Принципы радиационной защиты

Поглощенная доза

При расширении круга известных видов ионизирующего излучения и сфер его приложения, оказалось, что мера воздействия ионизирующего излучения на вещество не поддается простому определению из-за сложности и многообразности протекающих при этом процессов. Важным из них, дающим начало физико-химическим изменениям в облучаемом веществе и приводящим к определенному радиационному эффекту, является поглощение энергии ионизирующего излучения веществом. В результате этого возникло понятие поглощенная доза. Поглощенная доза показывает, какое количество энергии излучения поглощено в единице массы любого облучаемого вещества и определяется отношением поглощенной энергии ионизирующего излучения на массу вещества. За единицу измерения поглощенной дозы в системе СИ принят грэй (Гр). 1 Гр — это такая доза, при которой массе 1 кг передается энергия ионизирующего излучения 1 Дж. Внесистемной единицей поглощенной дозы является рад. 1 Гр=100 рад.

Эквивалентная доза (биологическая доза)

Изучение отдельных последствий облучения живых тканей показало, что при одинаковых поглощенных дозах различные виды радиации производят неодинаковое биологическое воздействие на организм. Обусловлено это тем, что более тяжелая частица (например, протон) производит на единице пути в ткани больше ионов, чем легкая (например, электрон). При одной и той же поглощенной дозе радиобиологический разрушительный эффект тем выше, чем плотнее ионизация, создаваемая излучением. Чтобы учесть этот эффект, введено понятие эквивалентной дозы. Эквивалентная доза рассчитывается путем умножения значения поглощенной дозы на специальный коэффициент — коэффициент относительной биологической эффективности (ОБЭ) или коэффициент качества.

Эффективная доза

Эффективная доза (E) — величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты.

Одни органы и ткани человека более чувствительны к действию радиации, чем другие: например, при одинаковой эквивалентной дозе возникновение рака в легких более вероятно, чем в щитовидной железе, а облучение половых желез особенно опасно из-за риска генетических повреждений. Поэтому дозы облучения разных органов и тканей следует учитывать с разным коэффициентом, который называется коэффициентом радиационного риска. Умножив значение эквивалентной дозы на соответствующий коэффициент радиационного риска и просуммировав по всем тканям и органам, получим эффективную дозу, отражающую суммарный эффект для организма.

3) Различают два вида эффекта воздействия на организм ионизирующих излучений: соматический и генетический. При соматическом эффекте последствия проявляются непосредственно у облучаемого, при генетическом - у его потомства. Соматические эффекты могут быть ранними или отдалёнными. Ранние возникают в период от нескольких минут до 30-60 суток после облучения. К ним относят покраснение и шелушение кожи, помутнение хрусталика глаза, поражение кроветворной системы, лучевая болезнь, летальный исход. Отдалённые соматические эффекты проявляются через несколько месяцев или лет после облучения в виде стойких изменений кожи, злокачественных новообразований, снижения иммунитета, сокращения продолжительности жизни.

При изучении действия излучения на организм были выявлены следующие особенности:

Высокая эффективность поглощённой энергии, даже малые её количества могут вызвать глубокие биологические изменения в организме.
Наличие скрытого (инкубационного) периода проявления действия ионизирующих излучений.
Действие от малых доз может суммироваться или накапливаться.
Генетический эффект - воздействие на потомство.
Различные органы живого организма имеют свою чувствительность к облучению.
Не каждый организм (человек) в целом одинаково реагирует на облучение.
Облучение зависит от частоты воздействия. При одной и той же дозе облучения вредные последствия будут тем меньше, чем более дробно оно получено во времени.

Ионизирующее излучение может оказывать влияние на организм как при внешнем (особенно рентгеновское и гамма-излучение), так и при внутреннем (особенно альфа-частицы) облучении. Внутреннее облучение происходит при попадании внутрь организма через лёгкие, кожу и органы пищеварения источников ионизирующего излучения. Внутреннее облучение более опасно, чем внешнее, так как попавшие внутрь ИИИ подвергают непрерывному облучению ничем не защищённые внутренние органы.

Под действием ионизирующего излучения вода, являющаяся составной частью организма человека, расщепляется и образуются ионы с разными зарядами. Полученные свободные радикалы и окислители взаимодействуют с молекулами органического вещества ткани, окисляя и разрушая её. Нарушается обмен веществ. Происходят изменения в составе крови - снижается уровень эритроцитов, лейкоцитов, тромбоцитов и нейтрофилов. Поражение органов кроветворения разрушает иммунную систему человека и приводит к инфекционным осложнениям.

Местные поражения характеризуются лучевыми ожогами кожи и слизистых оболочек. При сильных ожогах образуются отёки, пузыри, возможно отмирание тканей (некрозы).

Смертельные поглощённые дозы для отдельных частей тела следующие:

голова - 20 Гр;
нижняя часть живота - 50 Гр;
грудная клетка -100 Гр;
конечности - 200 Гр.

При облучении дозами, в 100-1000 раз превышающую смертельную дозу, человек может погибнуть во время облучения ("смерть под лучом").

В зависимости от типа ионизирующего излучения могут быть разные меры защиты: уменьшение времени облучения, увеличение расстояния до источников ионизирующего излучения, ограждение источников ионизирующего излучения, герметизация источников ионизирующего излучения, оборудование и устройство защитных средств, организация дозиметрического контроля, меры гигиены и санитарии.

В России, на основе рекомендаций Международной комиссии по радиационной защите, применяется метод защиты населения нормированием. Разработанные нормы радиационной безопасности учитывают три категории облучаемых лиц:
А - персонал, т.е. лица, постоянно или временно работающие с источниками ионизирующего излучения;
Б - ограниченная часть населения, т.е. лица, непосредственно не занятые на работе с источниками ионизирующих излучений, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могущие подвергаться воздействию ионизирующих излучений;
В - всё население.

Доза облучения, (Гр)	Степень лучевой болезни	Начало проявления первичной реакции	Характер первичной реакции	Последствия облучения
До 0,250,25 - 0,50,5 - 1,0	Видимых нарушений нет. Возможны изменения в крови. Изменения в крови, трудоспособность нарушена
1 - 2	Лёгкая (1)	Через 2-3 ч	Несильная тошнота с рвотой. Проходит в день облучения	Как правило, 100% -ное выздоровление даже при отсутствии лечения
2 - 4	Средняя (2)	Через 1-2 ч Длится 1 сутки	Рвота, слабость, недомогание	Выздоровление у 100% пострадавших при условии лечения
4 - 6	Тяжёлая (3)	Через 20-40 мин.	Многократная рвота, сильное недомогание, температура -до 38	Выздоровление у 50-80% пострадавших при условии спец. лечения
Более 6	Крайне тяжёлая (4)	Через 20-30 мин.	Эритема кожи и слизистых, жидкий стул, температура -выше 38	Выздоровление у 30-50% пострадавших при условии спец. лечения
6-10	Переходная форма (исход непредсказуем)
Более 10	Встречается крайне редко (100%-ный смертельный исход)

Детерминированные эффекты облучения (детерминированный – определенный, причинно обусловленный предшествующими событиями; от лат. determino – определяю) – вызванные ионизирующим излучением биологические эффекты, имеющие порог возникновения, т.е. пороговую дозу, ниже которой эти эффекты отсутствуют, а выше – их тяжесть и вероятность появления возрастают с увеличением дозы.

Возникают непосредственно у облученного организма. Их причиной является значительная потеря (гибель) клеток, приводящая к нарушению функционирования ткани, которую они составляют. Наблюдаются в основном в ближайшие сроки после облучения (ранние детерминированные эффекты), реже – в отдаленные сроки (поздние детерминированные эффекты). К ранним детерминированным эффектам относятся, в частности, непосредственные проявления острой лучевой болезни, нарушение репродуктивной функции, поражение кожи и т.д.. К поздним детерминированным эффектам, развивающимся через несколько лет после облучения, относятся, например, катаракта, нарушения нервной системы, фиброзы, некроз костей.

Порог для разных детерминированных эффектов может наблюдаться при дозах от 0,1 Гр до нескольких десятков грей. Так, например, порог временной (обратимой) стерильности мужчин при остром облучении семенников составляет около 0,15 Гр, а порог постоянной (необратимой) стерильности – 3,5‑6 Гр. Порог для постоянной стерильности женщин при остром облучении – 2,5‑6 Гр. Порог возникновения катаракты у человека при остром воздействии излучения с низкой ЛПЭ лежит в диапазоне 2‑6 Гр; для излучения с высокой ЛПЭ порог возникновения катаракты (в единицах поглощенной дозы) в несколько раз ниже, особенно в случае нейтронов, эффективность которых в этом отношении в 3‑9 раз выше, чем у g‑лучей. Порог клинически значимого подавления кроветворения в красном костном мозге человека при остром облучении наблюдается при 0,15 Гр.

Стохастические эффекты облучения (стохастический – случайный, вероятностный; от греч. stochastikós – умеющий угадывать) – вызванные ионизирующим излучением биологические эффекты, не имеющие дозового порога возникновения, вероятность появления которых повышается с увеличением дозы, а тяжесть проявления не зависит от дозы. Возникают в результате мутагенного действия ионизирующего излучения, т.е. когда клетка под действием излучения не погибает, но в ней происходит повреждение генома (появление генных мутаций).

Относительная биологическая эффективность (ОБЭ / RBE) ионизирующих излучений - показатель, необходимый для количественной оценки качества излучения. Колебания в величинах К_ОБЭ зависят от уровня доз излучения, при которых определяются эти величины; видовых различий облученных живых организмов; критериев, используемых для изучения действия излучений; сроков, в которые производится оценка биологических эффектов (непосредственные или отдаленные); характера лучевого воздействия (острое или хроническое); особенностей распределения дозы во времени (интенсивное, протяженное, однократное или дробное облучения).

4. Основные дозообразующие радионуклиды — изотопы йода (1311) и цезия (134 Cs, 137 Cs). В зависимости от выпадения того или иного элемента характер радиационного воздействия различен.
131 I — короткоживущий изотоп с периодом полураспада 8 дней, вследствие чего дозовые нагрузки за счет радиоактивного йода сформировались в сравнительно короткие сроки (2—3 мес после аварии). В организм этот изотоп поступает ингаляционным и али-ментарным путем (через биологическую цепочку почва — растения — молочно-продуктивный скот — человек); попадая в организм, 131 I избирательно накапливается в щитовидной железе. В результате человек подвергается относительно кратковременному локальному облучению дозой высокой мощности (более 200 рад). У лиц, проживающих на территориях, подвергшихся загрязнению только радиоактивным йодом, увеличения дозы не происходит.
Радиоизотопы цезия (137 Cs, 134 Cs) преимущественно попадают в организм с продуктами питания (как правило, с цельным молоком и мясом, производящимися в районах повышенного загрязнения). Цезий — аналог калия, не имеет выраженной органоспецифичности, содержится преимущественно в крови и мышцах и в организме не накапливается. Период полураспада цезия 30 лет, поэтому циркуляция его в организме и дальнейшее поступление по биологическим цепочкам, обусловленные проживанием на «цезиевых пятнах», определяют постоянное воздействие ионизирующей радиации в течение всей жизни. В районах, загрязненных преимущественно цезием, формирование доз у жителей происходит сравнительно медленно и с меньшим абсолютным значением (5—10 бэр к 1991 г.). Основным видом облучения на сегодняшний день является общее хроническое внутреннее облучение.
Указанные виды облучения являлись основными в формировании доз. Наряду с этим имеет место, но в значительно меньшей степени внешнее у-облучение за счет суммы осажденных радионуклидов на местности.
Уровень поступления цезия в организм во многом зависит от степени радиоактивного загрязнения почвы. Регионы, подвергшиеся загрязнению радионуклидами, вне зависимости от плотности выпадения называются контролируемыми территориями. Территории с плотностью загрязнения свыше 15 Ки/км2 получили название районов «жесткого контроля». Население районов с плотностью загрязнения свыше 40 Ки/км2подлежат эвакуации. Длительность проживания в контролируемых районах увеличивает степень радиационного воздействия. В то же время индивидуальная доза во многом зависит и от других факторов (проведение дез-активационных мероприятий в данной местности, соблюдение предписанных мер индивидуальной радиационной защТаким образом, основной вклад в дозовую нагрузку населения области вносят:. естественные радионуклиды в почвах, стройматериалах, радон в воздухе жилых помещений, в воде — около 70% суммарной дозы (8500 чел.-Зв — коллективная доза);. облучение от медицинских и рентгеновских процедур — около 30% (3200 чел-Зв).. С учетом всех дозообразующих факторов коллективная доза облучения населения области в 1995 г. составила 12120 чел.-Зв, что может в прогнозе жизни двух поколений дать 140 дополнительных смертей от онкологических заболеваний и 56 случаев генетических эффектов. Средняя годовая эффективная доза облучения на одного жителя области составляет 2,8—3,2 мЗв.. Усредненные данные не гарантируют радиационного благополучия отдельных территорий. Кроме того, имеются и факторы потенциальной опасности радиационного загрязнения, выражающиеся в высокой концентрации предприятий ядерного топливного цикла, наличии промышленных энергетических и исследовательских реакторов, их эксплуатации, имевших место аварийных и чрезвычайных ситуаций, проведении ядерных взрывов в военных и хозяйственных целях. В связи с этим в области наблюдается:. накопление радиоактивных отходов (РАО), делящихся материалов (ДМ) и связанная с ними возможность крупномасштабного загрязнения окружающей природной среды;. временное хранение и захоронение РАО;. потенциальная опасность ядерного топливного цикла (БАЭС и СФНИКИЭТ (г. Заречный), Уральский электрохимический комбинат (г. Новоуральск), комбинат «Электрохимприбор» (Лесной), ряд предприятий Челябинской области);. перевозка по территории области радиоактивных веществ (РВ), РАО и отработанного ядерного топлива (ОЯТ);. потенциальная опасность демонтажа ядерных боеголовок;. загрязнение поверхностных и подземных вод и почв;. радиоактивное загрязнение территорий крупных городов области.

5. Радиационная безопасность — состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения.

Принципы радиационной защиты

В основу радиационной безопасности положены три главных принципа: оправданности (целесообразности), оптимизации и ограничения (нормирования).

Принцип оправданности

Первый принцип гласит, что использование источников ионизирующего излучения, меры по изменению сложившейся ситуации облучения населения, а также действия в случае радиационной аварии должны быть оправданы. Это означает, что они должны приносить достаточную пользу в плане защиты здоровья человека или развития экономики, и польза для отдельных людей и общества в целом должна перевешивать вред. Это — принцип оправданности.

Практически всегда оправдано медицинское применение ионизирующего излучения в целях диагностики или лечения тяжелых раковых заболеваний. Неоправданным было популярное в начале XX века использование радиоактивных веществ в украшениях и косметике.

Не столь однозначны ситуации с использованием мощных источников излучения в промышленности, с защитой населения от естественных источников облучения (например, от радона в жилых помещениях). С позиций оправданности следует подходить также к применению дорогостоящих мер защиты спустя десятки лет после радиационных аварий, когда дозы облучения снизились до уровня природного фона.

Решение об оправданности в каждом конкретном случае принимается обществом, например, его представителями в органах власти.

Принцип оптимизации

Второй принцип утверждает, что дозы облучения отдельного человека, число облучаемых людей и вероятность их облучения должны быть на возможно низком уровне, достижимом с учетом экономических и социальных факторов. То есть нужно использовать все возможности для снижения суммарного риска с учетом ограничивающих экономических факторов и потребностей людей.

Это легко понять по аналогии с дорожным движением. Разделительный барьер на дороге снижает риск лобовых столкновений. Хорошо бы оборудовать такими барьерами не только автомагистрали, но и все второстепенные дороги. Для этого понадобятся большие ресурсы, которые могут быть направлены, например, на профилактику и лечение сердечно-сосудистых заболеваний и рака.

Оптимизация радиационной защиты населения в послеаварийный период выполняется уполномоченными государственными органами. План радиационной защиты населения в послеаварийный период, как правило, рассматривается и утверждается органом государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности.

Принцип нормирования

Третий принцип устанавливает ограничения на уровни техногенного облучения. Для этого вводится понятие «предела дозы». Предел дозы для населения устанавливается так, чтобы гипотетический риск смерти от техногенной радиации соответствовал уровню приемлемого риска. Приемлемым считается повседневный риск, связанный с нормальной работой всех неядерных промышленных предприятий. Уровни приемлемого риска в разных странах могут отличаться.
Исходя из принятых в Беларуси, России и Украине значений приемлемого риска, предел дозы для населения установлен на уровне 1мЗв в год. Это примерно в два раза меньше среднемирового уровня природного фона. Дозовый предел не должен превышаться на практике ни для кого.

Предел дозы применяется исключительно в так называемых “плановых ситуациях”, когда облучение человека связано с повседневным (предусмотренным проектом и лицензией) режимом работы установки, использующей источники ионизирующего излучения.

Предел дозы является исходным параметром для проектирования всех новых ядерных установок, от рентгеновской аппаратуры до ядерных реакторов.

6. Открытые источники - это источники, при нормальной эксплуатации которых радиоактивные вещества могут попадать в окружающую среду. Их можно разделить на

1) Открытые по технологическим причинам (радиотерапия, диагностика).

2) Открытые из-за образования побочных продуктов (атомные станции).

Закрытые и открытые ИИИ. Конкретная система защиты от ИИИ будет зависеть от типа источника и вида излучения. Закрытый источник - источник радиоактивного излучения, устройство которого исключает попадание радиоактивных веществ в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан. Открытый источник - источник радиоактивного излучения, при использовании которого возможно попадание содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду, а следовательно, поступление в организм человека. Таким образом, основным поражающим фактором при работе с закрытыми источниками является внешнее излучение. При работе с открытыми источниками, кроме внешнего излучения, имеется опасность внутреннего облучения в результате попадания радиоактивных частиц в легкие и желудочнокишечный тракт.

Закрытые ИИИ. При работе с закрытыми источниками система радиационной защиты направлена на максимальное снижение внешнего излучения. Закрытые источники делятся на источники непрерывного и периодического действия. К источникам непрерывного действия относятся установки с гамма-, бета-излучателями и нейтронными излучателями, к источникам периодического действия - рентгеновские аппараты и ускорители заряженных частиц. В качестве гамма -источников непрерывного действия используются радиоактивные элементы (кобальт-60, кадмий-109, теллур-107, цезий-134, цезий-137 и т.д.), которые в порошкообразном виде или твердом состоянии помещаются в герметические стальные ампулы. В качестве бета -излучателей используются искусственные радионуклиды - фосфор-32, стронций-90, иттрий-90, золото-198, таллий-204 и др.

Нейтронные источники представляют собой смесь радия, полония и плутония с бериллием и бором, заключенную в герметические стальные ампулы.

Активность закрытых источников, используемых в медицинской практике, весьма различна. Это гамма-источники, используемые для дистанционной лучевой терапии, и нейтронные излучатели различной мощности. Для внутриполостной и внутритканевой терапии используют закрытые источники кобальта-60, золота-198 в виде бусинок, цилиндров, игл.

Источники периодического действия - рентгеновские аппараты, применяемые в диагностике и терапии, генерируют рентгеновское излучение с энергией от 40 до 250 кэВ. Система защитных мероприятий будет зависеть от активности излучателя, вида излучения, технологии работы с источниками. Надежность защиты персонала определяют дозы облучения, не превышающие уровня, установленного Нормами радиационной безопасности (НРБ-99).