РАДИОЛОГИЧЕСКИЕ ОПАСНОСТИ

РАДИОЛОГИЧЕСКИЕ ОПАСНОСТИ

В этом разделе мы подробно рассмотрим источники опасности, связанные с различными этапами производства радионуклидов и методами их контроля и поддержания рабочих доз на наиболее низком уровне.  Раздел 4.1 представляет собой краткую информационную справку, напоминающую о методах контроля над внутренними и внешними источниками опасности. Она не включает рекомендаций по оценке времени, расстояния, экранирования или ингаляционных доз. Если вы не изучали Модуль 2.2 (Защита от внешних радиационных опасностей) или 2.3 (Защита от внутренних радиационных опасностей), найдите время ознакомиться с ними сейчас. Если вы хотите проверить свою компетентность в этом вопросе, то обратитесь к разделу Вопросы для самопроверки 5.

1.1        Обзор контроля над источниками радиационной опасности.

Следующий параграф направлен на то, чтобы напомнить вам то, что было изучено в Модуле 2.2 (Защита от внешних радиационных опасностей) и Модуле 2.3 (Защита от внутренних радиационных опасностей). Вы можете пропустить эту часть и обратиться непосредственно к разделу Самоконтроль 5.

1.1.1      Облучение и загрязнение

Опасность облучения и загрязнения может существовать на всех этапах радиоизотопного производства. Источники радиации должны контролироваться для того, чтобы ограничить рабочие внешние дозы и убедиться в том, что они предельно низкие. Источники загрязнения должны контролироваться для предотвращения поступление радионуклидов в организм.

Таблица 7 напомнит вам, какие виды радиации вызывает опасность внешнего и внутреннего облучения. Обратите внимание, что производство нейтронных источников может быть связано с контактом с открытыми альфа источниками.

Таблица 7

Влияние вида радиации на внешние и внутренние источники радиационной опасности

Радиация Внешние источники опасности Внутренние источники опасности
Альфа отсутствуют Серьёзные(жёсткие)
Бета умеренные умеренные
Гамма Серьёзные(жёсткие) слабые
Нейтронное Серьёзные(жёсткие) Серьёзные(жёсткие)

1.1.2      Контроль над внешними источниками радиационной опасности

Доза радиации, полученная от внешних источников радиационной опасности, зависит от четырёх факторов:

  • Мощность дозы от источника. Мощность дозы зависит от активности источника, вида и энергии, излучаемой радиации. Альфа частицы обладают очень низкой проникающей способностью в воздухе и поэтому не вызывают опасности внешнего облучения.  Бета частицы могут вызывать высокие поверхностные и кожные дозы. Нейтроны и гамма радиация могут формировать большие дозы тотального внешнего облучения.  Мощность дозы от гамма-излучающих радионуклидов может быть вычислена  с использованием  гамма постоянной (мощность дозы в микрозивертах в час на расстоянии 1 метр от источника активностью 1 ГБк рассматриваемого радионуклида).  Дозы, формируемые в результате воздействия нейтронных источников, будут рассмотрены ниже.
  • Время или длительность облучения. Потенциальные дозы могут высчитываться на основе измеренных или известных мощностей доз, если известно, или может быть предположено, время облучения. Дозы получаемые работниками могут быть сокращены путём контроля времени, пребывания в радиационном поле.
  • Расстояние от источника радиации. Мощность дозы от точечного источника радиации зависит от расстояния до источника, и её величина изменяется согласно закону обратных квадратов. В соответствии с этим законом мощность дозы находится в обратно пропорциональной зависимости к квадрату  расстояния от источника радиации. Следующее уравнение иллюстрирует использование закона обратных квадратов для расчета мощности дозы в зависимости от расстояния:

R1 d12 = R2 d22

где    R1 = Мощность дозы на расстоянии d1 от точечного источника

R2 = Мощность дозы на расстоянии d2 от точечного источника

  • Экранирование или степень защиты, производимой материальным окружением источника. Таблица 8 напоминает вам материалы, подходящие для экранирования.

Таблица 8

Материалы, используемые для экранирования

Вид радиации Материалы, рекомендуемые для экранирования
Альфа частицы нет
Низкоэнергетические бета частицы нет
Высокоэнергетические бета частицы Плексиглас, армированный свинцом
Рентгеновские и гамма лучи Бетон, железо, вольфрам, свинец, уран
Нейтроны Бетон, вода, полиэтилен,

борированный парафин

 

Толщина экранов, необходимая для ослабления мощности дозы может быть подсчитана, с использованием толщины десятикратного или половинного ослабления мощности дозы данного экранирующего материала и радионуклида.

Таблица 9 напоминает вам значения слоев десятикратного HVL и половинного TVL ослабления для некоторых радионуклидов.

Таблица 9

Величины слоев десятикратного и половинного ослабления для некоторых гамма-излучающих радионуклидов

Источник HVL (cm) TVL (cm)
бетон свинец бетон свинец
226Ra 6.9 1.66 23.4 5.5
60Co 6.2 1.20 20.6 4.0
137Cs 4.8 0.65 15.7 2.1
192Ir 4.3 0.60 14.7 2.0

1.1.3      Контроль над внутренними источниками радиационной опасности

Важно помнить, что достаточно небольшое радионуклидное загрязнение, являющиеся незначительным источником внешней радиационной опасности могут представлять значительную опасность внутреннего облучения.  Радиоактивные материалы могут проникать в организм при вдыхании, с пищей, через кожу или через рану, однажды попав в организм, они достаточно долго могут оставаться в тесном контакте с биологическими тканями и органами тела человека до того как будут выведены или распадутся. (Помните, что эффективный период полувыведения это время в течение которого количество радионуклида, содержащегося в организме, сократится на половину от изначальной величины в результате радиоактивного распада и биологического выведения).  Альфа излучающие радионуклиды, такие как  Америций-241 или Плутоний-239 особенно опасны, поскольку излучаемые ими альфа частицы обладают очень малой  проникающей способностью в биологических тканях ( микроны) и отдают всю свою энергию в очень небольшом объёме. Таким образом, вред наносимый клеткам биологической ткани в этом случае максимален.

Есть только один эффективный способ защиты от внутренних доз радиации – предотвращения попадания радиоактивных материалов в организм. Это требует минимизации радионуклидного загрязнения в рабочих помещениях при помощи комбинации следующих методов:

  • Минимизации количеств радиоактивных материалов находящихся в непосредственном обращении
  • Использованием методов физической защиты, например таких как использование перчаток и специальных боксов и ячеек для радиоактивных материалов.
  • Использованием административных методов, таких как классификация зон и местных правил.

Уровень опасности источника загрязнения оценивается через измерение уровня загрязнения и его сравнения с установленными контрольными уровнями загрязнения (DL), допустимой объемной активностью (ДОА, DAC) и пределами годового поступления (ПГП, ALI) по данному пути поступления. Определения данных терминов приведены ниже.

  • Предел поступления, один ALI, определяется как общая активность радионуклида в Беккерелях, которая при поступлении в тело среднестатистического человека может привести к накоплению эффективной дозы, равной дозовому пределу установленному МКРЗ.
  • Один DAC это допустимая объемная активность радионуклида в воздухе  (в Бк/м-3), которая может привести к ингаляционному поступлению одного ALI в год.

Численные значения ALI и DAC вычисляются из установленного дозового предела с использованием дозового коэффициента, эффективной дозы на один Беккерель активности определённого радионуклида и пути его поступления. Соответствующие дозовые коэффициенты приведены в Публикации МКРЗ 68 или в Основных нормах безопасности МАГАТЭ.

Допустимые уровни поверхностного загрязнения DL устанавливаются в беккерелях на квадратный сантиметр (Бк/см2) и определяются исходя из предела эквивалентной дозы, формируемой при загрязнении кожных покровов.