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 = ∑ R_n · H_i.

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; η_γ – 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:

H_d = H ₀e^{-µ d}, (2)

где H_d – 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= H_d /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.