Охрана труда

Формат: doc

Дата создания: 26.11.1997

Размер: 16.11 KB

Скачать реферат


Глава 8

ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

8.1. Виды ионизирующих излучений,

их физическая природа

Ионизирующим излучением называют любой вид излучения, взаимодействие которого со средой приводит к образованию электрических зарядов разных знаков. Ионизирующие излучения, проникая в организм человека и проходя через биологическую ткань, вызывают в ней появление заряженных частиц — свободных электронов, в свою очередь, свободные электроны, взаимодействуя с соседними атомами, ионизируют их, что сопровождается изменением структуры молекул, разрушением межмолекулярных связей и гибелью клеток. Изменение биохимического состава клеток и обменных процессов нарушает функции центральной нервной системы, что, в свою очередь, вызывает нарушение функций желез внутренней секреции, изменение сосудистой проницаемости. Радиоактивные вещества широко применяются в различных отраслях промышленности, а также в научно-исследовательских работах. Так, ионизирующие излучения широко применяются в машино- и приборостроении, в горнорудной и угольной промышленности, металлургии и в других отраслях народного хозяйства для автоматического контроля технологических операций и управления ими, выявления дефектов (дефектоскопия) в отливках, поковках, сварных швах, для контроля качества изделий. Применяются они также при структурном анализе кристаллических веществ. Источниками ионизирующих излучении, кроме радиоактивных веществ, могут быть электровакуумные приборы, работающие при высоких напряжениях (рентгеновские аппараты). Широко используются радиоактивные вещества и другие источники ионизирующего излучения в медицине, атомной энергетике и др.

К ионизирующим излучениям относятся альфа-, бета -,гамма-излучение, рентгеновское излучение, потоки нейтронов и других ядерных частиц, космические лучи.

Альфа-излучение представляет собой поток -частиц положительно заряженных ядер атомов гелия, испускаемых веществом при радиоактивном распаде ядер или при ядерных реакциях. Альфа-излучение характеризуется большой ионизирующей и малой проникающей способностями. Вследствие этих свойств -частицы не проникают через внешний слой кожи. Вредное воздействие на организм человека проявляется при нахождении его в зоне действия вещества, излучающего -частицы.

Бета-излучение представляет собой поток электронов или позитронов, излучаемых ядрами атомов радиоактивных веществ при радиоактивном распаде. Максимальный пробег в воздухе составляет 1800 см, а в живых тканях 2,5 см. Ионизирующая способность -частиц ниже, а проникающая способность выше, чем -частиц, так как они обладают значительно меньшей массой и при одинаковой с -частицами энергии имеют меньший заряд.

Гамма-излучение — электромагнитное (фотонное) излучение, испускаемое при ядерных превращениях или взаимодействии частиц. Гамма-излучение обладает большой проникающей способностью и малым ионизирующим действием. Это высокочастотное электромагнитное излучение, возникающее в процессе ядерных реакций или радиоактивного распада.

Нейтронное излучение — поток нейтронов, которые преобразуют свою энергию в упругих и неупругих взаимодействиях с ядрами атомов. При неупругих вэаимодействиях возникает вторичное излучение, которое может состоять как из заряженных частиц, так и из гамма- квантов (гамма-излучения). При упругих взаимодей­ствиях возможна обычная ионизация вещества. Прони­кающая способность нейтронов большая.

Рентгеновское излучение, возникающее при бомбар­дировке вещества потоком электронов, является также электромагнитным излучением. Оно может возникнуть в любых электровакуумных установках, обладающих малой ионизирующей способностью и большой глубиной проникновения.

При оценке возможной радиационной опасности необ­ходимо учитывать загрязнение воздуха при работах с ра­диоактивными веществами. Оно происходит не только при механическом измельчении твердого вещества, раз­брызгивании жидкого вещества или конденсации паров, но и в результате образования радиоактивных аэрозолей самопроизвольным путем.

Источники излучения могут быть закрытыми, когда при эксплуатации исключается попадание радиоактив­ных веществ в окружающую среду, и открытыми, когда возможно попадание радиоактивных веществ в окружа­ющую среду.

8.2. Биологическое воздействие ионизирующих излучений на организм человека

Ионизирующие излучения, проникая в организм че­ловека, могут стать причиной тяжелых заболеваний, Ра­бота с источниками ионизирующих излучений связана с невидимой опасностью для обслуживающего персонала. В результате воздействия излучения на организм чело­века в тканях происходят сложные физические, химиче­ские и биохимические процессы. Эти излучения ионизи­руют молекулы тканей. Процессы ионизации сопровож­даются ультрафиолетовыми излучениями, возбуждающи­ми молекулы клеток. Это ведет к разрыву молекулярных связей и изменению химической структуры различных соединений. Такое действие излучения называют прямым. Как известно, в организме содержится более 70 % воды. Под действием излучения она ионизируется, то есть об­разуются положительные и отрицательные ионы, кото­рые, распадаясь, вступают в химические соединения со свободным кислородом. Эти соединения взаимодейст­вуют с молекулами органического вещества ткани, окисляя и разрушая ее. Такое действие излучения называется непрямым. Оно наносит больший вред, чем прямое.

Особенностью ионизирующих излучений является то, что их воздействие на организм не обнаруживается до тех пор, пока не проявится то или иное поражение.

Возможно внешнее и внутреннее облучение орга­низма. Внешнее облучениеэто воздействие на ор­ганизм ионизирующих излучений от внешних по отно­шению к нему источников, а внутреннее это воз­действие радиоактивных веществ, находящихся внутри организма.

При внешнем облучении, создаваемом закрытыми ис­точниками, опасны излучения, обладающие большой проникающей способностью. Внутреннее облучение воз­можно, когда радиоактивное вещество попадает внутрь организма через органы дыхания, поры кожи или места ее повреждения, слизистые оболочки, желудочно-кишечный тракт. Внутреннее облучение действует в течение всего времени нахождения радиоактивного вещества в организме. Поэтому наибольшую опасность представ­ляют радиоактивные изотопы с большим периодом полу­распада и интенсивным излучением, медленно выделя­ющиеся из организма или концентрирующиеся в отдель­ных его органах.

Чем больше происходит в веществе актов ионизации под воздействием излучения, тем больше биологический эффект. Острые поражения, вызванные радиацией, на­ступают при облучении большими дозами в течение ко­роткого промежутка времени; хронические пораженияпри облучении небольшими дозами в течение длительного периода (могут быть общими или местными). Различные виды ионизирующих излучений оказывают различное биологическое действие. Лучевая болезнь, развивающа­яся в результате воздействия ионизирующих излучений, может быть острой и хронической, в виде общих и мест­ных поражений, Общие поражения вызывают лейкемию (белокровие), местные ведут к заболеваниям кожи и злокачественным опухолям.

Периодическое попадание радиоактивных веществ внутрь организма приводит к их накоплению и в конечном счете к увеличению ионизации атомов н молекул живой ткани. В результате происшедших изменений нормальное течение биохимических процессов и обмен веществ нару­шаются, что приводит к лучевой болезни. Действуя на кожу, ионизирующие излучения вызывают ожоги или ее сухость, выпадение волос, ломкость ногтей и т. д.; при действии на глаза катаракту. Могут также возник­нуть и генетические последствия, ведущие к наследственным заболеваниям, проявляющимся в последующих по­колениях. Последствия воздействия ионизирующих из­лучений на организм человека могут быть очень тяжелы­ми, включая потерю трудоспособности и летальный (смертельный) исход.

8.3. Единицы активности и дозы ионизирующих излучений

Для количественной оценки действия, производимого любыми ионизирующими излучениями в среде, пользу­ются понятием поглощенная доза излучения Дп, Дж/кг:

где W энергия ионизирующего излучения, поглощен­ная облученным веществом, Дж; т масса облученного вещества, кг.

Внесистемной единицей поглощенной дозы является рад (1 рад соответствует поглощению энергии 0,01 Дж' веществом массой 1 кг).

Таким образом, специальной единицей поглощенной дозы является рад, который связан с единицей поглощен­ной дозы Дж/кг (джоуль на килограмм) или грей (Гр):

1 Гр = 1 Дж/кг == 100 рад.

Количественной характеристикой рентгеновского и

гамма-излучений является экспозиционная доза Дэ, Кл/кг:

где Q суммарный электрический заряд ионов одного знака, Кл; m— масса воздуха, кг.

За единицу экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучений принимают кулон на килограмм (Кл/кг) ~ экспозиционная доза, при которой сопряжен­ная с этим излучением корпускулярная эмиссия на 1 кг сухого атмосферного воздуха создает в воздухе ионы, несущие заряд 1 Кл электричества каждого знака.

Внесистемной единицей экспозиционной дозы рент­геновского и гамма-излучений является рентген такая доза, при которой сопряженная с этим излучением корпускулярная эмиссия в 1,293 • 10-6 г сухого воздуха при нормальных условиях (при температуре 0 °С и дав­лении 760 мм рт. ст.) образует ионы, несущие 1 ед. за­ряда СГС каждого знака; 1 рентген (Р) = 103 милли­рентгенам (мР), а 1 миллирентген — 106 микрорентгенам (мкР).

Экспозиционная и поглощенная дозы, отнесенные ко времени, определяются как мощности доз и измеряются соответственно в рентгенах в секунду (Р/с) и радах в секунду (рад/с). В условиях электронного равновесия экспозиционной дозе1 Р соответствует поглощенная доза в воздухе, равная 0,88 рад: 1 P == 0,285 мКл/кг.

Воздействие различных радиоактивных излучений на живые ткани зависит от проникающей и ионизирующей способности излучения. Разные виды излучений при оди­наковых значениях поглощенной дозы вызывают различ­ный биологический эффект. Поэтому для оценки радиа­ционной опасности введено понятие эквивалентной дозы Дэкв, единицей которой является бэр (биологический эквивалент рада):

где k качественный коэффициент, показывающий отно­шение биологической эффективности данного вида излу­чений к биологической эффективности рентгеновского излучения, принятого за единицу.

1 бэр эквивалентная доза любого ионизирующего излучения в биологической ткани, которая создает тот же биологический эффект, что и доза в 1 рад рентгенов­ского или гамма-излучения.

Введено понятие активности А радиоактивного ве­щества с единицей беккерель (Бк), 1 Бк равен одному ядерному превращению в секунду. Введена также спе­циальная единица активности Кюри (1 Ки == 3,7 1010 Бк). На практике применяется единица активно­сти милликюри (мКи).

Экспозиционную дозу на рабочем месте Дэ, бэр, мож­но рассчитать по формуле

где А активность источника, мКи; K — гамма-посто­янная изотопа по таблице, Р см2 / мКи);t время облучения, ч; R расстояние от источника до рабо­чего места, см.

Гамма-эквивалент источника mRa условная масса источника, создающего на некотором расстоянии такую же мощность экспозиционной дозы, как и данный источ­ник. Специальной единицей гамма-эквивалента является килограмм-эквивалент радия (1 кг-экв Ra на расстоя­нии 1 см в воздухе от источника создает мощность экс­позиционной дозы 8,4 • 106 Р/ч, соответственно 1 мг-экв Ra = 8,4 Р/ч).

Понятие гамма-эквивалента используется при сравне­нии препаратов по их гамма-излучению. Если два препа­рата при равных условиях измерения создают одну и ту же мощность экспозиционной дозы, то говорят, что они имеют одинаковый гамма-эквивалент.

При оценке доз облучения определяющими являются сведения о количественном содержании радиоактивных веществ в теле человека, а не данные о концентрации их в окружающей среде. Допустимые уровни облучения нужно рассматривать как максимально разрешенные дозы.

8.4. Нормирование ионизирующих излучений

В настоящее время предельно допустимые уровни ионизирующего облучения определяются Нормами ра­диационной безопасности и Основными санитарными пра­вилами работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений (НРБ-76/87 и ОСП-72/87).

Условия безопасности при использовании радиоак­тивных изотопов в промышленности требуют проведения мероприятий не только в отношении людей, непосред­ственно работающих с радиоактивными веществами или' находящихся в смежных помещениях, но и населения, живущего на близких расстояниях от предприятия, которое может подвергаться радиоактивному облучению.

В соответствии с нормами установлены следующие категории облучаемых лиц: категория А персонал;

категория Б ограниченная часть населения; катего­рия В население области, края, республики, страны.

Персонал лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений.

Ограниченная часть населения лица, которые не работают непосредственно с источниками излучения, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию радиоактивных веществ и других источников излучения, применяемых в уч­реждениях и удаляемых во внешнюю среду с отхо­дами.

Безопасность работающих с радиоактивными веще­ствами обеспечивается путем установления предельно до­пустимых доз (ПДД) облучения различными видами радиоактивных веществ, применения защиты временем или расстоянием, проведения общих мер защиты, исполь­зования средств индивидуальной защиты.

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

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

Нормы радиационной безопасности устанавливают ПДД внешнего и внутреннего облучения в зависимости от групп критических органов и категории облучаемых лиц.

ПДД внешнего и внутреннего облучения устанавли­ваются (в порядке убывания радиочувствительности) для трех групп критических органов или тканей человека:

I — все тело, костный мозг; II — мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенки, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталик глаза', III — кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, лодыжки и стопы.

ПДД внешнего и внутреннего облучения критических органов персонала (категория А) приведены в табл. 5, а ПДД в зависимости от категорий облучения и группы критических органов в табл. 6.

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

Таблица 5. ПДД внешнего и внутреннего облучения персо­нала

Таблица 6. Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения

Группа критических органов или тканей

ПДД, бэр

за квартал

за год

I

3

5

II

8

15

III

15

30

Категории лип, подвергающихся облучению

Значения ПДД (для категории А) и предел дозы (для категории Б) для групп критических органов

1

11

111

А

5

15

30

Б

0,5

1,5

3

ПДД облучения для лиц категории А в группе I не должна превышать ПДД, определяемую по формуле

Д 5 (N — 18), (56)

где Д доза, бэр;N — возраст, лет.

Для защиты от внутреннего облучения необходимо исключить контакт с радиоактивными веществами в от­крытом виде, предотвратить попадание их внутрь орга­низма, в воздух рабочей зоны, а также не допускать ра­диоактивного загрязнения рук, одежды, поверхностей помещения и оборудования. Радиоактивные вещества в открытом виде как потенциальные источники внутрен­него облучения делятся по степени радиотоксичности на пять групп: А, Б, В, Г и Д.

Работы c открытыми радиоактивными веществами в зависимости от их активности на рабочем месте и отно­сительной радиотоксичности делятся на три класса. Ра­боты III класса можно проводить в общих химических лабораториях, а работы I и II классов только в спе­циально оборудованных помещениях, к которым предъ­являются особые санитарные и технические требования (работы в вытяжных радиохимических шкафах, боксах и др.).

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

Допустимые уровни загрязненных кожных покровов, средств индивидуальной защиты, поверхностей рабочих помещений, наружных частей оборудования установлены санитарными правилами, в которых учтены опыт работы с радиоактивными веществами, степень герметиза­ции процесса и т. д.

8.5. Защита от ионизирующих излучений

Условия безопасности при использовании радиоак­тивных изотопов в промышленности требуют проведения защитных мероприятий не только в отношении людей, непосредственно работающих с радиоактивными веще­ствами, но и для находящихся в смежных помещениях, а также населения, живущего на близких расстояниях от предприятия.

Безопасность работающих с радиоактивными веще­ствами обеспечивают путем установления ПДД облуче­ния различными видами ионизирующих излучений, при­менения защиты временем, расстоянием, проведения общих мер защиты, использования средств индивидуаль­ной защиты. Большое значение имеет применение при­боров индивидуального и общего контроля для опреде­ления интенсивности радиоактивных облучений. Защита работающих с радиоактивными изотопами от ионизиру­ющих облучений осуществляется системой организацион­ных, технических, санитарно-гигиенических и лечеб­но-профилактических мероприятий.

Организационные меры заключаются в детальном анализе условий работы. Для проведения работ следует, по возможности, выбирать изотопы с меньшим периодом полураспада. Применение приборов большей точности также дает возможность применять изотопы с меньшей активностью. На предприятии составляются подробные инструкции, в которых указываются порядок и правила проведения работ, обеспечивающие безопасность. Спе­циальные хранилища изотопов обеспечивают защиту от излучения. Открытые источники излучения и все облу­чаемые предметы должны находиться в строго ограничен­ной зоне, пребывание в которой персонала разрешается только в особых случаях и минимальное время. На кон­тейнерах, оборудовании, дверях помещений и других объектах наносится предупредительный знак радиацион­ной опасности. Предупреждение профессиональных за­болеваний обеспечивается медицинским контролем за состоянием здоровья работающих.

Помещения, предназначенные для работы с радиоак­тивными изотопами, должны быть отдельными, изоли­рованными от других помещений и специально оборудо­ванными. Желательно в одном помещении проводить работу с веществами одной активности, что облегчает устройство защитных средств. Стены, потолки и двери делают гладкими, чтобы они не имели пор и трещин. Сте­ны покрывают масляной краской на высоту 2 м, а при поступлении в воздушную среду помещения радиоактив­ных аэрозолей или паров как стены, так и потолки по­крывают масляной краской полностью. В помещении необходимо предусматривать воздушное отопление. Обя­зательно устройство приточно-вытяжной вентиляции не менее чем с 5-кратным обменом воздуха. В рабочих по­мещениях ежедневно проводят влажную уборку для предотвращения накопления открытых радиоактивных загрязнений.

Перед началом работы с радиоактивными веществами тщательно проверяют действие вентиляции, состояние оборудования и средств индивидуальной защиты. Содер­жание помещений в чистоте, а оборудования в полной исправности является основным требованием при вы­полнении санитарно-гигиенических и лечебно-профилак­тических мероприятий.

Технические меры защиты:

применение систем автоматизированного оборудова­ния qдистанционным управлением, когда работающий в целях защиты (при использовании веществ большой активности) должен находиться на определенном рас­стоянии от места выполнения работы;

применение защитных экранов, позволяющее снизить облучение на рабочем месте до любого заданного уровня;

применение вытяжных шкафов, камер и боксов, обо­рудованных шпаговыми манипуляторами и др.;

применение средств индивидуальной защиты.

Защиту от внешнего проникающего излучения осу­ществляют следующими способами: учетом фактора вре­мени, изменением расстояния до источника радиации и экранированием. Продолжительность пребывания ра­ботника в опасной зоне не должна превышать времени, втечение которого он получает допустимую дозу. Ин­тенсивность излучения обратно пропорциональна квад­рату расстояния до его источника. Соблюдая необходимое расстояние, можно в ряде случаев избежать при­менения защитных экранов, которые обычно стесняют работающего.

Защитные экраны имеют разнообразную конструк­цию и могут быть стационарными, передвижными, раз­борными, настольными. Стационарные экраны, являю­щиеся частью строительных конструкций, целесообразно изготовлять из бетона. Защитные экраны рассчитыва­ются на основе законов ослабления излучений в веществе экрана.

Для защиты от альфа-излучения нет необходимости рассчитывать толщину экрана, поскольку слой воздуха в несколько сантиметров, одежда, резиновые перчатки являются достаточной защитой,

При защите от бета-излучений для экранов приме­няют материалы с небольшим атомным весом (алюминий, карболит, плексиглас). Толщину защитного экрана d, см, для бета-излучений рассчитывают по формуле

где l длина пробега частиц, г/см2 (1 г/см2 характери­зует слой вещества, имеющий массу 1 г при сечении 1 см2);  плотность вещества экрана, г/см3.

Гамма-излучение лучше всего поглощается (ослаб­ляется) материалами с большим атомным номером и вы­сокой плотностью: свинцом, вольфрамом; пригодны по своим защитным свойствам и металлы средней плотно­сти: чугун, нержавеющая сталь, медные сплавы. Рассчи­тать экран для защиты от гамма-излучений можно по формулам, справочникам и номограммам (рис. 19). При использовании номограммы определяют необходимую толщину экрана d, см, по оси абсцисс; по оси ординат откладывают величину кратности ослабления радиации K, вычисляемую по формуле

где Dэ иWэсоответственно экспозиционная доза и мощность экспозиционной дозы в данной точке при от­сутствии защиты; Dэ.з и Wэ.зто же, после устройства защиты толщиной d, см.

На практике пользуются также табличными данными для определения толщины защитного экрана.

Для защиты от ней­тронного излучения при­меняют материалы,' содер­жащие водород (воду, па­рафин), а также бериллий, графит, бетон с соедине­ниями бора (буру, колеманит и др.). Для комбиниро­ванной защиты от нейтрон­ного и -излучения приме­няют слоевые экраны (сви­нец полиэтилен, желе­зо вода и т. п.).

Рис. 19. Номограмма для ра­счета толщины защиты (экра­на) от гамма-излучения радия (для бетона d умножается на 4)

При эксплуатации рент­геновских установок долж­на быть обеспечена надеж­ная защита как от пря­мых, так и от отраженных лучей. Рабочие помещения экранируют листовым свин­цом, свинцовой резиной.

Вентиляция в этих помещениях должна обеспечивать 3—5-кратный обмен воздуха.

Средства индивидуальной защиты (СИЗ) предохра­няют от попадания радиоактивных загрязнений на кожу и внутрь организма, защищают от альфа- и бета-излу­чения. От гамма- и нейтронного излучений СИЗ, как правило, не защищают. В качестве спецодежды исполь­зуются хлопчатобумажные халаты, шапочки, резиновые перчатки, поливинилхлоридные комбинезоны, ботинки, очки, респираторы.

8.6. Хранение, ликвидация отходов. Дозиметрический контроль

- В лабораторных помещениях радиоактивные веще­ства должны находиться в количествах, не превышающих необходимых норм для суточной работы. При этом гамма-активные вещества хранятся в свинцовых контейнерах. Хранилища для них предусматриваются в виде колодцев или ниш. Извлечение препаратов из колодцев и ниш механизировано. Учет радиоактивных веществ предус­матривает ежедневный контроль за их использованием. Выдачу из мест хранения на рабочие места производят ответственное лицо только о разрешения руководителя, оформленного письменно. Расход радиоактивных ве­ществ, а также возврат их в хранилища оформляют внутренними актами. Два раза в год комиссия, назна­ченная руководителем предприятия (организации), про­веряет наличие радиоактивных веществ по величине активности. Перевозят вещества в специальных контей­нерах на специально оборудованных машинах. При этом должна быть обеспечена защита от облучения людей,

Для захоронения радиоактивных отходов организу­ются специальные пункты, включающие бетонные мо­гильники для твердых и жидких отходов, место для очистки машин и контейнеров, котельную, помещение для дежурного персонала с санпропускником, дозиметри­ческий пункт и проходную. Пункт для захоронения ра­диоактивных отходов следует располагать на расстоя­нии не ближе 20 км от города с санитарно-защитной зо­ной не менее 1000 м до населенных пунктов и мест посто­янного пребывания скота,

Дозиметрический контроль осуществляется с целью предупреждения работающих от переоблучения, свое­временного выявления и устранения источников излу­чения и загрязнения воздуха радиоактивными вещества­ми. Дозиметрический контроль может быть индивиду­альным и общим.

Индивидуальный дозиметрический контроль заклю­чается в том, что с помощью приборов карманного типа (индивидуальных дозиметров) систематически измеряет­ся доза, получаемая человеком за определенный промежу­ток времени (в течение дня, недели и т, д.). На основании этих измерений можно судить о лучевом воздействии, которому подвергается каждый работник в отдельности, и в соответствии с этим принимать меры по улучшению безопасности при работе в полях излучений. В зависи­мости от метода регистрации излучений, на кагором осно­ван дозиметр, принято индивидуальный контроль доз подразделять на индивидуальный дозиметрический конт­роль ((ИДК) и индивидуальный фотометрический конт­роль (ИФК).

Индивидуальный контроль доз рентгеновского и гам­ма-излучений проводится с помощью приборов, напомина­ющих по форме авторучки. Прибор состоит из конденса­торной камеры, которую заряжают до потенциала U1. В процессе работы камера, находящаяся в нагрудном

кармане костюма работающего, облучается гамма-излу­чением и вследствие ионизации воздуха в ней разряжает­ся до потенциала U2. В конце рабочего дня спомощью специального устройства по разности U == U1U2(по градуированному графику) можно определить дозу, полученную камерой. Показывающие дозиметры это камеры, внутри которых для измерений оставшегося за­ряда, вмонтированы небольшие электрометры. Отклоне­ние нити электрометра пропорционально накопившемуся на ней заряду (дозе). Шкала электрометра проградуирована в миллирентгенах.

Индивидуальный фотометрический контроль (ИФК) основан на способности ионизирующих излучений (так, же, как и видимого света) создавать скрытое изображение в фотоэмульсии. Фотопленки применяются для измере­ния доз рентгеновского и гамма-излучений.

Общий дозиметрический контроль заключается в пе­риодической проверке надежности защитных огражде­ний и контроля загрязнений радиоактивными вещества­ми кожных покровов тела работающих, одежды, обуви, оборудования, пола или стен, воздуха и т. п. Осуществ­ляется этот контроль дозиметрическими приборами ста­ционарного и переносного типов.

Учебно-поисковая задача

Перспективные пути защиты от радиации.

К 2000г. около 50% электроэнергии на нашей планете будут получать за счет ядерной энергии. В то же время продол­жают накапливаться радиоактивные отходы, требующие на­дежного захоронения. Ядерные взрывы и промышленные радио­активные источники вводят в окружающую среду стронций и другие радионуклиды. Пока доза радиации, получаемая насе­лением от искусственно созданных человеком радиоактивных источников, остается ниже уровня естественного радиационного фона, складывающегося из ионизирующего излучения космиче­ских лучей, гамма-излучения Земли и газообразного радиоак­тивного элемента радона (они облучают человека снаружи). Из­нутри это естественное излучение дополняется за счет таких радиоактивных изотопов, как калий-40, углерод-14 и др.

Искусственный радиационный фон, связанный с деятель­ностью человека, возрастает. Исследования показывают» что под действием; радиации гены способны изменяться (мутиро­вать), Факторы физической, химической и биологической при­роды, вызывающие генные изменения (мутации), называют мутагенными, или просто мутагенами. В клетке мутагеньг могут вызывать грубые повреждения хромосом (тяжелые заболевания, не поддающиеся лечению). Даже небольшие дозы облучения мо­гут вызывать (индуцировать) мутации у человека. Так, доза в 10 рентгенов может удваивать частоту мутаций у человека. Вот почему проблема развития атомной энергетики привлекает пристальное внимание специалистов-биологов и медиков.

В наши дни население и животный мир на некоторых терри­ториях живут на фоне удвоенной дозы радиации.

В качестве коренных мер по защите от радиации можно на­звать генетический мониторинг (длительные целенаправленные наблюдения за влиянием мутагенов среды), создание специальных лабораторий н др.

Необходимо дальнейшее развитие научно-организационных мероприятий и исследований по обеспечению радиационной безо­пасности.

Пример 6. Рассчитать безопасное расстояние R, м, на котором радиоактивное облучение соответствует предельно допустимому, если гамма-эквивалент изотопа М =я 200 мг-экв радия, время об­лучения t = 12 с.

Решение 1. Определяем из таблицы предельно допусти­мую дозу (ПДД)

ДПДД=0,1 Р/нед

2. Определяем безопасное расстояние из выражения

откуда

Подобные документы: