книги из ГПНТБ / Рачинский, В. В. Курс основ атомной техники в сельском хозяйстве учебное пособие

Случайное однократное внешнее облучение в дозе свыше 25 бэр, а также однократное поступление в организм радиоизо­ топов свыше пятикратного значения ПДП (см. далее) должны рассматриваться как потенциально опасные. После такого воз­ действия работник должен быть направлен на медицинское обследование. Как видно из табл. 5.3, ПД для лиц категории Б составляют 0,1 . соответствующих ПДД для лиц категории А.

Установленный предел соматической дозы для отдельных лиц из населения как максимум применим ко всему населению.

При расчете доз внутреннего облучения персонала исполь­ зуются величины предельно допустимого содержания (ПДС,

общая активность радиоизотопа в микрокюри), предельно допу­ стимого поступления (ПДП, поступление радиоизотопа через органы дыхания в микрокюри в год), предела годового поступ­ ления (ПГП, для лиц категории Б поступление радиоизотопа через органы дыхания и пищеварения в микрокюри в год)

и среднегодовой допустимой концентрации (СДК, активность радиоизотопа в воздухе и воде в кюри на литр). Перечисленные величины для некоторых радиоизотопов приведены в табл. 5.4.

При оценке доз внутреннего облучения человека определяю­ щими являются сведения о содержании отдельных радионукли­ дов в организме и поступлении их в организм в течение года с воздухом, водой и пищей, а не данные о концентрации радио­ изотопов в окружающей среде.

ПДС и ПДП определены таким образом, чтобы доза внут­ реннего облучения персонала не превышала соответствующей ПДД, указанной в табл. 5.3.

Для лиц категории Б вместо ПДС и ПДП установлены зна­

Среднегодовая допустимая концентрация используется в ка­ честве критерия безопасности для лиц категорий. А и Б при опе­ ративном контроле состояния внешней среды (воздуха и воды). При постоянной концентрации радионуклида в воздухе для лиц категории А установлена следующая зависимость между ПДП и СДК:

где Q= 2,5-106 л/год — объем воздуха, вдыхаемого профессио­ нальным работником за время работы.

Аналогичная зависимость имеется между ПГП и СДК для

лиц категории Б. В этом случае множитель Q принимается рав­ ным 7,3-106 л/год.

При расчете ПГП по пищевому тракту следует брать СДК в воде, а вместо Q в формулу (5.23) подставлять количество

150

Т а б л и ц а 5.4

Легкие

воды, потребляемое взрослым человеком в год. Оно равно 800 л в год.

Значения СДК в воде для отдельных лиц из населения (категория Б) могут быть приняты для оценки допустимого за­ грязнения продуктов питания и питьевой воды.

В табл. 5.4 указана также предельно допустимая активность (ПДА) на рабочем месте, при которой не требуется получения разрешения органов санитарного надзора.

В табл. 5.5 приведены допустимые уровни загрязнения радио­ активными веществами кожного покрова, рабочих поверхностей и транспортных средств для профессиональных условий работы.

Нормами радиационной безопасности НРБ— 69 вводятся территориальные зоны, в которых производится дозиметрический контроль.

Т а б л и ц а 5.5

Д о п у с т и м ы й у р о в е н ь за гр я зн ен и я к о ж н о г о п о к р о в а , п о в е р х н о ст е й р а б о ч и х

*Высокотоксичные с-излучающие изотопы— изотопы, СДК которых в воздухе рабочих помещений меньше 10—15 кюриЦ.

**Для уизлучателей мощность дозы излучения в любой точке, находящейся на

расстоянии 0,1 м от поверхности транспортных средств, не должна превышать

0,1 мр/ч.

Контролируемая зона — помещение или территория пред­ приятия, организации, лаборатории, хранилища, где возможно получение свыше 0,3 ПДП для персонала (категория А ); в этой зоне проводится обязательный индивидуальный дозиметрический контроль и, конечно, контроль за радиационной обстановкой во внешней среде.

Санитарно-защитная зона — территория вокруг предприятия, на которой запрещается размещение жилых зданий, детских учреждений, а также промышленных и подсобных сооружений, не относящихся к предприятию, для которого установлена эта зона; здесь должен проводиться контроль за радиационной об­ становкой.

153

Наблюдаемая зона — территория, где дозы облучения про­ живающего населения могут превысить установленные для него ПД, в этой зоне проводится контроль за радиационной об­ становкой.

И лица категории А, и лица категории Б являются частью населения в целом. Поэтому необходимо рассмотреть вопрос о радиационной безопасности всего населения. Как уже отмеча­ лось, при оценке радиационной безопасности всего населения решающим фактором неблагоприятных последствий является генетическое действие радиации на всю популяцию человека. Вредные последствия генетического действия могут распростра­ няться в потомстве и через общение облученных людей с необлученными. В гл. 4 уже говорилось о том, что генетическое действие облучения не имеет нижнего порога, и при относи­ тельно малых дозах число мутаций пропорционально дозе облучения. Таким образом, генетический эффект в принципе может проявляться и при очень малых дозах облучения, напри­ мер, обусловленных естественным радиационным фоном. С уве­ личением дозы, получаемой индивидуумами, а также при уве­ личении числа облучаемых лиц, радиационная нагрузка на все население возрастает, что ведет к повышению общего числа мутаций в популяции человека. Задача радиационной защиты людей — не только свести к минимуму соматическое действие радиации, но и свести до допустимого уровня генетическое действие ее на население в целом.

Для характеристики генетического действия облучения на население введены понятия генетически значимая доза и гене­ тическая доза. Поясним эти понятия.

В медицинской радиационной генетике условно принимается, что средний возраст человека, в течение которого он может производить потомство, 30 лет (репродуктивный возраст).

Следовательно, при рассмотрении генетического действия радиации необходимо учитывать дозы излучения, которые полу­

или группы людей в реальных условиях будут получать различ­ ные дозы. Поэтому для оценки генетической опасности радиа­ ции по отношению к населению в целом необходимо рассчиты­ вать среднюю статистическую дозу излучения, получаемую каждым индивидуумом.

По правилам математической статистики эта средняя ста­ тистическая доза, полученная индивидуумом за 30 лет и опреде­ ляющая общий генетический эффект, рассчитывается следую­ щим образом:2

154

где п — все население нашей планеты; я, — число лиц в данной облучаемой i-й категории индивидуумов; £>30,-; — доза к 30 годам, получаемая каждым индивидуумом в данной г'-й категории индивидуумов.

Доза излучения, определяемая формулой (5.24) получила название генетически значимой дозы.

Генетической дозой является такая доза, которая в том случае, если бы она была получена каждым лицом с момента его зачатия до среднего репродуктивного возраста, привела бы к тем же генетическим последствиямдля населения в целом, к каким приводят действительные дозы облучения, получаемые индивидуумами.

Согласно нормам радиационной безопасности (НРБ—69), генетически значимая, доза составляет 5 бэр за 30 лет. В эту дозу не входят возможные дозы излучения, получаемые людьми при медицинских процедурах и от естественного радиационного фона.

Генетически значимая доза 5 бэр за 30 лет может распре­ деляться по категориям населения следующим образом: кате­ гория А — 1 бэр; категория Б — 0,5 бэр; категория В — 2 бэр; резерв— 1,5 бэр, который оставлен для всяких непредвиденных

в группах категории А и Б, исходя из соматических ПДД и ПД, которые в предельном случае могут получать указанные группы людей.

Например, предположив, что каждый сотрудник к 30 годам аккумулирует соматическую дозу, которая, согласно (5.22),

существующем уровне развития атомной науки и техники число лиц, работающих с источниками ионизирующих излучений и радиоактивными веществами, значительно меньше 1,7% всего

155

населения. Аналогичный расчет можно выполнить и для кате­ гории Б: gб -15 бэр = 0,5 бэр, |в=0,033 = 3,3% населения.

Для всего населения (категория В) в качестве предела инди­ видуальной соматической дозы можно принять 0,5 бэр/год, т. е. 15 бэр за 30 лет. Это намного превышает установленное

населения далека от своего допустимого значения. В частности, поскольку большинство профессиональных работников реально подвергается облучению в дозах, значительно меньших ПДД, а их число значительно меньше 1,7%, генетическая доза от ис­

т. е. в 100 раз меньше допустимой генетической дозы для лип, категории А.

Нормы радиационной безопасности также устанавливают ПДП радиоизотопов с рационом для всего населения (кате­ гория В) в случае радиоактивного загрязнения больших терри­ торий. Предельно допустимое содержание составляет 0,3 ПГП, установленного для лиц категории Б (см. табл. 5.4), и 0,1 ПГП для генетически значимых изотопов (3Н, 35S, 36С1, 65Zn, изотопы Cs, концентрируясь в гонадах, оказывают наибольшее генети­ ческое действие).

Р аб ота с закры ты м и источниками ионизирующих излучений.

Если закрытые источники ионизирующих излучений исключают активацию окружающей среды и наведенная радиоактивность не превышает уровня СДК, то задача по защите людей в этом случае сводится к защите их от внешнего излучения.

Одним из основных и наиболее надежных способов защиты от внешнего облучения является использование защитных экра­ нов. Защитные экраны — это слои материалов, обеспечивающие или полное поглощение испускаемого источником излучения или доведение дозы этого излучения до уровня, не превышающего ПДД. В этих целях транспортировка закрытых источников ионизирующих излучений, включая транспортировку радио­ активных веществ, предназначенных для работ с радиоактив­ ными веществами в открытом виде, производится в специаль­ ных контейнерах.

Источники а- и мягкого p-излучений поставляют в легких пластмассовых контейнерах, толщина стенок которых обеспечи­ вает полное поглощение излучений, включая тормозное (5-излу­ чение. При транспортировке источников (5-излучения высокой активности ампулы помещают в свинцовый вкладыш (толщина свинца около 1 см) для поглощения более проникающего, чем p-излучение, тормозного излучения.

Транспортировку источников у-излучения производят, как правило, в свинцовых контейнерах, толщина стенок которых

156

рассчитана таким образом, чтобы согласно НРБ—69 мощность дозы на расстоянии 0,1 м от поверхности контейнера не пре­ вышала 0,1 мр/ч (см. примечания к табл. 5.5).

Свинец выбран потому, что он имеет большую плотность и вследствие этого габариты контейнеров сравнительно невелики.

Аппаратура, в которую помещают закрытые источники иони­ зирующего излучения, должна быть так сконструирована, чтобы источник излучения находился в надежной защите, обеспечи­ вающей герметизацию источника и допустимую мощность дозы излучения на поверхности аппаратуры.

Вслучае необходимости проведения каких-либо манипуляций

систочниками излучения работа с ними осуществляется за защитными экранами. Толщину защитных экранов рассчиты­

вают на основе законов поглощения ионизирующих излучений (см. гл. 1). В справочниках по дозиметрии приведены таблицы толщин защитных экранов из разных материалов, обеспечи­ вающих радиационную безопасность, в зависимости от мощ­ ности дозы и энергии излучения.

человеком — защита расстоянием. Как видно из формулы (5.15), доза излучения обратно пропорциональна квадрату рас­ стояния от источника. Для работы с источниками излучения на расстоянии пользуются специальными дистанционными инстру­ ментами-— «механическими руками», манипуляторами, щип­ цами, захватами и т. п.

Третий способ защиты от внешнего излучения — уменьшение времени работы с источниками излучения. Методика работы с источниками излучения должна быть построена таким обра­ зом, чтобы по возможности свести к минимуму время работы с ними. Согласно формуле (5.15), доза излучения пропорцио­ нальна времени. Мощность дозы от источника постоянной актив­ ности или интенсивности не зависит от времени. Однако на­ помним, что, согласно правилам техники радиационной безопас­ ности, при работе с источниками ионизирующего излучения в течение всего рабочего времени в условиях соблюдения ПДД опасности для здоровья человека нет. Поэтому уменьшение вре­ мени работы с источниками излучения следует рассматривать как пожелание, а не обязательное требование. Персонал может работать с источниками ионизирующих излучений при соблюде­ нии ПДД в течение всего рабочего дня и всей рабочей недели,, планируя свою деятельность таким образом, чтобы доза, полу­ чаемая за квартал, не превышала 3 бэр, а за год — 5 бэр

(см. табл. 5.3).

На производстве и в лабораториях при работе с источниками ионизирующих излучений должны быть обеспечены надежные условия их хранения, исключающие доступ к источникам посто­ ронних лиц. В особых случаях должна быть предусмотрена

157