Обеспечение защиты работающих от ионизирующих излучений

БЕЛОРУССКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ ИНФОРМАТИКИ И РАДИОЭЛЕКТРОНИКИ

Кафедра охраны труда

РЕФЕРАТ

На тему:

«ОБЕСПЕЧЕНИЕ ЗАЩИТЫ РАБОТАЮЩИХ ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ»

МИНСК, 2009

Характеристика и источники возможных ионизирующих излучений при производстве работ на проектируемом объекте (при планируемой технологии)

Ионизирующими называются излучения, которые способны прямо или косвенно ионизировать среду (вещество), т. е. создавать в ней заряженные атомы и молекулы - ионы разного знака.

Различают корпускулярное и фотонное, ионизирующее, излучение.

Корпускулярное, ионизирующее, излучение представляет собой поток элементарных частиц с массой покоя, отличной от нуля. Такие частицы образуются при радиоактивном распаде, делении ядер в атомном реакторе, ядерных превращениях, а также при работе ускорителей электронов и других элементарных частиц. К корпускулярному излучению относятся б и в - частицы, нейтроны n, протоны р и др.

Фотонное излучение - это поток электромагнитных колебаний, которые распространяются в вакууме с постоянной скоростью 300 км/с. К нему относятся г - излучение, характеристическое и тормозное рентгеновское излучения, которые различаются условиями образования, длиной волны и энергией.

Естественными природными источниками ионизирующих излучений являются высокоэнергетические космические частицы, солнечная радиация, которые при взаимодействии с атмосферой Земли, теряя свою энергию, порождают радиоактивные изотопы и большое количество вторичных излучений.

К искусственным (техническим) источникам относятся устройства как специально созданные для использования излучения, так и в виде побочного продукта деятельности. Наибольший вклад в формирование радиационного фона Земли вносят радиоактивные выбросы атомных электростанций и предприятий по переработке ядерного топлива, выбросы золы тепловых электростанций. К техническим источникам относятся также мощные облучательные установки, различные измерительные приборы, пожарные извещатели и др. [6]

Далее приведены некоторые характеристики конкретных видов ионизирующих излучений. Альфа-излучение (б - частица) -- это поток частиц, являющихся ядрами атома гелия и обладающих двумя единицами заряда. Энергия б - частиц, испускаемых различными радионуклидами, лежит в пределах 2-8 МэВ.

Бета-излучение представляет собой поток электронов в- или протонов в+. При распаде ядер в-активного радионуклида, в отличие от б-распада, различные ядра данного радионуклида испускают в-частицы различной энергии, поэтому энергетический спектр в-частиц непрерывен. Максимальная энергия в-частиц у известных в настоящее время радионуклидов может достигать 3,0-3,5 МэВ. По сравнению с б-частицами в-излучение имеет существенно меньшую ионизирующую способность и значительно большую проникающую способность. Пробег в-частиц в биологических тканях достигает 2,5 см.

Бета-частицы используются для определения плотности некоторых веществ, толщины листовых материалов и покрытий и в других измерительных приборах. Они представляют повышенную опасность для глаз, вызывая катаракту.

Нейтральное излучение (нейтроны) представляют собой поток электрически нейтральных элементарных частиц. Нейтроны возникают при ядерных реакциях и работе ускоряющих и энергетических ядерных установок. Так как нейтроны не имеют электрического заряда, то при прохождении через вещество они взаимодействуют только с ядрами атомов. В результате этих процессов образуются либо заряженные частицы (ядра отдачи, протоны, нейтроны), либо г-излучение, т. е. вторичное излучение, вызывающее ионизацию среды.

Фотонные виды излучения, имеющие электромагнитную природу (г-излучение, рентгеновское излучение) обладают наименьшей ионизирующей и наибольшей проникающей способностью, чем особенно опасны, так как приводят к глубинному поражению внутренних органов.

Гамма-излучение (1020-1022 Гц) возникает при ядерных превращениях или при аннигиляции частиц, т. е. в результате радиоактивного распада некоторых нуклидов распада возбужденных состояний ядер атома (перехода атомов из одного энергетического состояния в другое) в процессе ядерных реакций. Максимальная энергия г-лучей достигает 3 МэВ.

Рентгеновское излучение (1017-1019 Гц) возникает, кроме ядерных превращений, в рентгеновских трубках в результате электронной бомбардировки анода (характеристическое излучение) и резкого торможения электронов в вещество (тормозное излучение). Энергия рентгеновских лучей достигает 1 МэВ.

Рентгеновские лучи обладают незначительным ионизирующим действием (несколько пар ионов на 1 см пробега в воздухе) и большой глубиной проникновения, чем так же, как и гамма-лучи, опасны для внутренних органов человека.

Допустимые уровни возможных ионизирующих излучений на рабочих местах

Степень воздействия ионизирующих излучений на организм человека, его реакция зависят от дозы излучения, ее мощности, плотности ионизации излучения, вида облучения, продолжительности воздействия, индивидуальной чувствительности, психофизиологического состояния организма и др.

Наиболее чувствительными к действию радиации являются клетки постоянно обновляющихся тканей и органов (костный мозг, половые железы, селезенка и др.).

Нарушения биологических процессов могут быть либо обратимыми, либо необратимыми, ведущими к поражению отдельных органов или всего организма и возникновению лучевой болезни -- острой или хронической. [7]

Острая форма лучевой болезни возникает в результате облучения большими дозами в короткий промежуток времени. Хронические поражения развиваются в результате систематического облучения и малыми дозами. Негативные биологические эффекты хронического облучения накапливаются в организме в течение длительного времени и мало зависят от мощности дозы.

Оценка биологических эффектов при воздействии ионизирующих излучений проводится по количеству энергии, которое поглощается веществом, и степени ионизации вещества.

С этой целью в качестве количественных характеристик излучения применяются соответственно поглощенная доза Дпогл и экспозиционная доза Дэксп.

Поглощенная доза определяется как количество энергии ДЕ, поглощенной единицей массы вещества (Дm), т. е.

(1)

Единицей измерений поглощенной дозы в системе СИ является грей (Гр). Внесистемной единицей является рад (1 Гр = 1 Дж/кг = -100 эрг/г = 100 рад).

В качестве единицы измерения эквивалентной дозы используется зиверт (Зв) (1 Зв = 1 Гр/Кк = 1 Дж/кг). Внесистемной единицей измерения эквивалентной дозы является бэр (биологический эквивалент рада): 1 бэр = 0,01 Зв. Бэр представляет собой такое количество энергии, поглощенное 1 г биологической ткани, при котором наблюдается тот же биологический эффект, что и при поглощенной дозе излучения 1 рад рентгеновского излучения или г-излучения, имеющих коэффициент качества, равный единице.

Единицей измерения экспозиционной дозы является кулон на килограмм (Кл/кг). Это такая доза рентгеновского или г-излучения, при воздействии которой на 1 кг сухого атмосферного воздуха при нормальных условиях образуются ионы, несущие один нуклон электричества каждого знака.

На практике широко используется внесистемная единица экспозиционной дозы - рентген (Р). 1 Р =2,58 • 10-4 Кл/кг.

Эффективная эквивалентная доза отражает суммарный эффект облучения всего организма:

(2)

Согласно нормативной документации устанавливаются две категории облучаемых лиц -- персонал и все население. К персоналу относятся лица, работающие с техническими источниками (группа А) или находящиеся но условиям работы в сфере их воздействия (группа Б). Предел индивидуального радиационного риска, т. е. вероятности того, что облучение повлечет за собой какие-либо конкретные вредные последствия для жизни человека, для техногенного облучения лиц из персонала принимается равным 10-3 за год, для населения - 5,0 • 10-5 за год. Уровень пренебрежимого риска принимается равным 10-3 за год. Для указанных категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:

основные дозовые пределы (табл. 6.1);

допустимые уровни для одного радионуклида или одного вида внешнего облучения, пути поступления, являющиеся производными от основных дозовых пределов: пределы годового поступления; допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА); удельные активности (ДУА) и др.;

контрольные уровни (дозы), устанавливаемые администрацией учреждений по согласованию с органами Госсанэпиднадзора (табл. 1).

Годовая эффективная доза облучения принимается равной сумме эффективной дозы внешнего облучения, накопленной за календарный год, и ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же период. Интервал времени для определения величины ожидаемой эффективной дозы устанавливается равным 50 лет для лиц из персонала и 70 лет -- для лиц из населения.

Таблица 1

Для каждой категории облучаемых лиц допустимое годовое поступление радионуклидов рассчитывается путем деления годового предела дозы на соответствующий дозовый коэффициент.

Обоснование выбора инженерно-технических, организационно-планировочных и лечебно-профилактических мер по защите персонала

Защита от ионизирующих излучений включает в себя:

организационные мероприятия (выполнение требований безопасности при размещении предприятий; при устройстве рабочих помещений и организации рабочих мест; при работе с закрытыми и открытыми источниками; при транспортировке);

медико-профилактические мероприятия (сокращенный рабочий день до 4-6 ч, дополнительный отпуск до 24 рабочих дней, мед. осмотры через 6-12 месяцев, лечебно-профилактическое питание и др.);

инженерно-технические методы и средства (защита расстоянием и временем, применение средств индивидуальной защиты, защитное экранирование и др.).

К требованиям безопасности, которые необходимо выполнять при размещении предприятий, относятся:

создание внутри предприятия двух зон -- контролируемой, в которой для персонала возможно облучение свыше 0,3 ПДД, и неконтролируемой, в которой условия труда таковы, что дозы облучения не могут превышать 0,3 годовой дозы;

образование (устройство) вокруг предприятия или учреждения санитарно-защитной зоны, в которой запрещается размещение жилых зданий, детских учреждений и других сооружений, не относящихся к предприятию. Территория вокруг предприятия, на которой проживает население, относится к зоне наблюдения.

Ширина санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения (в случае необходимости ее организации) определяется расчетным путем по выбросам радионуклидов в воздух с учетом перспективного роста мощности предприятия, а также метеорологических условий, влияющих на коэффициент рассеяния выбросов в атмосфере. Критериями для установления ширины санитарно-защитной зоны служат предел годового поступления (ПГП) радиоактивных веществ через органы дыхания и предел дозы (ПД) внешнего облучения ограниченной части населения. (6)

Временно в подразделениях МЧС РБ могут находиться на хранении радиоактивные вещества. Для кратковременного хранения альфа-, бета- и гамма-источников используются стационарные и нестационарные (для гамма-источников) сейфы, стенки которых изготавливаются из свинца, чугуна, стали и др.

Хранилища устраиваются на уровне нижних отметок здания и оборудуются устройствами ослабляющими излучения до допустимых уровней.

Также возможна и транспортировка радиоактивных веществ. При транспортировке должны быть исключены их разливание и просыпание. Для этого используются контейнеры, упакованные в тару.

Для работы с радиоактивными веществами личный состав органов и подразделений МЧС РБ обязан использовать индивидуальные средства защиты (далее ИСЗ). ИСЗ предназначены для защиты от попадания радиоактивных загрязнений на кожу тела работающих и внутрь организма, а также от альфа- и бета-излучений.

При работах с изотопами большой активности (>10 мКи) применяются комбинезоны, спецбелье, пленочные хлорвиниловые фартуки и нарукавники, клееночные халаты, тапочки или ботинки, для защиты рук -- перчатки из просвинцованной резины, для защиты ног -- специальная пластиковая обувь. Для защиты глаз применяются очки, стекло которых может быть обычным (при альфа- и мягких бета-излучениях); органическим (при бета-излучениях высоких энергий); свинцовым или с фосфатом вольфрама (при гамма-излучениях); с боросиликатом кадмия или фтористыми соединениями (при нейтронном облучении) и др.

На вооружении службы МЧС для защиты органов дыхания широко применяются аппараты на сжатом воздухе, как союзного (АСВ-2, АСВ-6), так и иностранного (Dragger, Auer) производства. Они дополняются специальными пневмокостюмами. Так же для повышения защищенности организма спасателя от ионизирующих излучений и снижения тяжести клинического течения лучевой болезни большое распространение на практике получили различные лекарственные препараты или радиопротекторы, которые вводятся в организм перед облучением и присутствуют в нем во время облучения (например, РС-1, Б-190, РДД-77 и др.). Для предотвращения или частичного ослабления воздействия радионуклидов, попавших в организм, а также для предупреждения отложения их в организме и ускорения выведения рекомендуются такие меры, как промывание желудка и кишечника, использование адсорбентов, веществ для замещения радионуклидов с последующим ускоренным их выведением из организма (сернокислый барий, глюконат кальция, хлористый кальций, хлористый аммоний, пентацин, йодная настойка или йодистый калий и др.).

Конструктивные решения и расчёт эффективности

При проектировании и расчете защитных экранов определяют их материал и толщину, которые зависят от вида излучения, энергии частиц и квантов и необходимой кратности ослабления.

Расчет защитных экранов основывается на особенностях и закономерностях взаимодействия различных видов излучения с веществом.

Для защиты от альфа-частиц необходимо, чтобы толщина экрана d превышала длину пробега альфа-частиц Ra в данном материале экрана (da?Ra).

Пробег альфа-частиц с энергией 4-7 МэВ в воздухе при температуре +15°С и давлении 760 мм рт. ст. определяется по формуле

RBб=0,318•Eб3/2 см, (3)

где Еб -- энергия альфа-частиц, МэВ. При Еб < 4 МэВ, RBб = 0,56 • Еб.

Пробег альфа-частиц с энергией 4-7 МэВ в веществе, отличном от воздуха х, определяется по формуле

см, (4)

где Аx -- относительная атомная масса вещества; сx-- плотность данного вещества, г/см3.

Для защиты от внешнего облучения альфа-частицами обычно применяют тонкую металлическую фольгу (20-100 мкм), стекло, плексиглас или несколько сантиметров воздушного задора.

Для защиты от бета-излучений применяют экран из материалов с малым атомным весом (алюминий, оргстекло, полистирол и др.), так как при прохождении бета-излучений через вещество возникает вторичное излучение, энергия которого увеличивается с ростом атомного номера материала.

При высоких энергиях бета-частиц (?3 МэВ) применяют двухслойный экран, наружный слой которого выполняется из алюминия, а внутренняя облицовка изготавливается из материалов с малым атомным номером (с целью уменьшения первоначальной энергии электронов).

Толщина слоя различных материалов для поглощения бета-излучения определяется также максимальным пробегом бета-частиц.

Максимальные пробеги бета-частиц в воздухе и алюминии можно определить из следующих соотношений соответственно:

см; (5)

см, (6)

где Емакс -- максимальная энергия бета-частиц, МэВ.

Ослабление бета-излучения источников с разной максимальной энергией электронов непрерывного бета-спектра происходит по экспоненциальному закону:

Пх,=П0exp(-мx)= П0exp[-(0,693/Д)x] (7)

где Пх -- плотность потока частиц за слоем поглотителя толщиной х; П0 -- плотность потока без поглотителя; м -- линейный коэффициент ослабления; Д -- слой вещества, который вдвое ослабляет интенсивность пучка бета-частиц.

Для алюминия установлена эмпирическая связь между слоем половинного ослабления Д и максимальной энергией электронов бета-спектра Емакс:

Д=0,0115•Е. (8)

Для других материалов слой половинного ослабления Д (г/см2) можно определить в зависимости от Емакс по формуле

Д=0,095(Z/A)•Е. (9)

При проектировании защитного экранирования от нейтронов выбирают вещества с малым атомным номером, так как при каждом столкновении с ядром нейтрон теряет тем большую часть своей энергии, чем ближе масса ядра к массе нейтрона.

Ослабление узкого пучка нейтронов тонким слоем вещества происходит по экспоненциальному закону

цx=ц0exp(-N?уt•x), (10)

где ц0 и цx -- плотность потока нейтронов до и после прохождения ими вещества толщиной x; N -- число ядер в 1 см3 вещества; уt -- суммарное атомное эффективное сечение взаимодействия нейтронов с ядрами, представляющее собой сумму сечений всех возможных видов взаимодействия: уs -- упругого рассеяния; уt -- неупругого рассеяния; уr -- радиационного захвата; уp, уб и т. п. -- ядерных реакций.

При защите от нейтронного излучения необходимо учитывать, что процесс поглощения эффективен для тепловых, медленных и резонансных нейтронов, поэтому быстрые нейтроны должны быть предварительно замедлены. Средняя потеря энергии при упругом рассеянии максимальна на легких ядрах (например, водороде) и минимальна на тяжелых. Вероятность потери энергии при неупругом рассеянии возрастает на тяжелых ядрах и с увеличением энергии нейтрона. Тепловые нейтроны диффундируют через защиту до тех пор, пока не будут захвачены или не выйдут за ее пределы, поэтому важно обеспечить быстрое поглощение тепловых нейтронов посредством выбора наиболее эффективных поглотителей. После захвата тепловых нейтронов почти всегда возникает гамма-излучение, которое необходимо ослабить. Таким образом, защита от нейтронов должна иметь в своем составе водород или другое легкое вещество для замедления быстрых и промежуточных нейтронов при упругом рассеянии, тяжелые элементы с большой атомной массой для замедления быстрых нейтронов в процессе неупругого рассеяния и ослабления от захватного гамма-излучения, элементы с высоким эффективным сечением поглощения тепловых нейтронов.

В практике расчета защиты от гамма-излучения широко применяются универсальные таблицы, позволяющие определить толщину защиты по заданному уменьшению мощности дозы, а при известной толщине защиты легко найти кратность ослабления излучения и определить допустимое время работы за защитой или допустимое значение активности источника.

При защите от рентгеновского излучения толщина защитного экрана d определяется необходимой степенью ослабления мощности дозы облучения:

Pd=P0•e-мd (11)

где Pd -- доза за защитным экраном, Р/мин; Р0 -- мощность дозы без экрана; м -- линейный коэффициент ослабления, Р/мин.

Для экранирования от рентгеновского излучения используются такие материалы, как свинец, бетон, свинцовое стекло.

В отдельных случаях, когда по характеру выполняемых работ использование стационарной защиты затруднено, допускается обеспечение защиты путем использования переносных защитных ширм, экранов, а также средств индивидуальной защиты (защитные фартуки, рукавицы, щитки и др.).

Расчет защиты установок необходимо проводить исходя из наиболее жестких условий их эксплуатации, т. е. из максимальных значений анодного напряжения и силы тока.

В целях защиты высоковольтные электронные приборы или вся установка, генерирующие рентгеновское излучение, помещаются в металлические кожухи, шкафы или блоки.

При напряжении на электродах электровакуумных приборов до 60 кВ экраны должны изготавливаться из стальных, свинцовых или алюминиевых щитов толщиной 5мм, просвинцованного стекла толщиной 3 мм или специальной резины. Смотровые окна в металлических экранах должны закрываться просвинцованным стеклом толщиной 8 мм или плексигласом толщиной 30 мм.

Литература

1. Усманов, С. М. Радиация: справочные материалы / С. М. Усманов - Москва: Владос, 2001.

2. Дорожко, С. В. Защита населения, хозяйственных объектов в чрезвычайных ситуациях. Радиационная безопасность. Учебное пособие в 3-х частях. Часть 2. Система выживания населения и защита территории в чрезвычайных ситуациях / С. В. Дорожко [и др.]. - Минск: УП «Технопринт», 2002.

3. Дорошкевич, М. П. Основы радиационной безопасности / М. П. Дорошкевич [и др.]. - Минск: Высшая школа, 2005.