Нормирование ионизирующих излучений. Защита от ионизирующих излучений

Биологическое действие ионизирующих излучений

Ионизация, создаваемая излучением в клетках, приводит к образованию свободных радикалов. Свободные радикалы вызывают разрушения целостности цепочек макромолекул (белков и нуклеиновых кислот), что может привести как к массовой гибели клеток, так и канцерогенезу и мутагенезу. Наиболее подвержены воздействию ионизирующего излучения активно делящиеся (эпителиальные, стволовые, также эмбриональные) клетки.

Из-за того, что разные типы ионизирующего излучения обладают разной ЛПЭ, одной и той же поглощённой дозе соответствует разная биологическая эффективность излучения. Поэтому для описания воздействия излучения на живые организмы вводят понятия относительной биологической эффективности (коэффициента качества) излучения по отношению к излучению с низкой ЛПЭ (коэффициент качества фотонного и электронного излучения принимают за единицу) и эквивалентной дозы ионизирующего излучения, численно равной произведению поглощённой дозы на коэффициент качества.

После действия излучения на организм в зависимости от дозы могут возникнуть детерминированные и стохастические радиобиологические эффекты. Например, порог появления симптомов острой лучевой болезни у человека составляет 1-2 Зв на всё тело. В отличие от детерминированных, стохастические эффекты не имеют чёткого дозового порога проявления. С увеличением дозы облучения возрастает лишь частота проявления этих эффектов. Проявиться они могут как спустя много лет после облучения (злокачественные новообразования), так и в последующих поколениях (мутации).

Принятые в нашей стране в 1996 году Нормы радиационной безопасности НРБ – 96 основаны на рекомендациях Международной комиссии по радиационной защите, в соответствии с которыми для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников ионизирующего излучения необходимо руководствоваться следующими принципами:

Принцип нормирования – не превышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующих излучений.

Принцип обоснования – запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующих излучений, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением.

Принцип оптимизации – поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения.

В нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующих излучений нормами установлены следующие категории облучаемых лиц:

- персонал – лица, работающие с техногенными источниками ионизирующих излучений (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);

- все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.

Для указанных категорий облучаемых лиц приняты основные дозовые пределы – предел годовой эффективной или эквивалентной дозы – величина дозы, которая не должна превышать за год

Таблица 10.1

Основные пределы доз (извлечение из НРБ-96)

Нормируемая величина	Группа А	Население
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза - хруталик	150 мЗв	15 мЗв
Эквивалентная доза - руки, ноги, кожа	500 мЗв	50 мЗв

Для группы Б – 25% от группы А.

Допустимые уровни мощности дозы при внешнем облучении всего тела от техногенных источников ионизирующих излучений:

- помещения постоянного пребывания персонала – 10 мкГр/ч;

- жилые помещения и население – 0,1 мкГр/ч.

РАДИАЦИОННАЯ ЗАЩИТА, комплекс организационных и техн. мероприятий по предотвращению вредного воздействия ионизирующих излучений на организм человека. Различают воздействия, при которых тяжесть поражения зависит от индивидуальной дозы облучения, полученной отдельным органом или всем телом человека (лучевая болезнь, лучевые ожоги, катаракта и т.п.), и воздействия, обусловленные коллективной дозой (суммой индивидуальных доз определенного контингента людей) и определяющие опасность генетич. нарушений в популяции. Первые наз. нестохастич. эффектами, вторые-стохастич. эффектами излучения. Соответственно и Р. з. должна обеспечивать безопасные условия для отдельных лиц, их ближайшего и отдаленного потомства и человечества в целом.

Организац. мероприятия по Р. з. включают: 1) ограничение эквивалентной дозы, получаемой профессиональными работниками, значением 50 мЗв в год, а ограниченной частью населения-значением 5 мЗв в год (см. Доза); 2) установление и обеспечение допустимых концентраций радионуклидов в воздухе, воде, пищ. продуктах, строит. материалах и др.; 3) порядок проведения работ с радионуклидами и др. источниками ионизирующих излучений. Различают Р. з. от внешнего (по отношению к человеку) излучения и от внутреннего, создаваемого радионуклидами, попавшими в организм человека. Различают открытые источники, при использовании которых возможно попадание радионуклидов в окружающую среду, и закрытые, не загрязняющие окружающую среду при эксплуатации в регламентир. условиях. Предприятия и лаборатории, в которых проводится работа с открытыми источниками, должны быть оборудованы ср-вами защиты работающих и окружающей среды от попадания радионуклидов в кол-вах, превышающих допустимые концентрации. Ср-ва индивидуальной защиты от попадания радионуклидов внутрь организма-спецодежда и обувь, пластиковые костюмы, перчатки, респираторы и др. (см. Защитная одежда). Для защиты от внеш. излучения сокращают время работы, используют дистанционный инструмент (пинцеты, захваты, манипуляторы, телеуправляемые механизмы), защитные конструкции, поглощающие излучение частично или полностью. Защитные устройства по типу конструкции могут обеспечивать сплошную Р. з. (контейнеры, радиац. установки), теневую (стенка, экран), частичную. Выбор материалов и конструкций определяются видом, энергией и интенсивностью излучения, назначением источника, его геометрией, мех. и радиац. стойкостью материала, его стоимостью и т.д. Напр., в случае фотонного излучения стационарных источников материалами для Р. з. служат бетон, вода, чугун, свинец; для транспортных контейнеров-свинец; для защиты от нейтронного излучения ядерного реактора-сочетания воды, бетона и железа; для контейнеров с нейтронными источниками - смесь парафина с карбидом бора.

Для расчета Р. з. определяют требуемую кратность ослабления излучения К = Р₀/Р, где Р₀ и Р- мощность дозы (или плотности потока излучения) в заданных точках, соотв. без защиты и допустимая (или необходимая). В случае непосредственно ионизирующего излучения (пучки электронов, протонов, a-излучение, др. заряженные частицы) Р. з. обеспечивается слоем любого материала толщиной более их пробега. Напр., при одинаковой энергии в 1 МэВ пробеги электронов, протонов и a-частиц в воде равны 4300, 22,5 и 5,8 мкм соответственно. Защиту от интенсивных потоков электронов и b-излучения рассчитывают с учетом образующегося в источнике и защитном материале тормозного рентгеновского излучения. В случае косвенно ионизирующего излучения (g- и рентгеновское излучения, поток нейтронов) учитывают энергетич. спектр, угловое и пространств. распределение излучения, геометрию источника (точечный, протяженный, объемный); соответственно выбирают конструкцию защиты (геометрию, состав защитного материала, толщину его слоя и т.д.).

Дата добавления: 2015-04-24