Студопедия — Радиоактивного загрязнения поверхностей
Студопедия Главная Случайная страница Обратная связь

Разделы: Автомобили Астрономия Биология География Дом и сад Другие языки Другое Информатика История Культура Литература Логика Математика Медицина Металлургия Механика Образование Охрана труда Педагогика Политика Право Психология Религия Риторика Социология Спорт Строительство Технология Туризм Физика Философия Финансы Химия Черчение Экология Экономика Электроника

Радиоактивного загрязнения поверхностей






 

Радиоактивные ядра, ускорители заряженных частиц, ядерные реакторы и рентгеновские установки являются источниками различных излучений, ко- торые при взаимодействии с веществом прямо или через посредство вторич- ных частиц производят ионизацию и возбуждение атомов (молекул), что тре- бует затрат энергии. Поглощенная энергия затем инициирует в веществе раз- личные физические, химические и биологические процессы. Для живых орга- низмов радиационное облучение имеет неблагоприятные последствия. По-

этому все работы, связанные с образованием радиационноопасных зон, под- лежат обязательной регламентации и постоянному контролю, чтобы гаранти- рованно обеспечить безопасность персонала.

Для количественной оценки степени воздействия излучения на облуча- емый объект служит средняя энергия, поглощенная в фиксированном объеме тела и отнесенная к массе вещества в этом объеме. Точным мето- дом эталонирования дозного поля является микроколориметрия в соответ- ствующей

 

среде. В системе СИ единицей поглощенной дозы является «грей» (Гр, джоуль/кг).

Поглощенная доза излучения (D погл) служит основанием для оценки ожидаемых последствий облучения персонала радиологических учреж- дений. Чтобы риск неблагоприятных последствий не превысил приемлимый уровень, вводятся ограничения по дозе облучения, накопленной в течение года работы.

При хроническом облучении человека малыми дозами радиации отда- ленный биологический эффект определяется суммарной поглощенной энер- гией и видом воздействующего на живую ткань излучения. Профессиональ- ная деятельность с ионизирующим излучением постепенно увеличивает уровень риска появления онкологического заболевания или генетических аномалий через много лет после облучения. Значительная доза, полученная за короткий интервал времени, приводит к лучевой болезни, симптомы которой развиваются в пределах нескольких часов.

Для контроля потоков ионизирующего излучения созданы надежные средства регистрации, что позволяет после предварительной калибровки прибора получать информацию о поглощенной дозе радиации. Но при этом надо иметь в виду, что в каждом конкретном случае поглощенная доза зависит от элементного состава облучаемого объекта (эффективного заряда), а биологический эффект – еще и от энергии и вида ионизирующего излучения.

Поэтому при регистрации доз облучения, накопленных персоналом в процессе производственной деятельности, вводятся такие параметры, как «эквивалентная доза» и «взвешивающий коэффициент» для отдельных видов излучения. Последний определяют как отношение поглощенной энергии образцового рентгеновского излучения к поглощенной дозе данного вида излучения, вызывающей равный биологический эффект. В данной ситуации взвешивающий коэффициент отражает зависимость пора- жающего действия излучения от удельной ионизации, т.е. потери энергии на единицу пробега заряженной частицы в биологической среде.

Средние значения взвешивающих коэффициентов для радиоактивных излучений приведены ниже:

Фотоны любых энергий …………………………………… 1

Электроны любых энергий ……………………………….. 1

Альфа-частицы ……………………………………………. 20

Соответственно эквивалентная доза определяется как произведение пог- лощенной дозы излучения в ткани тела на взвешивающий коэффицент (K в), установленный для заданного вида излучения: H экв= K в· D погл. Если поток

излучения включает несколько видов излучения, эквивалентная доза равна H сум = ∑ H i. Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв).

Для оценки риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела и отдельных его органов и тканей с учетом их радио- чувствительности вводится эффективная доза (Е эф), которая представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:

Е эф = ∑ Rn · Hi.

Единица эффективной дозы, зиверт (Зв).

Вот некоторые примеры взвешивающих коэффициентов для важнейших

органов:

Гонады…………………………………………… 0,20

Костный мозг (красный) ……………………….. 0,12

Печень …………………………………………… 0,05

Кожа ……………………………………………… 0,01

Клетки костных поверхностей …………………. 0,01

Указанные взвешивающие коэффициенты охватывают весь интервал значений. Из этого следует, что радиочувствительность органов разли- чается в 20 раз.

К сказанному выше следует добавить, что длительное время при изме- рении доз радиации широко использовались внесистемные единицы (рад, рентген). Приборы, шкала которых откалибрована в указанных единицах, еще находятся в употреблении. Рад – аналог грея, но положенная в основу этой единицы поглощенная доза составляет 100 эрг/г. Для рентгеновского и гамма-излучения было введено понятие экспозиционной дозы, в основе которой лежит определение суммарного заряда всех ионов одного знака, образованных в определенном объеме воздуха при стандартных условиях. Практической единицей в этом случае выступает рентген.

Соотношение между всеми упомянутыми единицами для тканеэкви- валентной среды равно 1 грей = 100 рад = 95 рентген. Для рада эквивалентная доза имеет название бэр. Мощность дозы излучения определяют из соотношения

W изл= dH / dt,

где t – длительность набора дозы.

На практике встречаются две крайние ситуации для воздействия иони- зирующего излучения на организм – внешнее и внутреннее облучение. Соответственно разработаны специальные средства и методы контроля доз радиации, воздействующей на отдельные органы и части тела оператора.

Не вызывает затруднений измерение мощности дозы на стационарно обо- рудованном рабочем месте от внешнего радиоактивного источника, исполь- зуя проверенные приборы (переносные или стационарные), а также по- лученной дозы в ходе регламентированных текущих операций с помощью индивидуальных дозиметров. Как правило, радиационное поле неодно- родно, что должно быть четко предусмотрено при регламентации режима работы персонала и оценке эффективной дозы радиации.

Определять дозы, которые получили отдельные органы при попадании внутрь организма, много сложнее. Внешний контроль всего тела произ- водится только по гамма-излучению посредством специальных крупно- габаритных сканирующих систем. Наиболее токсичное при внутреннем облучении альфа-излучение полностью поглощается тканями тела. Судить о возможном наличии в организме альфа-излучателей можно только путем анализа физиологических выделений. Живой организм постоянно об- новляется и поэтому все химические элементы, которые попали внутрь со временем удаляются. Мало подвижны только компоненты костей.

В профилактике и прогнозировании внутреннего облучения важную роль играют методы контроля путей поступления радионуклидов внутрь организма (вода, пища, воздух). Для расчета годовой дозы облучения по данным контроля необходимо помимо ядерно-физических параметров излучения знать орган, в котором концентрируется радионуклид и скорость его вывода из организма.

По допустимому уровню техногенного облучения граждане страны разделяются на две категории:

1 – персонал (категории А и Б); 2 – все население.

К персоналу отнесены работники, которые при исполнении служебных обязанностей соприкасаются с источниками ионизирующих излучений и вследствие этого подвергаются дополнительному (профессиональному) воздействию радиации. Для всего населения техногенное облучение пре- жде всего обусловлено применением радиации в медицинских учрежде- ниях для диагностики и лечения болезней. Для всех категорий населения разработаны нормативные акты, регламентирующие дозовые уровни техногенного облучения.

Применительно к персоналу группы А годовая эффективная доза уста-новлена на уровне 20 мЗв. Распределение дозы в течение года может быть равномерным или спорадическим. Отдельно оговаривается, что при расчете годовой дозы в нее не включается вклад, полученный в результате природного или медицинского облучения, а также при ликвидации

 

радиационных аварий. На эти виды облучения введены специальные ограничения.

При проектировании стационарных объектов с повышенной ради- ационной опасностью дозовые уровни на рабочих местах рассчитываются, исходя из мощности источника ионизирующего излучения, его место- положения, вида и энергии излучения, длительности пребывания персонала в контролируемой зоне и других факторов. Когда необходимо, создается инженерная защита из бетона или тяжелых металлов.

В практике специализированных исследовательских или учебных заве- дений иногда возникает потребность в выполнении эпизодической опе- рации с радионуклидом, имеющим значительную активность (на уровне 10–100 милликюри). Прежде чем начать манипуляции с радиоактивным препаратом, требуется подготовить оборудованное рабочее место с таким расчетом, чтобы доза облучения оператора при выполнении задания не вышла за установленный предел.

Рассмотрим простой случай, когда из исходного раствора с высокой удельной активностью надо отобрать для последущей работы несколько малых аликвот, то есть произвести операцию расфасовки. В паспорте на источник указан радионуклид и его общая активность. Эти данные поз- воляют рассчитать дозное поле в свободном пространстве вокруг источ- ника. Из справочника по дозиметрии надо взять данные о необходимых ядерно-физических параметрах радионуклида. В рассматриваемом случае речь идет о гамма-излучателе, поэтому прежде всего требуются найти сведения об энергии и выходе излучения, а также значении эффективной дозы на единичную плотность потока квантов (квант/см2 с).

Для квазиточечного источника мощность дозы изотропного расхо- дящегося потока гамма-квантов на расстоянии r можно рассчитать по уравнению

, (1) где Q рн – активность радионуклида, Бк; ηγ – выход гамма-излучения; h д – эф- фективная доза на единичную плотность потока квантов, Зв·см2 с.

Из приведенного уравнения следует, что дозное поле вокруг точечного источника имеет сильный градиент. Поэтому при ручной расфасовке наибольшая эффективная доза облучения придется на руки (r ~ 1 см). В расчете на остальное тело (r ~ 40 см) доза сильно падает, однако в поле действия радиации оказываются органы с высокой радиочувствительностью. Расчетные данные позволяют подготовить необходимые меры, которые

обеспечивают допустимый уровень дозовой нагрузки на исполнителя. В этот набор входят: 1 – защита; 2 – набор дистанционного и автоматического оборудования; 3 – регламент (мощность дозы в контрольных точках и длительность операций в наиболее радиационно опасных зонах); 4 – пере- носной дозиметр и средства индивидуального контроля (для критического органа); 5 – аварийные средства на случай неблагоприятного хода событий.

Перед началом расфасовки, когда радиоактивный препарат помещен в фиксированную рабочую позицию, в контрольных точках проводятся из- мерения мощности дозы излучения. Если они соответствуют установ- ленному регламенту, дается разрешение на выполнение работы. Показания индивидуального дозиметра по окончании всех операций фиксируются в учетной карточке оператора.

К сказанному выше следует добавить, что даже простые операции с препаратами высокой активности, предпочтительнее проводить в закрытом боксе с вытяжкой. Это дает дополнительную страховку на случай небла- гоприятного хода процесса. Обязательна также предварительная подго- товка оператора на модельных объектах без радиоактивности.

Толщину защиты можно рассчитать по уравнению:

Hd = H 0e d, (2)

где Hd – контрольный уровень мощности дозы (НРБ-99); H 0 – мощность дозы в рабочей позиции в отсутствии защиты; d – толщина поглотителя, см; µ – линейный коэффициент поглощения для заданной Е γ, см-1. Для построения временной защиты чаще всего используются стандартные блоки из стали (чугуна) или свинца. Более быстрый и надежный путь получения параметров защиты – обращение к таблицам справочника по дозиметрии. В этом случае отправным показателем служит требуемый коэффициент ослабления (k осл= Hd /H 0).

В помещениях, где выполняются операции с радионуклидами в открытом виде, необходимо проводить регулярный контроль поверхностей на предмет возможного загрязнения. В силу различий в проникающей способности для регистрации альфа-, бета-, гамма-излучателей требуются специальные датчики. Уровень загрязненности поверхности выражается в единицах плотности потока (частиц/см2 мин). В ходе проверки датчик проводится вблизи поверхности, если по показаниям прибора фиксируется превышение над фоновым уровнем, то в этом месте датчик ставится прямо на поверхность и снимаются показания прибора, шкала которого обычно градуируется в единицах плотности потока. В противном случае требуется пересчет согласно паспортным данным прибора.

Если обнаружено значительное радиоактивное загрязнение по- верхности, то сразу же следует провести проверку снимаемое оно или нет. Осуществляется эта операция путем взятия мазка. Берут кусочек филь- тровальной бумаги и, соблюдая все меры предосторожности, проводят ею по загрязненному участку. Подносят бумагу к датчику и фиксируют на- личие или отсутствие на ней радиоактивности. Снимаемое загрязнение подлежит немедленному удалению в радиоактивные отходы. Заниматься этим должен персонал, постоянно работающий в этом помещении. До полного удаления снимаемых загрязнений текущая работа в помещении прекращается. Если уровень несмываемых загрязнений превысит до- пустимые пределы (см. НРБ-99), то необходима дальнейшая дезактивация поверхности уже с применением специальных средств.

 







Дата добавления: 2015-08-12; просмотров: 816. Нарушение авторских прав; Мы поможем в написании вашей работы!



Вычисление основной дактилоскопической формулы Вычислением основной дактоформулы обычно занимается следователь. Для этого все десять пальцев разбиваются на пять пар...

Расчетные и графические задания Равновесный объем - это объем, определяемый равенством спроса и предложения...

Кардиналистский и ординалистский подходы Кардиналистский (количественный подход) к анализу полезности основан на представлении о возможности измерения различных благ в условных единицах полезности...

Обзор компонентов Multisim Компоненты – это основа любой схемы, это все элементы, из которых она состоит. Multisim оперирует с двумя категориями...

Методика исследования периферических лимфатических узлов. Исследование периферических лимфатических узлов производится с помощью осмотра и пальпации...

Роль органов чувств в ориентировке слепых Процесс ориентации протекает на основе совместной, интегративной деятельности сохранных анализаторов, каждый из которых при определенных объективных условиях может выступать как ведущий...

Лечебно-охранительный режим, его элементы и значение.   Терапевтическое воздействие на пациента подразумевает не только использование всех видов лечения, но и применение лечебно-охранительного режима – соблюдение условий поведения, способствующих выздоровлению...

Типовые ситуационные задачи. Задача 1.У больного А., 20 лет, с детства отмечается повышенное АД, уровень которого в настоящее время составляет 180-200/110-120 мм рт Задача 1.У больного А., 20 лет, с детства отмечается повышенное АД, уровень которого в настоящее время составляет 180-200/110-120 мм рт. ст. Влияние психоэмоциональных факторов отсутствует. Колебаний АД практически нет. Головной боли нет. Нормализовать...

Эндоскопическая диагностика язвенной болезни желудка, гастрита, опухоли Хронический гастрит - понятие клинико-анатомическое, характеризующееся определенными патоморфологическими изменениями слизистой оболочки желудка - неспецифическим воспалительным процессом...

Признаки классификации безопасности Можно выделить следующие признаки классификации безопасности. 1. По признаку масштабности принято различать следующие относительно самостоятельные геополитические уровни и виды безопасности. 1.1. Международная безопасность (глобальная и...

Studopedia.info - Студопедия - 2014-2024 год . (0.013 сек.) русская версия | украинская версия