Особливості біологічної дії іонізуючого випромінювання:

1. Його вплив людиною не відчувається. Люди не мають органів чуття, які могли б виявити та ідентифікувати іонізуюче випромінювання. Тому людина може проковтнути, вдихнути радіоактивні речовини без будь-яких первинних проявів. Відповідно для виявлення іонізуючого випромінювання потрібно застосовувати різні дозиметричні прилади.

2. Наявність латентного періоду прояву біологічного ефекту. Всі симптоми негативних змін в організмі, що характерні для променевої хвороби (видимі ураження шкіри, нездужання тощо) виявляються лише через деякий час. Він може бути досить довгим при опроміненнях у малих дозах.

3. Наявність ефекту підсумовання поглинутих доз, який відбувається непомітно. Якщо в організм людини будуть систематично потрапляти радіоактивні речовини, то з часом дози підсумовуються чи накопичуватися і виникне ефект опромінення.

4. Висока руйнівна ефективність поглинутої енергії іонізуючого випромінювання, навіть дуже мала його кількість може спричинити глибокі біологічні зміни в організмі;

5. Іонізуюче випромінювання може впливати не тільки на даний живий організм, а й на його нащадків (генетичний ефект);

6. Різні органи живого організму мають певну чутливість до опромінення. Найбільш чутливими є: кришталик ока, червоний кістковий мозок, щитовидна залоза, внутрішні (особливо кровотворні) органи, молочні залози, статеві органи. Тканини органів у порядку зменшення чутливості до впливу іонізуючого випромінювання мають таку послідовність: лімфатична тканина, лімфатичні узли, селезінка, вилочкова залоза, кістковий мозок, зародкові клітини.

7. Різні організми мають істотні відмінні особливості реакції на дози опромінення;

8. Ефект опромінення залежить від частоти впливу іонізуючого випромінювання.

Тому робота з джерелами іонізуючого випромінювання (ДІВ), радіоактивними речовинами і матеріалами потребує вжиття відповідних заходів, спрямованих на зменшення опромінення персоналу, сторонніх осіб, довкілля.

      Наслідки впливу іонізуючого випромінюванн мають різноманітний характер. Виділяють детерміністичні та стохастичні ефекти.

Законодавчі та нормативні документи.

 1.  Закон  України «Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку» від 08.02.95 р. із змінами, внесеними згідно із Законами.

 2. Закон україни «Про захист людини від впливу іонізуючих випромінювань» від 1998, із змінами, внесеними згідно із Законом.

3. Закон України «Про фізичний захист ядерних установок, ядерних матеріалів, радіоактивних відходів, інших джерел іонізуючого випромінювання» вiд 19.10.2000.

4. Закон України «Про дозвільну діяльність у сфері використання ядерної енергії» вiд  11.01.2000

5. Закон України  «Про поводження з радіоактивними відходами» від 30.06.1995 Основними документами, якими регламентується радіаційна без­пека в Україні, є:

6. Державні гігієнічні нормативи  «Норми радіаційної безпеки України НРБУ-97/Д-2000 – Норми радіаційної безпеки України, доповнення: радіаційний захист від джерел потенційного опромінення; 2000 р.»

7.  Наказ МОЗ України від 02.02.2005  № 54 «Основні санітарні правила України».

8. ДБН В.1.4-0.01-97 Система норм та правил зниження рівня іонізуючих випромінювань природних радіонуклідів в будівництві.

 

Відкриття рентгенівських променів започаткувало еру практичного використання людством штучних джерел іонізуючого випромінювання, що значно збільшило можливості й умови над фонового природного опромінення окремих контингентів і населення в цілому. Сфера використання таких джерел досить широка. До їх переліку в основному входять джерела зовнішнього і внутрішнього опромінення, які використовуються у медицині, підприємства ядерної енергетики, джерела випромінювання, які використовуються у науці, різних галузях промисловості й сільського господарства, ядерні вибухи різного призначення тощо.

В арсеналі методів наукових досліджень вагоме місце посіло використання методу мічених атомів. Суть його полягає у тому що для участі у фізичних, хімічних, біохімічних процесах використовуються разом із стабільними (а в окремих випадках і окремо) радіоактивні хімічні речовини, які легко можуть бути визначені відповідними радіометричними методами безпосередньо у процесі спостереження (дослідження), що має особливе значення, зокрема, для вивчення біологічних процесів. За допомогою методу мічених атомів можливо, наприклад, вивчити швидкість оновлення окремих тканин і органів організмів, транслокацію і місця накопичення хімічних елементів, важливі закономірності процесів обміну речовин. У медицині радіонукліди використовують в основному за трьома напрямами для вивчення різних процесів життєдіяльності організму в нормі й за наявності патології, з метою діагностики і для лікування. Зокрема, радіонукліди широко використовують у вивченні функції залоз внутрішньої секреції, в діагностиці й лікуванні онкологічних та інших захворювань.

Широко використовують іонізуюче випромінювання в промисловому і сільськогосподарському виробництві харчовій промисловості тощо (з метою контролю технологічних процесів радіоактивного каротажу, вивчення фільтраційних процесів синтезу нових речовин, для дефектоскопії автоматичної сигналізації для радіаційної стерилізації і знезаражування тощо).

 

Таблиця 1

Дози радіації, що необхідна, для отримання різних хімічних і біологічних ефектів

Вид використання радіації	Доза, Гр/год
Тривале зберігання м’яса	40 000—60 000
Стерилізація медичного обладнання і фармацевчичних засобів стерилізація пакувального матеріалу	10 000 25 000
Інактивація сальмонел	3000 - 10 000
Зберігання м’яса (риби) за температури 0 - 4°С	2000—5000
Тривале зберігання фруктів	2000—5000
Затримання росту паростків (наприклад картоплі)	100—200

 

Джерела іонізуючого випромінювання.

В умовах сучасної науково-технічної революції особливо великого значення набувають підприємства атомної промисловості і ядерної енергетики Зростаючий дефіцит традиційних видів пального змушує людство звертатися до цього практично невичерпного джерела енергії У зв'язку з цим виникає, зокрема, об'єктивна необхідність широкого використання електроенергії, джерелом якої є атомні електростанції (АЕС)

В АЕС тепло, яке подається на турбіну електрогенератора, утворюється внаслідок ядерних перетворень, з цим пов'язані певні переваги АЕС порівняно із звичайними (традиційними) джерелами теплоутворення Значно спрощується подання вихідного пального для виробництва однакової кількості енергії потрібно у тисячі разів менше ядерного пального, ніж вугілля для теплової станції АЕС можна використовувати для тривалої експлуатації як джерело енергії у важкодоступних, віддалених регіонах, на окремих автономних транспортних об'єктах (кораблях, підводних човнах, космопланах) тощо Слід мати на увазі що АЕС, яка запроектована, побудована і експлуатується з дотриманням сучасних вимог і можливостей радіаційного захисту в екологічному відношенні навіть безпечніша за традиційні вугільні ТЕС Так, АЕС потужністю 1 млн кВт за рік створює приблизно 1 т відходів Аналогічної потужності вугільна ТЕС за рік створює 50 тис т золи, десятки тисяч тонн сірчаного газу, оксиду вуглецю багато інших шкідливих для організму людини речовин.

Питома вага електроенергії джерелом якої є АЕС, невпинно зростає Передбачається, що вже на початку XXI ст. середня питома вага виробництва електроенергії за рахунок АЕС сягатиме 45—50 % загального балансу цього виробництва і становитиме приблизно 1 млрд кВт Вже зараз на частку АЕС у різних країнах припадає від 10—12 до 50—60 % загальної кількості електроенергії, що виробляється

Ядерний паливний цикл включає такі етапи добування і переробку урану, його збагачення ураном-235 виготовлення паливних елементів, роботу реакторів, переробку, транспортування і поховання відходів

На всіх цих етапах є потенційна загроза радіоактивного забруднення навколишнього середовища і додаткового (надфонового) опромінення іонізуючою радіацією

Навіть за нормального режиму експлуатації ядерних реакторів у газорозподільних викидах АЕС є радіоактивні речовини (інертні радіоактивні гази криптон-85, ксенон-138 та ін, бета-1 гамма-аерозолі, йод-131, цезій-132, стронщй-90, кобальт-60 та ін) Сумарний річний вихід радіоактивних речовин АЕС може досягати 18—20 х 10⁴ Бк (4,8—5,4 х 10⁴ Кі) Однак АЕС, яка нормально експлуатується, являє собою досить безпечний для персоналу і довкілля об'єкт Середньорічна доза опромінення персоналу таких АЕС звичайно не перевищує 1 бер, що у 2 рази нижче від допустимої. Є багато АЕС (а зараз у всьому світі експлуатується близько 450 АЕС), серед персоналу яких протягом десятків років не зареєстровано жодного випадку професійної променевої патологи І хоча, на жаль, людство не минули декілька тяжких ядерних катастроф на АЕС, слід визнати, що світовий досвід багаторічної експлуатації АЕС свідчить про їх відносну безпеку

Глобальну катастрофічну небезпеку для всього органічного життя на Землі становить ядерна зброя (атомні, водневі, нейтронні бомби). Не випадково люди найрізноманітніших політичних поглядів і релігійних переконань об'єднуються з метою боротьби проти ядерної зброї і її випробувань.

Аварія на ЧАЕС призвела до радіоактивного забруднення біосфери, особливо у Північній півкулі. Відзначено підвищення природного фону радіації повітря, грунту, води, продуктів харчування, наявність у них штучних радіонуклідів. Серед більш як 200 радіонуклідів, які утворюються внаслідок аварії, найбільшу загрозу створюють довгоіснуючі, особливо цезій-137 і стронцій-90, період напіврозпаду яких становить відповідно 30 і 28 років.

Продукти ядерного поділу, які різними шляхами надійшли до організму, поступово з нього виводяться, причому швидкість цього процесу залежить від притаманного кожному радіонукліду періоду напіввиділення і може коливатись від годин до багатьох років.

Довгоіснуючі радіонукліди стронцій-90 і цезій-137 за своїми хімічними властивостями є аналогами кальцію й калію і надходять до організму за трьома біологічними ланцюжками: атмосфера => грунт => рослини (через коріння) => тварини => м'ясні й молочні продукти •=> людина; атмосфера => рослини (пошинання листями і поверхневе забруднення) => тварини => м'ясні, молочні продукти => людина; атмосфера => рослини => людина.

Оскільки період напіввиведення цезію-137 відносно малий (близько 100 днів), уже через 1—3 роки встановлюється рівновага між його вмістом в організмі й надходженням із зовні. На відміну від цезію, стронцій-90 має період напіввиділення більш як 300 років, тому він може знаходитись в організмі протягом усього життя.

Біологічна дія іонізуючих випромінювань має ряд загальних властивостей, дві з яких - здатність, проникати через матеріали різної товщини й іонізувати повітря та живі клітки організму.

Ураження людини радіоактивними випромінюваннями можливо в результаті як зовнішнього, так і внутрішнього опромінювання. Зовнішнє опромінювання створюється радіоактивними речовинами, що знаходяться поза організмом, а внутрішнє тими, що потрапили всередину з повітрям, водою і їжею. Очевидно, що при зовнішньому опромінюванні найбільш небезпечні випромінювання, що мають високу проникаючу здатність, а при внутрішньому — іонізуючу.

Вважають, що внутрішнє опромінювання небезпечніше, ніж зовнішнє, від якого нас захищають стіни приміщень, одяг, шкірні покриви, спеціальні засоби захисту і ін.

Внутрішнє ж опромінювання впливає на незахищені тканини, органи, системи тіла, причому на молекулярному, клітинному рівні. Тому внутрішнє опромінювання вражає організм більше, ніж таке ж зовнішнє.

Внаслідок дії іонізуючого випромінювання на організм людини у тканинах відбуваються складні процеси. Під впливом іонізуючого випромінювання в організмі порушується нормальний перебіг біохімічних процесів та обмін речовин. Тільки іонізуюче випромінювання найбільше серед інших видів енергії, поглинутої в однаковій кількості, спричиняє такі тяжкі ураження організму.

Особливого захисту під час рентгенодіагностичних досліджень потребує нижня ділянка черевної порожнини (зона розміщення статевих органів), оскільки навіть під час дослідження інших органів гонадна доза опромінення може бути досить значною. Так, у разі однократної рентгеноскопії грудної клітки ця доза становить у чоловіків 0,5—20 мрад, стравоходу-шлунка — 40—100 мрад, у разі іригоскопії може досягати 3250 мрад, а у жінок — 19 000 мрад (190 м3в).

Під час рентгенографії кульшового суглоба доза опромінення гонад людини, поперекового відділу хребта може сягати 2,5—4 рад, а у разі уроцистографії у чоловіків — понад 15 рад (1,5 с/3в).

У разі проведения променевої терапії поглинені дози за один сеанс можуть сягати 30—250 рад, а за курс — до 4000—6000 рад (на окремий орган)

Діагностичні дослідження з використанням радіонуклідів зумовлюють значно меншу поглинену дозу, ніж рентгенодіагностичні Під час функціонально-діагностичного радіонуклідного (йод-131) дослідження щитоподібної залози доза становить 20—ЗО мрад, за функціонального дослідження нирок — 0,14 мрад В окремих дослідженнях (радіонуклідна сканографія внутрішніх органів) ці дози можуть сягати 1—2 рад, проте і у цьому випадку вони значно нижчі порівняно з рентгенологічним дослідженням.

Певний (відносно невеликий) внесок у сумарну дозу надфонового опромінення роблять деякі прилади, індикаторні та інші пристрої телевізійні приймачі тощо За гігієнічними нормативами, на відстані 5 см від дисплея кольорового телевізора потужність дози не повинна перевищувати 0,5 мР/год, від дисплея чорно-білого зображення — 0,05 мР/год Більшість сучасних телевізорів відповідають вищій вимозі.

Сумарні дані стосовно середніх ефективних доз опромінення населення промислово розвинених держав земної кулі наведені в табл 3.

Таблиця 3

Середні річні ефективна, дози опромінення населення промислово розвинених країн

Основні джерела іонізуючих випромінювань	мкЗв	мбер
Опромінення від природних джерел
Космогенне випромінювання на поверхні Землі	300	30
Природне зовнішнє випромінювання земного походження	400	40
Внутрішнє опромінення	400	40
Опромінення від техногенно підсилених джерел природного походження (в т.ч. радон у приміщеннях)	1300	130
Всього від природних джерел	2400	240
Опромінення від штучних джерел
Джерела медичного опромінення (пацієнтів)	900	90
Професійне опромінення	50	5
Інші штучні джерела (в т.ч. пов’язані з наслідками аварії на Чорнобильській АЕС)	150	15
Всього від штучних джерел	1100	110
Разом	3500	350

 

 

 

Використання радіонуклідів у медицині.

Незважаючи на поширене і всезростаюче використання різних джерел іонізуючого випромінювання в промисловості, енергетиці, інших галузях і сферах діяльності людини, провідними чинниками надфонового опромінення значної частини населення залишаються променеві діагностика і лікування. Важко знайти людину, що жодного разу у житті не проходила б рентгенодіагностичного обстеження. У різних країнах і навіть у різних регіонах однієї країни показник кількості таких обстежень (включаючи флюорографічне) коливається у великому діапазоні. У середньому він становить 1,5 процедури на 1 людину за рік. З метою рентгенодіагностики використовують понад 150 видів досліджень: ангіографію, коронарографію, електрорентгенографію, комп'ютерну томографію, мамографію, а також уронефрологічні, пульмонологічні, гастроентерологічні дослідження та багато інших. Опромінення (рентгенівське, генероване лінійними та циклічними прискорювачами, гамма-випромінювачами та іншими джерелами) широко використовується як метод лікування онкологічних і деяких інших захворювань.

Всі види рентгенівського опромінення в медицині несуть загрозу надфонового опромінення пацієнтів і персоналу. Така загроза виникає і в разі використання з лікувальною чи діагностичною метою радіоактивних речовин (відкритих або закритих), зокрема у формі внутрішньопорожнинної, внутрішньоклітинної або аплікаційної терапії, а також для зовнішнього дистанційного опромінення внутрішніх органів (кобальтові гамма-гармати, бетатрони та ін.). На відміну від хворих після дистанційної променевої терапії, хворі, яким радіоактивні препарати вводили інтракорпорально, певний час являють загрозу для оточуючих, оскільки самі вони є носіями джерел іонізуючого випромінювання.

 

Залежно від конструктивно-технологічних особливостей апаратури, характеру, локалізації і методики обстеження, значення отримуваних індивідуальних доз опромінення під час діагностичних рентгенологічних досліджень коливаються від 0,01 до 40 рад і більше, у середньому 50—70 мрад/рік (0,05—0,07 Р). У формуванні цієї дози рентгеноскопічні дослідження становлять 57 %, рентгенографічні —10%, флюорографічні — 33 %. Середня ефективна доза на 1 людину становить 100—150 мрад (10—15 мкЗв). Середньомісячна доза опромінення лікарів-рентгенологів орієнтовно становить 2,5—5 мрад, середньорічна — 2,5—3 мрад, для ренггенолаборангів відповідно 2,0—2,5 мрад і 3 рад. Опромінення рук у них може бути у 8—10 разів більшим.

         Радіаційна гігієна – галузь гігієнічної науки і санітарної практики, метою якої є забезпечення безпеки для працюючих з джерелами іонізуючої радіації та для населення в цілому.

         Завдання радіаційної гігієни включають:

- санітарне законодавство в області радіаційного фактора;

- запобіжний і поточний санітарний нагляд за об’єктами, що використовують джерела іонізуючої радіації;

- гігієна і охорона праці персоналу, що працює з джерелами іонізуючої радіації та персоналу, який працює в суміжних приміщеннях і на території контрольованих зон;

- контроль за рівнями радіоактивності об’єктів навколишнього середовища (атмосферного повітря, повітря робочої зони, води водойм, питної води, харчових продуктів, ґрунту та інших);

- контроль за збором, зберіганням, видаленням та знешкодженням радіоактивних відходів, чи їх похованням тощо.

 

Фізичні основи радіаційної гігієни

Радіоактивність – спонтанне перетворення ядер атомів хімічних елементів зі зміною їх хімічної природи або енергетичного стану ядра, яке супроводжується ядерними випромінюваннями.

Радіонуклід – радіоактивний атом з певним масовим числом і зарядом (атомним номером).

Ізотопи радіоактивні – радіоактивні атоми з одинаковим зарядом (атомним номером) і різними масовими числами, тобто з одинаковою кількістю протонів та різною кількістю нейтронів у ядрі.

Види ядерних перетворень:

a-розпад – характерний для важких (з великим масовим числом) елементів і заключається у вильоті з ядра атома a-частинки – за своєю природою ядра гелію (2 протони і 2 нейтрони), внаслідок чого з¢являється ядро нового хімічного елемента з масовим числом, меншим на 4 і зарядом, меншим на 2:

Ra   ®   Rn + He.

Втративши a-частинку, ядро атома знаходиться у збудженому стані з надлишком енергії, яка виділяється у вигляді g-випромінювання, тобто a-розпад завжди супроводжується g-випромінюванням.

b-електронний розпад – процес, при якому з ядра атома (з одного із нейтронів) вилітає електрон, внаслідок чого цей нейтрон перетворюється в протон, у зв’язку з чим утворюється новий елемент з тим же масовим числом і з зарядом, більшим на одиницю:

           К   ®    e^-1 + Са + n,

де n - нейтрино.

Збуджене при втраті електрона ядро у більшості випадків випромінює і g-кванти.

         b-позитронний розпад – процес, при якому з ядра атома (з одного із протонів) вилітає позитрон, внаслідок чого протон перетворюється в нейтрон і з¢являється новий хімічний  елемент з тим же масовим числом і зарядом, меншим на одиницю:

Zn   ®    e⁺¹ + Сu

Електронний-К-захват – коли ядро (один з протонів) захвачує електрон з найближчої К-орбіти, у зв¢язку з чим цей протон перетворюється в нейтрон, внаслідок чого з¢являється ядро нового хімічного  елемента з тим же масовим числом і зарядом, меншим на одиницю:

Сu + e^-1    ®   Ni

На звільнене місце К-орбіти (і послідовно з інших орбіт) переміщуються електрони, а звільнена енергія при цьому висвічується у вигляді характеристичного рентгенівського випромінювання.

         Спонтанний поділ ядра характерний для важких трансуранових елементів, у яких співвідношення нейтронів до протонів більше 1,6. В результаті утворюються ядра двох нових елементів, у яких співвідношення n : p  ближче до одиниці, а “лишні” нейтрони висвітлюються у вигляді нейтронного випромінювання:

U   ®   Kr  + Ba  + 5n

         Таким чином, якісно ядерні перетворення характеризуються: видом розпаду, видом випромінювання, періодом напіврозпаду – терміном, за який розпадається половина вихідної кількості атомів. (Згідно закону радіоактивного розпаду, число атомів N, що розпадається за термін t, пропорційно вихідній кількості атомів): N = N₀ × е^-lt.

         З гігієнічної точки зору та вибору методів дезактивації радіоактивних відходів, всі радіонукліди поділяють на короткоіснуючі (Т½ < 15 діб) і довгоіснуючі (Т½ > 15 діб): короткоіснуючі витримують у відстійниках до зниження активності, а потім спускають у загальну каналізацію чи вивозять, а довгоіснуючі – вивозять і хоронять у спеціальних могильниках.

Кількісна міра радіоактивного розпаду – активність (Q) – це кількісь розпадів атомів за одиницю часу.

Одиниця активності в системі Si – беккерель (Бк) – один розпад за секунду (с^-1). У зв’язку з тим, що ця одиниця дуже мала, користуються похідними – кілобеккерель (кБк), мегабеккерель (МБк).

Позасистемна (застаріла) одиниця активності – кюрі (Кі) – це активність 1 г хімічно чистого радію, що дорівнює 3,7 ×10¹⁰Бк (розпадів за сек.). Ця одиниця, навпаки, дуже велика, тому користуються похідними – мілікюрі (мКі), мікрокюрі (мкКі), пікокюрі (пкКі).

Для радіонуклідів, яким властиве γ-випромінювання, активність виражають також через гама-еквівалент – відношення γ-випромінювання даного радіонукліда до γ-випромінювання радію. Розрахована гама-постійна радію – 8,4 р/годину – це потужність дози, яку створює γ-випромінювання 1 мг радію на відстані 1 см після проходження  через платиновий фільтр товщиною 0,5 мм.

Міліграм-еквівалент радію (мг-екв. Ra) – одиниця активності радіонукліда, γ-випромінювання якого еквівалентне (рівноцінне) γ-випромінюванню 1 мг Ra на відстані 1 см після проходження  через платиновий фільтр 0,5 мм.

В результаті радіоактивного розпаду, ядерного ділення, термоядерного синтезу і при роботі прискорювачів частинок можна отримати різні види іонізуючого випромінювання.

Іонізуючі випромінювання з якісної сторони характеризуються:

- видом випромінювання: - корпускулярні (a-, b-, n), електромагнітні (γ-, рентгеівські: характеристичне при К-захваті, гальмівне – в рентгенівській трубці).

- енергією випромінювання, яка в системі Si вимірюється у джоулях (Дж). (Це енергія, необхідна для підняття температури 1 дм³ дистильованої води на 1°С). Позасистемна практична одиниця – електрон-вольт (еВ) – це енергія, яку набуває електрон в електростатичному полі з різницею потенціалів 1 В. Ця одиниця дуже мала, тому користуються похідними: кілоелектрон-вольт (КеВ), мегаелектрон-вольт (МеВ).

- проникаючою здатністю (довжиною пробігу) – відстанню, яку воно проходить в середовищі, з яким взаємодіє (в м, см, мм, мкм).

- іонізуючою здатністю: - повною – кількістю пар іонів, які утворюються на всій довжині пробігу частинки чи кванта; - лінійною щільністю іонізації – кількістю пар іонів, які приходяться на одиницю довжини пробігу.

- Корпускулярні (узагальнена назва дрібненьких частинок матерії (електронів, фотонів тощо):-Альфа (α)-випромінювання - іонізуюче випромінювання, що складається з а-частинок (ядер гелію-4), які утворюються при ядерних перетвореннях (радіоактивному розпаді) та залишають ядра радіоактивних ізотопів і рухаються зі швидкістю близькою до 20 000 км/с. Енергія а-частинок - 2-8 МеВ. Альфа-частинки – за своєю природою є ядрами гелію (2 протони і 2 нейтрони), внаслідок чого з’являється ядро нового хімічного елемента з масовим числом, меншим на 4 і зарядом, меншим на 2: Rn + He.®Ra. 

 Втративши альфа-частинку, ядро атома перебуває у збудженому стані з надлишком енергії, яка виділяється у вигляді гамма-випромінювання, тобто альфа-розпад завжди супроводжується гамма-випромінюванням. Маючи подвійний електричний заряд і значну атомну масу, α-частинки можуть інтенсивно взаємодіяти з електричними та магнітними полями атомів у речовині.  Отже,α-частинка витрачає свою енергію на дуже короткому шляху пробігу, іонізуючи при цьому досить значну кількість атомів речовини. Ці частинки мають високу іонізуючу та низьку проникну здатність, так вони пролітають у повітрі на відстань 10-11 смвід джерела, а в біологічних тканинах на 30-40 мкм. α-частинки легко затримуються аркушем паперу, практично нездатні проникати крізь роговий шар шкіри людини. Тому зовнішнє опромінення α-частинками порівняно з іншими іонізуючими чинниками практично нешкідливе, зате їх попадання всередину організму через відкриту рану або через кишково-шлунковий тракт разом із їжею, може виявитись дуже небезпечним для людини. В медичній практиці використовується або для опромінювання поверхні тіла, або альфа-випромінюючий радіонуклід вводиться безпосередньо в патологічний осередок при внутрішньотканинній променевій терапії.

—  Бета (β)-випромінювання - це потік електронів (електрон — це елементарна частинка, яка володіє елементарним негативним електричним зарядом, тобто найменшою кількістю електрики,що може існувати. Заряд електрона рівний 1,60х10^-19кулона. Маса спокою електрона рівна 9,11х10^-28 г, тобто в 1837,14 разу менше маси атома водню) та протонів (₁Р¹ - стійка елементарна частинка, заряд протона рівний заряду електрона, але із зворотним знаком. Якщо заряд електрона приймають рівним —1, то заряд протона рівний +1. Протон – це атом водню, позбавлений електрона). При бета-розпаді виникає електронне та позитронне іонізуюче випромінювання з безперервним енергетичним спектром. Швидкість β-частинок близька до швидкості світла. Вони мають меншу іонізуючу, але більшу проникаючу здатність у порівнянні з α-частинками. Проникна здатність на глибину до 2,5 смв живих тканинах і в повітрі — до 18 см. β -промені  повністю затримуються шаром ґрунту товщиною 3 см. Для захисту від бета-часток енергією до 1 МЕВ достатньо алюмінієвої пластини завтовшки декілька мм. При зовнішньому β-опроміненні створюється теж серйозна небезпека, особливо якщо β-радіоактивна речовина потрапляє безпосередньо на шкіру людини (зокрема, в очі).

   Нейтронне випромінювання – це потоки нейтронів, які вилітають із ядер атомів  при ядерних реакціях, зокрема, при реакціях розподілу ядер урану й плутонію. Їх дія залежить від енергії цих частинок. Вони викликають іонізацію речовини та вторинне випромінювання, яке складається із заряджених частинок і гамма-квантів. Внаслідок того, що нейтрони не мають електричного заряду, нейтронне випромінювання у залежності від енергії та від складу речовин, що взаємодіють, може мати велику проникаючу здатність. Залежно від кінетичної енергії нейтрони умовно діляться на швидкі, надшвидкі, проміжні, повільні й теплові. Нейтронне випромінювання виникає при роботі прискорювачів заряджених часток і реакторів, що утворять потужні потоки швидких і теплових нейтронів. У атомному ядрі нейтрони міцно пов'язані з протонами. Проте за певних умов починається розпад нейтронів. Час напіврозпаду останніх поза атомним ядром складає близько 10 хвилин. Нейтронне випромінювання має здатність перетворювати атоми стабільних елементів у їхні радіоактивні ізотопи, що різко підвищує небезпеку нейтронного опромінення. При нейтронному розпаді атома  вивільняються електрон, протон та антинейтрино(антинейтрино -символ  або , нейтральна елементарна частинка с нульовою масою, яка є  античастинкою по відношенню донейтрино -  стабільної нейтральної легкої частинки), але іноді випромінюється і фотон.

Протонне випромінювання генерується в спеціальних прискорювачах. Це потік протонів, що несуть одиничний позитивний заряд і мають масу, близьку до маси нейтронів. Протони відносяться до сильно іонізуючих частинок; при прискоренні до високих енергій вони здатні порівняно глибоко проникати в речовину середовища. Це дозволяє ефективно використовувати протонне випромінювання в дистанційній променевій терапії, наприклад, опромінення при пухлині гіпофіза. 

 

-Електромагнітні: - Гамма(γ)–випромінювання - це електромагнітне (фотонне) випромінювання, яке виникає при збудженні ядер атомів або елементарних частинок. Довжина хвилі 10^-10 м.

Джерелом гамма-випромінювання є ядерні вибухи, розпад ядер радіоактивних речовин, вони утворюються також при проходженні швидких заряджених частинок крізь речовину. Завдяки значній енергії, що знаходиться в межах від 0,001 до 5 МеВ у природних радіоактивних речовин та до 70 МеВ при штучних ядерних реакціях, це випромінювання може іонізувати різні речовини, але має малу іонізуючу здатність з енергією 0,001—3 МеВ, зате характеризується великою проникаючою здатністю, оскільки складається з високоенергійних фотонів, що не мають заряду. Воно проникає крізь великі товщі речовини. Поширюється γ–випромінювання зі швидкістю світла і використовується в медицині для стерилізації приміщень, апаратури, продуктів харчування. Для захисту від гамма–випромінювання ефективні важкі елементи (свинець, вольфрам, а також бетон, сталь і т. п.).

     - Рентгенівське випромінювання —це короткохвильове електромагнітне випромінювання, яке виникає в результаті зміни стану енергії електронів, що знаходяться на внутрішніх оболонках атомів, воно має довжину хвилі (1000 - 1) • 10^-12 м. Виникає рентгенівське випромінювання в середовищі, яке оточує джерело бета-випромінювання, в прискорювачах електронів і є сукупністю характеристичного та гальмівного випромінювань, енергія фотонів яких не перевищує 1 МеВ. Характеристичне рентгенівське випромінювання виникає в тому випадку, коли внаслідок зіткнення зі швидким електроном, один із електронів покидає внутрішню електронну оболонку атома, чим змінює енергетичний стан атома. Переходячи на незайняту орбіту, зовнішній електрон випромінює в рентгенівській області спектру, й частота цього випромінювання залежить від типу атома й тих орбіталей, між якими відбувається перехід. Окрім ядерних перетворень воно виникає в рентгенівських трубках в результаті електронного бомбардування анода.  На наступному етапі один із електронів зовнішніх оболонок переходить на внутрішню із випромінюванням кванта світла. Частота цього кванта лежить у рентгенівському діапазоні електромагнітного спектру. Слово характеристичне в назві пояснюється тим, що для кожного хімічного елемента властиві (характерні) свої частоти випромінювання. Гальмівне випромінювання — це фотонне випромінювання з неперервним спектром, яке виникає при зміні кінетичної енергії заряджених частинок внаслідок різкого гальмування електронів в речовині. Рентгенівське випромінювання, що використовується в медичній радіології, є також гальмівним випромінюванням електронів, прискорених в рентгенівській трубці, що налітають на анод. Рентгенівські промені проходять через тканини людини наскрізь, тому воно використовується в медицині для флюорографії, рентгенівського аналізу.

—Проникаюча здатність (м, см, мм) та  іонізуюча здатність:

 -проникаюча здатність (довжина пробігу) - відстань, яку іонізуюче випромінення проходить в середовищі, з яким взаємодіє (в м, см, мм, мкм). Проникаюча здатність всіх видів іонізуючого випромінювання залежить від енергії. 

 

Проникаюча здатність  видів іонізуючого випромінювання.

 

- іонізуюча здатність¹⁾– кількість пар іонів, які утворюються на всій довжині

пробігу частинки чи кванта в одиниці об’єму, маси або довжини треку.

   ¹⁾Іонізація (йонізація) — утворення позитивних і негативних іонів і вільних електронів з електрично нейтральних атомів і молекул. Може здійснюватися шляхом відриву від атому, що входить до складу молекулярної частинки, одного або декількох електронів з утворенням йона або за рахунок переходу електрона (електронів) від однієї частинки до іншої з набуттям ними зарядів.

      Іонізуюча здатність радіоактивного випромінювання залежить від його типу і енергії, а також властивості іонізуючої речовини і оцінюється питомою іонізацією, яка вимірюється кількістю іонів цієї речовини, що створюються випромінюванням на довжині пробігу в 1 см.

     Чим більше величина питомої іонізації, тим швидше витрачається енергія випромінювань, тобто тим менший шлях пройде випромінювання в речовині до повної втрати своєї енергії. Тому чим більше іонізуюча здатність випромінювання, тим менше його проникаюча здатність, і навпаки.

      Для того, щоб частинка стала іонізуючою, вона повинна мати достатньо велику енергію, щоб взаємодіяти з атомами опромінюваної матерії. Фотони взаємодіють із зарядженими частинками, тому фотон з досить великою енергією також є іонізуючим. Енергія, при якій фотон стане іонізуючим, перебуває в кінці ультрафіолетового діапазону електромагнітного спектру. Заряджені частинки, такі, як електрони, позитрони і альфа-частинки та високочастотні електромагнітні хвилі взаємодіють з електронами в атомі або молекулами. Нейтрони ж, маючи нульовий електричний заряд, не взаємодіють з електронами електромагнітно і тому вони не можуть безпосередньо викликати іонізацію цим шляхом. Проте швидкі нейтрони добре взаємодіють із протонами у водні і це створює протонне випромінювання. Ці протони є іонізуючими, оскільки вони мають заряд і взаємодіють з електронами в речовині. Нейтрони можуть також взаємодіяти з ядром атома, в залежності від ядра і швидкості нейтрона; ці реакції відбуваються як з участю швидких, так і повільних нейтронів, залежно від ситуації. Після таких взаємодій з нейтронами, атомні ядра часто стають радіоактивними, в свою чергу створюючи іонізуюче випромінювання при розпаді.

 - лінійна густина іонізації – число пар іонів, що утворюються в місці проходження зарядженої частинки з розрахунку на одиницю її пробігу (м, см, мм) в середовищі; використовується для характеристики іонізуючого випромінювання. 

         Біологічна ефективність кожного виду іонізуючого випромінювання находиться у залежності від лінійної густини іонізації. Наприклад,  α-частинки з енергією 3 МеВ на 1 мм шляху пробігу утворюють 40000 пар іонів, а β-частинки з такою ж енергією – до 4 пар іонів.

 

 

Кількісними характеристиками іонізуючих випромінювань є дози (Д):

— експозиційна доза (характеризує іонізуючий ефект рентген — та гама— випромінювання); — поглинута доза; — еквівалентна доза; — густина потоку частинок (для корпускулярних випромінювань).

Розрізняють:

1. Експозиційною дозою (X) називається повний заряд dQ іонів одного знака, що виникають у малому об'ємі повітря при повному гальмуванні всіх вторинних електронів, утворених фотонами до маси повітря dm в цьому об'ємі:  Поняття експозиційна доза встановлено тільки для фотонного випромінювання з енергією 1 кеВ – 3 МеВ. Вимірюється вона в системній одиниці - кулон на 1 кг (Кл/кг) і позасистемній - рентген (Р).  Кулон на 1 кг дорівнює експозиційній дозі, при якій усі електрони та позитрони, що визволені фотонами в об'ємі повітря масою 1 кг, створюють іони, які несуть електричний заряд 1 Кл кожного заряду. 1 Кл/кг = 3876 Р;

1 Р = 2,57976×10⁻⁴ Кл/кг.

Один Рентген (1 Р) – це доза рентгенівського і гамма-випромінювання, яка утворює в 1 см³ (0,001293 г) сухого атмосферного повітря за нормальних умов (температура 0 °С, тиск 1013 гПа (760 мм ртутного стовпа) близько 2 мільярдів пар іонів, що несуть одну електростатичну одиницю заряду кожного знака. При цьому кількість поглинутої енергії становить 88 ерг (енергетичний еквівалент рентгена). Отже, 1 Р = 0,88 рад або 1 рад = 1,14 Р.

2.     -поглинута доза - кількісь енергії іонізуючого випромінювання, яка поглинається одиницею маси опромінюваного середовища. Одиницею вимірювання поглинутої дози в системі SІ є грей (Гр). Грей – поглинута доза опромінення, яка дорівнює енергії 1 джоуль, поглинутій в 1 кг маси середовища: 1 Гр = 1 Дж/кг. Позасистемна (застаріла) одиниця поглинутої дози – рад(rad – radiationabsorbetdose). 1 рад = 0,01 Гр = 100 ерг енергії на 1 г маси середовища. (Одиницею дози є грей, названий на честь англійського фізика С. Грея, одного із засновників радіаційної дозиметрії).

Застаріле поняття поглинутої дози у повітрі – експозиційна доза, під якою розуміють об¢ємну щільність іонізації повітря. Одиницею експозиційної дози використовувався рентген (Р).

3. Потужність поглинутої у повітрі дози (ППД) – приріст дози за одиницю часу або рівень радіації. Вимірюється: в системі Si Гр/годину; - позасистемна (застаріла)  одиниця – рентген на годину (Р/год), мілірентген на годину (мР/год), мікрорентген на секунду (мкР/сек). У зв¢язку з тим, що усі нині використовувані дозиметричні прилади градуйовані у цих одиницях, то ними ще користуються, але результати вимірювання потрібно перераховувати в системні (грей-, мілі-, мікро-, наногрей/годину): 1 мР/год = 8,73 мкГр/год = 6,46 мкЗв/год.

4. Еквівалентна доза (Н) – доза будь-якого виду іонізуючого випромінювання, яка викликає такий же біологічний ефект, як стандартне (еталонне) рентгенівське випромінювання з енергією 200 КеВ.

Для розрахунку еквівалентної дози використовують радіаційний зважуючий фактор (W_R) – коефіцієнт, що враховує відносну біологічну ефективність різних видів іонізуючих випромінювань. Для рентгенівського, гама-, бета-випроміню-вань різних енергій він дорівнює 1, для α-частинок та важких ядер віддачі – 20, для нейтронів з енергією < 10 КеВ – 5; 10-100 КеВ – 10; 100 КеВ – 2 МеВ – 20; 2-20 МеВ – 10; > 20 МеВ – 5.

 

H = D × W_R

Одиницею еквівалентної дози є зіверт (Зв) – це доза будь-якого виду іонізуючого випромінювання, що дає такий же біологічний ефект, як один грей стандартного рентгенівського випромінювання (з енергією 200 КеВ). В практиці користуються також похідними – мілізіверт (мЗв), мікрозіверт (мкЗв).

Ефективна доза – це сума еквівалентних доз, одержаних окремими органами і тканинами при нерівномірному опроміненні організму, помножених на тканинні зважуючі фактори, які дорівнюють: для гонад – 0,20; для червоного кісткового мозку, легень, шлунку – 0,12; інших органів і тканин – 0,05.

Одиницею виміру ефективних доз також є зіверт.

Колективна еквівалентна та колективна ефективна дози – це суми відповідних індивідуальних доз окремих контингентів населення (персоналу підприємств атомної промисловості, атомної енергетики, населення, проживаючого в межах контрольованих зон, які вимірюються в людино-зівертах і використовуються для прогнозування стохастичних (імовірних) ефектів опромінення – лейкозів, інших злоякісних новоутворень.

    Згідно з нормами радіаційної безпеки НРБ 76/87 введено показник, що характеризує іонізуюче випромінювання — керма.Керма К — це відношення суми початкових кінетичних енергій dK всіх заряджених іонізуючих частинок в елементарному об'ємі речовини, до маси dm речовини в цьому об'ємі.Керму вимірюють тими ж одиницями, що й поглинуту дозу - Грей, рад.

 

Методи і засоби санітарного нагляду за об’єктами, де використовуються джерела іонізуючої радіації

 

При такому нагляді використовуються загальноприйняті суб’єктивні методи і засоби та об’єктивний інструментальний радіаційний контроль.

Власне санітарний нагляд включає:

- знайомство з документацією, санітарним паспортом об’єкта, санітарне обстеження і описання об’єкта, візуальний огляд, опитування персоналу;

- вивчення  і оцінку санітарного обладнання, водопостачання, вентиляції, покриття поверхонь стін, підлоги;

- збору, видалення, знешкодження відходів;

- дотримання санітарного режиму експлуатації, радіоасептики тощо.

       Біологічний вплив різних видів випромінювання на живі організми є неоднаковим при однаковій поглинутій дозі. Наприклад, за однакової енергії зовнішнє а-випромінювання є значно безпечнішим, ніж рентген- або гамма-випромінювання. Тому вчені ввели спеціальну фізичну величину для характеристики біологічного впливу поглинутої дози — еквівалентну дозу іонізуючого випромінювання.

    Засоби для проведення об’єктивного радіаційного контролю

Дозиметр ТЕРРА-П використовується в побутових цілях для:

·                     Перевірки радіаційної забрудненості:

  - продуктів харчування

  - при покупці нерухомості

  - будівельних матеріалів

  - місць для будівництва будинку

  - місць після аварій в Чорнобилі

  - підозрілих предметів

  - під час подорожей

  - на полюванні, рибалці.

Дозиметр-радіометр МКС-05 ТЕРРА-П рекомендований Міністерством освіти України до застосування в учбово-виховному процесі загальноосвітніх шкіл. (Протокол №440 від 07 червня 2001 року)

Призначення

     Вимірювання потужності еквівалентної дози гамма-випромінювання.

Вимірювання еквівалентної дози гамма-випромінювання.

Оцінка поверхневої забрудненості бета-радіонуклідами.

 Годинник.

 Будильник.

Особливості

 Наявність трьох незалежних вимірювальних каналів з почерговим виведенням інформації на один рідкокристалічний індикатор.

Автоматичний вибір інтервалів і діапазонів вимірювань.

 Звукова сигналізація кожного зареєстрованого гамма-кванта і бета-частки.

Програмування порогових рівнів спрацьовування звукової сигналізації по потужності дози гамма-випромінювання.

Цифровий індикатор.

Чотирьохрівнева індикація розрядки джерела живлення

 Удароміцний корпус Невеликі масогабаритні параметри.

 Вмонтований гамма-, бета-чутливий лічильник Гейгера-Мюллера.

Технічні характеристики

Детектор		Лічильник Гейгера-Мюллера
Діапазон вимірювань і відносні основні погрішності:
-потужності еквівалентної дози гамма-випромінювання	0,1 ... 999,9; ±25%	мкЗв/час
- еквівалентної дози гамма-випромінювання	0,001 ... 9999; ±25%	мЗв
- щільність потоку бета-часток, в якому можлива оцінка поверхневої забрудненості бета-радионуклидами ( 90 Sr + 90 Y):	10 ... 100 000	1/(см 2 ·мин)
Енергетичні діапазони вимірювань і енергетична залежність:
- гамма- і рентгенівського випромінювань	0,05 ... 3,0; ±25%	МЕВ
- бета-излучения	0,5 ... 3,0	МЕВ
Тимчасові інтервали вимірювань	5 ...70	секунди
Час безперервної роботи від нових елементів живлення	6 000	годинник
Діапазон робочих температур	-10 ... +50	°С
Живлення	2 елементи типорозміру ААА
Маса	0,15	кг
Габарити	120 х 52 х 26	мм

 

 

 

 

ПРОФІЛАКТИКА ПРОМЕНЕВИХ УРАЖЕНЬ

Гігієнічна регламентація допустимих рівнів опромінення

Велика біологічна активність іонізуючого випромінювання, збільшення кількості джерел, умов і можливостей його несприятливого впливу на екологічний стан довкілля і здоров'я людини зумовлюють необхідність забезпечення радіаційної безпеки населення Науковим підґрунтям здійснення відповідних профілактичних заходів є гігієнічні регламенти (нормативи) допустимих рівнів опромінення населення в цілому і окремих його груп.

Наукове обґрунтування таких регламентів являє собою складну проблему Складність її зумовлена, зокрема, тим, що іонізуюче випромінювання не має порога уражаючої дії на біологічні об'єкти В принципі, за певних умов і на певному рівні така доза може бути наслідком впливу навіть поодинокого кванта випромінення, поодинокої корпускулярної частинки До того ж існує багатокомпонентний природний фон іонізуючого випромінювання, впливу якого зазнавало і зазнає все живе на Землі на різних етапах біологічної еволюції Взагалі, протягом багатьох тисячоліть як біологічний тип людина формувалась у середовищі, одним з компонентів якого завжди був природний фон іонізуючого випромінювання

З іншого боку, розвиток науки і техніки, історія цивілізації людства свідчать про неможливість і недоцільність повної відмови від використання джерел іонізуючого випромінювання штучного походження у різних сферах життя людини, що у свою чергу призводить до радіаційного впливу, рівень якого тією чи іншою мірою перевищує природний фон Тому привабливий і простий на перший погляд підхід до регламентації впливу техногенної іонізуючої радіації, який виходить з принципу "не допустити будь-якого рівня впливу, що перевищує природний фон", є нереальним До того ж і сам цей фон не є сталим, параметри його дуже коливаються не тільки в різних географічних регіонах, а навіть в одній і тій самій місцевості.

З огляду на викладене вище виправданою є вихідна позиція вчених, які вважають нерозсудливим встановлювати рівні опромінення, досягнення яких потребуватиме таких великих зусиль і затрат, що знаходитимуться у різкій невідповідності з дійсно вагомими впливами стосовно здоров'я людини та інших складових її життя Тобто мова йде про те, що, оцінюючи наслідки і допустимі рівні радіаційного впливу, необхідно враховувати відносний ризик такого впливу.

На думку Комітету експертів ВООЗ, рівень радіаційного впливу повинен бути настільки низьким, щоб його можна було враховувати на фоні інших повсякденних техногенних і побутових несприятливих умов і чинників життя сучасної людини.

Виходячи з цього, найбільш правильним і логічним буде гад-хід, за якого регламенти допустимих рівнів опромінення ґрунтуються на об'єктивних даних щодо реальних дискретних і стохастичних біологічних ефектів і наслідків, зумовлених конкретними дозами (рівнями) та умовами опромінення Такий підхід добре узгоджується з рекомендаціями Міжнародної комісії з радіаційного захисту, яка вказує, що оскільки жодний рівень опромінення не може вважатися абсолютно безпечним, то як допустимий слід вибирати такий практично прийнятний рівень, який у світлі сучасних знань максимально можливо або повністю гарантував би мінімальну загрозу чи повну відсутність.

Регламентні критерії і конкретні нормативи в сфері радіаційної безпеки, які отримали міжнародне визнання, мають тривалу і повчальну передісторію Перші пропозиції стосовно допустимої дози опромінення з'явилися вже на початку XX ст У 1902 р англійський вчений В Роллінз як допустиму експозиційну дозу професійного опромінення запропонував 10 Р/добу У подальшому питання регламентації рівнів опромінення стали предметом спеціальних наукових досліджень, неодноразово обговорювались на представницьких нарадах і конференціях У 1928 р був створений спеціальний Міжнародний комітет із захисту від рентгенівських променів і радіації, який у 1950 р був реорганізований у Міжнародну комісію з радіаційного захисту (МКРЗ) З 1955 р при ООН функціонує Науковий комітет з питань атомної радіації (НКДАР) Авторитетною міжнародною організацією є Міжнародне агентство з атомної енергетики 3 1991 р в Україні працює Національна комісія з радіаційного захисту. Ці а також багато інших організацій та установ займаються різними аспектами радіаційної безпеки населення і регламентацією рівнів радіаційного впливу.

Законом України "Про захист людини від впливу іонізуючої радіації" (1998) та Нормами радіаційної безпеки України (НРБУ-97) як гранично допустима доза професійного опромінення встановлена доза 2 бер (20 м3в) за рік

Допустимі рівні радіаційного опромінення населення в Україні регламентуються Державним гігієнічним нормативом — Нормами радіаційної безпеки України (НРБУ-97), затвердженими наказом МОЗ України № 208 від 14.07.97р і введеними в дію з 01.01.98 р. Ці норми включають систему принципів, критеріїв, нормативів та правил, виконання яких є обов'язковою нормою в політиці держави щодо забезпечення протирадіаційного захисту людини і радіаційної безпеки. НРБУ-97 є основним державним документом, що встановлює систему радіаційно-гігієнічних регламентів для забезпечення прийнятих рівнів опромінення як для окремої людини, так і для суспільства в цілому. Ці регламенти спрямовані на запобігання виникненню детерміністичних (нестохастичних) ефектів у осіб, що зазнали опромінення, і обмеження на прийнятому рівні ймовірності виникнення стохастичних ефектів. НРБУ-97 регламентують вимоги протирадіаційного захисту в умовах практичної діяльності в разі нормальної експлуатації індустріальних та медичних джерел іонізуючого випромінювання, аварійного опромінення населення, а також хронічного опромінювання за рахунок техногенно-підсилених джерел природного походження.

Практична діяльність, пов'язана з загрозою надфонового опромінення, може виникати у разі виробництва джерел випромінювання, використанні цих джерел і радіоактивних речовин у медицині, наукових дослідженнях, промисловості, сільському господарстві, освіті, виробництві ядерної енергії (включаючи всі елементи паливно-енергетичного циклу), зберіганні та транспортуванні джерел іонізуючого випромінювання, радіоактивних відходів.

НРБУ-97 включають чотири групи радіаційно-гігієнічних регламентованих величин:

Перша група — регламенти опромінення персоналу та населення на прийнятному для індивідуума й суспільства рівні, а також підтримання радіаційно-прийнятного стану навколишнього середовища та дотримання безпечних технологій радіаційно-ядерних об'єктів. До цієї групи входять: ліміти доз (ЛД), допустимі рівні (ДР), контрольні рівні (КР).

Друга група — регламенти, що мають за мету обмеження опромінення людини від медичних джерел (рекомендовані рівні — РР).

Третя група — регламенти щодо відверненої внаслідок втручання дози опромінення населення в умовах радіаційної аварії:

Четверта група — регламенти щодо відверненої внаслідок втручання дози опромінення населення від техногенно-підсилених джерел природного походження. Це також рівні втручання і рівні дії.

Нормами радіаційної безпеки встановлюються три категорії осіб, які зазнають опромінювання:

Категорія А (персонал) — особи, що постійно чи тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань.

Категорія Б (персонал) — особи, які безпосередньо не зайняті роботою з джерелами іонізуючих випромінювань, але у зв'язку з розташуванням робочих місць у приміщеннях та на промислових майданчиках об'єктів з радіаційно-ядерними технологіями можуть отримувати додаткове опромінення.

Категорія В — усе населення.

Числові значення лімітів доз встановлюються на рівнях, що виключають можливість виникнення детерміністичних ефектів опромінення і водночас гарантують настільки низьку імовірність виникнення стохастичних ефектів опромінення, що вона є прийнятною як для окремих осіб, так і для суспільства в цілому (табл. 4).

Таблиця 4

Ліміти дози опромінення, мЗв • рік^-1

 

Показник	Категорія осіб, які зазнають опромінення
	А	Б	В
DLe (ліміт ефективної дози)	20	2	1
Ліміти еквівалентної дози зовнішнього опромінення: — DLlens(для кришталика ока)	150	15	15
— DL skin (для шкіри)	500	50	50
— DLextrim (для кистей та стоп)	500	50	—

Розподіл дози опромінення протягом календарного року не регламентується. Ліміт ефективної дози (DLe) вказаний в середньому за будь-які послідовні 5 років, але він не повинен перевищувати 50 м3в за окремий рік.

Встановлено такий перелік допустимих рівнів (ДР), які відносяться до радіаційно-гігієнічних регламентів першої групи.

Для категорії А: допустиме надходження (ДНа) радіонукліда через органи дихання, допустима концентрація (ДКа) радіонукліда в повітрі робочої зони, допустима щільність потоку частинок (ДЩПа), допустима потужність дози зовнішнього опромінення (ДПДа), допустиме радіоактивне забруднення (ДЗа ), шкіри, спецодягу та робочих поверхонь.

Для категорії Б: допустиме надходження (ДНб) радіонукліда через органи дихання, допустима концентрація (ДКб) радіонукліда в повітрі робочої зони, допустима щільність потоку частинок (ДЩПб), допустима потужність дози зовнішнього опромінення (ДПДб), допустиме радіоактивне забруднення (ДЗб) шкіри, спецодягу та робочих поверхонь.

Для категорії В: допустиме надходження радіонукліда через органи дихання (ДНв ingal) і травлення (ДНв ingest), допустимі концентрації радіонукліда в повітрі (ДКв ingal) та питній воді (ДКв ingest), допустимі скид (ДС) і викид (ЦВ) у довкілля.

Для персоналу (категорія А) індивідуальна річна ефективна доза не повинна перевищувати значення ЛД для даної категорії.

Індивідуальний дозиметричний контроль, у конкретних для кожного випадку обсягах, є обов'язковим для осіб, у яких річна ефективна доза опромінення може перевищувати 10 м3в • рік" і

Під час планування підвищеного опромінення персоналу використовується значення ЛДтах за один окремий рік — 50 м3в Опромінення персоналу у разі дози, що не перевищує 2 ЛДтах (100 м3в • рік'і), повинно бути скомпенсовано таким чином, щоб після десятирічного періоду ефективна доза за цей час (разом із дозою від виконання спеціальних робіт) не перевищувала 200 м3в              Опромінення персоналу, що планується в дозах від 2 до 5 ЛДтах, може бути дозволено у виняткових випадках Міністерством охорони здоров'я України один раз протягом усієї трудової діяльності працівника.

Особи, які зазнали одноразового опромінення в дозі 2 ЛДтах і більше, мають бути виведені із зони опромінювання і направлені на медичне обстеження. Подальша робота з джерелами випромінювання цим особам дозволяється в індивідуальному порядку відповідно до вимог ОСПУ за умови інформування про ризик для їх здоров'я та отримання письмової згоди від них.

Планування підвищеного опромінення жінок віком до 45 років та чоловіків віком до 30 років забороняється.

Особи, які залучаються до проведення аварійних та рятувальних робіт, на цей період прирівнюються до персоналу (категорія А)

Для осіб категорії Б допустимі рівні (ДР) радіоактивного забруднення шкіри, особистого одягу та робочих поверхонь встановлюється на рівні 1/10 відповідних значень для категорії А.

До введення спеціальних нормативів для вагітних жінок на виробництві (категорії А, Б) встановлені величини ДР у 20 разів нижчі, ніж відповідні ДР для категорії А

Для жінок дітородного віку (до 45 років), які віднесені до категорії А, вводиться додаткове обмеження опромінення: середня еквівалентна доза зовнішнього локального опромінення (зародка та плода) за будь-які 2 послідовні місяці не повинна перевищувати 1 м3в. У цьому разі за весь період вагітності ця доза не повинна перевищувати 2 м3в, а ліміт річного надходження для вагітних встановлюється на рівні 1/20 ДН

Жінка, що віднесена до персоналу категорії А і в якої діагностовано вагітність, повідомляє адміністрацію установи. Повідомлення про вагітність не може бути причиною усунення від ро­боти Адміністрація установи повинна створити жінці умови роботи відповідно до вимог щодо професійного опромінення.

З метою фіксації досягненого рівня радіаційної безпеки для критичних груп населення встановлюються контрольні значення ефективної дози і відповідні їй контрольні рівні (КР) інших величин, для яких встановлені допустимі рівні у НРБУ-97. Такими рівнями є: контрольна індивідуальна річна ефективна доза, контрольне надходження радіонукліда через органи дихання, контрольне надходження радіонукліда через органи травлення, контрольна концентрація радіонукліда у повітрі, питній воді, контрольний викид радіонукліда у навколишнє середовище, контрольний скид радіонукліда у навколишнє середовище.

Значення контрольних рівнів встановлюються на рівні, нижчому за відповідні ліміти доз та допустимі рівні Допускається встановлювати КР для окремого радіонукліда та (або) шляху його надходження, включаючи введення КР на вміст радіонукліда в окремому продукті харчування або на окремій території.

У разі перевищення КР об'єкта проводиться розслідування з метою виявлення та усунення причин, що призвели до перевищення. КР регулярно переглядаються, враховуючи поточний радіаційний стан на об’єкті.

У системі гігієнічного нормування допустимих рівнів опромінення застосовується поняття референтного віку, референтної тривалості опромінення, референтного об'єму питної води тощо.

НРБУ-97 встановлюють шкалу референтного віку, що включає шість фіксованих віків 3 міс, 1 рік, 5 років, 10 років, 15 років і "Дорослий". Відповідно до кожного референтного віку припустиме застосування розрахованих доз до вікової категорії, а саме: до 12 міс, від 1 до 2 років, від 2 до 7 років, від 7 до 12 років, від 12 до 17 років, понад 17 років. Нормуючи опромінення персоналу (категорії А та Б), розглядають тільки референтний вік "Дорослі". Для перших п'яти фіксованих віків і населення категорії В референтна тривалість опромінення становить 8760 год, для категорій А та Б — 1700 год на календарний рік.

Нормуючи допустиму активність харчових продуктів, повітря, води, враховують референтні величини їх споживання протягом року. Так, наприклад, для зазначених вище референтних віків об'єми річного споживання питної води становлять відповідно 220, 260,370,500,650 та 800 л.        Аналогічно наведеному прикладу, референтний об'єм вдиху повітря під час виконання легкої роботи становить 66, 127, 244, 583,1000 1250 мл (останні два параметри — для чоловіків, для жінок вони становлять 903 та 992 мл)

Радіаціино-гіпєнічні регламенти у разі медичного опромінення населення

У системі заходів радіаційної безпеки населення велике значення має забезпечення протипроменевого захисту у разі медичного опромінення, тобто опромінення людини внаслідок медичного обстеження або лікування Медичне опромінення може спричинятися діагностичними рентгенологічними дослідженнями, діагностичними дослідженнями з використанням радіонуклідів, променевою терапією за допомогою зовнішніх або внутрішніх джерел іонізуючого випромінювання тощо У цьому випадку необхідно забезпечувати отримання необхідного діагностичного або лікувального ефекту за якомога менших рівнів опромінення. Передбачається, що особи, які зазнають опромінення з зазначеною метою, отримують від відповідних процедур пряму користь Діагностичному або лікувальному медичному опроміненню підлягають тільки ті особи, яким таке опромінення призначене лікарем, що має відповідні медичні знання і повноваження. Дозові ліміти для медичного опромінення не встановлюються. Необхідність та дозове навантаження під час рентгенологічної або радіологічної процедури обґрунтовує лікар зважаючи на медичні показання та протипоказання. З огляду на особливості цього виду практичної діяльності протипроменевий захист ґрунтується на таких засадах— опромінення має бути обґрунтованим і призначеним тільки лікарем для досягнення корисних діагностичних та терапевтичних ефектів, які неможливо отримати іншими методами діагностики й лікування (принцип виправданості), — колективні дози, що їх отримує населення гад час проведення рентгенологічних та радіологічних процедур, повинні бути настільки низькими, наскільки це доцільно з урахуванням економічних та соціальних чинників (принцип оптимізації), — величина дози опромінення встановлюється тільки лікарем індивідуально для кожного пацієнта, виходячи з клінічних показань, і повинна враховувати необхідність запобігти виникненню детерміністичних ефектів у здорових тканинах та в організмі в цілому (принцип неперевищення).

Стосовно медичного опромінення виділяють 4 категорії пацієнтів:

Категорія АД — онкологічні хворі, особи з ургентними станами, травмами тощо, які зазнають медичного опромінення за життєвими показаннями, хворі, які потребують дослідження для диференціальної діагностики природженої серцево-судинної патології Рекомендована гранична ефективна доза для цієї категорії становить 100 м3в за рік

Категорія БД — хворі, яким проводять дослідження за клінічними показаннями у разі неонколопчних захворювань для встановлення (уточнення) діагнозу, визначення схеми лікування Рекомендована гранична ефективна доза — 20 м3в • рік ^\

Категорія ВД — особи з груп ризику, працівники установ з шкідливими умовами праці, особи, які підлягають спеціальному професійному відбору, медичним оглядам, хворі, що зняті з обліку теля радикального лікування онкологічних захворювань Рекомендована гранична ефективна доза — 2 м3в • рік^-1.

Категорія ГД — особи, які проходять всі види профілакти­чних обстежень (крім зазначених у категорії ВД), а також особи, що їх обстежують за спеціальними медичними програмами Ре­комендована гранична ефективна доза — 1 м3в • рік^-1

Для категорій АД та БД додатково вводяться обмеження еквівалентних доз опромінення найбільш радючутливих органів, тканин кришталика ока — до 150 м3в • рік^-1, гонад жіночих — 200 м3в • рік^-1, гонад чоловічих — 400 м3в • рік^-1, червоного кісткового мозку — 400 м3в • рік^-1.

Під час проведення радіологічних процедур потужність дози гамма-випромінювання на відстані 0,1 м від пацієнта має бути не вищою від 10 м3в за 1 год Особи, які добровільно надають допомогу пацієнтам під час проведення медичних процедур, не повинні отримувати опромінення у дозах понад 5 м3в за рік.

Медичне опромінення добровольців з метою отримання науково-медичної інформації допускається тільки з дозволу Міністерства охорони здоров'я України за наявності письмової згоди добровольця, інформованого про ступінь радіаційного ризику, і за умови неперевищення встановлених для добровольців рівнів опромінення

З метою контролю за медичним опроміненням людини потрібно проводити облік індивідуальних дозових навантажень Для цього встановлена спеціальна форма обліку дозових навантажень, яка включає такі відомості

1 Номер процедури (обстеження)

2 Дата процедури (обстеження)

3 Вид обстеження

4 Ефективна доза за одне обстеження, м3в

5 Медична установа, в якій проведено обстеження

6 Посада лікаря

7 Підпис лікаря його прізвище

8 Сумарна ефективна доза опромінення за рік

9 Підпис головного лікаря медичної установи

Ліміти доз для обмеження медичного опромінення не встановлюються, а необхідність проведення певної рентгенологічної чи радіологічної процедури обґрунтовується лікарем на підставі медичних показань.

Повторення однотипних рентгенологічних та радіологічних діагностичних процедур допускається за необхідності і можливості отримання нової чи розширеної інформації Необґрунтоване дублювання однотипних діагностичних процедур забороняється

Під час проведення профілактичного обстеження населення річна ефективна доза не повинна перевищувати 1 м3в Перевищення цього рівня допускається лише в умовах несприятливої епідемічної ситуації за узгодженням з органами Державної санітарно-епідеміологічної служби МОЗ України.

Необхідно уникати призначення радіологічних та рентгенологічних процедур (за винятком ургентних випадків) жінкам репродуктивного віку (до 45 років) з діагностованою чи можливою вагітністю, а також у період годування дитини груддю.

 

ГІГІЄНІЧНА ОЦІНКА ПРОТИРАДИАЦІЙНОГО ЗАХИСТУ ПЕРСОНАЛУ І РАДІАЦІЙНОЇ БЕЗПЕКИ ПАЦІЄНТІВ ПРИ ЗАСТОСУВАННІ РАДІОНУКЛІДІВ ТА ІНШИХ ДЖЕРЕЛ ІОНІЗУЮЧОГО ВИПРОМІНЮВАННЯ В ЛІКУВАЛЬНИХ ЗАКЛАДАХ

   З цією метою досліджується розміщення радіологічного відділення на земельній ділянці, його внутрішнє улаштуванням, плануванням та обладнанням, структурою та організацією радіаційного і медичного контролю.

Рентгенологічне відділення. У рентгенологічному відділенні треба дотримувати виконання гігієнічних вимог, що пред’являються до облаштування, обладнання та експлуатації рентгенологічного обладнання і пов’язані з необхідністю забезпечення радіаційної безпеки персоналу та осіб, які працюють у суміжних приміщеннях.

Заходи радіаційної безпеки повинні передбачати не тільки захист персонала, але й  контроль за дозами, які отримують пацієнти. Так, при рентгенографії шлунка поглинається  0,5 Р, рентгенографії легень — 0,5 Р, водночас, при рентгеноскопії шлунка від 4,8 до 10,3 Р, рентгенографії легень — от 3,4 до 7,6 Р. Тому там, де це можливо, слід більш широко використовувати рентгенографію.

Рентгенологічні відділення повинні розташовуватися у спеціально виділених та обладнаних приміщеннях лікарні, бажано в їх торцевих частинах або в спеціальних добудовах до них. Найдоцільнішою орієнтацію вікон вважають орієнтацію на північні румби. Перелік та мінімальні площі приміщень у рентгенологічному відділенні наведені в табл. 1.

Таблиця 1