Величини та одиниці іонізуючого випромінювання

Величини та одиниці іонізуючого випромінювання

ПЛАН

1. Історія відкриття радіоактивних елементів.

2. Наукові дослідження впливу радіоактивних елементів на людину.

3. Визначення індивідуальних доз опромінення та застосування їх при виконанні функціональних обов'язків спеціалістів.

4. Принципи радіаційної безпеки та протирадіаційного захисту.

5. Нормування радіаційної безпеки відповідно до категорій населення.

6. Наслідки радіоактивного забруднення території при катастрофах.

Як відомо, радіоактивне випромінювання було відкрито А.Беккерелем. Згодом М.Скадовська-Кюрі і П.Кюрі відкрили радіоактивність. Явище радіоактивності, як самі радіоактивні елементи, почали широко використовувати в різних сферах господарської діяльності. Вершиною наукових пошуків стало відкриття штучного поділу радіоактивних елементів і, що найбільше привабило дослідників, енергії, яка виділяється при цьому. Саме її „приборкати” і примусити служити людству поставили собі за мету науковці. Щоправда, спочатку у вигляді двох атомних бомб, які було скинуто на жителів японських міст Хіросіма і Нагасакі у 1945 році.

Доречно згадати ще про одне відкриття кінця ХІХ ст. - отримання В.Рентгеном так званих Х-променів, названих у подальшому рентгенівським випромінюванням. На відміну від штучної радіоактивності останнє явище з перших його днів людство почало інтенсивно використовувати для своїх потреб. Нині це один з поширених методів діагностики ряду захворювань і лікування певних хвороб. Разом з тим дослідники невдовзі з'ясували і шкідливу дію на організм людини рентгенівського випромінювання у великих дозах і були першими жертвами його застосування. Серед рентгенологів на той час частими були пухлини шкіри на зап'ястях і пальцях рук, саркоми кісток та інші онкологічні захворювання, променеві виразки на пере опромінених ділянках шкіри.

Отже, необхідно було вжити адекватних заходів для захисту від переопромінення, що й було зроблено у короткий термін. Просто має бути певна міра, межа, перевищувати яку неприпустимо. і вона має бути достатньою для захисту людської популяції. Саме в цьому напрямку і здійснювалися дослідження щодо нормування радіаційної безпеки впродовж багатьох десятиріч після того, як радіацію було поставлено на „службу людині”.

Так, до 1930 року клінічною дозою радіації вважали так звану порогову еритемну дозу (ПЕД). це була доза рентгенівського випромінювання, необхідна та достатня для виникнення почервоніння шкіри (визначалася на основі технічних характеристик рентгенівського апарату, умов опромінення). За рахунок багатьох факторів, у тому числі і суто біологічних, ПЕД у різних дослідників відрізнялася на 200-300% (відмінність індивідуальної чутливості людського організму ще більша). Навіть в одного і того самого дослідника вона визначалася з похибкою до 50%.

У 1925 році Д.Машталлер (США), використовуючи нові дані про поглинання рентгенівських променів у стінках і перегородках приміщень, розрахував дольові значення ПЕД для робочих місць персоналу в різних терапевтичних і діагностичних клініках, які найдосконаліше спроектовані та захищені. Водночас вчений звернув увагу на те, що в окремих осіб на робочих місцях не проявлялися неприємні наслідки при опромінені до рівнів, близьких до ПЕД. На основі цього він рекомендував так звану толерантну дозу на рівні 1/100 ПЕД на місяць (приблизно 1/10 ПЕД на рік) як „безпечну” для тих, хто працює з випромінюванням. Особливу увагу слід звернути на те, що таке зниження не було зумовлене виявленими клінічними проявами (вони не фіксувалися). Д.Машталлер виходив із суто логічних міркувань: якщо існуюча до цього часу ПЕД не викликала негативних наслідків, то її десята частка буде безпечнішою. Це був перший приклад того, як за відсутності інформації використовувалися логічні міркування, наслідуючи основний принцип токсикології.

У той же період аналогічну роботу незалежно від Д.Машталлера виконав у Швеції вчений Зіверт. Він порівняв опромінення в добре захищених радіологічних клініках з опроміненням від природної „фонової” радіації. За його оцінкою, для того щоб отримати еритемну дозу шкіри від природної радіації без урахування відновлення, потрібно опромінюватися приблизно від однієї до десяти тисяч років. На базі меншої цифри, з технічного боку, він припустив, що доза на рівні 1/10 еритемної дози на рік буде прийнятою для професійного опромінення.

Поряд з цим було зроблено спробу оцінити еритемну дозу в рентгенах. Так, 1 1925 році вчені - дослідники Мейєр і Глас сер (США) дійшли висновку, що доза близько 1300 рентгенів відповідає кількості радіації, необхідної для появи порогової еритеми. У 1927 році Ф.Кустнер (Німеччина) шляхом опитування фахівців з 12 кращих радіологічних інститутів дійшов висновку, що доза близько 550 рентгенів відповідає еритемній дозі за умови вивітрювання в повітрі.

Уперше толерантну дозу в рентгенах запропонувала Національна комісія захисту від опромінення США на початку 1934 року. Цілком логічно, що вона базувалася на припущеннях Д.Машталлера щодо 1/10 еритемної дози на рік. Виміряну в повітрі дозу 550 рентгенів було округлено до 600 рентгенів, а кількість робочих днів на рік в умовах рентгенівського випромінювання було прийнято 250. Отже, граничну дозу було обмежено - 0,24 рентгена на день. Та оскільки значення будь-якої такої величини, імовірно, перевищує значення основних даних, а похибки у визначенні даних великі, було прийнято менше значення -0,1 рентгена на день.

Через півроку Міжнародна комісія з радіаційного захисту виконала аналогічні дослідження і прийняла дозу 0,25 рентгена на день. Це значення, у свою чергу, було округлено до 0,2 рентгена на день. У 1949 році дозу професійного опромінення було зменшено до 0,3 рентгена на тиждень, а в 1956 році - до 5 бер на рік, що в багатьох країнах залишилося дотепер.

Отже динаміка допустимих доз опромінення в бік їх поступового зменшення базувалося не на якихось клінічно виявлених небажаних наслідках професійного опромінення, а винятково на логічному припущенні, що розширення контингенту населення, яке зазнає додаткового опромінення, може включати осіб, чутливість яких до небажаних наслідків буде високою.

Річні індивідуальні дози опромінення персоналу АЕС України (90-97%) - 1-5 мЗв. Такий дозовий розподіл відповідає розподілу річних доз опромінення персоналу АЕС Європи. При цьому середньорічні індивідуальні ефективні дози опромінення персоналу АЕС станом на 1996рік були такими: на Запорізькій АЕС -1,3 мЗв, Рівненській - АЕС - 2,0 мЗв, Хмельницькій - АЕС - 2,21 мЗв, Південно-Українській АЕС - 4,46 мЗв, Чорнобильській АЕС - 5,2-1,3 мЗв, що становить 6,5-26% ліміту річної дози професійного опромінення, яка згідно з НРБУ - 97 дорівнює 20 мЗв.

Що ж до стану захворюваності працюючих в атомно-енергетичній промисловості, то нині він перебуває на середньому загальнодержавному рівні й не має тенденцій до аномальних проявів певних нозологічних форм, наприклад онкологічних ( з огляду на канцерогенні властивості іонізуючого випромінення).

Так, за даними Наукового центру радіаційної медицини АМН України, за роки після Чорнобильської катастрофи спостерігається загальна тенденція до збільшення кількості захворювань крові та кровотворних органів. При цьому станом на 1996рік на першому місці перебували учасники ліквідації аварії на ЧАЕС - близько 30 осіб на 10 тисяч ліквідаторів. Щодо персоналу АЕС, то ця форма захворювання перебувала на рівні захворювання населення загалом і становила 13-15 осіб на 10 тис. населення. Значно менша за середню захворюваність персоналу АЕС і на злоякісні новоутворення. Не вирізняється ця категорія населення і за таким показником, як загальна захворюваність.

Звернемо увагу на стан захворюваності серед населення м. Жовті води, яке характеризується підвищеним природно-техногенним радіаційним фоном. Рівень захворюваності в цьому місті дещо нижчий, ніж загалом по Дніпропетровській області.

Як зазначалося, особливість іонізуючого випромінення полягає у тому, що воно не відчувається людиною, його не можливо ні уявити, ні індетифікувати. Відтак робота з джерелами іонізуючого випромінення, радіоактивними речовинами і матеріалами потребує вжиття відповідних заходів, спрямованих на зменшення опромінення персоналу, сторонніх осіб, довкілля.

Більшість тканин дорослої людини малочутливі до дії радіації. Так, нирки витримують сумарну дозу до 23 Грей, отриману протягом 5 тижнів, печінка - щонайменше 40 Грей за місяць, сечовий міхур -55 Грей за 4 тижні, а зріла хрящова тканина - до 70 Грей. Найуразливіші кровотворна система, кровоносні судини та легені. Червоний кістковий мозок та інші елементи кровотворної системи втрачають можливість нормально функціонувати при дозах опромінення 0,5 - 1 Грей. Але при цьому слід зазначити високу регенеративну здатність цієї системи. Підвищену радіочутливість мають також репродуктивні органи та очі. Одноразове опромінення сім'яників у дозі лише 0,1 Грей може призвести до тимчасової стерилізації, а дози 2Грей і більше достатньо дл я повної стерилізації чоловіків. Загалом радіація поєднує в собі добро і зло, що цілком природно.

Радіаційна безпека та протирадіаційний захист у практичній діяльності виходить з таких основних принципів:

· принципу виправданості - будь-яка практична діяльність, що супроводжується опроміненням людей, не повинна здійснюватися, якщо вона не приносить більшої користі опроміненим особам або суспільству загалом порівняно із шкодою, яку вона заподіює;

· принципу не перевищення - рівні опромінення від усіх значущих видів практичної діяльності не повинні перевищувати встановлених лімітів;

· принципу оптимізації - рівні індивідуальних доз та/або кількість опромінених осіб з кожним ДІВ повинні бути такими малими, яких тільки можна досягти з урахуванням економічних та соціальних факторів.

Ліміти доз встановлені на рівнях, що виключають можливість виникнення детерміністичних ефектів опромінення і водночас гарантують таку низьку ймовірність виникнення стохастичних ефектів опромінення, що вона прийнятна як для окремих осіб, так і для суспільства загалом.

Нормування радіаційної безпеки здійснюють для таких категорій осіб:

· А (персонал) - особи, які постійно або тимчасово працюють безпосередньо з ДІВ;

· Б (персонал) - особи, які безпосередньо не зайняті на роботах з ДІВ, але у зв'язку з розташуванням робочих місць у приміщеннях та на промислових майданчиках об'єктів з радіаційно-ядерними технологіями можуть додатково опромінюватися;

· В - населення загалом.

Окрім наведених лімітів для персоналу категорії А встановлено такі допустимі рівні:

· надходження радіонуклідів через органи дихання;

· концентрація радіонукліду в повітрі робочої зони;

· щільність потоку радіоактивних частинок;

· потужність дози зовнішнього опромінення;

· забруднення шкіри, спецодягу та робочих поверхонь.

Щодо персоналу категорії Б діють перші два з наведених рівнів:

· надходження радіонуклідів через органи дихання;

· концентрація радіонукліду в повітрі робочої зони;

Щодо населення (категорія В) регламентуються:

· допустиме надходження радіонуклідів через органи дихання і травлення;

· допустимі концентрації радіонуклідів у повітрі та питній воді, допустимий скид і викид у довкілля.

Третя група стосується відвернутої внаслідок втручання дози опромінення населення в умовах радіаційної аварії.

Найбільший інтерес для широкого загалу становить четверта група регламентів щодо відвернутої внаслідок втручання дози опромінення населення від техногенно підсилених джерел природного походження.

Регламенти цієї групи спрямовані на зменшення доз хронічного опромінення людини від техногенно підсилених джерел природного походження. Протирадіаційний захист в умовах хронічного опромінення базується на системі заходів, які завжди є втручанням у життєдіяльність людини чи сферу господарського та соціально-побутового функціонування території.

Підставою для вирішення про доцільність вжиття того чи іншого контрзаходу є оцінка й порівняння користі для здоров'я людей за рахунок відвернутої втручанням дози та шкоди, що може бути заподіяна цим втручанням при реалізації заходу.

Кількісними критеріями, що забезпечують виконання цих вимог, є рівні втручання та рівні дій.

Рівні втручання виражаються в термінах відвернутої дози, тобто дози, яку передбачається відвернути за час дії контрзаходу, пов'язаного з втручанням. Рівні дій виражаються в термінах таких показників радіаційної ситуації, які можна вимірювати, зокрема:

· ефективної питомої активності природних радіонуклідів у мінеральній сировині та будівельних матеріалах;

· потужності поглиненої в повітрі дози ( гамма - випромінювання);

· середньорічної еквівалентної рівноважної об'ємної активності ізотопів радону в повітрі приміщень і робочих місцях;

· питомої активності природних радіонуклідів у питній воді;

· питомої активності природних радіонуклідів у мінеральних добривах;

· питомої активності природних радіонуклідів у виробах з порцеляни, фаянсу та глини;

· питомої активності природних радіонуклідів у мінеральних барвниках.

Прикладом глобальної техногенної катастрофи є аварія на Чорнобильській АЕС, яка сталася 26 квітня 1986 року. Наслідком цієї катастрофи стало радіоактивне забруднення значних територій України, Білорусії та Росії. Деякою мірою це торкнулося і інших країн, проте найбільших збитків було завдано зазначеним трьом країнам.

По-різному можна оцінювати контрзаходи з ліквідації як безпосередньо аварії, та і її наслідків. Але однозначно можна стверджувати: оперативне інформування населення прилеглих міст, сіл і вжиття адекватних випереджувальних заходів значною мірою знизило б їх дозові навантаження в перші години і дні після аварії. Це дуже важливо насамперед тому, що в цей період основний внесок в опромінення зумовлювався короткоживучими радіонуклідами аварійного викиду реактора. З часом їх частка істотно зменшилась і вони вже не відігравали такої страшної ролі. Тому навіть елементарний захід - обмеження перебування на вулиці, герметизація приміщень захистив би людей від додаткового опромінення.

СПИСОК ВИКРИСТАНОЇ ЛІТЕРАТУРИ

1. Павленко А.Р. Комп'ютер TV та здоров'я „КВІТ” Миколаїв 2003р.

2. Базієв Д.Х. Основи єдиної теорії фізики Педагогіка, Москва,1994р.

3. Боудер П.І. Магнітні поля -загроза життю. Москва, 1990р.

4. айченко В.А., Коваль Г.М. Основи безпеки життєдіяльності людини. Київ 2004р.

5. Лапін В.М. Безпека життєдіяльності людини. Київ Знання 1999р.

6. Пістун І.П. Безпека життєдіяльності. Суми. 1999р.

7. Ткачук В.Г. Хапко В.Г. Медико-соціальні основи здоров'я Київ 1999р.

8. Боб'як О.С. Безпека життєдіяльності. Харків. Ранок 2000р.

9. Василенко С.В. Охорона життя та здоров'я. Донецьк 1999р.

10. Казначеєв В.П. Свідомість та фізика. Київ, 2002р.