино(антинейтрино –символ  або , нейтральна елементарна частинка с нульовою масою, яка є  античастинкою по відношенню донейтрино –  стабільної нейтральної легкої частинки), але іноді випромінюється і фотон.

Протонне випромінювання генерується в спеціальних прискорювачах. Це потік протонів, що несуть одиничний позитивний заряд і мають масу, близьку до маси нейтронів. Протони відносяться до сильно іонізуючих частинок; при прискоренні до високих енергій вони здатні порівняно глибоко проникати в речовину середовища. Це дозволяє ефективно використовувати протонне випромінювання в дистанційній променевій терапії, наприклад, опромінення при пухлині гіпофіза. 

 

–Електромагнітні: – Гамма(γ)–випромінювання – це електромагнітне (фотонне) випромінювання, яке виникає при збудженні ядер атомів або елементарних частинок. Довжина хвилі 10^-10 м.

Джерелом гамма-випромінювання є ядерні вибухи, розпад ядер радіоактивних речовин, вони утворюються також при проходженні швидких заряджених частинок крізь речовину. Завдяки значній енергії, що знаходиться в межах від 0,001 до 5 МеВ у природних радіоактивних речовин та до 70 МеВ при штучних ядерних реакціях, це випромінювання може іонізувати різні речовини, але має малу іонізуючу здатність з енергією 0,001—3 МеВ, зате характеризується великою проникаючою здатністю, оскільки складається з високоенергійних фотонів, що не мають заряду. Воно проникає крізь великі товщі речовини. Поширюється γ–випромінювання зі швидкістю світла і використовується в медицині для стерилізації приміщень, апаратури, продуктів харчування. Для захисту від гамма–випромінювання ефективні важкі елементи (свинець, вольфрам, а також бетон, сталь і т. п.).

     – Рентгенівське випромінювання —це короткохвильове електромагнітне випромінювання, яке виникає в результаті зміни стану енергії електронів, що знаходяться на внутрішніх оболонках атомів, воно має довжину хвилі (1000 – 1) • 10^-12 м. Виникає рентгенівське випромінювання в середовищі, яке оточує джерело бета-випромінювання, в прискорювачах електронів і є сукупністю характеристичного та гальмівного випромінювань, енергія фотонів яких не перевищує 1 МеВ. Характеристичне рентгенівське випромінювання виникає в тому випадку, коли внаслідок зіткнення зі швидким електроном, один із електронів покидає внутрішню електронну оболонку атома, чим змінює енергетичний стан атома. Переходячи на незайняту орбіту, зовнішній електрон випромінює в рентгенівській області спектру, й частота цього випромінювання залежить від типу атома й тих орбіталей, між якими відбувається перехід. Окрім ядерних перетворень воно виникає в рентгенівських трубках в результаті електронного бомбардування анода.  На наступному етапі один із електронів зовнішніх оболонок переходить на внутрішню із випромінюванням кванта світла. Частота цього кванта лежить у рентгенівському діапазоні електромагнітного спектру. Слово характеристичне в назві пояснюється тим, що для кожного хімічного елемента властиві (характерні) свої частоти випромінювання. Гальмівне випромінювання — це фотонне випромінювання з неперервним спектром, яке виникає при зміні кінетичної енергії заряджених частинок внаслідок різкого гальмування електронів в речовині. Рентгенівське випромінювання, що використовується в медичній радіології, є також гальмівним випромінюванням електронів, прискорених в рентгенівській трубці, що налітають на анод. Рентгенівські промені проходять через тканини людини наскрізь, тому воно використовується в медицині для флюорографії, рентгенівського аналізу.

—Проникаюча здатність (м, см, мм) та  іонізуюча здатність:

 –проникаюча здатність (довжина пробігу) – відстань, яку іонізуюче випромінення проходить в середовищі, з яким взаємодіє (в м, см, мм, мкм). Проникаюча здатність всіх видів іонізуючого випромінювання залежить від енергії. 

 

Проникаюча здатність  видів іонізуючого випромінювання.

 

– іонізуюча здатність¹⁾– кількість пар іонів, які утворюються на всій довжині

пробігу частинки чи кванта в одиниці об’єму, маси або довжини треку.

   ¹⁾Іонізація (йонізація) — утворення позитивних і негативних іонів і вільних електронів з електрично нейтральних атомів і молекул. Може здійснюватися шляхом відриву від атому, що входить до складу молекулярної частинки, одного або декількох електронів з утворенням йона або за рахунок переходу електрона (електронів) від однієї частинки до іншої з набуттям ними зарядів.

      Іонізуюча здатність радіоактивного випромінювання залежить від його типу і енергії, а також властивості іонізуючої речовини і оцінюється питомою іонізацією, яка вимірюється кількістю іонів цієї речовини, що створюються випромінюванням на довжині пробігу в 1 см.

     Чим більше величина питомої іонізації, тим швидше витрачається енергія випромінювань, тобто тим менший шлях пройде випромінювання в речовині до повної втрати своєї енергії. Тому чим більше іонізуюча здатність випромінювання, тим менше його проникаюча здатність, і навпаки.

      Для того, щоб частинка стала іонізуючою, вона повинна мати достатньо велику енергію, щоб взаємодіяти з атомами опромінюваної матерії. Фотони взаємодіють із зарядженими частинками, тому фотон з досить великою енергією також є іонізуючим. Енергія, при якій фотон стане іонізуючим, перебуває в кінці ультрафіолетового діапазону електромагнітного спектру. Заряджені частинки, такі, як електрони, позитрони і альфа-частинки та високочастотні електромагнітні хвилі взаємодіють з електронами в атомі або молекулами. Нейтрони ж, маючи нульовий електричний заряд, не взаємодіють з електронами електромагнітно і тому вони не можуть безпосередньо викликати іонізацію цим шляхом. Проте швидкі нейтрони добре взаємодіють із протонами у водні і це створює протонне випромінювання. Ці протони є іонізуючими, оскільки вони мають заряд і взаємодіють з електронами в речовині. Нейтрони можуть також взаємодіяти з ядром атома, в залежності від ядра і швидкості нейтрона; ці реакції відбуваються як з участю швидких, так і повільних нейтронів, залежно від ситуації. Після таких взаємодій з нейтронами, атомні ядра часто стають радіоактивними, в свою чергу створюючи іонізуюче випромінювання при розпаді.

 – лінійна густина іонізації – число пар іонів, що утворюються в місці проходження зарядженої частинки з розрахунку на одиницю її пробігу (м, см, мм) в середовищі; використовується для характеристики іонізуючого випромінювання. 

         Біологічна ефективність кожного виду іонізуючого випромінювання находиться у залежності від лінійної густини іонізації. Наприклад,  α-частинки з енергією 3 МеВ на 1 мм шляху пробігу утворюють 40000 пар іонів, а β-частинки з такою ж енергією – до 4 пар іонів.

 

 

Кількісними характеристиками іонізуючих випромінювань є дози (Д):

— експозиційна доза (характеризує іонізуючий ефект рентген — та гама— випромінювання); — поглинута доза; — еквівалентна доза; — густина потоку частинок (для корпускулярних випромінювань).

Розрізняють:

1. Експозиційною дозою (X) називається повний заряд dQ іонів одного знака, що виникають у малому об’ємі повітря при повному гальмуванні всіх вторинних електронів, утворених фотонами до маси повітря dm в цьому об’ємі:  Поняття експозиційна доза встановлено тільки для фотонного випромінювання з енергією 1 кеВ – 3 МеВ. Вимірюється вона в системній одиниці – кулон на 1 кг (Кл/кг) і позасистемній – рентген (Р).  Кулон на 1 кг дорівнює експозиційній дозі, при якій усі електрони та позитрони, що визволені фотонами в об’ємі повітря масою 1 кг, створюють іони, які несуть електричний заряд 1 Кл кожного заряду. 1 Кл/кг = 3876 Р;

1 Р = 2,57976×10⁻⁴ Кл/кг.

Один Рентген (1 Р) – це доза рентгенівського і гамма-випромінювання, яка утворює в 1 см³ (0,001293 г) сухого атмосферного повітря за нормальних умов (температура 0 °С, тиск 1013 гПа (760 мм ртутного стовпа) близько 2 мільярдів пар іонів, що несуть одну електростатичну одиницю заряду кожного знака. При цьому кількість поглинутої енергії становить 88 ерг (енергетичний еквівалент рентгена). Отже, 1 Р = 0,88 рад або 1 рад = 1,14 Р.

2.     -поглинута доза – кількісь енергії іонізуючого випромінювання, яка поглинається одиницею маси опромінюваного середовища. Одиницею вимірювання поглинутої дози в системі SІ є грей (Гр). Грей – поглинута доза опромінення, яка дорівнює енергії 1 джоуль, поглинутій в 1 кг маси середовища: 1 Гр = 1 Дж/кг. Позасистемна (застаріла) одиниця поглинутої дози – рад(rad – radiationabsorbetdose). 1 рад = 0,01 Гр = 100 ерг енергії на 1 г маси середовища. (Одиницею дози є грей, названий на честь англійського фізика С. Грея, одного із засновників радіаційної дозиметрії).

Застаріле поняття поглинутої дози у повітрі – експозиційна доза, під якою розуміють об¢ємну щільність іонізації повітря. Одиницею експозиційної дози використовувався рентген (Р).

3. Потужність поглинутої у повітрі дози (ППД) – приріст дози за одиницю часу або рівень радіації. Вимірюється: в системі Si Гр/годину; – позасистемна (застаріла)  одиниця – рентген на годину (Р/год), мілірентген на годину (мР/год), мікрорентген на секунду (мкР/сек). У зв¢язку з тим, що усі нині використовувані дозиметричні прилади градуйовані у цих одиницях, то ними ще користуються, але результати вимірювання потрібно перераховувати в системні (грей-, мілі-, мікро-, наногрей/годину): 1 мР/год = 8,73 мкГр/год = 6,46 мкЗв/год.

4. Еквівалентна доза (Н) – доза будь-якого виду іонізуючого випромінювання, яка викликає такий же біологічний ефект, як стандартне (еталонне) рентгенівське випромінювання з енергією 200 КеВ.

Для розрахунку еквівалентної дози використовують радіаційний зважуючий фактор (W_R) – коефіцієнт, що враховує відносну біологічну ефективність різних видів іонізуючих випромінювань. Для рентгенівського, гама-, бета-випроміню-вань різних енергій він дорівнює 1, для α-частинок та важких ядер віддачі – 20, для нейтронів з енергією < 10 КеВ – 5; 10-100 КеВ – 10; 100 КеВ – 2 МеВ – 20; 2-20 МеВ – 10; > 20 МеВ – 5.

 

H = D × W_R

Одиницею еквівалентної дози є зіверт (Зв) – це доза будь-якого виду іонізуючого випромінювання, що дає такий же біологічний ефект, як один грей стандартного рентгенівського випромінювання (з енергією 200 КеВ). В практиці користуються також похідними – мілізіверт (мЗв), мікрозіверт (мкЗв).

Ефективна доза – це сума еквівалентних доз, одержаних окремими органами і тканинами при нерівномірному опроміненні організму, помножених на тканинні зважуючі фактори, які дорівнюють: для гонад – 0,20; для червоного кісткового мозку, легень, шлунку – 0,12; інших органів і тканин – 0,05.

Одиницею виміру ефективних доз також є зіверт.

Колективна еквівалентна та колективна ефективна дози – це суми відповідних індивідуальних доз окремих контингентів населення (персоналу підприємств атомної промисловості, атомної енергетики, населення, проживаючого в межах контрольованих зон, які вимірюються в людино-зівертах і використовуються для прогнозування стохастичних (імовірних) ефектів опромінення – лейкозів, інших злоякісних новоутворень.

    Згідно з нормами радіаційної безпеки НРБ 76/87 введено показник, що характеризує іонізуюче випромінювання — керма.Керма К — це відношення суми початкових кінетичних енергій dK всіх заряджених іонізуючих частинок в елементарному об’ємі речовини, до маси dm речовини в цьому об’ємі.Керму вимірюють тими ж одиницями, що й поглинуту дозу – Грей, рад.

 

Методи і засоби санітарного нагляду за об’єктами, де використовуються джерела іонізуючої радіації

 

При такому нагляді використовуються загальноприйняті суб’єктивні методи і засоби та об’єктивний інструментальний радіаційний контроль.

Власне санітарний нагляд включає:

– знайомство з документацією, санітарним паспортом об’єкта, санітарне обстеження і описання об’єкта, візуальний огляд, опитування персоналу;

– вивчення  і оцінку санітарного обладнання, водопостачання, вентиляції, покриття поверхонь стін, підлоги;

– збору, видалення, знешкодження відходів;

– дотримання санітарного режиму експлуатації, радіоасептики тощо.

       Біологічний вплив різних видів випромінювання на живі організми є неоднаковим при однаковій поглинутій дозі. Наприклад, за однакової енергії зовнішнє а-випромінювання є значно безпечнішим, ніж рентген- або гамма-випромінювання. Тому вчені ввели спеціальну фізичну величину для характеристики біологічного впливу поглинутої дози — еквівалентну дозу іонізуючого випромінювання.

    Засоби для проведення об’єктивного радіаційного контролю

Дозиметр ТЕРРА-П використовується в побутових цілях для:

·                     Перевірки радіаційної забрудненості:

  – продуктів харчування

  – при покупці нерухомості

  – будівельних матеріалів

  – місць для будівництва будинку

  – місць після аварій в Чорнобилі

  – підозрілих предметів

  – під час подорожей

  – на полюванні, рибалці.

Дозиметр-радіометр МКС-05 ТЕРРА-П рекомендований Міністерством освіти України до застосування в учбово-виховному процесі загальноосвітніх шкіл. (Протокол №440 від 07 червня 2001 року)

Призначення

     Вимірювання потужності еквівалентної дози гамма-випромінювання.

Вимірювання еквівалентної дози гамма-випромінювання.

Оцінка поверхневої забрудненості бета-радіонуклідами.

 Годинник.

 Будильник.

Особливості

 Наявність трьох незалежних вимірювальних каналів з почерговим виведенням інформації на один рідкокристалічний індикатор.

Автоматичний вибір інтервалів і діапазонів вимірювань.

 Звукова сигналізація кожного зареєстрованого гамма-кванта і бета-частки.

Програмування порогових рівнів спрацьовування звукової сигналізації по потужності дози гамма-випромінювання.

Цифровий індикатор.

Чотирьохрівнева індикація розрядки джерела живлення

 Удароміцний корпус Невеликі масогабаритні параметри.

 Вмонтований гамма-, бета-чутливий лічильник Гейгера-Мюллера.

Технічні характеристики

 

 

 

 

ПРОФІЛАКТИКА ПРОМЕНЕВИХ УРАЖЕНЬ

Гігієнічна регламентація допустимих рівнів опромінення

Велика біологічна активність іонізуючого випромінювання, збільшення кількості джерел, умов і можливостей його несприятливого впливу на екологічний стан довкілля і здоров’я людини зумовлюють необхідність забезпечення радіаційної безпеки населення Науковим підґрунтям здійснення відповідних профілактичних заходів є гігієнічні регламенти (нормативи) допустимих рівнів опромінення населення в цілому і окремих його груп.

Наукове обґрунтування таких регламентів являє собою складну проблему Складність її зумовлена, зокрема, тим, що іонізуюче випромінювання не має порога уражаючої дії на біологічні об’єкти В принципі, за певних умов і на певному рівні така доза може бути наслідком впливу навіть поодинокого кванта випромінення, поодинокої корпускулярної частинки До того ж існує багатокомпонентний природний фон іонізуючого випромінювання, впливу якого зазнавало і зазнає все живе на Землі на різних етапах біологічної еволюції Взагалі, протягом багатьох тисячоліть як біологічний тип людина формувалась у середовищі, одним з компонентів якого завжди був природний фон іонізуючого випромінювання

З іншого боку, розвиток науки і техніки, історія цивілізації людства свідчать про неможливість і недоцільність повної відмови від використання джерел іонізуючого випромінювання штучного походження у різних сферах життя людини, що у свою чергу призводить до радіаційного впливу, рівень якого тією чи іншою мірою перевищує природний фон Тому привабливий і простий на перший погляд підхід до регламентації впливу техногенної іонізуючої радіації, який виходить з принципу “не допустити будь-якого рівня впливу, що перевищує природний фон”, є нереальним До того ж і сам цей фон не є сталим, параметри його дуже коливаються не тільки в різних географічних регіонах, а навіть в одній і тій самій місцевості.

З огляду на викладене вище виправданою є вихідна позиція вчених, які вважають нерозсудливим встановлювати рівні опромінення, досягнення яких потребуватиме таких великих зусиль і затрат, що знаходитимуться у різкій невідповідності з дійсно вагомими впливами стосовно здоров’я людини та інших складових її життя Тобто мова йде про те, що, оцінюючи наслідки і допустимі рівні радіаційного впливу, необхідно враховувати відносний ризик такого впливу.

На думку Комітету експертів ВООЗ, рівень радіаційного впливу повинен бути настільки низьким, щоб його можна було враховувати на фоні інших повсякденних техногенних і побутових несприятливих умов і чинників життя сучасної людини.

Виходячи з цього, найбільш правильним і логічним буде гад-хід, за якого регламенти допустимих рівнів опромінення ґрунтуються на об’єктивних даних щодо реальних дискретних і стохастичних біологічних ефектів і наслідків, зумовлених конкретними дозами (рівнями) та умовами опромінення Такий підхід добре узгоджується з рекомендаціями Міжнародної комісії з радіаційного захисту, яка вказує, що оскільки жодний рівень опромінення не може вважатися абсолютно безпечним, то як допустимий слід вибирати такий практично прийнятний рівень, який у світлі сучасних знань максимально можливо або повністю гарантував би мінімальну загрозу чи повну відсутність.

Регламентні критерії і конкретні нормативи в сфері радіаційної безпеки, які отримали міжнародне визнання, мають тривалу і повчальну передісторію Перші пропозиції стосовно допустимої дози опромінення з’явилися вже на початку XX ст У 1902 р англійський вчений В Роллінз як допустиму експозиційну дозу професійного опромінення запропонував 10 Р/добу У подальшому питання регламентації рівнів опромінення стали предметом спеціальних наукових досліджень, неодноразово обговорювались на представницьких нарадах і конференціях У 1928 р був створений спеціальний Міжнародний комітет із захисту від рентгенівських променів і радіації, який у 1950 р був реорганізований у Міжнародну комісію з радіаційного захисту (МКРЗ) З 1955 р при ООН функціонує Науковий комітет з питань атомної радіації (НКДАР) Авторитетною міжнародною організацією є Міжнародне агентство з атомної енергетики 3 1991 р в Україні працює Національна комісія з радіаційного захисту. Ці а також багато інших організацій та установ займаються різними аспектами радіаційної безпеки населення і регламентацією рівнів радіаційного впливу.

Законом України “Про захист людини від впливу іонізуючої радіації” (1998) та Нормами радіаційної безпеки України (НРБУ-97) як гранично допустима доза професійного опромінення встановлена доза 2 бер (20 м3в) за рік

Допустимі рівні радіаційного опромінення населення в Україні регламентуються Державним гігієнічним нормативом — Нормами радіаційної безпеки України (НРБУ-97), затвердженими наказом МОЗ України № 208 від 14.07.97р і введеними в дію з 01.01.98 р. Ці норми включають систему принципів, критеріїв, нормативів та правил, виконання яких є обов’язковою нормою в політиці держави щодо забезпечення протирадіаційного захисту людини і радіаційної безпеки. НРБУ-97 є основним державним документом, що встановлює систему радіаційно-гігієнічних регламентів для забезпечення прийнятих рівнів опромінення як для окремої людини, так і для суспільства в цілому. Ці регламенти спрямовані на запобігання виникненню детерміністичних (нестохастичних) ефектів у осіб, що зазнали опромінення, і обмеження на прийнятому рівні ймовірності виникнення стохастичних ефектів. НРБУ-97 регламентують вимоги протирадіаційного захисту в умовах практичної діяльності в разі нормальної експлуатації індустріальних та медичних джерел іонізуючого випромінювання, аварійного опромінення населення, а також хронічного опромінювання за рахунок техногенно-підсилених джерел природного походження.

Практична діяльність, пов’язана з загрозою надфонового опромінення, може виникати у разі виробництва джерел випромінювання, використанні цих джерел і радіоактивних речовин у медицині, наукових дослідженнях, промисловості, сільському господарстві, освіті, виробництві ядерної енергії (включаючи всі елементи паливно-енергетичного циклу), зберіганні та транспортуванні джерел іонізуючого випромінювання, радіоактивних відходів.

НРБУ-97 включають чотири групи радіаційно-гігієнічних регламентованих величин:

Перша група — регламенти опромінення персоналу та населення на прийнятному для індивідуума й суспільства рівні, а також підтримання радіаційно-прийнятного стану навколишнього середовища та дотримання безпечних технологій радіаційно-ядерних об’єктів. До цієї групи входять: ліміти доз (ЛД), допустимі рівні (ДР), контрольні рівні (КР).

Друга група — регламенти, що мають за мету обмеження опромінення людини від медичних джерел (рекомендовані рівні — РР).

Третя група — регламенти щодо відверненої внаслідок втручання дози опромінення населення в умовах радіаційної аварії:

Четверта група — регламенти щодо відверненої внаслідок втручання дози опромінення населення від техногенно-підсилених джерел природного походження. Це також рівні втручання і рівні дії.

Нормами радіаційної безпеки встановлюються три категорії осіб, які зазнають опромінювання:

Категорія А (персонал) — особи, що постійно чи тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань.

Категорія Б (персонал) — особи, які безпосередньо не зайняті роботою з джерелами іонізуючих випромінювань, але у зв’язку з розташуванням робочих місць у приміщеннях та на промислових майданчиках об’єктів з радіаційно-ядерними технологіями можуть отримувати додаткове опромінення.

Категорія В — усе населення.

Числові значення лімітів доз встановлюються на рівнях, що виключають можливість виникнення детерміністичних ефектів опромінення і водночас гарантують настільки низьку імовірність виникнення стохастичних ефектів опромінення, що вона є прийнятною як для окремих осіб, так і для суспільства в цілому (табл. 4).

Таблиця 4

Ліміти дози опромінення, мЗв • рік^-1

 

Розподіл дози опромінення протягом календарного року не регламентується. Ліміт ефективної дози (DLe) вказаний в середньому за будь-які послідовні 5 років, але він не повинен перевищувати 50 м3в за окремий рік.

Встановлено такий перелік допустимих рівнів (ДР), які відносяться до радіаційно-гігієнічних регламентів першої групи.

Для категорії А: допустиме надходження (ДНа) радіонукліда через органи дихання, допустима концентрація (ДКа) радіонукліда в повітрі робочої зони, допустима щільність потоку частинок (ДЩПа), допустима потужність дози зовнішнього опромінення (ДПДа), допустиме радіоактивне забруднення (ДЗа ), шкіри, спецодягу та робочих поверхонь.

Для категорії Б: допустиме надходження (ДНб) радіонукліда через органи дихання, допустима концентрація (ДКб) радіонукліда в повітрі робочої зони, допустима щільність потоку частинок (ДЩПб), допустима потужність дози зовнішнього опромінення (ДПДб), допустиме радіоактивне забруднення (ДЗб) шкіри, спецодягу та робочих поверхонь.

Для категорії В: допустиме надходження радіонукліда через органи дихання (ДНв ingal) і травлення (ДНв ingest), допустимі концентрації радіонукліда в повітрі (ДКв ingal) та питній воді (ДКв ingest), допустимі скид (ДС) і викид (ЦВ) у довкілля.

Для персоналу (категорія А) індивідуальна річна ефективна доза не повинна перевищувати значення ЛД для даної категорії.

Індивідуальний дозиметричний контроль, у конкретних для кожного випадку обсягах, є обов’язковим для осіб, у яких річна ефективна доза опромінення може перевищувати 10 м3в • рік” і

Під час планування підвищеного опромінення персоналу використовується значення ЛДтах за один окремий рік — 50 м3в Опромінення персоналу у разі дози, що не перевищує 2 ЛДтах (100 м3в • рік’і), повинно бути скомпенсовано таким чином, щоб після десятирічного періоду ефективна доза за цей час (разом із дозою від виконання спеціальних робіт) не перевищувала 200 м3в              Опромінення персоналу, що планується в дозах від 2 до 5 ЛДтах, може бути дозволено у виняткових випадках Міністерством охорони здоров’я України один раз протягом усієї трудової діяльності працівника.

Особи, які зазнали одноразового опромінення в дозі 2 ЛДтах і більше, мають бути виведені із зони опромінювання і направлені на медичне обстеження. Подальша робота з джерелами випромінювання цим особам дозволяється в індивідуальному порядку відповідно до вимог ОСПУ за умови інформування про ризик для їх здоров’я та отримання письмової згоди від них.

Планування підвищеного опромінення жінок віком до 45 років та чоловіків віком до 30 років забороняється.

Особи, які залучаються до проведення аварійних та рятувальних робіт, на цей період прирівнюються до персоналу (категорія А)

Для осіб категорії Б допустимі рівні (ДР) радіоактивного забруднення шкіри, особистого одягу та робочих поверхонь встановлюється на рівні 1/10 відповідних значень для категорії А.

До введення спеціальних нормативів для вагітних жінок на виробництві (категорії А, Б) встановлені величини ДР у 20 разів нижчі, ніж відповідні ДР для категорії А

Для жінок дітородного віку (до 45 років), які віднесені до категорії А, вводиться додаткове обмеження опромінення: середня еквівалентна доза зовнішнього локального опромінення (зародка та плода) за будь-які 2 послідовні місяці не повинна перевищувати 1 м3в. У цьому разі за весь період вагітності ця доза не повинна перевищувати 2 м3в, а ліміт річного надходження для вагітних встановлюється на рівні 1/20 ДН

Жінка, що віднесена до персоналу категорії А і в якої діагностовано вагітність, повідомляє адміністрацію установи. Повідомлення про вагітність не може бути причиною усунення від ро­боти Адміністрація установи повинна створити жінці умови роботи відповідно до вимог щодо професійного опромінення.

З метою фіксації досягненого рівня радіаційної безпеки для критичних груп населення встановлюються контрольні значення ефективної дози і відповідні їй контрольні рівні (КР) інших величин, для яких встановлені допустимі рівні у НРБУ-97. Такими рівнями є: контрольна індивідуальна річна ефективна доза, контрольне надходження радіонукліда через органи дихання, контрольне надходження радіонукліда через органи травлення, контрольна концентрація радіонукліда у повітрі, питній воді, контрольний викид радіонукліда у навколишнє середовище, контрольний скид радіонукліда у навколишнє середовище.

Значення контрольних рівнів встановлюються на рівні, нижчому за відповідні ліміти доз та допустимі рівні Допускається встановлювати КР для окремого радіонукліда та (або) шляху його надходження, включаючи введення КР на вміст радіонукліда в окремому продукті харчування або на окремій території.

У разі перевищення КР об’єкта проводиться розслідування з метою виявлення та усунення причин, що призвели до перевищення. КР регулярно переглядаються, враховуючи поточний радіаційний стан на об’єкті.

У системі гігієнічного нормування допустимих рівнів опромінення застосовується поняття референтного віку, референтної тривалості опромінення, референтного об’єму питної води тощо.

НРБУ-97 встановлюють шкалу референтного віку, що включає шість фіксованих віків 3 міс, 1 рік, 5 років, 10 років, 15 років і “Дорослий”. Відповідно до кожного референтного віку припустиме застосування розрахованих доз до вікової категорії, а саме: до 12 міс, від 1 до 2 років, від 2 до 7 років, від 7 до 12 років, від 12 до 17 років, понад 17 років. Нормуючи опромінення персоналу (категорії А та Б), розглядають тільки референтний вік “Дорослі”. Для перших п’яти фіксованих віків і населення категорії В референтна тривалість опромінення становить 8760 год, для категорій А та Б — 1700 год на календарний рік.

Нормуючи допустиму активність харчових продуктів, повітря, води, враховують референтні величини їх споживання протягом року. Так, наприклад, для зазначених вище референтних віків об’єми річного споживання питної води становлять відповідно 220, 260,370,500,650 та 800 л.        Аналогічно наведеному прикладу, референтний об’єм вдиху повітря під час виконання легкої роботи становить 66, 127, 244, 583,1000 1250 мл (останні два параметри — для чоловіків, для жінок вони становлять 903 та 992 мл)

Радіаціино-гіпєнічні регламенти у разі медичного опромінення населення

У системі заходів радіаційної безпеки населення велике значення має забезпечення протипроменевого захисту у разі медичного опромінення, тобто опромінення людини внаслідок медичного обстеження або лікування Медичне опромінення може спричинятися діагностичними рентгенологічними дослідженнями, діагностичними дослідженнями з використанням радіонуклідів, променевою терапією за допомогою зовнішніх або внутрішніх джерел іонізуючого випромінювання тощо У цьому випадку необхідно забезпечувати отримання необхідного діагностичного або лікувального ефекту за якомога менших рівнів опромінення. Передбачається, що особи, які зазнають опромінення з зазначеною метою, отримують від відповідних процедур пряму користь Діагностичному або лікувальному медичному опроміненню підлягають тільки ті особи, яким таке опромінення призначене лікарем, що має відповідні медичні знання і повноваження. Дозові ліміти для медичного опромінення не встановлюються. Необхідність та дозове навантаження під час рентгенологічної або радіологічної процедури обґрунтовує лікар зважаючи на медичні показання та протипоказання. З огляду на особливості цього виду практичної діяльності протипроменевий захист ґрунтується на таких засадах— опромінення має бути обґрунтованим і призначеним тільки лікарем для досягнення корисних діагностичних та терапевтичних ефектів, які неможливо отримати іншими методами діагностики й лікування (принцип виправданості), — колективні дози, що їх отримує населення гад час проведення рентгенологічних та радіологічних процедур, повинні бути настільки низькими, наскільки це доцільно з урахуванням економічних та соціальних чинників (принцип оптимізації), — величина дози опромінення встановлюється тільки лікарем індивідуально для кожного пацієнта, виходячи з клінічних показань, і повинна враховувати необхідність запобігти виникненню детерміністичних ефектів у здорових тканинах та в організмі в цілому (принцип неперевищення).

Стосовно медичного опромінення виділяють 4 категорії пацієнтів:

Категорія АД — онкологічні хворі, особи з ургентними станами, травмами тощо, які зазнають медичного опромінення за життєвими показаннями, хворі, які потребують дослідження для диференціальної діагностики природженої серцево-судинної патології Рекомендована гранична ефективна доза для цієї категорії становить 100 м3в за рік

Категорія БД — хворі, яким проводять дослідження за клінічними показаннями у разі неонколопчних захворювань для встановлення (уточнення) діагнозу, визначення схеми лікування Рекомендована гранична ефективна доза — 20 м3в • рік ^\

Категорія ВД — особи з груп ризику, працівники установ з шкідливими умовами праці, особи, які підлягають спеціальному професійному відбору, медичним оглядам, хворі, що зняті з обліку теля радикального лікування онкологічних захворювань Рекомендована гранична ефективна доза — 2 м3в • рік^-1.

Категорія ГД — особи, які проходять всі види профілакти­чних обстежень (крім зазначених у категорії ВД), а також особи, що їх обстежують за спеціальними медичними програмами Ре­комендована гранична ефективна доза — 1 м3в • рік^-1

Для категорій АД та БД додатково вводяться обмеження еквівалентних доз опромінення найбільш радючутливих органів, тканин кришталика ока — до 150 м3в • рік^-1, гонад жіночих — 200 м3в • рік^-1, гонад чоловічих — 400 м3в • рік^-1, червоного кісткового мозку — 400 м3в • рік^-1.

Під час проведення радіологічних процедур потужність дози гамма-випромінювання на відстані 0,1 м від пацієнта має бути не вищою від 10 м3в за 1 год Особи, які добровільно надають допомогу пацієнтам під час проведення медичних процедур, не повинні отримувати опромінення у дозах понад 5 м3в за рік.

Медичне опромінення добровольців з метою отримання науково-медичної інформації допускається тільки з дозволу Міністерства охорони здоров’я України за наявності письмової згоди добровольця, інформованого про ступінь радіаційного ризику, і за умови неперевищення встановлених для добровольців рівнів опромінення

З метою контролю за медичним опроміненням людини потрібно проводити облік індивідуальних дозових навантажень Для цього встановлена спеціальна форма обліку дозових навантажень, яка включає такі відомості

1 Номер процедури (обстеження)

2 Дата процедури (обстеження)

3 Вид обстеження

4 Ефективна доза за одне обстеження, м3в

5 Медична установа, в якій проведено обстеження

6 Посада лікаря

7 Підпис лікаря його прізвище

8 Сумарна ефективна доза опромінення за рік

9 Підпис головного лікаря медичної установи

Ліміти доз для обмеження медичного опромінення не встановлюються, а необхідність проведення певної рентгенологічної чи радіологічної процедури обґрунтовується лікарем на підставі медичних показань.

Повторення однотипних рентгенологічних та радіологічних діагностичних процедур допускається за необхідності і можливості отримання нової чи розширеної інформації Необґрунтоване дублювання однотипних діагностичних процедур забороняється

Під час проведення профілактичного обстеження населення річна ефективна доза не повинна перевищувати 1 м3в Перевищення цього рівня допускається лише в умовах несприятливої епідемічної ситуації за узгодженням з органами Державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України.

Необхідно уникати призначення радіологічних та рентгенологічних процедур (за винятком ургентних випадків) жінкам репродуктивного віку (до 45 років) з діагностованою чи можливою вагітністю, а також у період годування дитини груддю.

 

ГІГІЄНІЧНА ОЦІНКА ПРОТИРАДИАЦІЙНОГО ЗАХИСТУ ПЕРСОНАЛУ І РАДІАЦІЙНОЇ БЕЗПЕКИ ПАЦІЄНТІВ ПРИ ЗАСТОСУВАННІ РАДІОНУКЛІДІВ ТА ІНШИХ ДЖЕРЕЛ ІОНІЗУЮЧОГО ВИПРОМІНЮВАННЯ В ЛІКУВАЛЬНИХ ЗАКЛАДАХ

   З цією метою досліджується розміщення радіологічного відділення на земельній ділянці, його внутрішнє улаштуванням, плануванням та обладнанням, структурою та організацією радіаційного і медичного контролю.

Рентгенологічне відділення. У рентгенологічному відділенні треба дотримувати виконання гігієнічних вимог, що пред’являються до облаштування, обладнання та експлуатації рентгенологічного обладнання і пов’язані з необхідністю забезпечення радіаційної безпеки персоналу та осіб, які працюють у суміжних приміщеннях.

Заходи радіаційної безпеки повинні передбачати не тільки захист персонала, але й  контроль за дозами, які отримують пацієнти. Так, при рентгенографії шлунка поглинається  0,5 Р, рентгенографії легень — 0,5 Р, водночас, при рентгеноскопії шлунка від 4,8 до 10,3 Р, рентгенографії легень — от 3,4 до 7,6 Р. Тому там, де це можливо, слід більш широко використовувати рентгенографію.

Рентгенологічні відділення повинні розташовуватися у спеціально виділених та обладнаних приміщеннях лікарні, бажано в їх торцевих частинах або в спеціальних добудовах до них. Найдоцільнішою орієнтацію вікон вважають орієнтацію на північні румби. Перелік та мінімальні площі приміщень у рентгенологічному відділенні наведені в табл. 1.

Таблиця 1

Перелік і мінімальні площі приміщень у рентгенологічному відділенні

 

 

Терапевтичний кабінет рентгенологічного відділення загальною площею 34 м² складається з процедурної для дистанційної та контактної рентгенотерапії  і кімнати управління. В кабінетах знаходяться 2 рентгенівські установки РУМ—7 (опромінення поверхневих тканин) і РУМ—17 ( опромінення глибоких тканин).

Із засобів захисту тут повинна  бути  присутня велика захисна ширма, вироблена з свинцю, що захищає все тіло рентгенолога,  який знаходиться за  пультом управління, мала захисна ширма, що захищає  тулуб лікаря—рентгенолога, гумовий килимок, що захищає ноги, а також фартухи, захисні спідниця, рукавички тощо. Всі захисні засоби повинні мати свинцевий еквівалент від 0,3 до 1 мм свинцю.

Основними видами стаціонарного захисту є стіни, перекриття, перегородки, захисні двері та оглядове  скло із свинцю. Для фарбування стін застосовується баритобетон.  Двері повинні бути покриті листком свинцю і на 8-10 см перекривати отвір дверей з усіх боків.

Після спорудження відділення стаціонарне захисне обладнання перевіряють за допомогою дозиметричної апаратури. У процесі експлуатації кабінета контроль повинен здійснюватися не менше 1 разу на 2 роки. Вікна у рентгенівських кабінетах розташовуються таким чином, щоб їх нижній край   був розташований не менш, ніж на 2 м вище від поверхні підлоги. Світловий коефіцієнт у кабінеті повинен  знаходитися у межах не менше 1 : 10. Вікна необхідно забезпечити щільними ставнями і ширмами. Штучне освітлення повинно бути загальне і локальне (робоче).

 Повітря рентгенівського кабінету внаслідок дії ионізуючого випромінювання забруднюється озоном і оксидами озону. Тому приміщення рентгенівського кабінету слід обладнувати витяжною вентиляцією. Витяжні отвори повинні розташовуватися приблизно на 30 см від підлоги. Концентрація озону у повітрі приміщень не повинна перевищувати 0,0001 мг/л. Дані щодо розрахункової температури повітря, кратності обміну повітря та освітлення робочих місць наведені у табл. 2 та 3.

Таблиця 2

Розрахункові температура і кратність повітряобміну в рентгенологічних

відділеннях

 

Примітка: Відносна вологість повітря в рентгенівських кабінетах повинна становити 30 — 80%.

Таблиця 3

Освітленість робочих місць приміщень рентгенологічних відділень

Примітка: л.р. — лампи розжарювання; л.л. — люмінесцентні лампи.

 

Рентгенофлюорографічний апарат. Для того, щоб випромінювання рентгенівської трубки поширювалось переважно у необхідному напрямку, в теперішній час застосовуються трубки з захисним свинцьовим кожухом, який обмежує витік, так званого невикористаного випромінювання. Потужність дози рентгенівського випромінювання не повинна перевищувати 36 мР/год на відстані 1 м від фокуса трубки в будь—якому напрямку.

При рентгеноскопії робочий пучок рентгенівських променів спрямований і у бік рентгенолога. Для захисту останнього пучок слід спрямувати на екран з просвинцьованого скла, розмір якого повинен бути таким, щоб він перекривав всі сполучення пучка променів, які проходять через хворого.

Дані щодо фізико—технічних умов роботи рентгенодіагностичної апаратури у безперервному режимі представлені в табл. 4.

Таблиця 4

Фізико-технічні умови роботи рентгенівської діагностичної

апаратури у безперервному режимі

 

 

Під час проектування, а також у процесі експлуатації рентгенівських кабінетів, розрахунковий метод оцінки умов праці застосовується виключно для визначення ефективної товщини екранів та обгороджень. Для цих розрахунків визначають спочатку кратність послаблення у залежності від величини анодного току і відстані між фокусом та захисним екраном або огородженням. Потім за   спеціальною таблицею, у залежності від розрахунку даних кратності послаблення і напруги, при якій працює рентгенівська трубка, знаходять необхідну товщину захисту з свинцю. Якщо для захисного екрану або обгородження використовується інший матеріал, його товщину знаходять за таблицею свинцьових еквівалентів відповідних матеріалів. Так, наприклад, згідно з таблицею свинцьових еквівалентів свинцевий екран товщиною 2,7 мм відповідає екрану з цеглини товщиною31 см. Отже, цегляна стіна між рентгенологічним кабінетом і суміжним приміщенням повинна мати товщину не менше 31 см.

Радіологічне відділення, як правило, поділяють на відділення для дистанційної променевої терапії та відділення для застосування закритих і відкритих радіофармацевтичних препаратів.

Відділення для дистанційної терапії (телегамматерапії). Відділення оснащено установкою «Агат—1». Радіоактивний кобальт знаходиться у контейнері, расташованому в самому апараті. В зв’язку з тим, що g—випромінювання має велику проникаючу здатність, указаний контейнер не забезпечує повного поглинання g—випромінення. Тому g—аппарат в рабочому стані являє собою певну  небезпеку  для осіб, які знаходяться у приміщенні процедурної кімнати. Потужність дози, яку створює g—апарат при закритому затворі, не повинна перевищувати 3 мР/год на відстані 1 м від кожуха апарату. Під час перезарядки приладу та ряду інших обставин потужність дози може досягти значно більш високих величин. Тому хворого попередньо навчають, як він повинен лягати, обкреслюють колом ділянку,  яка підлягає опроміненню з таким розрахунком, щоб укладка хворого не займала понад 2 хвилини На період здійснення опромінення хворого випромінювач автоматично висувається з контейнера і радиаційна небезпека, звичайно, збільшується.

Установлені такі розрахункові граничні рівні опромінення для різних категорій опромінюваних (за протипроменевим захистом) — 1,4—2,8 мР (140 мкЗв)/год. (для категорії А: 1,4 — у разі постійного перебування персоналу протягом усього робочого часу, 2,8 — у разі роботи не більш, як 18 год, на тиждень). Граничні рівні опромінення за умови безпосередньої роботи працівників з джерелами іонізуючого випромінювання: для персоналу лабораторії радіонуклідної діагностики (категорія А) — 3,4 мР (340 мкЗв)/год, для інших працівників (категорія Б) — 0,12 мР (12,0 мкЗв)/год.

Для забезпечення радіаційної безпеки головним є улаштування стаціонарного захисту та оптимальний вибір місця розміщення радіолонічного відділення і, насамперед, приміщень процедурних. Проектування стаціонарних захисних пристроїв здійснюється виходячи з розрахункових гранично допустимих рівнів випромінювання, які встановлені для зовнішньої поверхні радіаційного захисту або для фактичних робочих місць. Розрахунок слід проводити, зважаючи на максимально допустиму для даного приміщення активність радіонукліда (табл.5).

Таблиця 5

Максимально допустима активність радіонуклідів на робочих місцях

 

 

Примітка: РФП — радіофармацевтичні препарати

Спостереження за поведінкою хворого здійснюється за допомогою телевізійних установок. Дверні пройоми необхідно робити у вигляді лабірінта з бетонних стін, які перешкоджають виходу разсіяного випромінювання. Двері покривають листковим свинцем товщиною не менш, ніж 3 мм. Двері з кімнати управління в процедурну повинні бути забезпечені пристроями для автоблокування таким чином, щоб виключити можливість її відкривання під час работі g-апарата.

Перелік і мінімальні площі відділень променевої терапії наведені в табл. 6.

Таблиця 6

Перелік і площі приміщень відділень променевої терапії

 

 

 

Відділення для застосування закритих радіофармацевтичних препаратів. У відділенні для застосування закритих радіофармацевтичних препаратів проводиться внутрішньотканинне, внутрішньопорожнинне та аплікаційне (поверхневе) лікування g-препаратами радіоактивного кобальта, який розташований у спеціальних “голках”. У відділенні є  сховище радіоактивних препаратів у підвальному приміщенні, з якого транспортною стрічкою конвейєра у маніпуляційну в контейнерах подаються радіоактивні кобальтові “голки”. На  дошці управління є  3 кнопки, натискуючи  на які можна викликати із сховища контейнер з “голками” необхідної активності. Контейнер надходить на стіл, обладнаний таким чином, що дозволяє  пряме спостереження за робочим полем через свинцеве скло. На столі медична сестра за  допомогою дистанційних інструментів вставляє в кобальтову “голку” нитку. Ця маніпуляція повинна бути відпрацьована таким чином, щоб отримана доза за тиждень не перевищувала 0,1 Р, тобто майже до автоматизму.

Потім голку знов опускають в контейнер. Кобальтові голки з ниткою, обминаючи процедурну, за конвейєром  надходять у палату. В процедурній на гінекологічному кріслі хворій в матку вставляють прибор — афтолодінг (це  порожнинні трубки, які мають два отвори  для придатків). Цю маніпуляцію проводить медична сестра, потім хвора поступає  в активну палату, туди ж по конвейєру надходить контейнер з “голками” потрібної активності і лікар на гінекологічному кріслі, за свинцевим склом (рухливою ширмою вставляє в афтолодінг кобальтові голки на  визначену заздалегідь (у залежності від місця ураження) глибину.

Лікар також протягом певного періоду відпрацьовує цю маніпуляцію з нерадіоактивними голками для того, щоб у ході реального використання радіоактивних препаратів витрачати мінімальний час. Таким чином здійснюється “захист часом”. Застосування  афтолодінгу дозволяє вводити радіоактивний препарат точно на певну глибину і навіть змінювати дозу. “Голки” перед укладкою стерилізуються в антибіотику  діоцид. Хворі в ході лікування g—препаратами являють небезпеку як джерела випромінювання, тому вони під час лікувального процесу повинні знаходитися тільки в спеціальних радіологічних палатах, в котрих розташовані не більш як два ліжка, відгороджені одне від одного залізобетонною стіною. Всі приміщення підлягають дозиметричному контролю та встановленню максимального часу, протягом якого персонал може знаходитися безпосередньо біля ліжок “активних хворих“.

В сестринській розташований спеціальний прилад, за допомогою якого можна здійснювати переговори з хворими, що знаходяться в активних палатах. Над кожною палатою розташований дозиметр з лампочкою, яка запалюється, коли хворий піднімається з ліжка. Такі пристрої дають можливість середньому та молодшому медичному персоналу заходити в активні палати лише тоді, коли вони дійсно потрібні  хворому.

Весь персонал забезпечений індивідуальними дозиметрами. Один раз на тиждень в спеціальному журналі реєструється отримана доза. Контроль дози та зарядження дозиметрів здійснює Харківський науково—дослідний інститут радіології.

 

Радіаційно-гігієнічні регламенти та захист населення в умовах радіаційної аварії

Радіаційною аварією називають незаплановану подію на будь-якому об’єкті з радіаційною чи радіащйно-ядерною технологією, якщо гад час виникнення цієї події втрачається регулювальний контроль над джерелом і виникає реальне (або потенційне) опромінення людей, пов’язане з втратою такого контролю.

Радіаційною аварією вважається також широкий спектр таких подій, як крадіжка чи втрата поодиноких закритих джерел гамма-випромінювання, неконтрольована розгерметизація джерел, що містять гамма-, бета-1 альфа-випромінювачі, включаючи радіонуклідні нейтронні джерела.

Розрізняють дві групи радіаційних аварій: 1-ша група — аварії, які не супроводжуються радіоактивним забрудненням виробничих приміщень, проммайданчика об’єкта та навколишнього середовища, 2-га група — аварії, внаслідок яких відбувається радіоактивне забруднення середовища виробничої діяльності й проживання людей.

Масштаб радіаційної аварії визначається розпаром забруднених територій, а також чисельністю охоплених нею персоналу і населення. За масштабом радіаційні аварії поділяють на два великих класи промислові і продуктові.

Питна вода із централізованих водогонів звичайно не потребує додаткового оброблення споживачем, проте з метою поліпшення очищення води від різних домішок можна використовувати побутові фільтри різного типу. Потреба у спеціальному обробленні може виникнути і в разі використання для пиття криничної води Слід пам’ятати, що кип’ятіння, як і інші способи знезаражування води, не впливає на її радіоактивність. Практично не містить радіоактивних речовин дистильована вода. Доцільно перекип’ятити воду протягом 15—20 хв, дати їй відстоятись, обережно, не сколихуючи осаду, перелити в інший посуд, залишок води і осад вилити в каналізацію. Знижується вміст радіоактивних речовин у воді, яка пройшла очищення за допомогою іонообмінних і деяких інших фільтрів, особливо в сполученні із попередньою коагуляцією.

 

ГІГІЄНА ПРАЦІ З ДЖЕРЕЛАМИ ІОНІЗУЮЧОГО ВИПРОМІНЮВАННЯ

Вимоги стосовно забезпечення радіаційної безпеки персоналу, а також щодо охорони навколишнього середовища від забруднення радіоактивними речовинами регламентуються “Основними санітарними правилами роботи з джерелами іонізуючого випромінювання в Україні” (ОСПУ-99).

До таких робіт відносяться виробництво, оброблення, зберігання, транспортування та інші форми використання джерел іонізуючих випромінювань (ДІВ), перероблення, зберігання та знезараження радіоактивних відходів, науково-дослідна та практична діяльність різних радіологічних установ, закладів, лабораторій.

Роботи з ДІВ можуть здійснюватися тільки з дозволу і під контролем Державної санітарно-епідеміологічної служби, якій відповідні підприємства, установи та заклади зобов’язані передавати всю інформацію, необхідну для оцінки обсягів і характеру робіт, а також можливої радіаційної загрози для персоналу, населення та навколишнього середовища. Для цього, зокрема, всі такі підприємства, установи та заклади повинні отримувати дозвіл на проведення практичної діяльності, пов’язаної з використанням ДІВ, решта підлягає обліку в органах санітарно-епідеміологічної служби. Установи, які використовують незначні активності радіонуклідів (що не перевищують так званих рівнів звільнення, встановлених спеціальними нормативними документами) або деякі пристрої для генерування іонізуючих випромінювань, за нормальної експлуатації яких не перевищуються допустимі потужність еквівалентної дози (1 мкЗв • год^-1 на відстані 0,1 м) та максимальна енергія випромінювання (5 кеВ), звільняються від обов’язкового регулювального контролю. Однак для отримання відповідного дозволу адміністрації подібних установ зобов’язані подати заяву до органів Держсанепідемнагляду.

Контроль за організацією охорони і умовами збереження ДІВ здійснюють органи внутрішніх справ України.

Використання приладів, до конструкції яких входять ДІВ, з навчальною метою у дитячих та підліткових установах забороняється

Продовольча сировина, харчові продукти та інша споживча продукція вироблена на радіоактивне забруднених територіях, не може реалізуватись без проходження радіаційного контролю і наявності відповідних сертифікатів радіаційної якості

Проектування захисту від зовнішнього іонізуючого випромінювання повинно виконуватись з урахуванням призначення приміщення і території, а також залежно від категорії і тривалості опромінення персоналу

Проектна потужність ефективної дози випромінювання на поверхні захисту визначається за формулою Н = D It, де Н — проектна потужність ефективної дози, D—ліміт дози (2 х 10 ²3s для категорії А або 2 х 10 ³ 3 в для категорії Б), t — тривалість опромінення (год/рік) Проектна потужність приймається за показниками, наведеними у табл 5.

Таблиця 5

Потужність ефективної дози (Н) під час проектування захисту від зовнхшньоро опромінення

 

Проектуючи об’єкти, на яких використовуються і відкриті джерела радіації, необхідно передбачати крім захисту від зовнішнього опромінення також заходи захисту персоналу і населення від внутрішнього опромінення та захисту навколишнього середовища від радіоактивного забруднення

Обладнання, контейнери, пакунки (упаковки), транспортні засоби, апарати, приміщення тощо, призначені для роботи з ДІВ, повинні мати знак радіаційної небезпеки (див його зображення на обкладинці, а також на мал 8) Цей знак радіаційної небезпеки є застережним і призначений для привернення уваги до об’єктів потенційної або дійсної загрози впливу на людей іонізуючого випромінювання Кольори знаку — червоний і жовтий Якщо знак використовується на об’єктах, пофарбованих у ці кольори, а також для маркування транспортних упаковок, то дозволяється чорний колір пофарбування внутрішнього кола, трьох пелюсток і кайми трикутника За необхідності в межах знаку дозволяється розмішувати до датком роз’яснювальні написи, наприклад, “І клас робіт”, “Гамма-випромінювання”, “Нейтронне випромінювання”, “Радіоактивність” тощо, а також вертикальні смуги, які позначають транспортні категорії

Вимоги до розміщення і проектування об’єктів, призначених для роботи з джерелами іонізуючого випромінювання

Ділянки для будівництва відповідного об’єкта вибирають, зважаючи на особливості ситуаційного плану місцевості та рози вітрів Ділянка має знаходитися з підвітряного боку щодо житлових і громадських будівель, зон відпочинку, спортивних споруд, дитячих і санаторно-оздоровчих закладів тощо За необхідності (це визначається органами санепідемслужби спільно з засновником і проектною організацією) встановлюються санітарно-захисна зона і зона спостережень їх розміри визначають на підставі спеціальних розрахунків очікуваних доз опромінення та (або) допустимих радіоактивних викидів у навколишнє середовище, враховуючи можливі аварійні ситуації Розміри зон спостереження, як правило, повинні бути у 3—4 рази більшими, ніж розміри санітарно-захисної зони У санітарно-захисній зоні не допускається розміщення житлових та громадських будівель, лікувально-профілактичних, дитячих, санаторних та інших оздоровчих закладів, об’єктів господарчо-питного водопостачання, а також промислових і допоміжних споруд, які не мають відношення до об’єкта, для якого встановлюється ця зона Всі питання, пов’язані з проектуванням, будівництвом та введенням до експлуатації об’єктів, що використовуватимуть ДІВ і мають відношення до забезпечення радіаційної безпеки персоналу й населення, підлягають узгодженню з відповідними органами і службами санепіднагляду.

До практичної діяльності з ДІВ установа може приступати тільки після одержання спеціального санітарного паспорта (видається органами Держсанепіднагляду) і відповідного дозволу (ліцензії) МЕБ. Санітарний паспорт видається установі на термін від 3 до 5 років за умови обов’язкового щорічного радіаційного контролю.

Об’єкти, що призначені для робіт з ДІВ, у тому числі сховища для зберігання радіоактивних речовин, до початку їх експлуатації повинні бути прийняті комісією у складі повноважних представників регулювальних органів, замовників (зацікавлених установ, осіб), будівельної організації, технічних інспекцій тощо. Питання про можливість експлуатації об’єкта і отримання ним ДІВ вирішується на підставі перевірки відповідності об’єкта проекту, забезпечення протипроменевого захисту персоналу і населення, надійної безпеки і охорони джерел.

Комісія складає акт приймання, в якому для кожного приміщення (ділянки, території) зазначаються:

а) під час роботи з відкритими джерелами: радіонуклід, речовина, її агрегатний стан, активність на робочому місті, річне споживання, клас робіт, що дозволені на об’єкті;

б) під час роботи з закритими джерелами; радіонуклід, вид джерела, його максимальна активність, максимально допустима кількість джерел на робочому місці, їх сумарна активність, річне споживання;

в) під час роботи з пристроями, які генерують іонізуюче ви­промінювання: тип пристрою, вид, енергія та інтенсивність ви­промінювання, потужність, допустима кількість одночасно працюючих пристроїв в одному приміщенні та ін.;           

г) під час інших робіт з ДІВ (на ядерних реакторах, генераторах радіонуклідів, роботі з радіоактивними відходами та ін.):

вид джерела та його максимально повні радіаційні характеристики.

Для всіх видів робіт з ДІВ зазначаються обмежувальні умови користування (роботи), а також забезпечення безпеки джерел, протипроменевого захисту персоналу та населення.

У разі порушення (недотримання) вимог НРБУ-97 та ОСПУ-99, органи Держсанепіднагляду можуть призупинити роботу з ДІВ на об’єкті й відізвати (анулювати) “Санітарний паспорт” до закінчення терміну його дії. У цьому випадку можливе порушення питання про призупинення дії (анулювання) ліцензії на право проведення установою практичної діяльності з ДІВ.

Адміністрація об’єкта, на якому передбачається використання ДІВ, до моменту отримання цих джерел зобов’язана наказом по установі визначити перелік осіб (персонал), що будуть працювати з цими джерелами, забезпечити навчання та інструктаж персоналу, в тому числі з питань радіологічного захисту і безпеки джерела, призначити відповідальних за радіаційну безпеку, облік та звітність. На кожному такому об’єкті повинні бути правила внутрішнього розпорядку та узгоджена з органами Держсанепідемнагляду “Інструкція з радіаційної безпеки”.

Переміщення ДІВ для робіт з ними за межами установи, на яку поширюється дія “Санітарного паспорта”, здійснюється тільки з дозволу органу Держсанепідемнагляду, який видав цей паспорт і після повідомлення санітарно-епідеміологічної служби за місцем проведення робіт.

Ремонтні та інші роботи з апаратами, приладами, блоками тощо, які містять радіонуклідні джерела, можуть виконувати лише спеціалізовані підприємства, які мають ліцензію на проведення таких робіт і дозвіл місцевих органів Держсанепідемнагляду.

         Особи віком до 18 років до безпосередньої роботи з ДІВ не допускаються.

Особи, які відносяться до категорії А (персонал), зобов’язані проходити обов’язковий медичний огляд під час зарахування наработу і періодичні медичні огляди. До роботи, а також до вступу у навчальні заклади (на курси тощо) з підготовки відповідних фахівців (категорії А) допускаються тільки особи, які не мають медичних протипоказань.

До роботи з джерелами іонізуючих випромінювань в установах України не дозволяється допускати осіб, які мають такі медичні протипоказання:

1. Вміст гемоглобіну менше ніж 130 г/л у чоловіків і 120 г/л — у жінок.

2. Вміст лейкоцитів менше ніж 4,5х10⁹ віл, тромбоцитів менше ніж 180 000.

3. Облітеруючий ендартериїт, хвороба Рейно, ангіоспазми периферичних судин.

4. Хвороби серця з недостатністю кровообігу.

5. Гіпертонічна хвороба III ступеня (індивідуальний підхід).

6. Усі захворювання (у всіх стадіях) системи крові, у тому числі кровотворних органів.

7. Передпухлинні захворювання, схильні до переродження і рецидиву; новоутворення.

8. Доброякісні пухлини і захворювання, що перешкоджають використанню і туалету шкірних покривів (індивідуальний підхід)

9. Злоякісні новоутворення (після проведеного лікування питання може вирішуватися індивідуально за відсутності абсолютних протипоказань).

10. Променева хвороба І—IV ступеня важкості або наявність стійких наслідків (за наявності променевої хвороби І ступеня важкості придатність визначається індивідуально).

11. Хронічні та інфекційні грибкові захворювання шкіри.

12. Органічні захворювання центральної нервової системи із стійкими порушеннями функцій (індивідуальний підхід).

13. Хронічні психічні захворювання, шизофренія та інші ендогенні психози. Епілепсія з частими нападами та зміною особистості.

14. Катаракта.

15. Гострота зору з корекцією не менше ніж 0,5 на одному оці і 0,2 — на другому. Рефракція скіаскопічне: близорукість за нормального очного дна до 10,0 дпт, далекозорість — до 8,0 дпг, астигматизм не більше ніж 3,0 дпт. У разі зміни на очнім дні близорукість не більше 6,0 дпт; далекозорість — до 6,0 дпт.

16. Анофтальм.

17. Глаукома декомпресована.

18. Захворювання зорового нерва і сітківки.

19. Хронічні гнійні захворювання приносових пазух, хронічні середні отити з частими загостреннями (у разі атрофічних процесів слизової придатність визначається індивідуально).

20. Хронічні захворювання легень з вираженою легенево-серцевою недостатністю (індивідуальний підхід).

21. Бронхіальна астма з важким перебігом і вираженими функціональними порушеннями дихання та кровообігу (індивідуальний підхід).

22. Активні форми туберкульозу будь-якої локалізації.

23. Виразкова хвороба шлунка та дванадцятипалої кишки із хронічним рецидивним перебігом і схильністю до ускладнень (індивідуальний підхід).

24. Цироз печінки та активні хронічні гепатити. Ураження жовчовивідної системи з частими або важкими нападами (індивідуальний підхід).

25. Хронічні панкреатити, гастроентерити і коліти з частими загостреннями (індивідуальний підхід).

26. Хронічні захворювання нирок з проявами ниркової недостатності. Сечокам’яна хвороба з частими нападами або ускладненнями (індивідуальний підхід ).

27. Хвороби суглобів із стійкими порушеннями функцій, які заважають виконанню професіональних обов’язків (індивідуальний підхід).

28. Колагенози (індивідуальний підхід).

29. Природжені аномалії органів з вираженою недостатністю їх функцій.

30. Хвороби ендокринної системи з вираженими порушеннями функцій.

31. Порушення менструальної функції, що супроводжується матковими кровотечами.

32. Хронічні запалення матки і придатків із частими загостреннями (індивідуальний підхід).

33. Вагітність і період лактації.

34. Звичне невиношування та аномалії плода в анамнезі у жінок, які планують дітенароджування (індивідуальний підхід).

35. Наркоманія, токсикоманія, в тому числі хронічний алкоголізм.

Наведений перелік медичних протипоказань є орієнтовним. У деяких випадках потрібно ураховувати всі чинники (вік, стаж, професійну кваліфікацію, дозові нагрузки тощо) і приймати рішення про допуск до роботи з ДІВ в індивідуальному порядку

У разі виявлення у працівника відхилень у стані здоров’я, які не зазначені в основному переліку медичних протипоказань, але є певною перепоною для продовження робіт з ДІВ, питання про постійний або тимчасовий перевід на роботу поза контактом з такими джерелами у кожному конкретному випадку вирішується індивідуально.

Жінки звільняються від роботи з ДІВ на період вагітності (з моменту встановлення й) і на період годування дитини. Умови праці вагітної мають бути такими, щоб для плода був забезпечений такий самий рівень протипроменевого захисту, як і для всього населення категорії В.

Персонал категорії А, у тому числі й той, який тимчасово залучений до роботи з ДІВ, допускається до таких робіт виключно після належним чином документованого навчання, інструктажу з радіаційної безпеки і перевірки відповідних знань комісією до початку робіт і періодично, не рідше ніж один раз на рік (інструктаж — не рідше ніж 2 рази на рік).

 

 РОЗРАХУНОК ОСНОВНИХ ПАРАМЕТРІВ ЗАХИСТУ

 ВІД ЗОВНІШНЬОГО ОПРОМІНЕННЯ

 

До основних параметрів захисту, що визначаються за допомогою розрахункових методів, відносяться: захист кількістью, захист часом, захист відстанню і захист екрануванням.   

 Розрахунок параметрів захисту від зовнішнього бета-опромінення

 

Усі без винятку a-випромінюючі і переважна більшість b-випромінюючих радіонуклідів супроводжуються і гамма випромінюванням. Тому захист від зовнішнього гама-випромінювання повністю забезпечує і захист від a- та b-випромінювання.

Лише чисті b-випромінювачі, у яких відсутнє g-випромінювання (P³², S³⁵, C¹⁴, Ca⁴⁶, Sr⁸⁹, Sr⁹⁰, Ir⁹⁰), потребують захисту від зовнішнього опромінення, дещо відмінного від захисту від g-випромінювання. Такий захист досягається відстанню та екрануванням і оснований на довжині пробігу b-частинок у повітрі чи в екрануючих матеріалах. А довжина пробігу залежить від енергії цього випромінювання.

Розрахунок параметрів захисту від зовнішнього g-опромінення на підставі тижневих доз опромінення, виражених у рентгенах

 

Для оцінки умов праці при роботі з джерелами g-випромінювання і розрахунку захисту від зовнішнього опромінення користуються формулами (1), (2), які визначають залежність дози опромінення (Д) від кількості радіонукліду (активності джерела), часу опромінення і відстані між джерелом випромінювання та опромінюваним об¢єктом:

Д =  – Рентген/тиждень (1)

Д =  – Рентген/тиждень (2)

де:    Q – активність джерела в мілікюрі;

M – активність джерела в мг/екв радію;

Кg – g-постійна радіонукліду (таблиця 1);

8,4 –  g-постійна радію;

t – час опромінення за робочий тиждень – у годинах (30 годин у рентгенологів і радіологів при роботі з закритими джерелами; 27 годин – при роботі з відкритими джерелами);

R – відстань між джерелом і опромінюваним об¢єктом у сантиметрах;

Оцінка умов праці проводиться шляхом порівняння розрахункової дози з допустимим для категорії А рівнем – 20 мЗв/на 50 робочих тижнів = 0,4 мЗв/тиждень, що для g-випромінювання дорівнює 0,04 рентгена/тиждень.

Перетворивши вищезгадану формулу відносно Q чи М, t або R, можна визначити активність, час чи відстань, що забезпечують безпеку персоналу. У перетворених формулах доза опромінення позначається D_о і відповідає допустимій дозі за робочий тиждень – 0,04 рентген (0,4 мЗв).

У тому випадку, коли захист кількістю, відстанню або часом не забезпечують радіаційну безпеку, застосовують екранування.

Для визначення товщини захисного екрану знаходять перш за все кратність послаблення – число, що показує, у скільки разів за допомогою екрана необхідно послабити випромінювання, щоб створена доза опромінення не перевищувала допустимий ліміт дози. Кратність послаблення знаходять за формулою (3):

К = D / D_О ,          (3)

де:  D – розрахована фактична доза опромінення для конкретних умов роботи;

       D_о – допустима доза опромінення.

На підставі кратності послаблення та енергії g-випромінювання даного радіонукліда (яку знаходять в табл.1) у спеціальних таблицях (див. табл. 3, 4, 5) знаходять товщину захисного екрану з відповідного матеріалу – свинцю, заліза, бетону.

 

Розрахунок параметрів захисту від зовнішнього g-опромінення на підставі визначення потужності поглинутих у повітрі доз, виражених у мікрогреях на годину

 

Для оцінки ефективності протирадіаційного захисту при роботі з джерелами гамма-випромінювання та розрахунку, в разі потреби, його параметрів необхідно у цьому варіанті мати наступні вихідні дані про умови опромінення:

–          активність джерела гамма-випромінювання в беккерелях (Бк);

–          енергію гамма-випромінювання в мега-електронвольтах (Мев);

–          відстань від джерела випромінювання до об’єкта опромінення в метрах (м);

–          час опромінення в годинах (год.);

–          керму радіонукліда;

–          потужність поглинутої в повітрі дози в мікрогреях за годину, (мкГр/год.);

–          матеріал захисту (його назву та щільність );

Оцінка відповідності параметрів протирадіаційного захисту вимогам чинного законодавства базується на порівнянні розрахункової потужності поглинутої у повітрі дози (ПД) з допустимою потужністю поглинутої в повітрі дози (ДПД).

Величину потужності поглинутої в повітрі дози зовнішнього опромінення розраховують за формулою:

 

Р = ,        (4)

 

де: Р –  потужність поглинутої в повітрі дози Гр/год. (розрахована за цією формулою потужність поглинутої в повітрі дози виражена в Гр/год. Для перерахунку в мкГр/год. її множать на 10^-6);

А –  активність джерела g–випромінювання в беккерелях (Бк);

G – керма радіонукліда – сумарна початкова кінетична енергія всіх заряджених частинок, створюваних в одиниці маси опроміненого середовища дією вторинно іонізуючого випромінювання. Системною одиницею керми являється Грей, позасистемною – рад. Значення керми знаходять або в спеціальній таблиці або розраховують множенням гамма постійної радіонукліда на коефіцієнт – 6,55, а g-постійну знаходять в табл. 1 (“Фізичні характеристики радіонуклідів”);

t  –  час опромінення в секундах (якщо цей час виражено в годинах, то для  перерахунку на час, виражений в секундах його множать на 3600);

R – відстань від джерела випромінювання до об’єкта опромінення в метрах (м).

Аналогічно розрахункам за формулами (1) і (2), перетворивши формулу (4) відносно А, t або R, можна, при необхідності, визначити параметри захисту кількістю (активністю), відстанню або часом.

При цьому в перетворених формулах потужність дози позначається як Р₀ і повинна відповідати величині допустимої потужності поглинутої у повітрі дози (див. табл. 6 ).

Розрахунок захисту від зовнішнього g-опромінення за допомогою екранів проводиться аналогічно приведеному вище.

Перший етап розрахунку захисту з допомогою екранів – розрахунок потужності поглинутої у повітрі дози від конкретного джерела за приведеною вище формулою.

Другий етап розрахунку – визначення необхідної кратності ослаблення потужності поглинутої у повітрі дози. Для цього користуються формулою (5):

К =                         (5)

де: К – кратність (коефіцієнт ослаблення);

Р – розрахована фактична потужність поглинутої в повітрі дози;

Р₀ – допустима потужність поглинутої в повітрі дози (див.табл. 6).

Третій етап – знаходження товщини захисного екрану з відповідного матеріалу (свинцю, заліза, бетону) за величинами необхідної кратності ослаблення g-випромінювання та його енергії.

Розрахунок товщини захисних пристроїв від рентгенівського випромінювання

 

Розрахунок товщини стін, підлоги, стелі приміщень рентгенкабінету, захисних ширм і екранів складається з трьох дій:

         – визначення необхідного коефіцієнта послаблення рентгенівського випромінювання (К), який показує, у скільки разів потрібно знизити потужність дози до допустимої;

 

         – визначення товщини захисту із свинцю, необхідного для зниження потужності поглинутої в повітрі дози, створюваної джерелом рентгенівського випромінювання, до допустимої величини;

         – перерахунку знайденої товщини захисту із свинцю на той матеріал, з якого проектуються або існують будівельні конструкції чи інші пристрої.

Для розрахунку коефіцієнта послаблення рентгенівського випромінювання при визначенні потужності дози в повітрі в рентгенах за годину користуються формулою (6):

К =  × ДПД,                       (6)

де: Іст – стандартний анодний струм рентгенівської трубки (1-3 mA);

R – відстань від рентгенівської трубки до місця захисту, м;

ДПД – допустима потужність поглинутої у повітрі (експозиційної дози) випромінювання, Р/годину (див.табл. 7).

Таблиця 7

 

ЗАХИСТ ЗА ДОПОМОГОЮ ЕКРАНУВАННЯ  заснований на здібності матеріалів поглинати радіоактивне випромінювання. В умовах зовнішнього опромінення α—частинками в екрануванні немає потреби, так як вони мають невеликий пробіг у повітрі та добре затримуються будь якими матеріалами, наприклад,  листок паперу.

Для захисту від β—випромінювання слід передусім застосувати легкі матеріали; наприклад: алюміній, скло, пластмаси тощо. Зокрема, шар алюмінію товщиною 0,5 см повністю їх затримує.

Для захисту від γ—випромінювання слід застосовувати екрани з важких металів: свинцю, чугуну, бетону та ін. важких метеріалів. Можна використовувати також грунт, воду та інше.

Товщину захисного екрану, котрий зменшить потужність гамма—випромінювання до гранично—лопустимих рівнів, можна розрахувати двома засобами:

1) по таблицям (з урахуванням енергії випромінювання);

2) по шару половинного послаблення (без врахування енергії випромінювння).

 

РОЗРАХУНОК ТОВЩИНИ ЕКРАНУ ПО ТАБЛИЦЯМ

В залежності від енергії гамма—випромінювання проникаюча здатність його буде різною. Тому для точного розрахунку товщини захисних екранів складені спеціальні таблтці, в яких враховується кратність послаблення та енергія випромінювання. Такі таблиці складені для різних матеріалів (додаток 1, 2, 3). Для визначення товщини екрану з того , чи іншого матеріалу необхідно у відповідній таблиці на перетині ліній кратності послаблення та енергії випромінювання знайти показник товшини екрану. При незбіжності даних кратності послаблення та енергії випромінювання з вказаними в таблиці результатах, товшину екрану знаходять засобом інтерполіровання або використовують подальші числа, забезпечуючі більш надійний захист. Величина коефіцієнта послаблення (кратність послаблення) визначається за форомулою:

     Р

К = —— ;

       Ро

де:

К — кратність послаблення;

Р — одержана доза;

Ро — гранично допустима доза.

 

Приклад: лаборант, який проводить фасовку радіоактивного золота 198 Аи з енергією випромінювання 0,5 мг—екв.Ra, одержить без захисту через тиждень дозу опромінення 1,0 рад. Якої товщини свинцевий екран необхідно застосувати для створення безпечних умов праці лаборанта?

В нашому прикладі:

1,0

К = ——— = 10 разів;

0,1

В додатку 2 на перетині ліній, що відповідають кратності послаблення 10 та енергії випромінювання 0,4 Мев знаходимо, що необхідна товщина свинцевого екрану повинна бути 13 мм.

 При розрахунках для створення безпечних умов при постійній роботі використовують проектні потужності дози розраховані на підставі гранично—допустимих річних доз та передбачуваних умов роботи (додаток 4).

Приклад: Замірена на робочому місці потужність дози гамма—випромінювання Р = 20 мк Р/с. Джерелом гамма—випромінювання являється 60 Со з середньою енергією квантів Е = 1,25 Мев. Знайти товщину свинцевого екрану, необхідну для послаблення цього випромінювання до проектної потужності.

З додптку 4 знаходимо Ро = 1,4 мбер/г (проектна потужність).

Переводимо 20 мк Р/с в проектні одиниці.

 

 20 мкР•3600 с

                  ——————— = 72 м Бер/г

1000

 

Величина коефіцієнту послаблення в данному прикладі дорівнює:

 

Р 72

       К = ——— = 51 раз;

 Ро 1,4

 

В додатку 2 на перетині ліній, відповідно кратності послаблення 50 і енергії 1,25 Мев, знаходимо, що необхідна товщина екрану складає 7,2 см (72 мм).

 

Постановою головного державного санітарного лікаря України  № 62 від 01.12.97 р. Введені в дію з 01.01.98 р.Державні гігієнічні нормативи “Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97)”. Для забезпечення всіх санепідстанцій цим документом направлено замовлення до комітету з питань гігієнічного регламентування МОЗ України.

З метою своєчасного впровадження в дію вказаних норм повідомляю встановлені значення допустимих рівнів:

1 —  ліміт ефективної дози за рік (мЗв/рік ^-1) для категорії А (особи, які постійно або тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань ДІВ)  — 20 (2 бер);

2 — для категорії Б (особи, які безпосередньо не зайняті роботою з ДІВ та на промислових майданчиках, можуть отримати додаткове опромінення) — 2  (0,2 бер);

3 — для категорії В ( все населення) — 1 (0,1 бер);

4 — річна ефективна доза, яку людина може отримати при проведенні профілактичного рентгенівського обстеження не повинна перевищувати 1 мЗв

Постановою головного державного санітарного лікаря України  № 62 від 01.12.97 р. Введені в дію з 01.01.98 р.Державні гігієнічні нормативи “Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97)”. Для забезпечення всіх санепідстанцій цим документом направлено замовлення до комітету з питань гігієнічного регламентування МОЗ України.

З метою своєчасного впровадження в дію вказаних норм повідомляю встановлені значення допустимих рівнів:

1 —  ліміт ефективної дози за рік (мЗв/рік ^-1) для категорії А (особи, які постійно або тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань ДІВ)  — 20 (2 бер);

2 — для категорії Б (особи, які безпосередньо не зайняті роботою з ДІВ та на промислових майданчиках, можуть отримати додаткове опромінення) — 2  (0,2 бер);

3 — для категорії В ( все населення) — 1 (0,1 бер);

4 — річна ефективна доза, яку людина може отримати при проведенні профілактичного рентгенівського обстеження не повинна перевищувати 1 мЗв

Постановою головного державного санітарного лікаря України  № 62 від 01.12.97 р. Введені в дію з 01.01.98 р.Державні гігієнічні нормативи “Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97)”. Для забезпечення всіх санепідстанцій цим документом направлено замовлення до комітету з питань гігієнічного регламентування МОЗ України.

З метою своєчасного впровадження в дію вказаних норм повідомляю встановлені значення допустимих рівнів:

1 —  ліміт ефективної дози за рік (мЗв/рік ^-1) для категорії А (особи, які постійно або тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань ДІВ)  — 20 (2 бер);

2 — для категорії Б (особи, які безпосередньо не зайняті роботою з ДІВ та на промислових майданчиках, можуть отримати додаткове опромінення) — 2  (0,2 бер);

3 — для категорії В ( все населення) — 1 (0,1 бер);

4 — річна ефективна доза, яку людина може отримати при проведенні профілактичного рентгенівського обстеження не повинна перевищувати 1 мЗв

Постановою головного державного санітарного лікаря України  № 62 від 01.12.97 р. Введені в дію з 01.01.98 р.Державні гігієнічні нормативи “Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97)”. Для забезпечення всіх санепідстанцій цим документом направлено замовлення до комітету з питань гігієнічного регламентування МОЗ України.

З метою своєчасного впровадження в дію вказаних норм повідомляю встановлені значення допустимих рівнів:

1 —  ліміт ефективної дози за рік (мЗв/рік ^-1) для категорії А (особи, які постійно або тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань ДІВ)  — 20 (2 бер);

2 — для категорії Б (особи, які безпосередньо не зайняті роботою з ДІВ та на промислових майданчиках, можуть отримати додаткове опромінення) — 2  (0,2 бер);

3 — для категорії В ( все населення) — 1 (0,1 бер);

4 — річна ефективна доза, яку людина може отримати при проведенні профілактичного рентгенівського обстеження не повинна перевищувати 1 мЗв