Основные единицы радиоактивности и ионизирующих излучений

Активность А радиоактивного вещества – число ядерных превращений в этом веществе за малый промежуток времени :

A = dN / dt,

Единицей измерения активности в системе СИ является один распад в секунду (расп/с). Эту единицу называют беккерель (Бк). Внесистемна единица активности – кюри (Ки). Это активность препарата, в котором происходит 3,7·10¹⁰ расп/с. Производные единицы: 1мКи = 3,7·10⁷ расп/с, 1 мкКи = 3,7·10⁴ расп/с. Внесистемная единица активности кюри связана с беккерелем следующим образом: 1 Ки = 3,7·10¹⁰ Бк.

Поглощенная доза излучения D – отношение средней энергии , переданной излучением веществу в некотором элементарном объеме к массе вещества в этом объеме

D = dE / dm.

Единицей поглощенной дозы в системе СИ является один джоуль на килограмм (Дж/кг). Эту единицу поглощенной дозы принято назы­вать грэй (Гр).

Внесистемной единицей поглощенной дозы излучения является рад, который соответствует поглощению 100 эрг энергии любого вида иони­зирующего излучения в 1 г облученного вещества (1 рад = 100 эрг/г). Производными единицами являются миллирад (мрад) и микрорад (мкрад).

Соотношение между единицами: 1 Гр = 1 Дж/кг =100 рад.

Величина поглощенной дозы зависит от вида излучения, его энерге­тического состава, состава облучаемой среды и условий облучения.

Для характеристики фотонного излучения по эффекту ионизации применяют так называемую экспозиционную дозу рентгеновского и – излучений . Она представляет собой отношение суммарного за­ряда dQ всех ионов одного знака, созданных в воздухе, при полном тор­можении всех вторичных электронов, которые были образованы фото­нами в малом объеме воздуха с массой dm к массе воздуха в этом объеме:

,

Единица экспозиционной дозы в системе СИ – кулон на килограмм (Кл/кг).

Внесистемной единицей экспозиционной дозы рентгеновского и – излучений является рентген (Р). Производные единицы: миллирент­ген (мР), микрорентген (мкР). Рентген – это доза фотонного излучения, которая в 1 см³ воздуха создает ионы, несущие одну электростатиче­скую единицу электричества каждого знака. Масса 1 см³ атмосферного сухого воздуха при нормальных условиях составляет 0,0012932 г, сле­довательно, 1 Кл/кг = 3,876 • 10³ Р; 1 Р = 2,58 • 10^-4 Кл/кг.

В связи с тем, что одинаковая поглощенная доза различных видов излучений вызывает в биологической ткани различное биологическое действие, введено понятие эквивалентная доза.

Эквивалентная доза ионизирующего излучения – величина, введенная для оценки радиационной опасности хронического облуче­ния и определяется произведением поглощенной дозы D в ткани на коэффициент качества Q этого излучения: .

Единицей эквивалентной дозы в системе СИ является зиверт (Зв) – это эквивалентная доза любого вида излучения в биологической ткани, которая создает такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в один Гр образцового рентгеновского и – излучения. В качестве образцового обычно принимают рентгеновское излучение с энергией 200 кэВ.

Внесистемная единица эквивалентной дозы – бэр. Это эквивалент­ная доза любого вида излучения в биологической ткани, которая создает, такой же биологический эффект, как и поглощенная доза 1 рад образ­цового рентгеновского и у-излучения. Производные единицы миллибэр (мбэр), микробэр (мкбэр).

В дозиметрической практике часто сравнивают равноактивные пре­параты по ионизационному эффекту, производимому – излучением в воздухе. Если два препарата при тождественных условиях измерения создают одну и ту же мощность экспозиционной дозы, то говорят, что они имеют одинаковый – эквивалент. Внесистемной единицей – эквивалента является один мг·экв. Это – эквивалент радиоактивного пре­парата, – излучение которого при тождественных условиях измерения создает такую же мощность экспозиционной дозы, что и – излучение 1 мг радия Государственного эталона радия в равновесии с основ­ными дочерними продуктами распада при платиновом фильтре толщи­ной 0,5 мм. Обычно принимают, что при этих условиях 1 мг радия соз­дает на расстоянии 1 см мощность экспозиционной дозы = 8,4 Гр. Эта величина называется – постоянной радия .

Экспозиционную дозу рентгеновского и у-излучения в воздухе можно рассчитать по формуле

,

где А – активность источника, Бк; – время облучения, с; – расстоя­ние от источника, м; – – постоянная изотопа.

стр. 71 9.3 Биологическое воздействие радиоактивных излучений

Биологическое действие радиоактивных излучений характеризуется ионизацией атомов и молекул организма, в результате чего происходит разрыв нормальных молекулярных связей и изменение химической структуры различных соединений. Изменение в химическом составе значительного числа клеток молекул приводит к их гибели. Поэтому, чем больше в веществе актов ионизации под воздействием лучей, тем больше биологический эффект.

Биологический эффект зависит от дозы облучения, вида его, времени воздействия, размеров облучаемой поверхности, индивидуальной чув­ствительности.

Нарушения биологических процессов в организме человека могут быть обратимыми, когда нормальная работа клеток облучаемой ткани полностью восстанавливается и не происходит патологических изме­нений, или необратимыми, ведущими к поражению отдельных органов или всего организма и возникновению лучевой болезни.

Необходимо различать внешнее облучение и внутреннее. При внеш­нем облучении наиболее опасны –, – рентгеновское и нейтронное из­лучения.

Альфа– и бета–частицы, обладая незначительной проникающей спо­собно- стью, вызывают при внешнем облучении только кожные пора­жения. Жесткие рентгеновские лучи могут привести к летальном исходу, не вызывая при внешнем облучении поражения кожных покровов.

Внутреннее облучение происходит при попадании радиоактивного вещества внутрь организма при вдыхании воздуха, загрязненного радиоактивными элементами; через пищеварительный тракт (при питье загрязненной воды) и в редких случаях через кожу.

Заболевание, вызванное радиацией, может быть острым и хроническим. Острые поражения наступают при облучении большими дозами в течение короткого промежутка времени. Хронические поражения ионизирующими излучениями бывают как общими, так и местными.

Развиваются они всегда в скрытой форме в результате систематиче­скою облучения большими дозами (больше предельно допустимой нормы) как внешней радиацией, так и путем попадания внутрь организма радиоактивных веществ. Различают три степени хронической лучевой болезни. Для первой, легкой степени лучевой болезни характерны не­значительные головные боли, вялость, слабость, нарушение сна и аппе­тита. При второй степени болезни указанные признаки заболевания обостряются, возникают нарушения обмена веществ, сосудистые и сердечные изменения, расстройства пищеварительных органов и др. Третья степень болезни характеризуется еще более резким проявлением перечисленных симптомов.

стр. 72 9.4 Нормирование ионизирующих излучений

Предельно допустимые уровни ионизирующих излучений определя­ются «Нормами радиационной безопасности. НРБ-76» и «Основными санитарными правилами работы с радиоактивными веществами и дру­гими источниками ионизирующих излучений ОСП–72/80».

Действующими нормами установлены предельно допустимые дозы облучения (ПДД), а также годовой уровень облучения персонала, не вызывающий при равномерном накоплении дозы в течение 50 лет обна­руживаемых современными методами неблагоприятных изменений в состоянии здоровья самого облучаемого и его потомства.

Радиоактивные вещества неравномерно распределяются в различ­ных органах и тканях человека. Поэтому и степень их поражения зависит не только от величины дозы, создаваемой излучением, но и от критиче­ского органа, в котором происходит наибольшее накопление радиоак­тивных веществ, приводящих к поражению всего организма человека.

Нормы радиационной безопасности НРБ–76 устанавливают ПДД внешнего и внутреннего облучения в зависимости от групп критических органов и категории облучаемых лиц:

– Категория А. Персонал (профессиональные работники) – лица, ко­торые непосредственно работают с источниками ионизирующих излу­чений или по роду своей работы могут подвергаться облучению.

– Категория Б. Ограниченная часть населения – контингент населения, проживающего на территории наблюдаемой зоны.

– Категория В. Население области, края, республики, страны.

ПДД внешнего и внутреннего облучения устанавливаются для трёх групп критических органов или тканей человека: I – все тело, гонады красный костный мозг; ІІ – мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталик глаза и другие органы, за исключением тех, которые относятся к группам I и III; III – костная ткань, кожный покров кисти, предплечье, лодыжки и стопы.

Предельно допустимые дозы внешнего и внутреннего облучении критических органов персонала (категория А) приведены в табл. 9.1.

Таблица 9.1

Группа крити­ческих органов или тканей	ПДД, бэр ; вэр
	за квартал	за год
I ..... II ..... III .....	3 8 15	5 15 30

Предельно допустимые дозы при внешнем и внутреннем облучении в зависимости от категорий облучения и группы критических органов приведены в табл. 9.2.

Таблица 9.2

Категория лиц, подвергающихся облучению	ППД, бэр в год, при группе критических органов
	I	II		III
А ....... Б .......	5 0,5	15 1.5	30 3

В любом случае доза, накопленная в возрасте до 30 лет, не должна превышать 12 ПДД.

Предельно допустимые дозы (ПДД) облучения для лиц категории А в группе I не должны превышать ПДД, определяемую по формуле , где D – доза, бэр; N – возраст, год.

Для защиты от внутреннего облучения необходимо исключить контакт с радиоактивными веществами в открытом виде, предотвратить их попадание внутрь организма, в воздух рабочей зоны, а также не допускать радиоактивного загрязнения рук, одежды, поверхностей помещения и оборудования.

Радиоактивные вещества в открытом виде как потенциальные источники внутреннего облучения делятся по степени радиотоксичности на пять групп:

– А – изотопы с особо высокой радиотоксичностью, активность которых равна 3,7·10³ с^-1 (0,1 мкКи);

– Б – изотопы с высокой радитоксичностью, активность которых равна 3,7·10³ с^-1 (1 мкКи);

– В – изотопы со средней радиотоксияностью, активность которых равна 370·10³ с^-1 (100 мкКи);

– Г – изотопы с малой радиотоксичностью, активность которых равна 3700·10³ с^-1 (1000 мкКи);

– D – изотопы, для которых активность равна 37000·10³ с^-1 (1000 мкКи).

Работы с открытыми радиоактивными веществами в зависимост) от их активности на рабочем месте и относительной радиотоксичност! делятся на три класса.

Работы III класса можно проводить в общих химических лабораториях, работы I и II класса – в специально оборудованных помещениях к которым предъявляются особые санитарные и технические требова ния. Работы III класса (выполнение простых операций с нелетучим веществами) можно проводить на отдельных столах, остальные работы этого класса выполняют в вытяжных шкафах; работа I и II классов – в вытяжных радиохимических шкафах или боксах.

При работе с радиоактивными веществами возможно также загрязнение ими рабочих поверхностей, а в отдельных случаях рук и тела работающих. В результате загрязненные поверхности и тело могут стать потенциальными источниками облучения, как внешнего, так и внутреннего.

Дозу облучения кожи можно рассчитать с большой точностью и, исходя из этого, установить допустимые уровни загрязнения, учитывая активность препарата и размеры загрязненной поверхности. Определить величину внутреннего облучения намного сложнее. Допустимые уровни загрязнения кожных покровов, средств индивидуальной защиты поверхностей рабочих помещений, наружных частей оборудования не рассчитываются. Они установлены санитарными правилами, в которых учтены опыт работы с радиоактивными веществами, степень герметиза­ции процесса, эффективность моющих средств.

стр. 74 9.5 Условия безопасной работы с источниками ионизирующих излучений.

Общие принципы защиты

Безопасность работающих с радиоактивными веществами обеспечи­вают установлением предельно допустимых доз облучения различными видами радиоактивных вешеств, применением защиты временем или расстоянием, проведением общих мер защиты, использованием инди­видуальных средств защиты. Большое значение имеет применение приборов индивидуального и общего контроля для определения интен­сивности радиоактивных излучений.

Защита работающих с радиоактивными изотопами от вредных последствий ионизирующих облучений осуществляется системой тех­нических, санитарно-гигие- нических и лечебно-профилактических меро­приятий.

К числу технических средств защиты относится устройство различ­ных экранов из материалов, отражающих и поглощающих радиоак­тивное излучение. Экраны устраивают как стационарные, так и пере­движные.

При расчете защитных экранов определяют их материал и толщину, которые зависят от вида излучения, энергии частиц и квантов и необхо­димой кратности его ослабления. Характеристика защитных материалов и опыт работы с источниками излучений позволяют наметить преиму­щественные области использования того или иного защитного ма­териала.

Металл чаще всего применяют для сооружения передвижных уст­ройств, а строительные материалы (бетон, кирпич и др.) – для соору­жения стационарных защитных устройств. Хорошо удовлетворяют за­щитным требованиям свинцовое и Известковое стекло, стекло с жидкими наполнителями (бромистый, хлористый цинк).

Находит применение в качестве защитного материала от – лучей свинцовая резина.

Расчет защитных экранов базируется на законах взаимодействия различных видов излучений с веществом. Защита от – излучений не­сложная задача, так как – частицы нормальных энергий поглощаются слоем живой ткани 60 мкм, в то время как толщина эпидермиса (омерт­вевшей кожи) равна 70 мкм. Слой воздуха в несколько сантиметров или лист бумаги являются достаточной защитой от а-частиц.

При прохождении – излучений через вещество возникает вторичное излучение, поэтому в качестве защитных необходимо применять легкие материалы (алюминий, плексиглас, полистирол), так как энергия вторичного излучения увеличивается с ростом атомного номера материала.

Для защиты от – частиц (электронов) высоких энергий использую /экраны из свинца, но внутренняя облицовка экранов должна быть изго товлена из материала с малым атомным номером, чтобы уменьшит первоначальную энергию электронов, а следовательно, и энергию излу чения, возникающего в свинце.

Толщина защитного экрана из алюминия

,

где – максимальная энергия – спектра данного радиоактивного изотопа, МэВ.

При расчете защитных устройств в первую очередь необходимо учитывать спектральный состав излучения, его интенсивность, а также расстояние от источника, на котором находится обслуживающий персонал и время пребывания в сфере воздействия излучения.

На основании имеющихся расчетных экспериментальных даннь составлены таблицы кратности ослабления, а также различного рода номограммы, позволяющие определить толщину защитного слоя от гамма излучений различных энергий.

стр. 75 9.6 Организация дозиметрической службы.

Индивидуальные защитные средства

Дозиметрический и радиометрический контроль на стройках и учреждениях, где проводятся работы с радиоактивными веществами и с исто никами ионизирующих излучений, осуществляются службой радиацио ной безопасности. Частота дозиметрических замеров и характер нео ходимых измерений устанавливаются администрацией по согласов нию с местными органами санитарного надзора.

При работе с радиоактивными веществами в открытом виде доз метрический контроль, проводимый силами и средствами учреждена должен включать: периодический контроль содержания радиоактивных веществ (газов, аэрозолей) в воздухе рабочих помещений, постоянный контроль загрязнения рабочих поверхностей и оборудования, контро загрязнения рук и одежды работающих при выходе из помещения, контроль эффективности защитных мероприятий, еженедельный (а при необходимости чаще) контроль индивидуальных доз внешнего облу ния, систематический контроль радиоактивности газовых и жидких выбросов. Данные дозиметрического контроля регистрируются в специальном журнале.

Весь обслуживающий персонал, имеющий контакт с радиоактивными веществами, должен быть снабжен индивидуальными дозиметрическими средствами для контроля дозы – излучения, получаемой каждым работником.

Степень радиационной загрязненности в местах, где ведутся работы с радиоактивными веществами, определяется приборами, принцип действия которых состоит в регистрации изменений эффектов, возникающих в процессе взаимодействия излучения с веществом.

Существуют ионизационный, сцинтиляционный, фотографический и хими-ческий методы измерения ионизирующего излучения.

Ионизационный метод основан на измерении ионизирующего эффекта, вызванного излучением. В качестве датчиков, позволяющих обна­ружить эффект, сопровождающий прохождение излучения через ве­щество, служат в основном ионизационные камеры и газоразрядные счетчики. Этими приборами можно регистрировать не только заря­женные частицы, но и – лучи и нейтроны.

Сцинтиляционный метод основан па явлениях, происходящих в специальном кристалле (нафталин, антроцен, йодистый натрий, акти­вированный талий), служащем детектором. Свободные электроны, появляющиеся при облучении, вызывают в кристалле характерную флюоресценцию. При воздействии флюоресцентного облучения на катод фотоумножителя сила тока усиливается до величины, легко поддаю­щейся точному измерению.

Фотографический метод применяют при воздействии ионизирующе­го излучения на фотографическую пленку. Дозу излучения устанавливают при сравнении степени почернения пленок, облученных определенными дозами и дозами измеряемого облучения.

Химический метод основан на изменении свойств химических ве­ществ под действием излучения (например, света).

Большое распространение получили вошедшие в практику в послед­нее десятилетие полупроводниковые, а также фото- и термолюмине­сцентные детекторы ионизирующих излучений.

Для контроля применяют индивидуальные дозиметры, переносные и стационарные сигнально–измерительные устройства.

Все лица, работающие с открытыми радиоактивными веществами и источниками излучений, при выполнении работ должны быть обеспечены средствами индивидуальной защиты.

Опыт работы с радиоактивными веществами показал, что при не­значитель- ных радиоактивных загрязнениях в качестве основной спец­одежды можно применять халаты, шапочки, комбинезоны из неокра­шенной хлопчатобумажной ткани. Такая одежда хорошо очищается от радиоактивных загрязнений, но не всегда обеспечивает надежную защиту тела от попадания радиоактивных веществ. Такую защиту обе­спечивает пленочная одежда (нарукавники, фартук, халат, костюм, изготовленные из хлорвинила, полиэтилена или резины некоторых сортов).

Для защиты рук применяют медицинские резиновые перчатки, а при работе с веществами, обладающими значительной активностью, — перчатки из просвинцованной резины с гибкими нарукавниками.

Для выполнения ремонтных работ, где загрязнения могут быть очень большими, используют пневматические костюмы (ЛГ–4, ЛГ–5) из плас­тических материалов с принудительной подачей под костюм воздуха или пневмошлемы (ЛИЗ–4, ЛИЗ–5).

При выполнении отдельных работ достаточно защищать лишь органы дыхания. В этом случае пользуются респираторами и противога­зами. Для защиты глаз от – и – излучений пользуются стеклами обыч­ных очков; для защиты от жесткого – излучения применяют слой плексигласа толщиной 2 – 2,5 мм; для защиты от – лучей пригодно свинцовое стекло с фосфатом вольфрама, от нейтронов – стекла с борсиликатом кадмия или втористыми соединениями.

Для защиты ног от загрязнений применяют спецобувь (ботинки с верхом из искусственной кожи или лавсановой ткани, сапоги из специаль­ной резины формованные, чуни резиновые формованные), а для защить этой или личной обуви – дополнительную спецобувь (пластиковые чулки, бахилы, а также резиновые бахилы и галоши)

При использовании индивидуальных средств защиты следует обращать внимание на последовательность их одевания и снятия; несоблюдение этого ведет к загрязнению рук, одежды, оборудования.