Методы дозиметрического контроля, приборы и средства. Радиационный и дозиметрический контроль Что такое дозиметрический контроль
Дозиметрический контроль – это система мероприятий, организуемых для контроля радиоактивного облучения населения и определения степени радиоактивного загрязнения техники, производственного оборудования, продовольствия, воды и т.д.
Дозиметрический контроль включает контроль облучения и контроль радиоактивного загрязнения.
Контроль облучения проводится с целью своевременного получения данных о поглощенных дозах населения при проведении спасательных работ. По данным контроля устанавливается факт внешнего воздействия ионизирующих излучений, оценивается работоспособность людей и определяются их радиационные поражения с целью определения необходимости лечения в медицинских учреждениях. Контроль облучения в свою очередь подразделяется на групповой и индивидуальный.
Индивидуальный контроль проводится с целью получения данных о дозах облучения каждого человека (с помощью индивидуального дозиметра ИД-11), определения степени внутреннего радиоактивного загрязнения. Каждому выдается индивидуальный дозиметр.
Групповой контроль проводится с целью получения данных о средних дозах облучения групп населения, находящихся в одинаковых условиях и определения их категорий трудоспособности. 1-2 дозиметра выдаются на группу в 14-20 чел. В зависимости от полученной дозы и продолжительности облучения устанавливаются следующие категории трудоспособности: трудоспособность полная, трудоспособность сохранена, трудоспособность ограничена, трудоспособность существенно ограничена.
Учет полученных доз ведется в индивидуальной карточке учета доз облучения и в журнале контроля облучения (дозы записываются нарастающим итогом).
Контроль радиоактивного загрязнения проводится для определения степени радиоактивного загрязнения людей (кожных покровов и одежды), техники, транспорта, оборудования и других материальных средств. Этот контроль проводится, как правило, при выходе людей из загрязненных районов, при проведении полной специальной обработки.
Лекция № 5
Основные источники облучения человека
5.1. Понятие о радиационном фоне
Все живые существа, населяющие нашу планету, постоянно подвергаются воздействию ионизирующей радиации путем внешнего и внутреннего облучения от естественных (космическое излучение и природные радиоактивные вещества) и искусственных (отходы атомной промышленности, радиоактивные изотопы, используемые в биологии, медицине, сельском хозяйстве и др.) источников ионизирующих излучений. Т.е. развитие жизни на Земле происходило и происходит в присутствии радиационного фона.
Под радиационным фоном принято понимать ионизирующие излучения от природных (естественных) источников космического и земного происхождения, а также от искусственных радионуклидов, рассеянных в биосфере в результате деятельности человека. Радиационный фон обусловлен факторами окружающей среды и не включает облучение лиц, которые работают с источниками ионизирующего излучения, а также излучение, применяемое с диагностическими и лечебными целями.
Различают естественный радиационный фон, искусственный радиационный фон, технологически измененный (повышенный) радиационный фон. Все источники радиационного фона делятся на две основные группы: естественные и искусственные.
Естественный радиационный фон (ЕРФ) является основным компонентом радиационного фона. Источниками ЕРФ являются ионизирующие излучения, которые действуют на человека на поверхности Земли от внешних естественных источников неземного происхождения (космических излучений), внешних естественных источников земного происхождения (присутствующих в земной коре, воде, воздухе), а также от внутренних источников (т.е. радионуклидов естественного происхождения, которые содержатся в организме человека). Большинство естественных источников такое, что избежать облучения от них совсем невозможно. От естественных источников радиации мы получаем 78% облучения.
Человек подвергается облучению двумя способами:
Внешнее облучение – облучение от источников радиоактивного излучения, находящегося вне организма. Оно может производиться всеми видами излучения, но практическое значение имеют лишь гамма- и рентгеновское излучение, быстрые и медленные нейтроны, бета- излучение. Альфа- излучение ввиду ничтожной проникающей способности практического значения не имеют.
Внутреннее облучение – облучение организма, происходящее от источника радиоактивного облучения (радиоактивного вещества), находящегося внутри организма. Оно продолжается непрерывно до тех пор, пока находящееся в организме радиоактивное вещество не распадется или же не будет выведено из организма. Внутреннее облучение в значительной степени зависит от распределения радиоактивного вещества в организме, от характера излучения (L - , β - , γ - излучателя), энергии излучения, периода полураспада и периода полувыведения.
Естественный радиационный фон является неотъемлемым фактором внешней среды и играет значительную роль в жизнедеятельности человека. Естественные радиоактивные элементы вошли в состав Земли с самого ее образования. Эволюционное развитие показывает, что в условиях естественного радиационного фона обеспечиваются оптимальные условия для жизнедеятельности растений, животных и человека. Способность радиоактивного излучения вызывать мутации послужила, наверное, одной из главных причин эволюции биологических видов в сторону повышения их организации.
Естественный радиационный фон на поверхности Земли не является строго постоянной величиной. Его изменения связаны как с глобальными, так и с локальными аномалиями. Они обусловлены циклическими колебаниями космического фона и аналогичных процессов, которые приобрели характер глобальных катастроф.
Локальные аномалии наблюдаются в отдельных районах Индии, Бразилии, Ирана, Египта, а также на территории США, Франции, стран СНГ (в том числе на Украине). Они являются следствием геологических процессов, когда в результате интенсивной вулканической деятельности и горообразования тяжелые естественные радионуклиды, прежде всего уран и торий, а также продукты их распада переместились из недр на поверхность Земли. Поэтому одни из жителей Земли получают более значительные дозы, чем другие, в зависимости от того, где они живут. Там, где залегают радиоактивные породы, уровень радиации (радиационный фон) значительно выше средних величин, в других местах может быть соответственно ниже средних величин. В Белоруссии средняя эквивалентная доза облучения от естественных источников составляет 2,4 мЗв/год. В некоторых районах Бразилии эта доза достигает 10мЗв в год, а в штате Кералла (Индия) даже до 28 мЗв/год.
Доза облучения зависит также от образа жизни людей. Применение некоторых строительных материалов (асбест), использование природного газа для приготовления пищи, герметизация помещений – все это увеличивает облучение за счет естественных источников.
Измерения
Производственный контроль при работе с техногенными источниками излучения осуществляется за всеми основными радиационными показателями, определяющими уровни облучения персонала и населения. В соответствии с НРБ-99 в каждой организации система радиационного контроля должна предусматривать конкретный перечень видов контроля, типов радиометрической и дозиметрической аппаратуры, точек измерения и периодичности контроля.
Контроль за радиационной обстановкой в зависимости от характера проводимых работ включает:
Измерение мощности дозы рентгеновского, гамма- и нейтронного излучений, плотности потоков частиц ионизирующего излучения на рабочих местах, в смежных помещениях, на территории организации, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения;
Измерение уровней загрязнения радиоактивными веществами рабочих поверхностей, оборудования, транспортных средств, средств индивидуальной защиты, кожных покровов и одежды персонала;
Определение объемной активности газов и аэрозолей в воздухе рабочих помещений;
Измерение или оценку активности выбросов и сбросов радиоактивных веществ;
Определение уровней радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.
Выделяют три основных вида дозиметрического контроля внешнего профессионального облучения:
Текущий контроль;
Оперативный контроль;
Аварийный контроль.
Задача текущего контроля заключается в определении индивидуальной дозы профессионального облучения работника в нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующих излучений.
Задача оперативного контроля заключается в определении индивидуальной дозы профессионального облучения работника при выполнении запланированных работ, связанных с возможным повышенным внешним облучением. К ним относятся операции по ремонту и техническому обслуживанию оборудования, когда повышенное облучение не планируется, а также работы в условиях планируемого повышенного облучения, включая работы по ликвидации последствий радиационных аварий.
Задача аварийного контроля заключается в определении больших доз облучения работника в случае выхода источника из-под контроля.
Приборы для дозиметрического контроля как внешнего, так и внутреннего облучения делятся на приборы группового контроля и индивидуального контроля.
Групповой дозиметрический контроль(ГДК) – это контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работников на основании результатов измерений характеристик радиационной обстановки в рабочем помещении (на рабочих местах) с учетом времени пребывания там персонала.
Индивидуальный дозиметрический контроль(ИДК) – это контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работника на основании результатов индивидуальных измерений характеристик облучения тела или отдельных органов каждого работника.
Индивидуальная доза облучения должна регистрироваться в журнале с последующим внесением в индивидуальную карточку, а также в машинный носитель для создания базы данных в организациях. Копия индивидуальной карточки работника в случае его перехода в другую организацию, где проводится работа с источниками излучения, должна передаваться на новое место работы; оригинал должен храниться на прежнем месте работы. Результаты индивидуального контроля доз облучения персонала должны храниться в течение 50 лет. При проведении индивидуального контроля необходимо вести учет годовых эффективной и эквивалентных доз, эффективной дозы за 5 последовательных лет, а также суммарной накопленной дозы за весь период профессиональной работы.
Для ГДК используются стационарные и переносные, так называемые инспекционные, дозиметрические приборы. Для ИДК применяются индивидуальные дозиметры.
По виду и назначению дозиметры могут быть условно разделены на следующие группы:
1) дозиметры – приборы, измеряющие экспозиционную или поглощенную дозу ионизирующих излучений;
2) радиометры – приборы, измеряющие плотность потоков ионизирующих излучений (интенсивность внешних потоков бета-частиц, нейтронов и др.);
3) спектрометры – приборы, измеряющие энергию частиц ионизирующих излучений.
В комбинированных приборах могут объединяться функции указанных средств измерений.
Для обнаружения изменения радиационной обстановки по параметрам активности радона и торона и дочерних продуктов их распада применяют радиометры РРА-01М-01, РРА-01М-03, РРА-10, ПОУ-4; по рентгеновскому излучению, гамма-излучению и бета-излучению и измерению эквивалентной дозы применяют дозиметры-радиометры ДРГ-01 «ЭКО» МКГ-01 (подробные сведения приведены в приложении 1).
Поверхностную загрязненность можно установить путем измерения активности мазков, снимаемых с контролируемых поверхностей, или непосредственным измерением с помощью радиометров для определения удельной поверхности активности.
Чаще всего для этой цели используют переносные приборы для контроля поверхностей пола, стен и оборудования, а также устанавливаемые у выходов из помещений стационарные приборы для контроля загрязненности кожных покровов, обуви и одежды персонала.
Метод индивидуальной дозиметрии выбирают в зависимости от вида ионизирующего излучения, особенностей приборов, нужных диапазонов измерений, точности показаний, объема работ.
Дозиметры размещают на участках тела, которые подвергаются наибольшему облучению. Длительность ношения прибора выбирают такой, чтобы показания, по крайней мере, в 2-3 раза превосходили нижний порог показаний прибора (но не больше длительности установленного промежутка регистрации измерений).
Контрольные вопросы к разделу 10:
1. Какие виды ионизирующего излучения существуют, как они характеризуются?
2. Какие излучения обладают наибольшей проникающей способностью?
3. Что является источником ионизирующего излучения?
4. Где и с какой целью применяются ионизирующие излучения?
5. Что такое – активностьрадиоактивного вещества, в каких единицах измеряется?
6. Что такое – активность минимально значимая удельная?
7. Что такое – поглощенная доза, в каких единицах измеряется?
8. Что такое – экспозиционная доза, в каких единицах измеряется?
9. Что такое – эквивалентная доза, в каких единицах измеряется?
10. Что такое – взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения?
11. Что такое – эффективная доза излучения, в каких единицах измеряется?
12. Что такое – предел дозы ионизирующего облучения?
13. Что такое – предел годового поступления ионизирующего облучения?
14. Какие классы работ с источниками ионизирующего излучения существуют и чем они характеризуются?
15. Каковы могут быть последствия при воздействии на человека ионизирующего излучения?
16. Чем оценивается опасность хронического облучения?
17. Какое излучение наиболее опасно при внешнем облучении человека?
18. Какое излучение наиболее опасно при внутреннем облучении человека?
19. Как зависят нормируемые пределы доз (ПД) ионизирующего облучения от категории облучаемых лиц?
21. В чем заключаются дополнительные ограничения для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения?
22. В каких случаях нормы радиационной безопасности допускают облучение персонала выше установленных пределов доз?
23. Какой уровень обучения эффективной дозой в течение года рассматривается для персонала группы А как потенциально опасный?
24. Требуется ли лицензирование деятельности организаций, связанной с использованием источников излучения?
25. В течение какого срока действительно санитарно-эпидемиологическое заключение о соответствии санитарным правилам условий работы с источниками физических факторов воздействия на человека?
26. Кто в организации обеспечивает условия сохранности источников излучения?
27. Какие мероприятия необходимо провести в эксплуатирующей организации к моменту получения источника излучения?
28. С какого возраста допускают людей к работе с источниками излучения в качестве персонала группы А?
29. Какие существуют средства защиты работников от ионизирующего облучения?
30. Какие существуют методы защиты работников от ионизирующего облучения?
31. На какие группы по назначению подразделяются защитные экраны?
32. Какие материалы используют для устройства защитных экранов?
33. Можно ли системы вентиляции для помещений, где ведутся работы с радиоактивными веществами, объединять с системами вентиляции помещений, не связанных с применением этих веществ?
34. Какими санитарно-техническими устройствами должны быть оборудованы помещения, в которых ведутся работы с открытыми источниками излучения?
35. В чем заключаются требования к СИЗ для работ с радиоактивными веществами?
36. Какие условия необходимо выполнять при сборе и временном хранении радиоактивных отходов в организациях?
37. Какие требования к местам захоронения радиоактивных отходов следует выполнять?
38. Что включает в себя контроль за радиационной обстановкой в организации?
39. Какие виды дозиметрического контроля внешнего профессионального облучения существуют?
40. В чем заключается групповой дозиметрический контроль?
41. Какие приборы используют для измерения ионизирующего излучения?
42. Как производят захоронение радиоактивных отходов в зависимости от их активности?
43. Как можно охарактеризовать субъективные ощущения при воздействии на организм в производственных условиях ионизирующего излучения?
БАКТЕРИОЛОГИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ
ОРГАНИЗАЦИЯ ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО, ХИМИЧЕСКОГО И
Под радиационной обстановкой понимают масштабы и степень радиоактивного заражения местности, оказывающие влияние на действия формирований, работу объектов экономики, в т.ч. – объектов здравоохранения. Цель оценки радиационной обстановки – определение возможного влияния ее на трудоспособность населения.
Оценить радиационную обстановку значить проанализировать различные действия формирований в условиях радиоактивного заражения и выбрать наиболее целесообразные варианты действий, исключающих радиоактивное поражение населения (рассчитать ожидаемые дозы облучения, продолжительность пребывания в зонах заражения, время входа формирований в зоны заражения и т.д.).
Радиационная обстановка может быть выявлена и оценена как по результатам прогнозирования последствий применения ядерного оружия, так и по данным радиационной разведки.
Оценка методом прогнозирования дает лишь ориентировочные данные, которые могут существенно отличаться от фактических, так как прогнозирование осуществляется после применения ядерного оружия, но до выпадения радиоактивных осадков. При прогнозировании можно с достаточной точностью установить направление и скорость движения радиоактивного облака, а следовательно и время начала выпадения осадков. Это позволяет заблаговременно организовать ряд мероприятий по защите населения.
При прогнозировании определяется 4 зоны возможного заражения: зона умеренного заражения (зона А, обозначаемая на карте синим цветом); зона сильного заражения (зона Б, обозначаемая зеленым цветом); зона опасного заражения (зона В, обозначаемая коричневым цветом) и зона чрезвычайно опасного заражения (зона Г, обозначаемая черным цветом).
При оценке радиационной обстановки методом прогнозирования не определяется точное положение радиоактивного следа на местности, а только предсказывается район, в пределах которого возможно его образование; при этом площадь заражения составляет примерно 1/3 площади указанного следа.
Фактическая радиационная обстановка складывается на территории конкретного района, населенного пункта или объекта экономики и требует принятия мер защиты населения и объектов экономики.
Выявление фактической радиационной обстановки осуществляется по данным радиационной разведки. Радиационная разведка производится в целях своевременного обеспечения начальника гражданской обороны информацией о радиоактивном заражении. Измерение мощности дозы на местности являются исходными данными для оценки радиационной обстановки. Разведка ведется непрерывно постами радиационного и химического наблюдения и специально подготовленными группами (звеньями) радиационной и химической разведки. Главной их задачей является своевременное обнаружение радиоактивного или химического заражения и оповещения об опасности населения и личного состава нештатных аварийно-спасательных формирований гражданской обороны.
Основными приборами для обнаружения ионизирующего излучения являются измерители мощности дозы (ретнгенометры-радиометры), а дозиметрического контроля – дозиметры: ДП-5, ДП-22В, ДП-24, ИД-1, ИД-11, ДП-70, ДП-3Б.
Для оперативного принятия решений об объеме мероприятий по противорадиационной защите населения и личного состава нештатных аварийно-спасательных формирований гражданской обороны достаточно получить данные об уровне гамма-излучения (именно оно дает максимальный уровень радиации в период выпадения радиоактивных осадков, или же в любые другие определенные моменты времени после ядерного взрыва) на зараженной местности спустя определенное время после ядерного взрыва или аварии на радиационно опасном объекте.
Обнаружить местное выпадение радиоактивных осадков можно с помощью приборов для радиационной разведки (рентгенометр-радиометр ДП-5А, Б или В). Радиационная разведка проводится методом поста или методом дозора формированиями медицинской службы ГО с целями своевременно установить факт радиационного загрязнения местности и определить уровень радиации, доложить о фактах радиационного загрязнения и подать сигнал оповещения, оградить радиационно загрязненную территорию, установить безопасные маршруты передвижения и пути объезда, а также для осуществления контроля за изменением уровня радиации на местности.
При разведке методом поста радиационное наблюдение производят путем периодического (через 20-30 мин.) включения рентгенометра-радиометра ДП-5А (Б,В).
Дозиметрический контроль организуется с целью предотвращения облучения населения в поражающих дозах, оценки трудоспособности населения, подвергшегося радиационному облучению, определения дозы облучения пораженных для установления степени тяжести лучевой болезни, определение степени загрязнения радиоактивными веществами продуктов и воды.
Организация контроля заключается в следующем:
– обеспечение личного состава нештатных аварийно-спасательных формирований гражданской обороны и населения дозиметрами (ИД-1, ИД-11 и т.д.);
– снятие показаний в лечебных учреждениях осуществляется фельдшером (медсестрой) при проведении медицинской сортировки до осмотра врачом;
– дозы облучения фиксируются в историях болезни и заверяются подписью врача;
– регистрация доз облучения производится при выписке из лечебного учреждения в «карточках доз облучения»;
– предоставление сведений о дозах облучения личного состава нештатных аварийно-спасательных формирований гражданской обороны и населения в вышестоящий штаб ГО.
Средние значения коэффициентов ослабления мощности дозы ионизирующего излучения укрытиями и транспортными средствами
Значение приведенного коэффициента ослабления гамма-излучения жилыми домами приведены для сельской местности. В городах этот показатель выше на 20-40%.
Дозиметрический и радиометрический контроль его организация и практическое осуществление одна из важных составных частей общей проблемы обеспечения радиационной безопасности.
Основной задачей дозиметрии в гражданской обороне является выявления и оценка степени опасности ионизирующих излучений для населения, войск и невоенизированных формирований ГО в целях обеспечения их действия в различных условиях радиационной обстановки.
С её помощью осуществляются:
Обнаружение и измерение мощности экспозиционной поглощенной дозы излучения для обеспечения жизнеспособности населения и успешного проведения неотложных аварийно-спасательных работ в очагах поражения;
Измерение активности радиоактивных веществ, плотности, потока ИИ, удельной объёмной, поверхностной активности различных объектов для определение необходимости
Как известно, фактическое состояние радиационной безопасности можно оценить в результате изучения радиационной обстановки в рабочих и смежных помещения, на рабочих и смежных помещениях, путём анализа уровней облучения персонала и загрязнённости окружающей среды. Эти материалы позволяют контролировать выполнение установленных нормативов, выявлять и устранять дефекты в системе радиационной безопасности, учитывать различные факторы разового воздействия на персонала и принимать необходимые меры по уменьшению указанного облучения персонала до минимально возможных значений.
Согласно действующим нормативным актам и документам контроль за условиями труда на пунктах захоронения радиационных отходов, оценку доз внутреннего и внешнего облучения, уровней загрязненности окружающей среды осуществляет служба радиационной безопасности.
Повседневный контроль проводится в соответствии с заранее разработанным графиком, утвержденным администрацией учреждения и согласовано с органами Госсаннадзора. Графики радиационного контроля для зоны строго режима, санаторно-защитной зоны и зоны наблюдения составляется отдельно.
Организация дозиметрического контроля в ОВД заключается в обеспечение личного состава дозиметрами, в своевременном снятии показании дозиметров и их перезарядке, поддержании технической исправности приборов и систематическом учете доз радиоактивного облучения, полученным личным составом. Контроль облучения в подразделениях ОВД осуществляется групповым и индивидуальным способом.
Групповой метод контроля применяется в отделениях, личный состав которых находится в примерно одинаковых условиях радиоактивного облучения. При этом виде контроля доза излучения измеряется одним или двумя индивидуальными дозиметрами и записывается каждому сотруднику в карточку учёта доз. Снятие показаний дозиметров должно быть снято не позже, чем через пять суток. После снятия показаний перезаряжаются и возвращаются в подразделение.
Дозы облучения, полученные личным составом учитываются в индивидуальных карточках учета доз облучения. Учет доз облучения ведется командирами подразделений. Значение доз записываются нарастающим итогом за каждый день.
Индивидуальный метод контроля облучения применяется офицерским составом и лицом, которое по условиям обстановки не включается в состав групп.
Применяемые радиометрические и дозиметрические приборы позволяют получать определенную информацию о состоянии радиационной обстановки её изменениях, а также о возникновении различного типа аварийных ситуациях. В зависимости от характера проводимых работ устанавливается следующая номенклатура радиационного контроля
- - мощность поглощенной дозы -излучения, мощность поглощенной дозы нейтронного излучения
- - объёмная активность газов, аэрозолей воздуха производственных помещений и атмосферного воздуха, плотность радиоактивных выпадений;
- - объёмная активность сточных вод;
- - удельная, -активность отходов, мощность поглощенной дозы - и нейтронного излучения от поверхности твердых и отвержденных радиоактивных отходов;
- - загрязнения -, - активными веществами поверхности помещений, оборудования, оснастки, дорог;
- - загрязнение, -активными веществами средств индивидуальной защиты персонала
- - индивидуальная доза внешнего облучения персонала, содержание радиоактивных веществ в организме человека.
Служба радиационной безопасности предприятия по согласованию с местными органами Госсаннадзора устанавливает оптимальный объём радиационного контроля, необходимой для получения достаточной информации об уровнях радиационного воздействия на персонал, о состоянии радиационной обстановки в учреждении, о состоянии загрязненности окружающей среды.
Классификация и общие принципы устройства дозиметрических приборов
Дозиметрические приборы можно классифицировать по назначению, типу датчиков, измерению вида излучения, характеру электрических- сигналов, преобразуемых схемой прибора.
По назначению все приборы разделяются на следующие группы.
Индикаторы- простейшие приборы радиационной разведки; при помощи их решается задача обнаружения излучения и ориентировочной оценки мощности дозы главным образом бета и гамма излучений. Эти приборы имеют простейшие электрические схемы со звуковой или световой сигнализацией. При помощи индикаторов можно установить, возрастает мощность дозы или уменьшается. Датчиком служат газоразрядные счетчики. К этой группе относят индикаторы ДП-63, ДП-63А, дп-64.
Рентгенметры- предназначены для измерений мощности дозы рентгеновского или гамма излучений.
Они имеют диапазон измерения от сотых долей рентгена до нескольких сот рентген в час.
В качестве датчиков в этих приборах применяют ионизационные камеры или газоразрядные счетчики. Такими приборами являются общевойсковой рентгенметр ДП-2, ДП-3 и др.
Радиометры- применяются для обнаружения и определения степени радиоактивного заражения поверхностей, оборудования, оружия, обмундирования, оружия главным образом альфа и бета частицами.
Датчиками радиометров являются газоразрядные и сцинтилляционные счетчики.
Эти приборы являются наиболее распространенными и имеют широкое применение.
Таким приборами являются ДП-2 базовые универсальные, бета-гамма-радиометр «Луч-А», радиометр «Тисс», радиометрические установки ДП-100М, ДП-100АДМ и др.
Дозиметры предназначены для определения суммарной дозы облучения, получаемой личным составом за время прохождения в районе действия, главным образом гамма-излучения.
Индивидуальные дозиметры представляют собой малогабаритные ионизационные камеры или же фотокассеты с пленкой.
Дозиметрические устройства могут быть разделены на две группы.
К первой группе относятся приборы, в которых частицы или фотоны контролируемого излучения преобразуются детекторами в последовательные короткие электрические сигналы. В этой группе электрические схема выполняет функцию преобразования и усиления импульсов.
Ко второй группе относятся дозиметрические приборы, в которых детектор преобразует воздействующее на него излучения в непрерывной постоянный ток. В этом случае электрическая схема служит для усиления и преобразования постоянного тока.
Принцип защиты от внутреннего ионизирующего облучения
Источники ионизирующих излучений в закрытом виде – это источники излучения, устройство которых исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и сроков износа, на которые они рассчитаны. Примерами закрытых источников могут служить: радиоактивные бусы для внутриполостной радиотерапии, иглы из кобальта-60 для внутренней радиотерапии, аппараты для теле-γ-терапии, рентгенотерапии и рентгенодиагностики.
К факторам защиты при работе с радиоактивными источниками в закрытом виде относятся:
1) “Защита количеством” – снижение до минимально допустимой активности источника облучения, при которой из-за увеличения времени облучения начинает возрастать доза на здоровые ткани (например, в “Рокусе” или “Луче”);
2) “Защита временем” – доведение манипуляций с радиоактивными источниками до автоматизма, в результате чего заметно уменьшается время облучения и, соответственно, доза на работающего;
3) “Защита расстоянием” – самый эффективный принцип защиты, так как между дозой и расстоянием существует обратно квадратичная зависимость. При увеличении расстояния в 2 раза доза уменьшается в 4 раза, а при увеличении расстояния в 3 раза – в 9 раз. Для увеличения расстояния используют дистанционный инструментарий, различные манипуляторы, захваты, щипцы и др.;
4) “Защита экранами” – изменяя плотность среды, можно значительно снизить дозу облучения. Для защиты от квантовых видов излучений (γ- и рентгеновское), которые рассеиваются экранами, применяются, как правило, материалы, имеющие большую атомную массу (свинец, уран). Для защиты от корпускулярных (α- и β-частиц) видов излучения такие экраны использовать нельзя, так как они, поглощаясь в материалах экрана, выделяют тормозное квантовое излучение, жесткость которого тем выше, чем больше атомная масса экрана. Поэтому в данном случае используются экраны из материалов, имеющих малую атомную массу (органическое стекло, алюминий и др.). При этом для защиты от β-частиц целесообразно использовать двойной экран – органическое стекло со стороны излучателя (поглощение) и алюминий со стороны объекта защиты (рассеивание тормозного излучения).
При работе с нейтронными источниками используются многослойные экраны. Первым слоем на пути нейтронов должен быть замедлитель, т.е. водородсодержащий материал (вода, парафин, органическое стекло, воск и др.), вторым слоем должен быть поглотитель медленных нейтронов (гадолиний, кадмий, бор). Третьим слоем на пути уже не нейтронов, а возникшего γ-излучения должен быть слой из свинца.
Дозиметрический и радиометрический контроль. Методы применения.
Основным способом проверки достаточности мер радиационной защиты персонала является дозиметрический контроль. Используются следующие принципы измерения радиоактивности и доз излучения:
1. ионизационный – основан на ионизации воздуха или другого газа между электродами, имеющими разные потенциалы, между которыми под влиянием излучения возникает электрический ток. Этот принцип используется в ионизационных камерах Гейгера – Мюллера и дозиметрах конденсаторного типа;
2. сцинтилляционный – основан на возбуждении и ионизации атомов и молекул вещества при прохождении через него заряженных частиц, с последующим испусканием светового излучения, которое усиливают с помощью фотоэлектронного умножителя и регистрируют счетным устройством;
3. люминесцентный – радиофотолюминесцентный и радиотермолюминесцентный – основаны на накоплении поглощенной в люминофорах энергии, которая освобождается под воздействием ультрафиолетового излучения определенной длины волны или нагревом, в результате чего наблюдается оптический эффект, адекватный поглощенной энергии;
4. фотохимический – основан на воздействии ионизирующих излучений на фотоэмульсию фотографической пленки, измеряемому по оптической плотности почернения проявленной и фиксированной пленки.
Дозиметрический контроль включает: определение индивидуальных доз облучения, получаемых каждым работающим; систематический контроль за мощностью дозы облучения непосредственно на рабочих местах и в смежных помещениях; применение приборов, сигнализирующих о превышении допустимой дозы облучения.
В соответствии с этим приборы, используемые для дозиметрического контроля, делятся на три группы: дозиметры индивидуального контроля, стационарные или переносные приборы измерения мощности доз излучения на рабочем месте и стационарные установки для регистрации мощности излучения в определенных помещениях.
Последние, как правило, оснащены сигнальным устройством превышения мощности излучения.
Наибольшее значение имеет определение дозы за счет рентгеновского и γ-излучения, потоков нейтронов и β-частиц.
Эффективность регистрации различных видов излучений зависит от детектора прибора. Приборы, основанные на принципе ионизационной камеры, наиболее пригодны для измерения квантового излучения. Для измерения β-потоков применяют приборы с датчиками в виде газоразрядных или сцинтилляционных счетчиков. Для регистрации нейтронов используют сцинтилляционные детекторы, помещенные в фильтры из бора или кадмия.
При проведении группового радиационного контроля необходимо учитывать следующие основные положения:
· используемая для целей группового контроля аппаратура должна строго соответствовать задачам и конкретным условиям того или иного радиационно-технологического процесса;
· режимы эксплуатации радиационной техники при проверке эффективности защиты рабочих мест и смежных помещений должны соответствовать реальным условиям их использования;
· необходимо проводить столько исследований, чтобы можно было получить достоверную информацию о радиационной обстановке на объекте.
Большинство выпускаемых в настоящее время дозиметрических и радиометрических приборов не являются универсальными и могут использоваться в сравнительно небольшом диапазоне энергии, поэтому при выборе аппаратуры для проведения санитарно-дозиметрического контроля необходимо учитывать:
· вид и энергию излучения,
· диапазон чувствительности прибора,
· погрешность измерений и другие параметры приборов в полном соответствии с их паспортными данными.
Важное значение при выборе аппаратуры придается зависимости показания приборов от энергии измеряемого излучения (т.е. «ходу с жесткостью» – диапазону энергии излучения, измеряемого данным прибором).
В некоторых случаях ошибка измерений, обусловленная «ходом с жесткостью», может достигать 400%. Наименьший «ход с жесткостью» имеют приборы, датчики которых изготовлены из воздухоэквивалентных материалов.
По своему назначению все приборы могут быть условно разделены на следующие группы:
1. Рентгенометры – приборы, измеряющие мощность экспозиционной дозы ионизирующего излучения.
2. Радиометры – приборы, измеряющие плотность потоков ионизирующих излучений (интенсивность внешних потоков β-частиц, нейтронов и др.).
3. Индивидуальные дозиметры – приборы, измеряющие экспозиционную или поглощенную дозу ионизирующих излучений.
Кроме того, вся аппаратура радиационного контроля подразделяется на приборы стационарного назначения и переносные приборы.
Стационарные радиометры позволяют осуществлять непрерывный контроль за мощностью экспозиционных доз, концентрациями радиоактивных веществ в воздухе, сточных водах. Эта группа аппаратуры чаще всего используется как составной элемент технологического процесса, способствующий повышению степени надежности системы радиационной безопасности. Как правило, эти приборы имеют широкий диапазон измерений. Переносные приборы применяются для контроля и оценки эффективности защитных устройств и условий радиационной безопасности на рабочих местах, в жилых помещениях и на местности.
В современных условиях широкое применение имеет спектрометрический комплекс «ПРОГРЕСС», который предназначен для измерения активности альфа-, бета- и гамма-излучающих нуклидов в счетных образцах спектрометрическим методом. Комплекс используется в лабораторных условиях как установка специального назначения и является средством для измерения активности радионуклидов в различных объектах окружающей среды.
Принцип действия данного комплекса заключается в получении аппаратурного спектра импульсов от детектора, регистрирующего излучение счетного образца, экспонируемого в фиксированных условиях измерения. Активность радионуклида в исследуемой пробе определяется путем обработки полученной спектрограммы на компьютере с помощью специального пакета программ «ПРОГРЕСС-3.0», позволяющего управлять работой каждого самостоятельного спектрометрического тракта, анализировать спектрограмму и идентифицировать радионуклиды, определять активность соответствующих нуклидов в пробе, рассчитать погрешность измерения активности и протоколировать результаты измерений.
В зависимости от вида и энергии излучения можно сделать правильный выбор радиометрической и дозиметрической аппаратуры. Если выбор аппаратуры для регистрации γ-излучения с энергией от 100 кэВ до 3 МэВ не вызывает особых трудностей, то при энергии излучения менее 100 кэВ можно ожидать большие погрешности измерений.
Следует отметить, что правильность показаний радиометрической и дозиметрической аппаратуры определяется многими факторами: интенсивностью излучения, угловой зависимостью, правильностью градуировки и условиями окружающей среды (температура воздуха, относительная влажность).
Индивидуальный дозиметрический контроль. Данные дозиметрического контроля внешних полей ионизирующих излучений, полученные путем измерения мощностей доз, потоков нейтронов или заряженных частиц стационарными или переносными приборами, как правило, оказываются недостаточными для характеристики доз облучения, полученных персоналом, так как поля ионизирующих излучений изменяются во времени и пространстве. Вот почему для оценки индивидуальных доз облучения персонала применяются индивидуальные дозиметры.
В настоящее время известны индивидуальные дозиметры, основанные на применении малых ионизационных камер или конденсаторных камер (метод ИДК), специальных сортов фотопленки (ИФК) и термолюминесцентных детекторов (ТЛД) и др.
Все эти дозиметры применяются преимущественно для регистрации рентгеновского и γ-излучений.
Некоторые (ИФК, ТЛД) используются и для дозиметрии других видов излучений (нейтронных и β-потоков, тяжелых заряженных частиц и др.)
Индивидуальный контроль с помощью конденсаторных камер (ИДК).Принцип действия конденсаторных камер основан на пропорциональном изменении потенциала под действием рентгеновского или γ-излучений.
Методика индивидуального фотоконтроля основана на сравнении оптической плотности почернения экспонированных (рабочих) пленок с контрольными, которые были облучены известной дозой. До недавнего времени использовались методы ИФК-2,3, ИФК-2,3М, ИФКУ.
Термолюминесцентные дозиметры. В настоящее время наибольшее распространение, в том числе и в Казахстане, получили методы термолюминесцентной дозиметрии на основе детекторов из фтористого лития, фтористого кальция и алюмофосфатных стекол. При проведении индивидуального контроля используются термолюминесцентные дозиметры типа ТЛД. При размещении этих дозиметров на поверхности тела работающего необходимо учитывать характер работ, возможность тотального или локального облучения. При тотальном облучении ТЛД должны располагаться на уровне груди и области таза. При локальных – грудь-голова, грудь-таз, грудь-нижние конечности и др.
Также в санитарной практике при оценке индивидуальных доз облучения персонала рентгенкабинета и пациента нашел в настоящее время применение метод измерения произведения поглощенной дозы на площадь рентгеновского излучения на выходе рентгеновского аппарата и метод определения расчетным путем эффективной дозы, полученной пациентом при рентгеновской диагностике и рентгенотерапии, с использованием соответствующих методик расчета, согласно (МУК № 5.05.011.03; № 5.05.012.03), утвержденных МЗ РК. Для проведения этого исследования измерение поглощенной дозы рентгеновского излучения проводится с помощью дозиметра рентгеновского излучения-клинического (ДРК-1)
Для получения достоверных результатов измерения внешнего облучения необходимо соблюдать следующие основные правила:
· выбор мест для отдельных замеров намечается на основании предварительного санитарного описания условий труда, в котором указывается характер работы, режим работ с ионизирующим излучением и др.
· для измерений следует использовать только стандартные приборы, отградуированные официальными учреждениями.
· для большей надежности измерения проводятся в каждой точке не менее 2 – 3 раз.
· в тех случаях, когда облучение персонала в период работы неравномерно, оценка полученных доз может быть проведена только на основании данных индивидуальной дозиметрии.
· необходимо учитывать суммарное облучение за счет всех видов облучения, воздействующих на работающих в обследуемом производстве.
· данные индивидуальной дозиметрии, полученные дозиметрической службой объекта, могут быть использованы только после проверки показаний индивидуальных дозиметров.
Оценка доз внутреннего облучения. При определении степени радиационной опасности наряду с данными, характеризующими уровни внешнего облучения, важна оценка доз внутреннего облучения, которая в отдельных случаях (при работе с радиоактивными веществами в открытом виде) может играть решающую роль в характере радиационного воздействия.
Для условий профессиональной деятельности на первом месте стоит ингаляционный путь поступления радионуклидов, а затем контактный. При оценке доз внутреннего облучения для отдельных лиц из населения ведущий пероральный и затем ингаляционный пути поступления.
Следует иметь в виду, что до настоящего времени не существует методов прямой дозиметрии, позволяющей сразу оценить уровни внутреннего облучения. В связи с этим определение доз внутреннего облучения производят на основе сведений по содержанию радиоактивных веществ в теле человека или по поступлению их в организм, применяя следующие методы:
· прямой – определение радиоактивных веществ во всем теле или отдельных критических органах путем измерения интенсивности излучения тела человека. Используется, например, при определении мощности дозы гамма-излучения от пациента при выходе его из радиологического отделения, где с терапевтической целью были введены радиофармацевтические препараты. Она не должна превышать 3 мкЗв/ч на расстоянии от него 1 метр. Для этой цели могут использовать сцинтилляционные спектрометры (с кристаллическими Nal (T1) или жидкостными детекторами).
· косвенный, основанный на определении содержания радиоактивных веществ во всем теле или в отдельном органе по данным радиометрии биосубстратов человека (слюна, пот, выдыхаемый воздух, кровь, фекалии, моча) или по результатам радиометрических исследований воздуха, пищевых, продуктов, воды и уровней загрязнения поверхностей.
Из всех видов выделений наиболее часто для радиометрических исследований берут мочу.
Радиометрия слюны и пота мало пригодна для подобных исследований, так как сведений о соотношении между активностью этих биосубстратов и содержанием радиоактивных веществ в организме пока недостаточно. Радиометрия выдыхаемого воздуха применяется только для оценки содержания в организме радия и тория (по выдыхаемому радону и торону).
Интерпретация результатов радиометрии по активности фекалий также является сложной, ибо радиоактивные вещества попадают в них несколькими путями: через рот, с пищеварительными соками и желчью. Некоторая часть радиоактивных изотопов поступает в желудочно-кишечный тракт при заглатывании мокроты, поступающей из легких. Связь между результатами активности фекалий и содержанием радиоактивных веществ в теле надежно устанавливается, если имеется только один путь поступления (пероральный или ингаляционный), а всасыванием радиоактивных изотопов из желудочно-кишечного тракта в этом случае пренебрегают.
При интерпретации результатов необходимо располагать информацией о функции удержания радиоактивных веществ во всем теле и критическом органе, о функции выделения, а также о той доле изотопа, которая перейдет из крови в критический орган.
Вся работа при проведении исследований с помощью косвенных методов радиометрии делится на три этапа:
· организационный;
· радиометрический или радиохимический анализ;
· интерпретация результатов исследования.
На первом этапе (организационный) основное внимание обращается на правильный выбор группы лиц, у которых возможно поступление радиоактивных веществ во время работы или аварийной ситуации, сбор суточного выделения биоматериала, подготовка проб к анализу.
На втором этапе готовят собранный биоматериал для радиохимического анализа, который проводится с целью определения радиоизотопного состава анализируемой пробы. Для этого осуществляют ее минерализацию путем озоления. При этом вначале производят выпаривание биоматериала, а затем в муфельной печи в фарфоровых тиглях его озоляют при температуре 400° - 450°С. Далее осуществляют проведение радиохимического исследования путем использования стандартных методик по определению 90Sr или 137Cs.
Если известен изотопный состав воздуха, пищевых продуктов или воды, поступивших в организм, то радиохимический анализ не проводится, а осуществляется обычное радиометрическое исследование суточных выделений. Т.е. проводят определение активности препаратов, предварительно сконцентрированных из анализируемой пробы, в виде сухого остатка, золы. Для оценки результатов радиометрии необходимо осуществить сбор выделений у контрольной группы лиц (не имеющих, например, контакт работы с радиоактивными веществами). По разности полученных результатов между обследуемой и контрольной группой судят об активности выделений (мочи).
Интерпретация данных радиохимического или радиометрического анализа зависит от путей и продолжительности поступления радионуклидов, распределения их в организме (равномерное, остеотропное, щитовидная железа и др.), от времени пребывания радиоизотопа в организме (период полураспада и биологический период выведения).
Работа с радиоактивными веществами в открытом виде (порошками, растворами) может привести к загрязнению ими рук и одежды работающих, приборов и лабораторного оборудования, рабочих поверхностей, пола и стен помещений, а также воздуха. С этих объектов радиоактивные вещества могут попадать внутрь организма, вследствие чего работающий персонал может подвергаться как внешнему, так и внутреннему облучению.
Для решения вопросов защиты лиц, имеющих дело с радионуклидами, производится определение уровней загрязненности поверхностей. Найденные величины сравнивают с допустимыми уровнями.
При установлении этих предельно допустимых уровней были приняты следующие положения.
· суммарная поглощенная доза, полученная организмом за счет внешнего и внутреннего облучения, не должна превышать установленной предельно допустимой дозы облучения.
· при попадании в организм α-активные вещества представляют большую опасность, чем β-активные вещества.
· предельно допустимые уровни загрязненности для рук и других частей тела должны быть меньше, чем для других поверхностей, так как вероятность попадания радиоактивных веществ внутрь организма в этом случае большая, чем в других случаях.
Определение уровней загрязненности радиоактивными веществами различных поверхностей может быть осуществлено с помощью радиометрических приборов стационарного и переносного типа, а также с помощью метода мазков. Сущность данного метода заключается в снятии радиоактивных веществ с загрязненной поверхности каким-либо материалом (марля, ватные тампоны и др.) с последующим определением уровня радиоактивности этого материала. Мазки можно брать сухими или влажными материалами. Смачивание водой или кислотой материала, которым берут мазок, повышает чувствительность метода, однако несколько затрудняет выполнение последующих операций. Во многих случаях, особенно когда имеется загрязнение гладких поверхностей (сталь, плитки и др.), а уровни загрязнения значительны, вполне приемлем сухой метод.
Эффективность снятия мазков зависит от ряда причин (характер поверхности, вид мазка, качество снятия и др.), методика снятия мазка слабо поддается стандартизации и поэтому метод не является высокоточным. Вместе с тем он очень прост в исполнении, может быть использован даже при отсутствии под рукой нужных приспособлений и дает необходимые сведения об уровне и характере загрязнения поверхностей.
В случае загрязнения радиоактивными веществами помещений или их отдельных участков (полов, стен) немедленно приступают к дезактивации. Если загрязнение вызвано сухим веществом, то последнее собирают слегка увлажненной тряпкой. Большое количество пролитых радиоактивных жидкостей засыпают опилками. После того как основное количество радиоактивного вещества будет удалено, остатки загрязнения устраняют обработкой поверхности специальными моющими средствами. Дезактивацию загрязненных поверхностей производят при помощи мягких щеток или тампонов, смоченных моющими средствами или смыванием.
При дезактивации поверхностей, представленных пористыми или легко смачиваемыми материалами (керамические плитки, цемент), не следует оставлять моющий раствор на обрабатываемой поверхности на длительное время во избежание впитывания материалом радиоактивного вещества вместе с моющими растворами. Если загрязненная поверхность представляет собой сплошное покрытие без швов и стыков (пластикат, линолеум и др.), то обработку можно проводить обильным смачиванием (поливанием, пульверизацией).
Обрабатываемую поверхность после дезактивации специальными моющими средствами обильно промывают водой и протирают сухой чистой тряпкой, после чего контролируется чистота поверхности соответствующим радиометрическим прибором. Использованные щетки, тампоны собирают в пластикатовые мешки или в другие емкости и удаляют как радиоактивные отходы. В качестве моющих средств для дезактивации помещений могут применяться различные составы. Средства индивидуальной защиты при их загрязнении радиоактивными веществами дезактивируют в специально оборудованных прачечных. При очистке кожных покровов от радиоактивных загрязнений следует помнить, что чем раньше к ней приступят, тем она будет эффективнее, так как длительная задержка радиоактивных загрязнений на коже приводит к их большей фиксации. В большинстве случаев для обработки рук достаточно хорошо отмыть их теплой водой с применением мыла и щетки. При высоких уровнях загрязнения, когда мыло не дает должного эффекта, применяют различные специальные составы, в частности адсорбенты, комплексообразователи и растворители. Однако различные физико-химические свойства многочисленных радиоактивных элементов не дают возможности рекомендовать универсальные средства. Поэтому специальные составы имеют весьма ограниченное применение. Так, при загрязнении рук радиоактивными торием и фосфором рекомендуют применять мыло с добавкой трилона Б, моющего порошка «Новость»; для очистки от загрязнения радием – каолиновое мыло и т. д.
