Радиационная безопасность

Облучение организма можно  подразделить на внешнее и внутреннее. Внешнее облучение возникает в результате попадания потока частиц в организм извне. Такое облучение могут создавать технологические установки, содержащие радиоактивные изотопы или ускорители частиц. Воздействие источника внешнего облучения на организм зависит от той энергии, которую несут частицы, величины их свободного пробега, расстояния от источника и его активности, а также времени облучения. Наибольшую опасность представляют источники нейтронного и g-излучения, так как нейтроны и g-кванты обладают наибольшей проникающей способностью.

Внутреннее облучение  вызывается попавшими в организм радиоактивными веществами. Наибольшую опасность представляют собой a- радиоактивные источники, поскольку вся энергия излучения поглощается в непосредственной близости от местонахождения источника, принося наибольший вред.

2. Дозиметрия

 

2.1 Поглощенная и экспозиционная доза.

 

Для определения меры той  части энергии, которая поглощена  веществом при облучении ионизирующим излучением используют понятие поглощенной дозы:

 

Dп=dEп/dm,

 

где dEп-энергия, поглощаемая элементом вещества массой dm. Единица дозы - Гр (грей) равна 1 Дж/кг. Поглощенную дозу чаще всего выражают, используя внесистемную единицу “рад”:

1рад=0.01 Дж/кг

Мощность дозы Рп выражает дозу, полученную в единицу времени:

 

Рп=Dп/t,

 

где t-время облучения. Эту  величину измеряют в рад/с или  рад/ч:

1рад/с=0.01 Вт/кг.

Для измерения поглощенной  дозы g-излучения используют непосредственно  измеряемую величину экспозиционной дозы Dэ, которая выражает ту часть энергии потока g-квантов, которая пошла на образование фотоэлектронов, комптоновских электронов и электрон-позитронных пар. Единица измерения в системе СИ-Кл/кг. Чаще измеряют экспозиционную дозу в рентгенах:

 

1Р=2.58.10-4 Кл/кг.

 

Мощность экспозиционной дозы обычно измеряют в мкР/ч.

Можно показать, что, приближенно, поглощенная биологической тканью доза g-излучения численно равна  экспозиционной дозе в воздухе [6]. Для  этого необходимо соблюдения в системе  “электронного равновесия" - условия, при котором все электроны, образующиеся в результате взаимодействия g-излучения  со средой, полностью в ней поглощаются, что, по всей вероятности, и происходит в действительности.

2.2 Биологический эквивалент рада.

 

Различные виды ионизирующего  излучения по-разному воздействуют на биологическую ткань. Для введения количественной характеристики биологического воздействия на организм вводят так  называемый “коэффициент качества излучения”, который зависит от величины линейной передачи энергии. Эта зависимость  приведена в таблице1.

 

Таблица 1.

S, кеВ/мкм воды.	3.5 и меньше	7	23	53	175
кк	1	2	5	10	20

 

Биологический эквивалент рада - доза любого излучения, обладающая тем  же биологическим действием, что  доза в 1 рад g-излучения. Коэффициенты качества приведены в таблице 2.

 

Таблица 2.

Виды излучения.	КК
g-излучение	1
b-излучение	1
a-излучение	10

 

Эквивалентная доза излучения  сложного состава определяется по формуле:

 

 

где Dэкв - эквивалентная  поглощенная доза, бэр;

Dп,i и KKi поглощенные дозы  в радах и коэффициенты качества  соответствующих компонент излучения.

Расчет  доз, создаваемых источниками

b-, g-излучения.

На практике очень часто  бывает оценить дозу излучения, которую  получает человек при работе с  радионуклидом и известным его  энергетическим спектром, известной  активности а, на известном расстоянии от него r, известное время t.

2.3 Расчет доз, создаваемых источниками g-излучения.

 

Предположим, что источник обладает энергетическим спектром с N линиями, энергия i-ой линии Еi, выход g-квантов на распад в i-ой линии спектра  Рi, массовый коэффициент истинного  поглощения g-излучения i-ой линии спектра mei, тогда в системе СИ получим  значение дозы в Зв (зиверт) из следующего выражения [6]:

 

 

Однако существует более  удобная формула, получаемая из вышеуказанной. Для этого сначала рассчитывают экспозиционную дозу в рентгенах (Р) по нижеприведенной формуле:

 

,

где Q-активность источника  в мКи,

Кg - ионизационная  постоянная Р.см2/(ч.мКи),

r-расстояние  до источника в см,

t-время  облучения в ч.

Далее известно, что для  биологической ткани, приближенно, экспозиционная доза в рентгенах  численно равна поглощенной дозе в бэр.

Значение Кg табулировано, но его можно вычислить по формуле:

 

 

где энергия выражена в  МэВ, выходы g-квантов в долях единицы, а массовые коэффициенты истинного  поглощения в см2/г.

2.4 Расчет доз, создаваемых источниками b- излучения.

 

Предположим, что имеется  источник b- излучения с известными для него Еmax,i и Rmax,i тогда можно  рассчитать дозу, создаваемую источником, используя следующее выражение:

 

,

 

где а-активность,

t-время,

m’i-линейный коэффициент  ослабления b- излучения в воздухе.

Для выражения дозы в радах  необходимо воспользоваться следующей  формулой:

 

,

 

где Q-активность источника  в мКи,

r-расстояние до источника  в см,

t-время облучения в  ч,

Еmax,i-максимальная энергия  источника, МэВ,

Rmax,i-максимальный пробег  в г/см2.

2.5 Предельно допустимые дозы облучения.

 

Приведенные ниже значения предельных доз облучения, согласно НРБ- определяются, как не наносящие вреда здоровью, при наблюдении современными методами за облучаемыми, при равномерном накоплении в течение 50-и лет (см таб.3).

 

Таблица 3.

Группа органов	1	2	3	4
доза в год, бэр/год	5	15	30	75

 

В группы входят различные  органы и ткани. Разбиение на группы приведено в таблице 4:

 

Таблица 4.

Группа.	Органы и ткани.
1	Все тело, костный мозг.
2	Легкие, желудочно-кишечный тракт.
3	Костная ткань, щитовидная железа.
4	Кисти рук.

 

В свете представленных данных необходимо проведение постоянного  сравнения доз, получаемых работниками  в сфере атомной энергетики, с  предельными с целью защиты их от поражения радиацией.

2.6 Расчет защитных экранов от g-излучения.

 

Предположим, что имеется  источник g-излучения сложного состава, создающий дозу D0,i для каждой компоненты и полную дозу D0 без защитного  экрана, и известна предельная доза облучения Dпр, по данным НРБ, то сначала  рассчитывают так называемую кратность  ослабления ki для i-ой компоненты [6]:

 

,

 

а затем по таблице находят  необходимую толщину защиты для  имеющегося в наличие материала, выбирают максимальную и к ней  прибавляют толщину слоя при k=2 для  данной компоненты. Таким образом, можно  вычислить толщину экрана для  защиты от g-излучения из ряда доступных  материалов (свинец, чугун, бетон).

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

3. Биологическое воздействие радиации

 

Ионизирующее излучение  в основном носит вред тем, что  под его воздействием происходит разрушение генетического аппарата клеток, что приводит либо к их гибели, либо, что хуже для организма в  целом, к трансформации с утраченной дифференцировкой. Такие клетки могут  образовать злокачественную опухоль, прорастающую в органы и нарушающие их работу. При получении определенной дозы облучения возникает так называемая лучевая болезнь, которая характеризуется поражением кроветворной системы, поражением слизистой оболочки тонкой кишки, нервной системы.

Степени тяжести лучевой  болезни зависят от полученной организмом дозы. Существует острая и хроническая  формы лучевой болезни.

3.1 Острая лучевая болезнь.

 

Острая лучевая болезнь  развивается при кратковременном  облучении всего организма, при  получении им дозы от 1 до 100 и более  Гр, а 1-3 дня. Летальным исходом, как  правило, заканчиваются случаи, в  которых организм получил более 10 Гр за 1-3 дня. При получении дозы до 10 Гр развивается острая лучевая  болезнь 4-х степеней тяжести.

Острая лучевая болезнь  легкой степени тяжести развивается  при воздействии излучения в  дозе 1-2.5 Гр. Первичная реакция (первые 2-3 дня) - головокружение, тошнота. Латентный  период (около 1 месяца) - постепенное  снижение первичных признаков. Восстановление полное.

Острая лучевая болезнь  средней степени тяжести развивается  при воздействии излучения в  дозе 2.5-4 Гр. Первичная реакция (первые 1-2 часа) - головокружение, тошнота, рвота. Латентный период (около 25 дней) наличие  изменения слизистых оболочек, инфекционных осложнений, возможен летальный исход.

Острая лучевая болезнь  тяжелой степени развивается  при воздействии излучения в  дозе 4-10 Гр. Первичная реакция (первые 30-60 минут) - головная боль, повторная  рвота, повышение температуры тела. Латентный период (около 15 дней) - инфекционные поражения, поражения слизистых  оболочек, лихорадка. Частота летальных  исходов выше, чем при средней  степени тяжести.

Острая лучевая болезнь  крайне тяжелой степени развивается  при воздействии излучения в  дозе более 10 Гр. Летальный исход  почти неизбежен.

Лечение острой лучевой болезни  заключается во введении в организм антибиотиков, с целью предотвратить  инфекционные осложнения, введении в  организм донорских тромбоцитов, пересадке  костного мозга.

Хроническая лучевая болезнь  возникает при ежедневном получении  дозы в 0.005 Гр. Наблюдается развитие различных заболеваний, связанных  с дисфункцией желез внутренней секреции, нарушение АД. Профилактика хронической лучевой болезни  заключается в неукоснительном  соблюдении принятых норм радиационной безопасности.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Заключение

 

Несмотря на ту опасность, которую представляет атомная энергетика, она является той экологически чистой индустрией, на которую возлагает  свои надежды все передовое человечество. Маяки на трассе Северного морского пути и кардиостимуляторы сердца, АЭС и ледоколы, системы пожарной охраны и g-дефектоскопы... вот, лишь далеко не полный список благ, где атомная  энергетика успешно себя проявила. А сколько еще ждет впереди  атомную энергетику трудно представить.

 

Литература

 

1. У.Я. Маргулис. Атомная энергия и радиационная безопасность. М., Энергоатомиздат, 1988г.

2. Краткая медицинская энциклопедия. В 2-хтомах /Под ред. академика РАМН В.И.Покровского. М.: НПО “Медицинская энциклопедия”, “Крон-Пресс” 1994.-Т.I.

3. Б. Льюин. Гены: Пер. с англ.-М.: Мир, 1987.

4. Нормы радиационной безопасности (НРБ-76.87) и Основы санитарных правил (ОСП-72/87). М., Энергоатомиздат, 1988г.

5. Радиоактивные индикаторы в химии. Основы метода: Учебное пособие для ун-тов/Лукьянов В.Б., Бердоносов С.С., Богатырев И.О. и др.; Под ред. Лукьянова В.Б.-3-е изд.-М.: Высш. шк., 1985.

6. Радиоактивные индикаторы в химии. Проведение эксперимента и обработка результатов. Учебное пособие для вузов. /Лукьянов В.Б., Бердоносов С.С., Богатырев И.О. и др.; М.: Высш. шк., 1977.