Принципы и способы предотвращения внутреннего облучения человека

СЕВАСТОПОЛЬСКИЙ НАЦИОНАЛЬНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ И ПРОМЫШЛЕННОСТИ

КОНТРОЛЬНАЯ РАБОТА ПО ДИСЦИПЛИНЕ

«Радиационная безопасность»

Тема: Принципы и способы предотвращения

внутреннего облучения человека

Выполнил: Студент заочного

отделения

Факультета ЯХТ, Д-34А

Бурак Л.А.

Принял:

Севастополь 2006

Содержание

Введение

1. Принципы и способы предотвращения внутреннего облучения человека

1.1 Внутреннее облучение

1.2 Клинические эффекты острых доз облучения

1.3 Контроль внутреннего облучения

1.4 Классификация внутренних загрязнений

1.5 Практическое применение биологического анализа

2. Национальные правила и нормы

Литература

Введение

Обеспечение правил радиационной безопасности и методов радиационной защиты позволяет выполнять главную задачу безопасной эксплуатации ядерной энергетической установки.

Радиационная безопасность - это соблюдение допустимых пределов радиационного воздействия на персонал, население и окружающую природную среду, установленных нормами, правилами и стандартами по безопасности.

Радиационная защита - это совокупность радиационно-гигиенических, проектно-конструкторских, технических и организационных мероприятий, направленных на обеспечение радиационной безопасности.

Облучение - влияние на человека ионизирующего излучения от источников, которые находятся вне организма человека (внешнее облучение), или от источников, которые находятся внутри организма человека (внутреннее облучение).

Различают:

аварийное - непредусмотренное повышенное облучение персонала и/или населения вследствие радиационной аварии;

производственное - облучение работников в рамках практической деятельности от любых индустриальных и естественных источников ионизирующих излучений;

внутреннее - облучение организма человека (его отдельных органов и тканей) источниками ионизирующих излучений, которые находятся в самом теле;

внешнее - облучение организма человека источниками ионизирующих излучений, которые находятся вне тела;

медицинское - это облучение пациентов в результате медицинских обследований или лечения, а также добровольцев;

потенциальное - облучение персонала и населения, которое рассматривается при проектировании практической деятельности и которое реализуется непосредственно после некоторого незапланированного нормальным технологическим процессом критического события, вероятность возникновения которого не превышает 1^.10^-2 год^-1;

текущее - облучение персонала и населения, которое в границах предусмотренного проектом технологического процесса всегда сопровождает (или с высокой вероятностью может сопровождать) практическую деятельность;

профессиональное (пролонгированное) - особая форма производственного облучения персонала в случае его контакта с индустриальными и естественными техногенно-усиленными источниками ионизирующих излучений в рамках предусмотренных проектом радиационно-ядерных технологий;

рекомендованный уровень медицинского - величина дозы, мощности дозы или радиоактивности, которые устанавливаются Министерством здравоохранения Украины для типичных рентгенологических и радиологических диагностических и терапевтических процедур с учетом лучшего мирового и отечественного технического и методического уровней;

референтная продолжительность - суммарная продолжительность внешнего облучения и поступления радионуклидов на протяжении одного года;

хроническое - облучение на протяжении продолжительного времени, как правило, больше одного года.

1. Принципы и способы предотвращения внутреннего облучения

человека

1.1 Внутреннее облучение

Воздействие ионизирующего излучения на организм человека можно условно подразделить на внешнее, контактное, внутреннее и хроническое. Хотя в практике работы на АЭС встречаются случаи и комплексного воздействия.

Внутреннее облучение происходит за счет радионуклидов, проникших внутрь организма через органы дыхания, желудочно-кишечный тракт (ЖКТ) и кожные покровы.

Биологический эффект при внутреннем облучении организма значительно выше. В этом случае увеличивается время облучения (облучение происходит постоянно), уменьшается геометрическое ослабление потока энергии (источник расположен вплотную), невозможно применение зашиты и происходит концентрация радионуклидов в отдельных органах избирательно.

Таблица 1. ? Всасывание и выведение радиоактивных изотопов

организмом

Наиболее опасен ингаляционный путь поступления радиоактивных веществ - из-за большого объема легочной вентиляции и более высокого коэффициента захвата и усвоения изотопов из воздуха. При проникновении радиоактивных веществ внутрь организма через органы дыхания в виде пыли, газов, паров часть из них осаждается на слизистой оболочке верхних дыхательных путей, откуда затем может попасть в желудок.

Но наибольшую опасность представляют те, которые осаждаются в альвеолах легких (частицы размером менее 5 мкм), и особенно часть тонкодисперсных частиц (размер менее 1 мкм, до 70% задерживается в легких), которые могут проникать в общий кровоток, а затем избирательно отлагаются в различных тканях. Попадание радионуклидов в легкие в количествах значительно превышающих допустимые может сопровождаться различными изменениями в легочной ткани (например, пневмосклероз), а при длительном воздействии может возникнуть рак легких.

Инертные радиоактивные газы (аргон, ксенон, криптон и др.) попадая через легкие в кровь, через некоторое время полностью удаляются из организма. Присутствие их в воздухе определяет радиационную опасность только внешнего облучения. Можно назвать такие источники аэрозольного загрязнения воздуха на АЭС: испарение радиоактивных веществ и конденсация их на неактивных частицах, загрязнение неактивной пыли при протечках теплоносителя, активация нерадиоактивных частиц потоками нейтронов, загрязнение воздуха при его движении под действием вентиляторов через помещения, где имеются загрязнения поверхности полов, стен, оборудования.

Мелкодисперсные радиоактивные вещества загрязняют не только воздух, а также спецодежду, кожные покровы и с них могут попадать в желудочно-кишечный тракт. При всасывании из ЖКТ, также как и из легких, долю веществ поступающую в кровь характеризует коэффициент всасывания (табл. 1). Далее они, в соответствии с их химическими свойствами, накапливаются в отдельных органах, подвергая их облучению.

Например: радий, фосфор, стронций, барий накапливаются в костях; церий, прометий, америций, кюрий, лантан - в печени, плутоний - в легких, костях; йод - в щитовидной железе; уран - в легких, почках, костях; тритий, углерод, натрий, кобальт, цезий распределяются в организме равномерно. Наиболее опасными при попадании внутрь организма оказываются б-излучающие радионуклиды.

Пробег б-частиц мал и их энергия полностью поглощается вблизи места нахождения радионуклида. Степень опасности радионуклида также характеризуется скоростью его выведения из организма. Как правило, не задерживаются в организме те радионуклиды, которые одинаковы с элементами употребляемыми человеком с пищей (натрий, хлор, калий и др.). Они выводятся вместе с такими же веществами. Некоторые же элементы, попав в организм, трудно из него удаляются (уран, торий, плутоний).

Время, в течение которого количество данного химического элемента в организме уменьшается вдвое вследствие физиологического обмена, называется периодом биологического полувыведения T_б. Для радионуклида время нахождения в организме зависит также и от периода полураспада. Поэтому для радионуклидов введено понятие эффективного периода полувыведения.

Эффективным периодом полувыведения Т_эфф называется время, в течение которого количество радионуклида (его активность) в организме уменьшается вдвое:

Т_эфф = Т_1/2Т_б/(T_1/2 + T_б), (1)

где Т_1/2 - период полураспада радионуклида.

Из (1) следует, что если период полураспада мал, а период биологического полувыведения велик, то Т_эфф будет определяться Т_1/2 и наоборот. В качестве примера в табл. 1 приведены значения эффективного периода полувыведения некоторых радионуклидов. Некоторые радионуклиды с течением времени достигают равновесного состояния в организме. 20 радионуклидов не достигают равновесия в организме за период жизни человека (50-70 лет) (в табл. 1 обозначены *).

1.2 Клинические эффекты острых доз облучения

Радионуклиды с большим периодом полураспада производят постоянное облучение организма, даже после прекращения работы с ними. Особенно опасны те из них, которые концентрируются вблизи костного мозга, в костях (стронций, плутоний).

Сочетание физических и химических свойств данного радионуклида определяют степень его радиотоксичности и, соответственно, величины дозовых пределов.

Таблица 2. ? Клинические эффекты острых доз облучения

1.3 Контроль внутреннего облучения

Несмотря на герметизацию всего оборудования АЭС, содержащего радиоактивные среды, а также максимальную изоляцию всех помещений с этим оборудованием, небольшая часть газообразных и летучих радиоактивных веществ проникает в рабочие помещения, а затем, в основном через органы дыхания, попадает внутрь организма. В этом отношении наиболее опасными являются периоды проведения ремонтных и перегрузочных работ на остановленном реакторе.

Главными способами контроля внутреннего облучения персонала являются методы биофизического контроля (радиометрия проб крови и выделений из организма) и прямые измерения содержания или поступления радиоактивных веществ в организм, осуществляемые при помощи счетчиков или спектрометров излучения человека (СИЧ).

Биологический анализ. Термин биологический анализ относится к некоторой процедуре определения природы и активности внутреннего загрязнения, присутствующего в организме путем исследования продуктов выделения. Предполагается, что концентрация радиоактивности в продуктах жизнедеятельности организма пропорциональна активности, находящейся в теле. Если известны особенности распределения активности в теле то может быть определено содержание в конкретном органе.

Существует множество продуктов выделения человека которые могут использоваться в процедуре биологического анализа: выдыхаемый воздух, обрезки ногтей, носовая слизь, моча, пот, слюна, волосы, фекалии. В программах биологического анализа почти исключительно в качестве образца используют урину. Это связано с, простотой сбора и эстетическими причинами. Мазки из носовой полости и образцы выдыхаемого воздуха (отбираемого в специальный баллон) также применяются в определенных отраслях атомной промышленности, где существует существенная вероятность ингаляционного поступления. Отбор мазков из носа обычно производится и после радиационных аварий.

1.4 Классификация внутренних загрязнений

Радиоактивные загрязнения, которые попадают в организм, часто разбиваются на две категории "растворимые" и "нерастворимые", где растворимость рассматривается по отношению к жидкостям организма. Перед проведением анализов определяют также путь поступления загрязнения в организм, который может быть:

ингаляционным - через нос;

пищевым - через рот;

перкутанным - через кожу;

травматическим - через повреждения в коже.

Первые два из перечисленных путей поступления являются преобладающими. Перкутанный путь соответствует поглощению радионуклидов непосредственно через поверхность кожи. Этим путем обычно поступает в организм тритий (H), так как размер его молекул очень мал. Нерастворимые загрязнители обычно представляют более сложную проблему для измерения содержания нуклидов в организме. В случае пищевого поступления, из-за того, что радиоизотоп нерастворим, он проходит относительно невредимым прямо через ЖКТ. Если нуклид не испускает излучение, которое может быть зарегистрировано снаружи тела, то осуществляется анализ кала для измерения его содержания. В случае ингаляционного поступления нерастворимых радионуклидов, скорость очищения организма будет зависеть от скорости легочной вентиляции (объем и частота дыхания), и размера частиц (который определяет где частицы будут улавливаться в респираторном дереве). Так как загрязнения не растворимы, то они, в конце концов, выводятся из органов дыхания с помощью волосообразных ресничек, расположенных в дыхательных путях и достигают надгортанника, где попадают в ЖКТ и выносятся наружу.

Рис. 1. ? Классификация внутренних загрязнений

Загрязнения, которые растворяются в жидкостях организма, в свою очередь делятся на три подкатегории:

загрязнители, которые растворяются в воде находящейся в теле;

откладывающиеся в определенном органе (наподобие йода, который откладывается в щитовидной железе);

* обладающие способностью откладываться в костях скелетной системы.

Первый случай - растворимые в воде тела загрязнения - наиболее прост в обработке. Обычно предполагается, что эти загрязнения равномерно распределяются по всем жидкостям тела. Так как моча является одной из этих жидкостей, то концентрация растворимых радионуклидов в моче принимается равной их концентрации в остальной воде тела. В целях радиационной защиты анатомические значения, используемые для вычислений в дозиметрии внутреннего облучения, берутся из публикации №23 МКРЗ, в которой даются исчерпывающие данные о массах, размерах и строении человеческих органов и тел от рождения до зрелости.

У "среднего мужчины" и "средней женщины" общий вес воды в организме равен 42 и 29 кг соответственно. Полное содержание вещества в теле находят путем умножения концентрации этого вещества в моче на вес воды в теле. Очищение или выведение радионуклидов, равномерно распределенных в воде тела, происходит простым поглощением в результате фильтрации в почках. Это приводит к тому, что концентрация растворимого радионуклида убывает экспоненциально со временем. Если эту зависимость построить в полулогарифмическом масштабе, то график будет изображаться прямой линией.

Обычно подобный график в полулогарифмическом масштабе строится после аварийного поступления существенного количества радионуклидов. Отбирается и исследуется ряд анализов мочи, строится график и подгоняется наиболее подходящей к данным прямой линией. По этому графику легко получить период полувыведения - время, за которое выводится половина радионуклида. Для примера скажем, что период полувыведения трития человеческим организмом равен 10 дней.

Второй случай из трех - это растворимые загрязняющие вещества, поглощаемые каким-либо органом. Многие различные химические элементы или соединения концентрируются в определенных органах тела при нормальной активности обменных процессов. Йод, возможно, наиболее известный пример. Этот элемент необходим щитовидной железе для производства гормонов. При прохождении крови через железу йод выделяется и накапливается. В нормальном возрасте от 25 до 30% йода, оказавшегося в крови в результате однократного поступления, будет выделяться и накапливаться в ткани щитовидной железы.

Накопление закончится в течение двух дней после употребления пиши или введения внутривенно. Биологическое очищение самой щитовидной железы происходит с полупериодом около 70 дней. МКРЗ рекомендует для проведения вычислений в радиационной защите консервативную величину 120 дней. Как только йод выделяется из щитовидной железы, он опять попадает в воду тела, из которой он может выделяться почками и выводиться с мочой.

МКРЗ рекомендует принять период полувыведения йода из воды организма равным 12 дней. Таким образом, полная "история жизни" йода протекает в две стадии и является типичной для всех радионуклидов, поглощаемых органами. Вообще поступление из крови в какой-либо орган обычно происходит быстро. Затем нуклид выделяется из органа в воду организма, откуда он быстро выводится. Кривая зависимости концентрации нуклида в моче от времени в полулогарифмическом масштабе для случая загрязнения, поглощаемого органом, показана на рис. 1. Быстрое очищение вначале идет за счет выведения фракции радионуклидов, которая не поглотилась органом и оставалась в воде организма. После выведения этой фракции в моче появляется часть, медленно поступающая из органа в воду организма. Эта концентрация в моче полностью зависит от скорости выведения из органа.

Таким образом, полулогарифмическая кривая отличается от прямой линии. В самом деле, кривая, в действительности, является суммой двух процессов, выражающихся прямыми линиями: один - для части радионуклида, остающейся в воде тела после начального поступления, и второй - для части, соответствующей медленному очищению органа (см. рис. 2). При графическом разложении на две прямые линии, в случае действительного поступления, оба периода полувыведения можно легко определить. Последний случай растворимого загрязнителя получил название поглощаемого костями.

Рис. 2. ? Кривая выведения для радионуклида, поглощаемого органом с

выделенными составляющими

Исторически дозиметрия внутреннего излучения началась в 1920 г. в результате несчастных случаев с раскрасчиками циферблатов приборов краской, содержащей радий. В промышленности для нанесения радия, в основном, использовались молодые женщины, у которых наблюдалось поступление радия в результате облизывания кончика кисточки для получения тонкого рисунка при рисовании мелких надписей. Радий накапливается в костях облученных, где альфа-излучение может привести к серьезным последствиям (разрушению тканей). Первый смертный случай наступил в 1925 г. Они умирали обычно из-за возникших вследствие облучения анемии, опухолей или рака кости. Как семейство, накапливаемые в костях радионуклиды, имеют большое время удержания после внедрения в кость. Изотопы плутония имеют период биологического полувыведения из костных тканей порядка 200 лет. Если быть до конца последовательным, то накапливающиеся в костях радионуклиды должны быть отнесены к накапливаемым в органах.

Тем не менее, чрезвычайно высокий период полувыведения в паре с обширным историческим опытом обращения с этими изотопами привели к их выделению в отдельную категорию. Для вычислений в целях радиационной защиты принимаются периоды полувыведения для изотопов кальция и радия 49 и 45 лет соответственно.

1.5 Практическое применение биологического анализа

С помощью этой методики можно осуществлять раннее определение возможного ингаляционного поступления у работников, участвующих в инциденте. Хлопковый тампон обычно смачивается спиртом и легко снимается мазок с внутренней поверхности одной ноздри. Затем процедура повторяется для другой ноздри. После отбора образцов мазков их необходимо поместить в двойной мешок и промаркировать. При размещении второго мазка отдельно от первого уменьшается возможность перекрестного загрязнения. Эта проблема относится и к переносу активности на чистый образец с грязного (или на обратную сторону грязного образца),когда весь набор контейнеров упаковывается вместе для транспортировки в лабораторию.

Очень большое значение имеет правильная маркировка мазков. Принимая во внимание беспорядок, окружающий любой инцидент, ясно, что будет невозможно впоследствии определить какой образец, где и когда брался. Основная информация, которая должна быть изложена при маркировании образцов для биоанализа следующая дата отбора, время отбора, имя пострадавшего, номер дозиметра пострадавшего, имя отбирающего, необычные обстоятельства. Другое важное правило при отборе образцов из носа - это необходимость их отбора до принятия очищающего душа - если это не приводит к дополнительному риску существенного увеличения кожной дозы загрязненного человека. При мытье в душе работник должен тщательно промывать носовые отверстия, удаляя, таким образом, любые проникшие радиоактивные загрязнения. Это приводит к потере значимой информации, которая могла бы быть использована как основание для начального лечения пострадавшего.

Анализ мочи используется и в условиях инцидента и при нормальной эксплуатации на многих предприятиях, как обычная методика мониторинга, позволяющая обеспечить хорошие результаты. Любые, попавшие внутрь загрязнения, которые хотя бы слегка растворимы в жидкостях организма, немедленно проявятся в моче. В условиях инцидента применяются некоторые специальные правила. Если к моменту отбора анализа прошло менее 1 часа от начала инцидента, то пострадавшим предлагают вначале опорожнить мочевой пузырь, и затем отобрать первый образец, как только будет возможность. Требуется около 4 часов для того, чтобы наступил максимум концентрации· в моче после острого поступления. Если не опорожнить первоначально мочевой пузырь, то моча, присутствовавшая в пузыре до инцидента, разбавит загрязнение и таким образом анализ покажет ложно низкую концентрацию.

Анализ мочи обычно отбирается в пропарафиненные контейнеры или полиэтиленовые бутылки. Если при отборе анализа прошло более часа после инцидента, то опорожнять предварительно мочевой пузырь не нужно. Важное правило состоит в том, что анализ необходимо брать после очищающего душа. Это обычно препятствует загрязнению образца от внешней активности тела, которая может попасть в него во время отбора. Такое внешнее загрязнение может легко привести к ложному диагнозу чрезвычайно высокого содержания радиоактивных веществ в теле. Если предвидится наличие трития, то отбор образцов для анализа необходимо производить в стеклянную тару.

Наконец, и носовые мазки, и отбор образцов мочи очень важно отбирать не только у потерпевших. Это позволяет произвести сравнение и разрешить проблемы, связанные с методикой отбора и используемым счетным оборудованием.

Счетные методики In Vivo. Второй основополагающий метод определения содержания радионуклидов в организме человека является счет in vivo. Это осуществляется путем помещения внешних детекторов вокруг тела для измерения излучения от поступивших внутрь радионуклидов. Более знакомые слова для описания этой процедуры - счетчик излучения человека (СИЧ). Часто только часть тела подвергается обмеру, то есть осуществляется измерение излучения щитовидной железы, легких, и т.п. В отличие от методов биологического анализа, обсужденных выше, счет in vivo работает только для тех радионуклидов, излучение которых может проникать сквозь ткани тела и регистрироваться снаружи. Практически это означает, что метод ограничен гамма-излучающими изотопами (или в некоторых случаях элементов с очень высоким Z, испускающих рентгеновское излучение после внутреннего преобразования). В основном используются сцинтилляционные или полупроводниковые счетчики с массивной защитой для уменьшения влияния фона.

В 1950-х годах разработка твердых и жидких сцинтилляторов открыла дверь практическому применению счетчиков in vivo. Конструктивные особенности счетчиков на твердых сцинтилляторах и счетчиков на жидком сцинтилляторе (в которых используется раствор сцинтилирующего вещества в светозащищенной емкости) привели к двум основным типам счетчиков излучения человека.

Счетчик излучения человека на жидком сцинтилляторе. Этот тип счетчика был первым в целях радиационной защиты. Первая использовавшаяся модель была изготовлена в США в 1955 г. для первой международной конференции по мирному использованию атомной энергии, которая проводилась в Женеве. В нем использовалась вертикальная емкость в виде спирального "листа" заполненная сцинтиллирующей жидкостью. Открытая сторона спирали была дверью. Емкость была защищена 10 тоннами свинца, толщиной 3 дюйма. Эффективность регистрации г-излучения была около 25%.

Современный счетчик излучения человека на жидком сцинтилляторе содержит, по крайней мере, несколько сотен галлонов сцинтиллирующей жидкости, несколько сотен фотоумножителей и несколько тонн окружающей защиты. Обычно он исполняется в виде горизонтального цилиндра с открытым торцом как показано на рис. 3. Типичная эффективность регистрации гамма-излучения в таких счетчиках находится между 15% и 30%. У этой разновидности счетчиков энергетическое разрешение достаточно плохое (около 1 МэВ). Это значит, что счетчик излучения человека на жидком сцинтилляторе не может определять конкретные радионуклиды, содержащиеся в теле. С другой стороны, высокая эффективность этих детекторов позволяет детектировать с большой чувствительностью внутреннюю активность за относительно короткий временной интервал.

Рис. 3. ? Счетчик излучения человека с жидким сцинтиллятором

Счетчики in vivo частей тела.

В практике радиационной защиты часто встречаются случаи, когда обстоятельства облучения достаточно хорошо известны, так что допустимо определить содержание нуклида только в конкретном органе. Классический пример - это опять йод. В случае облучения одним из изотопов йода достаточно определить его содержание в щитовидной железе. Разработано множество специальных счетчиков и процедур для измерения содержания в органах соответствующих изотопов.

В установку для измерения содержания ¹²⁵I в щитовидной железе входит сцинтилляционный детектор с кристаллом NaI(Tl) толщиной 1 мм и диаметром 25 мм с одноканальным импульсным амплитудным анализатором, который считает только импульсы соответствующие энергиям фотонов ¹²⁵I (от 22 до 40 КэВ). Выход анализатора подключен к блоку обработки. Система калибруется с использованием специального шейного фантома. Из-за малой энергии фотонов необходимо учитывать глубину расположения железы. Глубина учитывается тем, что вначале производится отсчет скорости счета от ¹²⁵I прямо над железой и затем второй отсчет на 90° от предыдущего (т.е. с боковой стороны шеи). Отношение этих отсчетов используется для определения глубины расположения щитовидной железы.

Счетчики легких могут быть полезны в условиях профессиональной деятельности, при которых возможно вдыхание радиоактивных загрязнений с воздухом. В установке со сцинтилляционными счетчиками два из них располагаются прямо над легкими лежащего человека, в то время как два других находятся над бедрами пациента и служат для определения величины фона, который затем вычитается из показаний первых счетчиков.

Минимальная чувствительность этой системы для ²³⁵U - около 40 нКи, для ²³⁹Pu - 8 нКи и для ²⁴¹Аm ? 0,3 нКи. Нормальное время счета от 20 до 40 минут на пациента. Вводится поправка на толщину стенки грудной клетки. Установка, в которой используются 6 германиевых детекторов (по три на каждое легкое), имеет минимальную чувствительность по ²³⁹Pu 2,4 нКи.

Проблемы анализа данных. Прежде, чем оценить поступление радионуклидов в организм или в отдельный орган необходимо принять во внимание несколько факторов.

Первый - это экранирующий эффект тканей тела, находящихся между радиоактивным веществом и детектором. Если поглощенная активность находится близко к поверхности тела, то скорость счета будет значительно больше, чем при такой же активности, но расположенной глубоко в теле. Эта проблема стоит особенно остро в связи с детектированием фотонов относительно низких энергий. Ослабление гамма-излучения вследствие фотоэффекта сильно зависит от энергии. Низкоэнергетичные фотоны сильно поглощаются тканью. Например, рентгеновское излучение ¹²³I с энергией 28 кэВ ослабляется на 99% при прохождении 10 см мягкой ткани. Это половина толщины усредненного человека. Для учета эффекта самоэкранирования необходимо вводить поправочные коэффициенты.

Другая проблема - это коррекция, которая должна вводиться для необычно маленьких или больших людей, сильно отличающихся от усредненных. Использование фантомов различных размеров, заполненных радиоактивными растворами для моделирования этих различий одно из решений этой проблемы. Коррекция на толщину стенки грудной клетки особенно важна для излучателей низкоэнергетических фотонов, осевших в легочных тканях. Другой проблемой при измерении активности легких может быть вероятность, что активность в действительности находится не в легких, а в ребрах. Для учета этого обычно проводят измерения активности лобной кости. В разумных пределах, измерение активности всего тела может также быть значимым методом более полного изучения внутренней дозы как в условиях аварийной ситуации, так и при повседневных процедурах для сохранения доз, получаемых работниками настолько низкими, насколько разумно достижимо.

Последний принцип, который мы рассмотрим прежде чем перейдем к вычислениям, - это концепция емкостного моделирования. Она заключается в изображении человеческого тела в виде набора емкостей, соединяющихся трубопроводами с вентилями. Затем предполагается, что концентрация радиоактивности в емкостях подчиняется законам физики, т.е. уменьшается экспоненциально с течением времени эквивалентная доза, полученная в результате поступления радиоактивных материалов внутрь, пропорциональна эффективному периоду полувыведения, то может показаться, что дозу на загрязненного работника можно уменьшить, если мы сможем изменить период полувыведения. Конечно, физическая составляющая периода полувыведения неизменима. Тем не менее, во многих случаях можно воздействовать на скорость физиологических процессов. Например, в случае загрязнения воды, находящейся в организме, время биологического очищения можно уменьшить путем увеличенного потребления жидкости или использовать диуретики для ускорения работы почек. Так как это медицинские процедуры, то они должны проводиться по назначению физиотерапевта.

2. Национальные правила и нормы

С момента образования Украины на ее территории действовали все нормативные документы бывшего СССР, которые определили, в частности, порядок и правила действий в областях радиационной безопасности, обращения с радиоактивными отходами (РАО) и других сферах деятельности атомной энергетики. В 1995 г. Верховная Рада Украины приняла два закона: Об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности. Об обращении с радиоактивными отходами. В 1998 году вступил в силу закон Украины "О защите человека от воздействия ионизирующих излучений". Между новым законодательством и старым НД существует некоторое несоответствие. Новые НД постоянно разрабатываются и принимаются. Так, например, в области обращения с РАО, законодательная и нормативная базы станут полностью обновленными, непротиворечивыми и соответствующими авторитетным международным организациям к 2005 году. До 1998 года основными документами, регламентирующими вопросы радиационной безопасности, являлись: "Нормы радиационной безопасности (НРБ-76/87)" и "Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений (ОСП-76/87)".Вопросы обеспечения безопасности, связанные со спецификой атомных электростанций как возможного источника радиоактивного воздействия на персонал, население и окружающую среду, отражены в "Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций" (ОПБ-88). Радиационно-гигиенические и организационно-технические требования обеспечения радиационной безопасности персонала и населения, охраны окружающей среды при вводе в эксплуатацию АЭС, в процессе ее эксплуатации и при снятии с эксплуатации отдельных энергоблоков регламентируют "Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций (ПРБ АС-89)", а санитарно-гигиенические требования обеспечения радиационной безопасности персонала и населения, проживающего в районе расположения АЭС, охрану окружающей среды от загрязнения радиоактивными отходами и от сбросов избыточного тепла при проектировании, строительстве, эксплуатации и снятии с эксплуатации АЭС, регламентируют и регулируют "Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СПАС-88)".

Нормирование в этих документах осуществлено исходя из следующих основных принципов радиационной безопасности:

1 - непревышение установленного дозового предела;

2 - исключение всякого необоснованного облучения;

3 - снижение доз облучения до возможно низкого уровня.

Литература

1. Мякишев Г.Я., Буховцев Б.Б. Физика. - М:. Просвещение, 1976. - 366 с.

2. Популярная медицинская энциклопедия. Гл. ред. Б.В. Петровский. - М:. Советская энциклопедия, 1987. ? 704 с.

3. Борнников В.К., Волошко В.П., Копчинський Г.А., Штеййнберг Н.А. Состояние и проблемы ядерной энергетики Украины // Вісник інженерної академії України. - 1998. - №2.