ПРАКТИЧЕСКАЯ РАБОТА № 6
Тема: «МЕТОДЫ И СРЕДСТВА РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ И ПРОТИВОРАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ РАБОТАЮЩИХ С ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ И НАСЕЛЕНИЯ В МЕСТАХ ЕГО ПРОЖИВАНИЯ»
Учебная цель
1.1. Закрепить, расширить и систематизировать знания о радиационной опасности персонала при работе с радионуклидами и другими источниками ионизирующих излучений и населения в местах его проживания.
1.2. Овладеть методами и средствами измерения уровней радиации и концентрации радионуклидов в воздухе, воде, пищевых продуктах, радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, индивидуальных доз облучения работающих с источниками ионизирующей радиации, оценивать их результаты.
Исходные знания и умения
2.1.Знать:
2.1.1. Качественные и количественные характеристики ионизирующих излучений.
2.1.2. Источники ионизирующих излучений, их распространение во внешней среде.
2.1.3. Способы применения радионуклидов и других источников ионизирующих излучений в производстве, медицине, научных исследованиях.
2.1.4. Биологическое действие ионизирующих излучений и условия, от которых оно зависит.
2.1.5. Сущность радиационной опасности при работе с радионуклидами и другими источниками ионизирующих излучений в разных отраслях производства.
2.1.6. Принципы гигиенического нормирования радиационной безопасности и нормы радиационной безопасности (НРБУ-97). Основные санитарные правила (ОСПУ) обеспечения радиационной безопасности Украины.
2.1.7. Классификацию видов и приборов радиационного контроля, принципы работы этих приборов.
2.2.Уметь:
2.2.1. Выполнять подготовку приборов радиационного контроля для работы, проводить измерения, снимать показания приборов, оценивать результаты.
Вопросы для самоподготовки
3.1. Радиационная гигиена как раздел гигиенической науки и санитарной практики, ее цель и задачи.
3.2. Ионизирующие излучения, используемые в производстве, науке, медицине, их источники (рентгеновские аппараты, радионуклиды, ускорители заряженных частиц, ядерные реакторы, предприятия по добыче и обогащению ядерного сырья, по переработке и захоронению радиоактивных отходов).
3.3. Качественные и количественные характеристики радионуклидов как источников ионизирующих излучений (виды ядерных преобразований и виды излучений, которые их сопровождают, период полураспада, активность, γ-эквивалент), единицы их измерения.
3.4. Качественные и количественные характеристики ионизирующих излучений (энергия, проникающая и ионизирующая способность). Виды доз, единицы их измерения. Мощности доз.
3.5. Ионизирующие излучения как производственная вредность, условия, которые определяют радиационную опасность при работе с ними (вид и энергия излучения, величина поглощенной дозы, вид радиационного действия, распределение энергии в организме, радиочувствительность организма, опасность радионуклидов).
3.6. Основные виды лучевых поражений организма (детерминистические, стохастические) и условия их возникновения.
3.7. Острая и хроническая лучевая болезнь, условия возникновения, этапы патогенеза болезни, основная симптоматика.
3.8. Отдаленные последствия радиационных поражений, местные повреждения (канцерогенные, тератогенные, эмбриотоксические эффекты, лучевые ожоги и другие).
3.9. Нормы радиационной безопасности (НРБУ-97) и Основные санитарные правила (ОСПУ-05) обеспечения радиационной безопасности Украины, принципы гигиенического нормирования.
3.10. Методы и средства радиационного и медицинского контроля при работе с источниками ионизирующей радиации.
Задание для самоподготовки
4.1.Составте сводную таблицу свойств ионизирующих излучений с характеристикой радиационной опасности при работе с ними.
| Название ионизирующего излучения | Источник излучения | Способы исполь-зования | Свойства излучения | Ионизи-рующая способ-ность | Характе-ристика радиации-онной опасности | ||
| Энергия | Проникающая способность | ||||||
| в воздухе | в биологичес-кой ткани | ||||||
4.2. Перечислите условия, от которых зависит биологическое действие ионизирующих излучений и особенности радиационной опасности при добыче, обогащении и использовании источников ионизирующей радиации в атомной энергетике, науке, медицине, военном деле.
4.3. Перечислите организационно-технические, гигиенические, основанные на физических законах ослабления излучений методы и средства защиты от ионизирующей радиации, их законодательное решение.
Структура и содержание занятия
Занятие проводится в специализированной учебной лаборатории кафедры. Теоретические вопросы изучаются путем опрашивания студентов и объяснения преподавателя (45 мин.).
Самостоятельная работа студентов включает:
1. Ознакомление с приборами, применяемыми для радиационного контроля, их классификацией по назначению, типом детекторов, принципом устройства.
2. Измерение и оценка мощности поглощенной дозы в воздухе.
3. Определение и оценка индивидуальных доз внешнего облучения персонала радиологического объекта (промышленного, научного, медицинского).
4. Определение и оценка радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, оборудования, спецодежды.
5. Определение и оценка радиоактивности проб воды, почвы, пищевых продуктов, воздуха.
Протокол занятия оформляется по установленной форме.
Оснащение занятия
1. Образцы приборов для проведения радиационного контроля:
- Рентгенометры и микрорентгенометры для измерения мощности поглощенных в воздухе (экспозиционных) доз;
- Индивидуальные дозиметры;
- Переносные радиометры для измерения радиоактивных загрязнений поверхностей;
- Радиометры и спектрометры для измерения концентраций радионуклидов в объектах окружающей среды.
2. Выдержки из инструкций к отдельным микрорентгенометрам, индивидуальным дозиметрам.
3. Задание студентам по измерению мощностей поглощенных в воздухе доз и индивидуальных доз облучения.
Литература
1. Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009.Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523 - 09 (Утв. постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от “07” июля 2009 г. № 47).
2. СП 2.6.1.2612-10 "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010)"
3. Кириллов В.Ф., Книжников В.А., Коренков И.П. Радиационная гигие-на. – М.: Медицина, 1988. – С.136-176.
4. Ильин Л.А., Кириллов В.Ф., Коренков И.П. Радиационная гигиена. – М.: Медицина, 1999, - С. 157-175.
5. Кириллов В.Ф., Архангельский В.И., Коренков И.П. Руководство к практическим занятиям по радиационной гигиене. – М.: 2001. – С. 130-152.
6. Материалы лекции.
Приложение 1
Физические основы радиационной гигиены
Радиационная гигиена – раздел гигиенической науки и санитарной практики,целью которой является обеспечение безопасности работающих с источниками ионизирующей радиации и населения в целом.
Задачи радиационной гигиены включают:
- санитарное законодательство в области радиационного фактора;
- предупредительный и текущий санитарный надзор за объектами, которые используют источники ионизирующей радиации;
- гигиена и охрана труда персонала, работающего с источниками ионизирующей радиации, и персонала, работающего в смежных помещениях и на территории контролируемых зон;
- контроль за уровнями радиоактивности объектов окружающей среды (атмосферного воздуха, воздуха рабочей зоны, воды водоемов, питьевой воды, пищевых продуктов, почвы и других);
- контроль за сбором, хранением, удалением и обезвреживанием радиоактивных отходов, их захоронением и т.п.
Радиоактивность – спонтанное преобразование ядер атомов химических элементов с изменением их химической природы или энергетического состояния ядра, сопровождаемого ядерными излучениями.
Радионуклид – радиоактивный атом с определенным массовым числом и зарядом (атомным номером).
Изотопы радиоактивные ‑ радиоактивные атомы с одинаковым зарядом (атомным номером) и разными массовыми числами, т.е. с одинаковым количеством протонов и разным количеством нейтронов в ядре.
Виды ядерных преобразований:
α-распад ‑ характерный для тяжелых (с большим массовым числом) элементов и заключается в вылете из ядра атома α-частички ‑ по своей природе ядра гелия (2 протона и 2 нейтрона), вследствие чего появляется ядро нового химического элемента с массовым числом, меньшим на 4 и зарядом, меньшим на 2:
Ra ® 
Rn + 
He.
Получив α-частичку, ядро атома находится в возбужденном состоянии с излишком энергии, которая выделяется в виде γ-излучения, т.е. α-распад всегда сопровождается γ-излучением.
β-электронный распад ‑ процесс, при котором из ядра атома (с одного из нейтронов) вылетает электрон, вследствие чего этот нейтрон превращается в протон, в связи с чем образуется новый элемент с тем же массовым числом и с зарядом, большим на единицу:
К ® e-1 + 
Са + n,
где n-нейтрино.
Возбужденное при потере электрона ядро в большинстве случаев излучает и γ-кванты.
β-позитронный распад ‑ процесс, при котором из ядра атома (с одного из протонов) вылетает позитрон, вследствие чего протон превращается в нейтрон и появляется новый химический элемент с тем же массовым числом и зарядом, меньшим на единицу:
Zn ® e+1 + 
Сu
Электронный-К-захват ‑ когда ядро (один из протонов) захватывает электрон из ближайшей К-орбиты, в связи с чем этот протон превращается в нейтрон, вследствие чего появляется ядро нового химического элемента с тем же массовым числом и зарядом, меньшим на единицу:
Сu + e-1 ® 
Ni
На свободное место К-орбиты (и последовательно из других орбит) перемещаются электроны, а свободная энергия при этом высвечивается в виде характерного рентгеновского излучения.
Спонтанное деление ядра характерно для тяжелых трансурановых элементов, в которых соотношение нейтронов к протонам больше 1,6. В результате образуются ядра двух новых элементов, в которых соотношения n: p ближе к единице, а “лишние” нейтроны высвечиваются в виде нейтронного излучения:
u + 
n ® 
Kr + 
Ba + 5 n
Таким образом, с качественной стороны ядерные преобразования характеризуются: видом распада, видом излучения, периодом полураспада ‑ сроком, за который распадается половина исходного количества атомов. (Согласно закону радиоактивного распада, число атомов N, распавшихся за срок t, пропорционально исходному количеству атомов): N = N0 × е-lt.
С гигиенической точки зрения и выбора методов дезактивации радиоактивных отходов, все радионуклиды делят на короткоживущие (Т½ < 15 суток) и долгоживущие (Т½ > 15 суток): короткоживущие выдерживают в отстойниках до снижения активности, а потом спускают в общую канализацию или вывозят, а долгоживущие ‑ вывозят и хоронят в специальных могильниках.
Количественная мера радиоактивного распада ‑ активность (Q) ‑ это количество распадов атомов за единицу времени.
Единица активности в системе Си – беккерель (Бк) – один распад за секунду (с-1). В связи с тем, что эта единица очень мала, пользуются производными ‑ килобеккерель (кБк), мегабеккерель (МБк).
Внесистемная (устаревшая) единица активно сти – кюри (Кu) – это активность 1 г химически чистого радия, равняется 3,7 × 1010 Бк (распадов за сек.). Эта единица, наоборот, очень большая, поэтому пользуются производными ‑ милликюри (мКu), микрокюри (мкКu), нанокюри (нКu), пикокюри (пкКu).
Для радионуклидов, которым присуще γ-излучение, активность выражают также через гамма-эквивалент ‑ отношение γ-излучения данного радионуклида к γ-излучению радия. Рассчитанная гамма-постоянная радия ‑ 8,4 р/час ‑ это мощность дозы, которую создает γ-излучение 1 мг радия на расстоянии 1 см через платиновый фильтр толщиной 0,5 мм.
Миллиграмм-эквивалент радия (мг-екв. Ra) ‑ единица активности радионуклида, γ-излучение которого эквивалентно (равноценно) γ-излучению 1 мг Ra на расстоянии 1 см через платиновый фильтр 0,5 мм.
Ионизирующие излучения с качественной стороны характеризуются:
‑ видом излучения: ‑ корпускулярные (α, β, n), электромагнитные (γ-, рентгеновское: характеристическое при К-захвате, тормозное ‑ в рентгеновской трубке);
‑ энергией излучения, которая в системе Си измеряется в джоулях (Дж). (1 Дж - это энергия, необходимая для поднятия температуры 1 дм3 дистиллированной воды на 1 °С). Внесистемная практическая единица ‑ электрон-вольт (эВ) ‑ это энергия, приобретенная электроном в электростатическом поле с разностью потенциалов 1 В. Эта единица очень мала, поэтому пользуются производными: килоэлектрон-вольт (КэВ), мегаэлектрон-вольт (МэВ);
‑ проникающей способностью (длиной пробега) ‑ расстоянием, проходящем в среде, с которой взаимодействует (в м, см, мм, мкм);
‑ ионизирующей способностью: полной ‑ количеством пар ионов, образующихся на всей длине пробега частички или кванта; линейной плотностью ионизации ‑ количеством пар ионов, приходящихся на единицу длины пробега.
Количественными характеристиками ионизирующих излучений являются дозы (Д).
Различают:
1. Поглощенную дозу ‑ количество энергии ионизирующего излучения, поглощенной единицей массы облучаемой среды. Единицей измерения поглощенной дозы в системе Си является грей (Гр).
Грей ‑ поглощенная доза облучения, которая равняется энергии 1 джоуль, поглощенной в 1 кг массы среды: 1 Гр = 1 Дж/кг. Внесистемная (устаревшая) единица поглощенной дозы – рад. 1 рад = 0,01 Гр = 100 эрг энергии на 1 г массы среды.
Поглощенная доза в воздухе ‑ мера количества ионизирующего излучения, которая взаимодействует с воздухом. Измеряется также в Дж/кг массы воздуха, т.е. в Греях.
Устаревшее понятие поглощенной дозы в воздухе ‑ экспозиционная доза, под которой понимают объемную плотность ионизации воздуха. Единицей экспозиционной дозы использовался рентген (Р).
Рентген – доза рентгеновского или γ-излучения, от которой в 1 см3 сухого стандартного воздуха (0 оС, 760 мм рт. ст., масса 0,001293 г) образуется 2,08 × 109 пар ионов. Производные единицы ‑ миллирентген (мР), микрорентген (мкР).
2. Мощность поглощенной в воздухе дозы (МПД) ‑ прирост дозы за единицу времени или уровень радиации. Измеряется: в системе Си Гр/час; внесистемная (устаревшая) единица ‑ рентген в час (Р/ч), миллирентген в час (мР/ч), микрорентген в секунду (мкР/сек). В связи с тем, что все используемые сегодня дозиметрические приборы градуированы в этих единицах, то ими еще пользуются, но результаты измерения нужно пересчитывать в системные (грей-, милли-, микро-, наногрей/час): 1 мР/ч = 8,73 мкГр/ч = 6,46 мкЗв/ч.
3. Эквивалентная доза (Н) ‑ доза любого вида ионизирующего излучения, которая вызывает такой же биологический эффект, как стандартное (эталонное) рентгеновское излучение с энергией 200 КэВ.
Для расчета эквивалентной дозы используют радиационный взвешивающий фактор (WR) – коэффициент, который учитывает относительную биологическую эффективность разных видов ионизирующего излучения. Для рентгеновского, γ -, бета-излучений разных энергий он равняется 1, для α-частичек и тяжелых ядер отдачи ‑ 20, для нейтронов с энергией < 10 КэВ ‑ 5; 10-100 КэВ ‑ 10; 100 КэВ ‑ 2 МэВ ‑ 20; 2-20 МэВ ‑ 10; > 20 МэВ ‑ 5.
H = D × WR
Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв) ‑ это доза любого вида ионизирующего излучения, которая дает такой же биологический эффект, как один грей стандартного рентгеновского излучения (с энергией 200 КэВ). В практике пользуются также производными ‑ миллизиверт (мЗв), микрозиверт (мкЗв).
Эффективная доза ‑ это сумма эквивалентных доз, полученных отдельными органами и тканями при неравномерном облучении организма, умноженных на тканевые взвешивающие факторы, которые равны: для гонад ‑ 0,20; для красного костного мозга, легких, желудка ‑ 0,12; других органов и тканей ‑ 0,05.
Единицей измерения эффективных доз также является зиверт.
Коллективная эквивалентная и коллективная эффективная дозы ‑ это суммы определенных индивидуальных доз отдельных контингентов населения: персонала предприятий атомной промышленности, атомной энергетики, населения, проживающего в пределах контролируемых зон. Она измеряется в человеко-зивертах и используются для прогнозирования стохастических (возможных) эффектов облучения ‑ лейкозов, других злокачественных новообразований.
Приложение 2.
