Дозиметрический контроль проводится. Производственная санитария и гигиена труда

II Дозиметри́ческий контро́ль

комплекс мероприятий, обеспечивающих систематическое измерение, регистрацию и оценку доз ионизирующих излучений, получаемых персоналом предприятий атомной промышленности, атомных электростанций и т.п., а также уровней загрязнения окружающей среды радиоактивными веществами; в условиях ядерной войны предусматривается осуществление Д. к. личного состава войск и формирований гражданской обороны, различных групп населения и окружающей среды.

Дозиметри́ческий контро́ль группово́й - Д. к. группы людей, находящихся в одинаковых условиях облучения.

Дозиметри́ческий контро́ль индивидуа́льный - Д. к., обеспечивающий измерение и оценку внешнего облучения человека, степени его внутреннего радиоактивного загрязнения, а также загрязнения его кожных покровов и одежды.

1. Малая медицинская энциклопедия. - М.: Медицинская энциклопедия. 1991-96 гг. 2. Первая медицинская помощь. - М.: Большая Российская Энциклопедия. 1994 г. 3. Энциклопедический словарь медицинских терминов. - М.: Советская энциклопедия. - 1982-1984 гг .

Смотреть что такое "Дозиметрический контроль" в других словарях:

дозиметрический контроль - дозиметрический контроль: Комплекс организационных и технических мероприятий по определению доз облучения людей, проводимых с целью количественной оценки эффекта воздействия на них ионизирующих излучений; Источник … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

Комплекс организационных и технических мероприятий по определению доз облучения людей, проводимых с целью количественной оценки эффекта воздействия на них ионизирующих излучений. EdwART. Словарь терминов МЧС, 2010 … Словарь черезвычайных ситуаций

Дозиметрический контроль - комплекс организационных и технических мероприятий по определению доз облучения людей с целью количественной оценки эффекта воздействия на них ионизирующих излучений … Российская энциклопедия по охране труда

дозиметрический контроль - Комплекс организационных и технических мероприятий по определению доз облучения людей с целью количественной оценки эффекта воздействия на них ионизирующих излучений. [ГОСТ Р 22.0.05 94] Тематики техногенные чрезвычайные ситуации Обобщающие… … Справочник технического переводчика

дозиметрический контроль - dozimetrinė kontrolė statusas T sritis fizika atitikmenys: angl. health monitoring; radioactive survey vok. Kernstrahlungskontrolle, f; Strahlenschutzüberwachung, f rus. дозиметрический контроль, m; радиационный контроль, m pranc. contrôle de… … Fizikos terminų žodynas

дозиметрический контроль - rus радиационнная дозиметрия (ж), дозиметрический контроль (м) eng radiation monitoring fra détection (f) des rayonnements deu Strahlennachweis (m), Strahlenüberwachung (f) spa control (m) de la irradiación … Безопасность и гигиена труда. Перевод на английский, французский, немецкий, испанский языки

дозиметрический контроль - dozimetrinė kontrolė statusas T sritis apsauga nuo naikinimo priemonių apibrėžtis Esamos jonizuojančiosios spinduliuotės aptikimas ir matavimas dozimetriniais prietaisais. Taip pat vadinama radiologine kontrole. atitikmenys: angl. radiological… …

дозиметрический контроль - dozimetrinė kontrolė statusas T sritis apsauga nuo naikinimo priemonių apibrėžtis Veiksmai ir priemonės technikos, maisto produktų, vandens ir kt. objektų radioaktyviajam užterštumui nustatyti ir žmonių radioaktyviąjai apšvitai kontroliuoti.… … Apsaugos nuo naikinimo priemonių enciklopedinis žodynas

Дозиметрический контроль - мероприятие по защите войск от поражения радиоактивными веществами; подразделяется на контроль радиоактивного облучения и контроль радиоактивного заражения. Контроль радиоактивного облучения состоит из измерения доз облучения, получаемых… … Краткий словарь оперативно-тактических и общевоенных терминов

Комплекс мероприятий, обеспечивающих систематическое измерение, регистрацию и оценку доз ионизирующих излучений, получаемых персоналом предприятий атомной промышленности, атомных электростанций и т. п., а также уровней загрязнения окружающей… … Большой медицинский словарь

§ 56. Для дозиметрического контроля профессионального внутреннего облучения используют:

Групповой дозиметрический контроль облучения (ГДК);

Индивидуальный дозиметрический контроль облучения (ИДК).

§ 57. Групповой дозиметрический контроль заключается в определении значения ОЭД персонала по результатам систематических измерений объемной активности в воздухе рабочих помещений (на рабочих местах) с учетом времени пребывания персонала в этом помещении (на рабочем месте). Значения ОЭД, которые могут быть получены с помощью ГДК, характеризуются значительной неопределенностью. Проведение ГДК является одним из элементов контроля радиационной обстановки на рабочих местах (в рабочих помещениях). Результаты ГДК используются:

Для планирования дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала;

Для оценки индивидуальных доз облучения персонала.

§ 58. Значение ОЭД, полученное с помощью ГДК, может быть приписано индивиду в качестве значения индивидуальной ОЭД только в условиях нормальной эксплуатации ИИИ и если по имеющимся данным значение годовой дозы облучения на его рабочем месте не является или по прогнозу не может являться значимым, то есть не превышает уровень введения индивидуального дозиметрического контроля У ВК , установленный в Регламенте ДК предприятия.

§ 59. Индивидуальный дозиметрический контроль заключается в определении значения ОЭД внутреннего облучения персонала по результатам систематических индивидуальных измерений физических величин, характеризующих внутреннее облучение работника, с помощью инструментальных методов.

§ 60. Согласно § 53 и § 55 индивидуальные измерения физических величин, характеризующих внутреннее облучение работника, заключаются в определении активности радионуклидов:

Во всем теле человека либо о его отдельных органах;

В выделениях человека или других пробах биологического происхождения.

§ 61. Индивидуальный дозиметрический контроль используется:

Для определения доз облучения персонала группы А в условиях нормальной эксплуатации источника излучения, если по имеющимся данным значение годовой дозы облучения на рабочем месте является или по прогнозу может являться значимым, то есть превышает УВК;

Для определения доз облучения всех лиц, работающих с источниками облучения в условиях планируемого повышенного (потенциально опасного) облучения.

Рис. 1 . Организационная схема дозиметрического контроля персонала группы А .

§ 62. Содержание дозиметрического контроля профессионального внутреннего облучения заключается в проведении систематических измерений физических величин, характеризующих внутреннее облучение работника, и переходе от результатов измерений характеристик радиационной обстановки к индивидуальным значениям нормируемых величин, определенных с приемлемой неопределенностью. В дозиметрическом контроле вводятся два этапа (см. Рис. 1 и раздел 10 МУ 2.6.1.16-2000):

Этап группового дозиметрического контроля (ГДК), где применяется элементарная модель определения индивидуальной ОЭД;

Этап индивидуального дозиметрического контроля (ИДК), где применяются стандартная и специальная модели определения индивидуальной ОЭД.

§ 63. Расчет индивидуальной дозы при ГДК проводится согласно требованиям раздела 6.1. Элементарная модель определения индивидуальных доз заключается в расчете индивидуальных доз облучения для стандартных условий облучения по результатам контроля радиационной обстановки на рабочих местах. При расчетах используются значения величины объемной активности радионуклидов в воздухе на рабочем месте, Q U,G (см. раздел 5.1).

§ 64. Расчет индивидуальной дозы при ИДК проводится согласно разделу 6.2 на основании определения величины ингаляционного поступления. При ИДК используются стандартная и специальная модели определения индивидуальных доз:

1) Стандартная модель заключается в использовании стандартных условий облучения, определяемых в п. 8 НРБ-99 и МУ 2.6.1.16-2000, при интерпретации результатов систематических измерений физических величин согласно § 60. Использование стандартной модели является достаточным на первом этапе индивидуального контроля, который охватывает максимальное количество людей и ограничивается условием не превышения индивидуальной дозы соответствующего контрольного уровня (уровня действия - согласно п. 10.1 МУ 2.6.1.16-2000);

2) Специальная модель заключается в интерпретации результатов систематических измерений физических величин согласно § 60 и расчете индивидуальных доз облучения для реальных условий облучения (т. е. для реальных значений физико-химических характеристик аэрозолей при ингаляции). Специальная модель применяется на втором этапе индивидуального дозиметрического контроля с целью уточнения величины индивидуальной дозы для ограниченного числа людей.

§ 65. Непосредственно для целей планирования и организации ДК внутреннего облучения персонала в контролируемых условиях эксплуатации источника излучения устанавливается ряд дозовых уровней (см. Рис. 1):

Уровень введения индивидуального дозиметрического контроля (У ВК ) - такое значение годовой эффективной дозы или эквивалентной дозы облучения органа, при действительном или предполагаемом превышении которого определение соответствующих доз следует проводить с помощью индивидуального дозиметрического контроля облучения работника;

Уровень исследования (У И ) - такое значение дозы, полученной в течение периода контроля, при превышении которого следует провести исследование причин повышения дозы и при необходимости провести мероприятия по улучшению радиационной обстановки на рабочем месте;

Уровень действия (У Д ) - такое значение дозы, при действительном или предполагаемом превышении которого следует уточнить значение индивидуальной дозы с помощью специальной модели определения дозы и при необходимости провести мероприятия по улучшению радиационной обстановки на рабочем месте.

§ 66. В случае обнаружения систематического превышения значения У Д следует планировать проведение медицинского обследования в стационаре.

§ 67. Значения У ВК согласно МУ 2.6.1.16-2000 устанавливаются предприятием в диапазоне 1 - 5 мЗв и согласовываются с органами Госсанэпиднадзора при разработке Регламента ДК внутреннего облучения.

§ 68. Значения У И и У Д устанавливаются предприятием в зависимости от характера выполняемых работ и согласовываются с органами Госсанэпиднадзора. Указанные уровни должны приводиться в Регламентах ДК внутреннего облучения персонала.

§ 69. В нормальных условиях обращения с источником согласно требованиям раздела 6 МУ 2.6.1.16-2000:

Нецелесообразно устанавливать значения У ВК ниже 1 мЗв;

Решение об установлении значения У ВК выше 1 мЗв, но ниже 5 мЗв принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом конкретной обстановки;

Значения У ВК не следует устанавливать выше 5 мЗв.

Принятие решения о значении У ВК для организации дозиметрического контроля персонала предприятия должно учитывать следующие основные факторы:

Ожидаемый уровень облучения;

Наиболее вероятные изменения дозы облучения;

Сложность методов измерения и интерпретации, составляющих программу контроля.

§ 70. Перечень радионуклидов, поступление которых необходимо определять для целей планирования и проведения ДК профессионального облучения, определяется по результатам радиационного контроля радионуклидного состава аэрозолей на рабочих местах. При осуществлении измерений следует определять радионуклиды, годовые ОЭД которых превышают 20 % для гамма-излучателей и 50 % для альфа-излучателей значения уровня регистрации, установленного согласно § 8.3 МУ 2.6.1.16-2000. и для объемных активностей которых выполняется неравенство:

(6)

где: - среднегодовая объемная активность радионуклида U в рабочем помещении (на рабочем месте), Бк/м 3 ; ДОА U - минимальное из значений допустимой среднегодовой объемной активности радионуклида U , приведенных в Приложении П-1 к НРБ-99 для разных типов G его соединений. Определение среднегодовой объемной активности проводится на основании результатов контроля радиационной обстановки согласно отдельным МУ.

Принцип защиты от внутреннего ионизирующего облучения

Источники ионизирующих излучений в закрытом виде – это источники излучения, устройство которых исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и сроков износа, на которые они рассчитаны. Примерами закрытых источников могут служить: радиоактивные бусы для внутриполостной радиотерапии, иглы из кобальта-60 для внутренней радиотерапии, аппараты для теле-γ-терапии, рентгенотерапии и рентгенодиагностики.

К факторам защиты при работе с радиоактивными источниками в закрытом виде относятся:

1) “Защита количеством” – снижение до минимально допустимой активности источника облучения, при которой из-за увеличения времени облучения начинает возрастать доза на здоровые ткани (например, в “Рокусе” или “Луче”);

2) “Защита временем” – доведение манипуляций с радиоактивными источниками до автоматизма, в результате чего заметно уменьшается время облучения и, соответственно, доза на работающего;

3) “Защита расстоянием” – самый эффективный принцип защиты, так как между дозой и расстоянием существует обратно квадратичная зависимость. При увеличении расстояния в 2 раза доза уменьшается в 4 раза, а при увеличении расстояния в 3 раза – в 9 раз. Для увеличения расстояния используют дистанционный инструментарий, различные манипуляторы, захваты, щипцы и др.;

4) “Защита экранами” – изменяя плотность среды, можно значительно снизить дозу облучения. Для защиты от квантовых видов излучений (γ- и рентгеновское), которые рассеиваются экранами, применяются, как правило, материалы, имеющие большую атомную массу (свинец, уран). Для защиты от корпускулярных (α- и β-частиц) видов излучения такие экраны использовать нельзя, так как они, поглощаясь в материалах экрана, выделяют тормозное квантовое излучение, жесткость которого тем выше, чем больше атомная масса экрана. Поэтому в данном случае используются экраны из материалов, имеющих малую атомную массу (органическое стекло, алюминий и др.). При этом для защиты от β-частиц целесообразно использовать двойной экран – органическое стекло со стороны излучателя (поглощение) и алюминий со стороны объекта защиты (рассеивание тормозного излучения).

При работе с нейтронными источниками используются многослойные экраны. Первым слоем на пути нейтронов должен быть замедлитель, т.е. водородсодержащий материал (вода, парафин, органическое стекло, воск и др.), вторым слоем должен быть поглотитель медленных нейтронов (гадолиний, кадмий, бор). Третьим слоем на пути уже не нейтронов, а возникшего γ-излучения должен быть слой из свинца.

Дозиметрический и радиометрический контроль. Методы применения.

Основным способом проверки достаточности мер радиационной защиты персонала является дозиметрический контроль. Используются следующие принципы измерения радиоактивности и доз излучения:

1. ионизационный – основан на ионизации воздуха или другого газа между электродами, имеющими разные потенциалы, между которыми под влиянием излучения возникает электрический ток. Этот принцип используется в ионизационных камерах Гейгера – Мюллера и дозиметрах конденсаторного типа;

2. сцинтилляционный – основан на возбуждении и ионизации атомов и молекул вещества при прохождении через него заряженных частиц, с последующим испусканием светового излучения, которое усиливают с помощью фотоэлектронного умножителя и регистрируют счетным устройством;

3. люминесцентный – радиофотолюминесцентный и радиотермолюминесцентный – основаны на накоплении поглощенной в люминофорах энергии, которая освобождается под воздействием ультрафиолетового излучения определенной длины волны или нагревом, в результате чего наблюдается оптический эффект, адекватный поглощенной энергии;

4. фотохимический – основан на воздействии ионизирующих излучений на фотоэмульсию фотографической пленки, измеряемому по оптической плотности почернения проявленной и фиксированной пленки.

Дозиметрический контроль включает: определение индивидуальных доз облучения, получаемых каждым работающим; систематический контроль за мощностью дозы облучения непосредственно на рабочих местах и в смежных помещениях; применение приборов, сигнализирующих о превышении допустимой дозы облучения.

В соответствии с этим приборы, используемые для дозиметрического контроля, делятся на три группы: дозиметры индивидуального контроля, стационарные или переносные приборы измерения мощности доз излучения на рабочем месте и стационарные установки для регистрации мощности излучения в определенных помещениях.

Последние, как правило, оснащены сигнальным устройством превышения мощности излучения.

Наибольшее значение имеет определение дозы за счет рентгеновского и γ-излучения, потоков нейтронов и β-частиц.

Эффективность регистрации различных видов излучений зависит от детектора прибора. Приборы, основанные на принципе ионизационной камеры, наиболее пригодны для измерения квантового излучения. Для измерения β-потоков применяют приборы с датчиками в виде газоразрядных или сцинтилляционных счетчиков. Для регистрации нейтронов используют сцинтилляционные детекторы, помещенные в фильтры из бора или кадмия.

При проведении группового радиационного контроля необходимо учитывать следующие основные положения:

· используемая для целей группового контроля аппаратура должна строго соответствовать задачам и конкретным условиям того или иного радиационно-технологического процесса;

· режимы эксплуатации радиационной техники при проверке эффективности защиты рабочих мест и смежных помещений должны соответствовать реальным условиям их использования;

· необходимо проводить столько исследований, чтобы можно было получить достоверную информацию о радиационной обстановке на объекте.

Большинство выпускаемых в настоящее время дозиметрических и радиометрических приборов не являются универсальными и могут использоваться в сравнительно небольшом диапазоне энергии, поэтому при выборе аппаратуры для проведения санитарно-дозиметрического контроля необходимо учитывать:

· вид и энергию излучения,

· диапазон чувствительности прибора,

· погрешность измерений и другие параметры приборов в полном соответствии с их паспортными данными.

Важное значение при выборе аппаратуры придается зависимости показания приборов от энергии измеряемого излучения (т.е. «ходу с жесткостью» – диапазону энергии излучения, измеряемого данным прибором).

В некоторых случаях ошибка измерений, обусловленная «ходом с жесткостью», может достигать 400%. Наименьший «ход с жесткостью» имеют приборы, датчики которых изготовлены из воздухоэквивалентных материалов.

По своему назначению все приборы могут быть условно разделены на следующие группы:

1. Рентгенометры – приборы, измеряющие мощность экспозиционной дозы ионизирующего излучения.

2. Радиометры – приборы, измеряющие плотность потоков ионизирующих излучений (интенсивность внешних потоков β-частиц, нейтронов и др.).

3. Индивидуальные дозиметры – приборы, измеряющие экспозиционную или поглощенную дозу ионизирующих излучений.

Кроме того, вся аппаратура радиационного контроля подразделяется на приборы стационарного назначения и переносные приборы.

Стационарные радиометры позволяют осуществлять непрерывный контроль за мощностью экспозиционных доз, концентрациями радиоактивных веществ в воздухе, сточных водах. Эта группа аппаратуры чаще всего используется как составной элемент технологического процесса, способствующий повышению степени надежности системы радиационной безопасности. Как правило, эти приборы имеют широкий диапазон измерений. Переносные приборы применяются для контроля и оценки эффективности защитных устройств и условий радиационной безопасности на рабочих местах, в жилых помещениях и на местности.

В современных условиях широкое применение имеет спектрометрический комплекс «ПРОГРЕСС», который предназначен для измерения активности альфа-, бета- и гамма-излучающих нуклидов в счетных образцах спектрометрическим методом. Комплекс используется в лабораторных условиях как установка специального назначения и является средством для измерения активности радионуклидов в различных объектах окружающей среды.

Принцип действия данного комплекса заключается в получении аппаратурного спектра импульсов от детектора, регистрирующего излучение счетного образца, экспонируемого в фиксированных условиях измерения. Активность радионуклида в исследуемой пробе определяется путем обработки полученной спектрограммы на компьютере с помощью специального пакета программ «ПРОГРЕСС-3.0», позволяющего управлять работой каждого самостоятельного спектрометрического тракта, анализировать спектрограмму и идентифицировать радионуклиды, определять активность соответствующих нуклидов в пробе, рассчитать погрешность измерения активности и протоколировать результаты измерений.

В зависимости от вида и энергии излучения можно сделать правильный выбор радиометрической и дозиметрической аппаратуры. Если выбор аппаратуры для регистрации γ-излучения с энергией от 100 кэВ до 3 МэВ не вызывает особых трудностей, то при энергии излучения менее 100 кэВ можно ожидать большие погрешности измерений.

Следует отметить, что правильность показаний радиометрической и дозиметрической аппаратуры определяется многими факторами: интенсивностью излучения, угловой зависимостью, правильностью градуировки и условиями окружающей среды (температура воздуха, относительная влажность).

Индивидуальный дозиметрический контроль. Данные дозиметрического контроля внешних полей ионизирующих излучений, полученные путем измерения мощностей доз, потоков нейтронов или заряженных частиц стационарными или переносными приборами, как правило, оказываются недостаточными для характеристики доз облучения, полученных персоналом, так как поля ионизирующих излучений изменяются во времени и пространстве. Вот почему для оценки индивидуальных доз облучения персонала применяются индивидуальные дозиметры.

В настоящее время известны индивидуальные дозиметры, основанные на применении малых ионизационных камер или конденсаторных камер (метод ИДК), специальных сортов фотопленки (ИФК) и термолюминесцентных детекторов (ТЛД) и др.

Все эти дозиметры применяются преимущественно для регистрации рентгеновского и γ-излучений.

Некоторые (ИФК, ТЛД) используются и для дозиметрии других видов излучений (нейтронных и β-потоков, тяжелых заряженных частиц и др.)

Индивидуальный контроль с помощью конденсаторных камер (ИДК).Принцип действия конденсаторных камер основан на пропорциональном изменении потенциала под действием рентгеновского или γ-излучений.

Методика индивидуального фотоконтроля основана на сравнении оптической плотности почернения экспонированных (рабочих) пленок с контрольными, которые были облучены известной дозой. До недавнего времени использовались методы ИФК-2,3, ИФК-2,3М, ИФКУ.

Термолюминесцентные дозиметры. В настоящее время наибольшее распространение, в том числе и в Казахстане, получили методы термолюминесцентной дозиметрии на основе детекторов из фтористого лития, фтористого кальция и алюмофосфатных стекол. При проведении индивидуального контроля используются термолюминесцентные дозиметры типа ТЛД. При размещении этих дозиметров на поверхности тела работающего необходимо учитывать характер работ, возможность тотального или локального облучения. При тотальном облучении ТЛД должны располагаться на уровне груди и области таза. При локальных – грудь-голова, грудь-таз, грудь-нижние конечности и др.

Также в санитарной практике при оценке индивидуальных доз облучения персонала рентгенкабинета и пациента нашел в настоящее время применение метод измерения произведения поглощенной дозы на площадь рентгеновского излучения на выходе рентгеновского аппарата и метод определения расчетным путем эффективной дозы, полученной пациентом при рентгеновской диагностике и рентгенотерапии, с использованием соответствующих методик расчета, согласно (МУК № 5.05.011.03; № 5.05.012.03), утвержденных МЗ РК. Для проведения этого исследования измерение поглощенной дозы рентгеновского излучения проводится с помощью дозиметра рентгеновского излучения-клинического (ДРК-1)

Для получения достоверных результатов измерения внешнего облучения необходимо соблюдать следующие основные правила:

· выбор мест для отдельных замеров намечается на основании предварительного санитарного описания условий труда, в котором указывается характер работы, режим работ с ионизирующим излучением и др.

· для измерений следует использовать только стандартные приборы, отградуированные официальными учреждениями.

· для большей надежности измерения проводятся в каждой точке не менее 2 – 3 раз.

· в тех случаях, когда облучение персонала в период работы неравномерно, оценка полученных доз может быть проведена только на основании данных индивидуальной дозиметрии.

· необходимо учитывать суммарное облучение за счет всех видов облучения, воздействующих на работающих в обследуемом производстве.

· данные индивидуальной дозиметрии, полученные дозиметрической службой объекта, могут быть использованы только после проверки показаний индивидуальных дозиметров.

Оценка доз внутреннего облучения. При определении степени радиационной опасности наряду с данными, характеризующими уровни внешнего облучения, важна оценка доз внутреннего облучения, которая в отдельных случаях (при работе с радиоактивными веществами в открытом виде) может играть решающую роль в характере радиационного воздействия.

Для условий профессиональной деятельности на первом месте стоит ингаляционный путь поступления радионуклидов, а затем контактный. При оценке доз внутреннего облучения для отдельных лиц из населения ведущий пероральный и затем ингаляционный пути поступления.

Следует иметь в виду, что до настоящего времени не существует методов прямой дозиметрии, позволяющей сразу оценить уровни внутреннего облучения. В связи с этим определение доз внутреннего облучения производят на основе сведений по содержанию радиоактивных веществ в теле человека или по поступлению их в организм, применяя следующие методы:

· прямой – определение радиоактивных веществ во всем теле или отдельных критических органах путем измерения интенсивности излучения тела человека. Используется, например, при определении мощности дозы гамма-излучения от пациента при выходе его из радиологического отделения, где с терапевтической целью были введены радиофармацевтические препараты. Она не должна превышать 3 мкЗв/ч на расстоянии от него 1 метр. Для этой цели могут использовать сцинтилляционные спектрометры (с кристаллическими Nal (T1) или жидкостными детекторами).

· косвенный, основанный на определении содержания радиоактивных веществ во всем теле или в отдельном органе по данным радиометрии биосубстратов человека (слюна, пот, выдыхаемый воздух, кровь, фекалии, моча) или по результатам радиометрических исследований воздуха, пищевых, продуктов, воды и уровней загрязнения поверхностей.

Из всех видов выделений наиболее часто для радиометрических исследований берут мочу.

Радиометрия слюны и пота мало пригодна для подобных исследований, так как сведений о соотношении между активностью этих биосубстратов и содержанием радиоактивных веществ в организме пока недостаточно. Радиометрия выдыхаемого воздуха применяется только для оценки содержания в организме радия и тория (по выдыхаемому радону и торону).

Интерпретация результатов радиометрии по активности фекалий также является сложной, ибо радиоактивные вещества попадают в них несколькими путями: через рот, с пищеварительными соками и желчью. Некоторая часть радиоактивных изотопов поступает в желудочно-кишечный тракт при заглатывании мокроты, поступающей из легких. Связь между результатами активности фекалий и содержанием радиоактивных веществ в теле надежно устанавливается, если имеется только один путь поступления (пероральный или ингаляционный), а всасыванием радиоактивных изотопов из желудочно-кишечного тракта в этом случае пренебрегают.

При интерпретации результатов необходимо располагать информацией о функции удержания радиоактивных веществ во всем теле и критическом органе, о функции выделения, а также о той доле изотопа, которая перейдет из крови в критический орган.

Вся работа при проведении исследований с помощью косвенных методов радиометрии делится на три этапа:

· организационный;

· радиометрический или радиохимический анализ;

· интерпретация результатов исследования.

На первом этапе (организационный) основное внимание обращается на правильный выбор группы лиц, у которых возможно поступление радиоактивных веществ во время работы или аварийной ситуации, сбор суточного выделения биоматериала, подготовка проб к анализу.

На втором этапе готовят собранный биоматериал для радиохимического анализа, который проводится с целью определения радиоизотопного состава анализируемой пробы. Для этого осуществляют ее минерализацию путем озоления. При этом вначале производят выпаривание биоматериала, а затем в муфельной печи в фарфоровых тиглях его озоляют при температуре 400° - 450°С. Далее осуществляют проведение радиохимического исследования путем использования стандартных методик по определению 90Sr или 137Cs.

Если известен изотопный состав воздуха, пищевых продуктов или воды, поступивших в организм, то радиохимический анализ не проводится, а осуществляется обычное радиометрическое исследование суточных выделений. Т.е. проводят определение активности препаратов, предварительно сконцентрированных из анализируемой пробы, в виде сухого остатка, золы. Для оценки результатов радиометрии необходимо осуществить сбор выделений у контрольной группы лиц (не имеющих, например, контакт работы с радиоактивными веществами). По разности полученных результатов между обследуемой и контрольной группой судят об активности выделений (мочи).

Интерпретация данных радиохимического или радиометрического анализа зависит от путей и продолжительности поступления радионуклидов, распределения их в организме (равномерное, остеотропное, щитовидная железа и др.), от времени пребывания радиоизотопа в организме (период полураспада и биологический период выведения).

Работа с радиоактивными веществами в открытом виде (порошками, растворами) может привести к загрязнению ими рук и одежды работающих, приборов и лабораторного оборудования, рабочих поверхностей, пола и стен помещений, а также воздуха. С этих объектов радиоактивные вещества могут попадать внутрь организма, вследствие чего работающий персонал может подвергаться как внешнему, так и внутреннему облучению.

Для решения вопросов защиты лиц, имеющих дело с радионуклидами, производится определение уровней загрязненности поверхностей. Найденные величины сравнивают с допустимыми уровнями.

При установлении этих предельно допустимых уровней были приняты следующие положения.

· суммарная поглощенная доза, полученная организмом за счет внешнего и внутреннего облучения, не должна превышать установленной предельно допустимой дозы облучения.

· при попадании в организм α-активные вещества представляют большую опасность, чем β-активные вещества.

· предельно допустимые уровни загрязненности для рук и других частей тела должны быть меньше, чем для других поверхностей, так как вероятность попадания радиоактивных веществ внутрь организма в этом случае большая, чем в других случаях.

Определение уровней загрязненности радиоактивными веществами различных поверхностей может быть осуществлено с помощью радиометрических приборов стационарного и переносного типа, а также с помощью метода мазков. Сущность данного метода заключается в снятии радиоактивных веществ с загрязненной поверхности каким-либо материалом (марля, ватные тампоны и др.) с последующим определением уровня радиоактивности этого материала. Мазки можно брать сухими или влажными материалами. Смачивание водой или кислотой материала, которым берут мазок, повышает чувствительность метода, однако несколько затрудняет выполнение последующих операций. Во многих случаях, особенно когда имеется загрязнение гладких поверхностей (сталь, плитки и др.), а уровни загрязнения значительны, вполне приемлем сухой метод.

Эффективность снятия мазков зависит от ряда причин (характер поверхности, вид мазка, качество снятия и др.), методика снятия мазка слабо поддается стандартизации и поэтому метод не является высокоточным. Вместе с тем он очень прост в исполнении, может быть использован даже при отсутствии под рукой нужных приспособлений и дает необходимые сведения об уровне и характере загрязнения поверхностей.

В случае загрязнения радиоактивными веществами помещений или их отдельных участков (полов, стен) немедленно приступают к дезактивации. Если загрязнение вызвано сухим веществом, то последнее собирают слегка увлажненной тряпкой. Большое количество пролитых радиоактивных жидкостей засыпают опилками. После того как основное количество радиоактивного вещества будет удалено, остатки загрязнения устраняют обработкой поверхности специальными моющими средствами. Дезактивацию загрязненных поверхностей производят при помощи мягких щеток или тампонов, смоченных моющими средствами или смыванием.

При дезактивации поверхностей, представленных пористыми или легко смачиваемыми материалами (керамические плитки, цемент), не следует оставлять моющий раствор на обрабатываемой поверхности на длительное время во избежание впитывания материалом радиоактивного вещества вместе с моющими растворами. Если загрязненная поверхность представляет собой сплошное покрытие без швов и стыков (пластикат, линолеум и др.), то обработку можно проводить обильным смачиванием (поливанием, пульверизацией).

Обрабатываемую поверхность после дезактивации специальными моющими средствами обильно промывают водой и протирают сухой чистой тряпкой, после чего контролируется чистота поверхности соответствующим радиометрическим прибором. Использованные щетки, тампоны собирают в пластикатовые мешки или в другие емкости и удаляют как радиоактивные отходы. В качестве моющих средств для дезактивации помещений могут применяться различные составы. Средства индивидуальной защиты при их загрязнении радиоактивными веществами дезактивируют в специально оборудованных прачечных. При очистке кожных покровов от радиоактивных загрязнений следует помнить, что чем раньше к ней приступят, тем она будет эффективнее, так как длительная задержка радиоактивных загрязнений на коже приводит к их большей фиксации. В большинстве случаев для обработки рук достаточно хорошо отмыть их теплой водой с применением мыла и щетки. При высоких уровнях загрязнения, когда мыло не дает должного эффекта, применяют различные специальные составы, в частности адсорбенты, комплексообразователи и растворители. Однако различные физико-химические свойства многочисленных радиоактивных элементов не дают возможности рекомендовать универсальные средства. Поэтому специальные составы имеют весьма ограниченное применение. Так, при загрязнении рук радиоактивными торием и фосфором рекомендуют применять мыло с добавкой трилона Б, моющего порошка «Новость»; для очистки от загрязнения радием – каолиновое мыло и т. д.

Дозиметрический контроль – это система мероприятий, организуемых для контроля радиоактивного облучения населения и определения степени радиоактивного загрязнения техники, производственного оборудования, продовольствия, воды и т.д.

Дозиметрический контроль включает контроль облучения и контроль радиоактивного загрязнения.

Контроль облучения проводится с целью своевременного получения данных о поглощенных дозах населения при проведении спасательных работ. По данным контроля устанавливается факт внешнего воздействия ионизирующих излучений, оценивается работоспособность людей и определяются их радиационные поражения с целью определения необходимости лечения в медицинских учреждениях. Контроль облучения в свою очередь подразделяется на групповой и индивидуальный.

Индивидуальный контроль проводится с целью получения данных о дозах облучения каждого человека (с помощью индивидуального дозиметра ИД-11), определения степени внутреннего радиоактивного загрязнения. Каждому выдается индивидуальный дозиметр.

Групповой контроль проводится с целью получения данных о средних дозах облучения групп населения, находящихся в одинаковых условиях и определения их категорий трудоспособности. 1-2 дозиметра выдаются на группу в 14-20 чел. В зависимости от полученной дозы и продолжительности облучения устанавливаются следующие категории трудоспособности: трудоспособность полная, трудоспособность сохранена, трудоспособность ограничена, трудоспособность существенно ограничена.

Учет полученных доз ведется в индивидуальной карточке учета доз облучения и в журнале контроля облучения (дозы записываются нарастающим итогом).

Контроль радиоактивного загрязнения проводится для определения степени радиоактивного загрязнения людей (кожных покровов и одежды), техники, транспорта, оборудования и других материальных средств. Этот контроль проводится, как правило, при выходе людей из загрязненных районов, при проведении полной специальной обработки.

Лекция № 5

Основные источники облучения человека

5.1. Понятие о радиационном фоне

Все живые существа, населяющие нашу планету, постоянно подвергаются воздействию ионизирующей радиации путем внешнего и внутреннего облучения от естественных (космическое излучение и природные радиоактивные вещества) и искусственных (отходы атомной промышленности, радиоактивные изотопы, используемые в биологии, медицине, сельском хозяйстве и др.) источников ионизирующих излучений. Т.е. развитие жизни на Земле происходило и происходит в присутствии радиационного фона.

Под радиационным фоном принято понимать ионизирующие излучения от природных (естественных) источников космического и земного происхождения, а также от искусственных радионуклидов, рассеянных в биосфере в результате деятельности человека. Радиационный фон обусловлен факторами окружающей среды и не включает облучение лиц, которые работают с источниками ионизирующего излучения, а также излучение, применяемое с диагностическими и лечебными целями.

Различают естественный радиационный фон, искусственный радиационный фон, технологически измененный (повышенный) радиационный фон. Все источники радиационного фона делятся на две основные группы: естественные и искусственные.

Естественный радиационный фон (ЕРФ) является основным компонентом радиационного фона. Источниками ЕРФ являются ионизирующие излучения, которые действуют на человека на поверхности Земли от внешних естественных источников неземного происхождения (космических излучений), внешних естественных источников земного происхождения (присутствующих в земной коре, воде, воздухе), а также от внутренних источников (т.е. радионуклидов естественного происхождения, которые содержатся в организме человека). Большинство естественных источников такое, что избежать облучения от них совсем невозможно. От естественных источников радиации мы получаем 78% облучения.

Человек подвергается облучению двумя способами:

Внешнее облучение – облучение от источников радиоактивного излучения, находящегося вне организма. Оно может производиться всеми видами излучения, но практическое значение имеют лишь гамма- и рентгеновское излучение, быстрые и медленные нейтроны, бета- излучение. Альфа- излучение ввиду ничтожной проникающей способности практического значения не имеют.

Внутреннее облучение – облучение организма, происходящее от источника радиоактивного облучения (радиоактивного вещества), находящегося внутри организма. Оно продолжается непрерывно до тех пор, пока находящееся в организме радиоактивное вещество не распадется или же не будет выведено из организма. Внутреннее облучение в значительной степени зависит от распределения радиоактивного вещества в организме, от характера излучения (L - , β - , γ - излучателя), энергии излучения, периода полураспада и периода полувыведения.

Естественный радиационный фон является неотъемлемым фактором внешней среды и играет значительную роль в жизнедеятельности человека. Естественные радиоактивные элементы вошли в состав Земли с самого ее образования. Эволюционное развитие показывает, что в условиях естественного радиационного фона обеспечиваются оптимальные условия для жизнедеятельности растений, животных и человека. Способность радиоактивного излучения вызывать мутации послужила, наверное, одной из главных причин эволюции биологических видов в сторону повышения их организации.

Естественный радиационный фон на поверхности Земли не является строго постоянной величиной. Его изменения связаны как с глобальными, так и с локальными аномалиями. Они обусловлены циклическими колебаниями космического фона и аналогичных процессов, которые приобрели характер глобальных катастроф.

Локальные аномалии наблюдаются в отдельных районах Индии, Бразилии, Ирана, Египта, а также на территории США, Франции, стран СНГ (в том числе на Украине). Они являются следствием геологических процессов, когда в результате интенсивной вулканической деятельности и горообразования тяжелые естественные радионуклиды, прежде всего уран и торий, а также продукты их распада переместились из недр на поверхность Земли. Поэтому одни из жителей Земли получают более значительные дозы, чем другие, в зависимости от того, где они живут. Там, где залегают радиоактивные породы, уровень радиации (радиационный фон) значительно выше средних величин, в других местах может быть соответственно ниже средних величин. В Белоруссии средняя эквивалентная доза облучения от естественных источников составляет 2,4 мЗв/год. В некоторых районах Бразилии эта доза достигает 10мЗв в год, а в штате Кералла (Индия) даже до 28 мЗв/год.

Доза облучения зависит также от образа жизни людей. Применение некоторых строительных материалов (асбест), использование природного газа для приготовления пищи, герметизация помещений – все это увеличивает облучение за счет естественных источников.

Дозиметрический контроль проводится с целью своевременного получения данных о дозах облучения личного состава ПСФ при действиях в зонах радиоактивного загрязнения. По полученным данным определяется режим работы ПСФ. Дозиметрический контроль подразделяется на групповой и индивидуальный.

Групповой контроль проводится с целью получения данных о средних дозах облучения для оценки и определения категории работоспособности личного состава ПСФ. Для этого формирование обеспечивается измерителями дозы излучения ИД-1 (дозиметрами ДКП-50-А из комплектов ДП-24, ДП-22В) из расчета 1-2 дозиметра на группу численностью 14-20 человек, действующих в одинаковых условиях радиационной обстановки.

Индивидуальный контроль проводится с целью получения данных о дозах каждого спасателя, которые необходимы для первичной диагностики степени тяжести радиационного поражения. Личному составу ПСФ в этих целях выдаются индивидуальные измерители мощности дозы ИД-11.

Характеристики приборов радиационной разведки и дозиметрического контроля

Наименование	Характеристики и диапазон измерений	Назначение
Полевой радиометр-рентгенометр ДП-5А (ДП-5Б, ДП-5В)	По гамма-излучению 50 мкР/ч - 200 Р/ч	Измерение мощности дозы гамма-излучения и наличия загрязненной местности по гамма-, бета-излучению
Дозиметр ДРГ-01Т	10 мкР/ч - 10 Р/ч	Измерение мощности экспозиционной дозы (МЭД) внешнего гамма-излучения
Комплект дозиметров ДП-22В		Измерение доз излучения
Комплект дозиметров ДП-24 (аналог ДП-22В)		Измерение доз излучения
Комплект измерителя дозы ИД-1		Измерение поглощенных доз гамма-нейтронного излучения
Индивидуальный измеритель дозы ИД-11 с измерительным устройством ИУ	10-1500 рад 50-800 Р	Индивидуальный контроль облучения с целью первичной диагностики радиационного поражения
Химические дозиметры ДП-70 (ДП-70М) выдаются дополнительно к ДКП-50-А		Измерение доз излучения для медицинской диагностики степени поражения
Комплект дозиметров ДК-0,2		Измерение мощности дозы гамма-излучения в лабораторных условиях

Определение радиоактивных частиц в потребительских товарах производят с помощью радиометра-дозиметра ДБГ-07Б «Эксперт».

Открытие радиоактивности относится к 1896 г., когда А.Беккерель обнаружил, что уран самопроизвольно испускает излучение, названное им радиактивным (от лат. Radio - излучаю и actiwas - действенный).

Радиоактивное излучение возникает при самопроизвольном распаде атомного ядра. Известно несколько типов радиоактивного распада и радиоактивного излучения.

Радиоактивность. Ядра атомов состоят из нуклонов, протонов и нейтронов. Число протонов в ядре равно атомному номеру Z данного элемента в периодической системе Д.И.Менделеева. Общее число протонов и нейтронов в ядре равно массовому числу А, соответственно число нейтронов N = А -- Z.

Совокупность атомов, ядра которых имеют одинаковые А и Z, называют изотопами.

Многие химические элементы имеют несколько изотопов, например, у водорода их три: 11Н, 21Н, 31H.

Первые два изотопа протий и дейтерий - стабильные, а третий - тритий - радиоактивный (нестабильный).

Изотопы, ядра которых пертерпевают самопроизвольные превращения, называют радиоактивными. Обычно эти превращения обладают двумя особенностями:

• - для всех типов радиоактивных превращений справедлив один кинетический закон;
• - количество типов радиоактивных превращений ограниченно. Различают следующие типы ядерных, т.е. радиоактивных превращений:

превращения, изомерный переход, нейтронный распад, протонный распад, спонтанное деление,

излучение,

излучение сопровождает многие из перечисленных типов превращений, а при изомерном переходе является единственным видом излучения.

Таблица 1

• * - относительно нейтрона,
• **- 1,60240* 10Кл.

для большого количества ядер число актов распада в единицу времени (скорость распада) пропорционально исходному количеству ядер N:

Выражение (12.1) представляет собой дифференциальную форму закона радиоактивного распада, где N - число радиоактивных атомов в момент времени t; л - константа, называемая постоянной распада или радиоактивной постоянной, с-1. Интегральная форма закона радиоактивного распада получается интегрированием уравнения (12.1) в пределах от t0 = 0 до tt:

Где Nt - число радиоактивных ядер в момент времени t=0;

N0 - количество радиоактивных ядер в момент времени t.

Закон радиоактивного распада носит статистический характер: чем больше распадающихся ядер, тем точнее он выполняется. Скорость радиоактивного распада - (dN/dt) называют абсолютной активностью - (а) образца:

at = - dN/dt = лN

Абсолютная активность выражается числом актов распада в секунду и подчиняется закону радиоактивного распада:

Наряду с л - радиоактивной постоянной, устойчивость радиоактивного изотопа можно охарактеризовать периодом полураспада. T1/2 - это промежуток времени, в течение которого происходит распад половины имеющихся в наличии радиоактивных ядер элемента. Абсолютная активность,а"за время Т1/2 уменьшается вдвое:

аТ1/2 / а0 = Ѕ = е -лТ1/2

л*Т1/2 = 1n2 = 0,693

Каждый радионуклид (химический элемент, подверженный радиоактивному распаду) имеет неизменный, присущий только ему, период полураспада, который может составлять от нескольких секунд до миллионов лет. Например, 238U распадается наполовину за 4470 млн лет, а 1381 - всего лишь за 8 сут.

Величины и единицы измерения радиоактивности

ПОГЛОЩЕННАЯ ДОЗА - единица измерения - 1Гр (грей). 1Гр=100рад.

ЭКВИВАЛЕНТНАЯ ДОЗА - это величина поглощенной дозы (в греях или радах), умноженная на переводной «коэффициент качества», отражающий эффективность воздействия конкретного вида радиации. Единица измерения -1 Зв (зиверт) в системе СИ; 1 бэр - внесистемная единица (биологический эквивалент рентгена), 100 бэр = 1 Зв.

МОЩНОСТЬ ЭКВИВАЛЕНТНОЙ ДОЗЫ - это приращение эквивалентной дозы за малый промежуток времени, деленное на этот промежуток времени. Единица измерения - 1 Эв/час - (в системе СИ), 1 бэр/час - (внесистемная единица). 1 Эв/час = 100 бэр/час.

ФЛЮЕНС - число частиц, проникающих в сферу малого сечения, деленное на это сечение. Единица измерения - 1см.

ПЛОТНОСТЬ ПОТОКА ЧАСТИЦ - флюенс частиц за малый промежуток времени, деленный на этот промежуток времени. Единица измерения - част/см*мин.

АКТИВНОСТЬ - это число распадов в секунду в радиоактивном образце. Единица измерения - 1Бк (беккерель). Внесистемная единица измерения - Кu (кюри).

УДЕЛЬНАЯ АКТИВНОСТЬ - это число распадов в секунду в радиоактивном образце на единицу массы образца. Единица измерения - 1 Бк/кг.

Равные дозы различных видов излучения не обязательно должны вызывать одинаковые биологические эффекты. Например, поглощенная доза нейтронного излучения 0,5Гр будет приводить к более тяжелым последствиям, чем такая же доза рентгеновского излучения. Обычно при одинаковой величине поглощенной дозы рентгеновские лучи, г- и электронное излучение вызывают наименьшие повреждения по сравнению с излучением тяжелых ионов. Нейтронное излучение занимает промежуточное положение.

б-распад характерен для атомов тяжелых элементов, б-частица представляет собой ядро атома гелия 42Не, поэтому при испускании б-частицы образуется ядро с зарядом Z на 2 единицы меньше и массой А на 4 единицы меньше, чем у исходного радиоактивного изотопа:

23892U = 23490Th + 42He (б-частица),

б-частицы радиоактивных элементов имеют большую энергию, достигающую 9 МэВ. Часто спектр б-частиц состоит из нескольких групп (зон), каждая из которых включает б-частицы определенной энергии. Наличие б-частиц различных энергий при распаде одного и того же изотопа указывает на то, что б-распад сопровождается г-излучением. б-частицы, образующиеся при распаде, вступают во взаимодействие с веществом среды. Это взаимодействие сопровождается рассеиванием энергии б-частиц и превращением их атомы гелия. При этом энергия расходуется главным образом на взаимодействие с электронами атомов и молекул среды, что приводит к их ионизации и возбуждению. Так, например, б-частица, имеющая энергию 3,4 МэВ, может образовать 105 пар ионов, на образование 1 пары ионов необходимо около 34 эВ. Проникающая способностью б-частиц мала. Они поглощаются листом писчей бумаги, тканью одежды. Средние пробеги в воздухе не превышают 10 см.