Защита от внешнего у –излучения

Радиационная безопасность при работе с радиоактивными веществами и источниками ионизирующего излучения

Цель занятия: ознакомить студентов с основный параметрами зажины для сознания безопасных ионий работы с источниками ионизирующих излучений.

Практические навыки: научить студентов производить оценку радиационной обстановки и давать рекомендации но радиационной защиты.

Задание студентам:

1. Ознакомиться с методами расчета защиты от у (гамма)–излучения.

2. Усушить задачи по расчету защиты от излучения.

Использование радиоактивных веществ сопряжено с опасностью воздействия на организм человека ионизирующей радиации. В результате несоблюдения мер радиационной безопасности могут возникнуть различные нарушении в состоянии здоровья непосредственные и отдельные заболевание (острая п хроническая лучевая болезнь, лейкозы, злокачественные новообразование) и генетические последствия .

Поэтому при использование радиоактивных веществ принимают меры. предохраняющие от излишнего облучения людей извне, а также от проникновения радиоактивных веществ внутрь организма (инкорпорированное) а внутреннего облучения. Поскольку у-излучение по сравнению с альфа и бета-излучением обладают наибольшей проникающей способностью, при расчетах защиты от внешнего облучения имеется в виду прежде всего защита от гамма - излучения. Для количественной характеристики ионизирующей радиации используют понятие экспозиционной дозы. Системная единица экспозиционной дозы - кулон 'кг (Кл/кг), внесистемная - рент-

Ген (р). Обе единицы установлены, всходя из степени ионизации воздуха под влиянием ионизирующей радиаций . Кулон/кг - ко количества энергий поинэируюи1его излучения. под действием которого в 1 кг воздуха образуются зоны. несущее заряд в 1 кулон количества электричества каждого знака.

Рентген - доза, код действием которой в ! свез воздуха образуются ионы, несущее заряд в ОДНУ электростатическую единицу количества электричества каждого знака (2,08.10' пар мотив). Один рентген равен 0,256 мКл/кг. В последней радиации HPfi-99 понятие экспозиционной дозы не используется, соответственно не используются единицы ее ворожения для характеристика степени воздействия рентгеновского гамма-излучения на биологической объекты в указанных нормах пользуются понятием поглощенной дозы, которая выражается :истиной единицей - грей (гр) или внесистемной - рад.

Грей (джоуль/кг) - количество энергий ионизирующей радиаций , под действием которого в 1 кг облучаемого вещества поглощается энергия, равная 1 джоулю.

Род - единица поглощенных дозы, равная 100 эргам, поглощённым в 1 г вещества.

Для оценки степени радиационной опасности хронического облучение излучением произвольного состава введено понятие эквивалентной дозы (Н), представляющего собой произведение поглощенной дозы (Д) на взвешивающей коэффициент для данного вида излучения (Wr). В качестве единиц эквивалентной дозы используют зиверт (системная единица ) п бэр (специальная единица ).

13в=1ГрхWr=100рад хWr=100бэр

Взвешивающий коэффициент (WR) учитывает относительную эффективность различных видов излучение в зависимости его биологического мышления. Для рентгеновского, бета гамма излучения он ранен 1, поэтому дозы облучения, выраженные в радах + барах или в греях п Зиве ртах, будут кисть одинаковые значения.

Мощность дозы - доза облучения получаемая объектом и в единицу времени (секунду, мину-ту, час).

Эффективная доза (Е) - доза гипотетического одномоментного облучения человека, вызываются такие же биологические эффекты, чтo и подобная доза протяжённого во времени пли фракционного облучение . Эта доза используется как мера риска возникновения отдалённых последствий облучения всего тела человека

отдельных его органов с учётом их радиочувствительность . Эффективная доза представляет сумку произведений эквивалент-ной дозы в органе на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного органа или ткана (Wt)(таблица 66)
Единицы измерения эффективной дозы является также Зейферт (За) = Дж/кг.

Таблица 66

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете аффективной дозы

Гонады Костный мозг(красный) Толстый кишечник (прямая ,сигмовидная ,кисходящая ) Легкие Желудок Мочевой пузырь Грудная железа Печень Пищеводы Щитовидная железа Кожа Клетка костных поверхности Остальное надпочечники гол мозга слепая восходящая поперечно-ободочная кишка тонкий кишечник почки мышечная ткань поджелудочная железа селезенка вилочковая железа матка )

0.20 0.12 0.12 0.12 0.12 0.05 0.05 0.05 0.05 0.05 0.01 0.01 0.05

Пример. При рентгеновском обследований грудной клетки средняя эквивалентная облучения легких составила 180 ик3в, молочной железы – З0 мк3в, щитовидной железы - 50 мк3в, красного конного мозга - 110 мкЗв, гонад - 10 мк3в, поверхности костной ткана - 23 мкЗа, желудка, кишечника, печена, почек, селезёнки, поджелудочной железы - по 20 ик3в. Облучением остальных органов и тканей можно пренебречь. Определить :эффективную :эквивалентную дозу, полученную пациентом при обследований

180•0,12 + 30•0,05 + 50•0,05 + 110•0,12 + 100,2 + 23•0,01 + 20•,12 + 20•0,05 + 20•0,05 + 20•0,05 + 20•0,05 + 20•0,05 = 50. Ответ: 50 мкЗВ.

Предел дозы (ПД) –величина roдовой эффективной или эквивалентного дозы за год, которая при равномерном воздействий а лечение 50 лет не вызовет неблагоприятных изменений состоя-

НИИ здоровья персонала, • обнаруживаемых осовремененный методами доследования, Нормы радиационной безопасность разрабатываются и пере. нарабатываться на основе рекомендаций Международной Комиссии по радиационной защите. В настоящее время в нашей стране действует гIРБ-99 (С11 2.6.1.758-99).

Главной целью радиолампой безопасности является охрана здоровья людей от вредного воздействия ионизирующей радиации без согласованных ограничить полезной деятельница при ис1голпаованпн радиоактивных веществ и источников источников ионизирующих н различных областях хозяйства , науке и медицине .

Существует определенная числовая зависимость моет между системными н внесистемными единицами активности доз излучения.

Наименование Измерения	Единица СИ	Внесистемная единица	Связь между единицами
Активность	Беккерель (Бк)=1распаду/сек	Кьюри (ки)	1ки=3.7x10¹⁰расп/сек= 3.7 х 10¹⁰ /Бк . 1ки=10³мКи=10⁶мкКи 1мКи=3.7=3.7 х 10⁷бэ
Экспозиционная доза	Кулон на кг (кл/кг)	Рентген (р)	1 Р=2.58 х10^-4кл/кг 1кл/кг-3.88 х10⁷р
Поглощенная доза	Грей(Гр)	Рад	1 рад=1 х10^-2дж/кг= 1 х10^-2 Гр 1гр =100 рад
Эквивалентная доза	Зивер (Зв)	бэр	1бэр=1 х10^-2зв 1зв=100 бэр 1бэр=10мЗв

4.5.1. Основные принципы радиационной безопасности

1. Принцип нормирования — непрощение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующих излучений.

2. Принцип обоснования – запрещение всех видов деятельности по использованию ионизирующих излучений, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причинённого дополнительным естественному радиационному фону облучением.

З. Принцип оптимизации - поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учётом экономических социальных факторов индивидуальных доз облучения n числа облучаемых лиц при использований любого источника ионизирующих излучений . При реализации этого принципа принимается что облучение в числа эффективной лозе в 1 человека Зиверт (чел.-зв) приводит к потере 1 человека года жизни населения. Нормами радиационной безопасности устанавливаются следующие категорий облучаемых лиц:

Персонал (категория А) - лица, работающие с техногенными источниками излучения .

Персонал(категория Б) - лица, находящиеся по условиям работы в сфере воздействия излучения. Население - все липа, включая персонал вне работы с источниками излучения.

Для этих категорий устанавливаются пределы эффективных лоз по трем группам органов (хрусталик глаза, кожа, КИСТИ и стопы) (табл.67).

Таблица 67

Основные пределы дозы (НРБ-99)

Нормируемые величины	Предел дозы
Персонал (группа А)	Персонал (группа Б)	Население
Эффективная доза	20 мЗв в год и среднем за любые последовательные 5 лет но не более 50 мЗв в год	5 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет но не менее 12.5 мЗв в год	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет но не менее 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год : в хрусталике глаза Коже Кистях и стопах	150мЗв 500мЗв 500мЗв	37.5мЗв 125мЗв 125мЗв	15мЗв 50мЗв 50мЗв

Существует также опасность возникновения отдаленных эффектов и генетических последствий от воздействия радиации. Поэтому должны приниматься меры по максимально возможному ограничению облучении населения (в частности , при рентгенорадиологических исследованиях). Доза внешнего облучения, полученного про работе с источником зависит от активности источника, времени облучения, расстояние от источника облучения, а также ОТ ПЛОТНОСТИ среды, через которую проходит радиация. Это создает возможность использовать указанные факторы для зашиты от внешнего облучения. Правильное решение вопросов защиты возможно лишь на основании знания методов дозиметрии и принципов зашиты. Ниже проведённые расчеты, пользующие создать безопасные условия работы с источника ионизирующих излучений. Расчет дозы внешнего гамма излечения . Для того, чтобы выяснить необходимость применение защиты от облучения, нужно рассчитать лозу радиации, которую может получить работающий с РВ при определенных условиях.

Расчет дозы облучения (D), полученной от точечного источника без специальной защиты. производятся по формуле:

где Dмзв -доза полученного облучения, е мЗв; А - у-активность источника облучения, в мКи; - гамма постоянная для данного радионуклида ; t - время облучения. В ч: r² - расстояние от источника облучения. в См.

Из формулы видно, что величина дозы полученного облучения прямо пропорционально активности источника и времени облучения и обратно пропорционально расстояния от источника облучения.

4.5.2. Расчет основных параметров защиты от внешнего облучения

Критериям при расчете параметров зашиты от Внешнего облучения является предел ээффективной дозы, который для работаю щах с радиоактивными веществамии (предел-категория А) составляет 20 и3в в год (табл. 67). Хотя в настоящее время предел доз на неделю не регламентируеться , при расчетах удобнее пользоваться недельной дозай , которая при равномерном распределении годового облучения состовляет 0,А и3в.

Подставвив и значение недельной дозы, приведя в соответствие единицы измерений и выразив расстояние в метрах, можно получить упрощенную формулу для расчета основных параметров защиты:

Mxt/ R²= 1,8 х 10я,

где m - у-активность источника облучения, в Бк; t - время облучения за рабочую неделя, в ч; R² - расстояние от источника облучения, в н; 1,8 х 106 - коэффициент пересчета.

Так как данная формула отражает соотношение между активностью источника, расстоянием к временем облучения при безопасных условиях работы, её можно использовать для расчета основных параметров защиты.

Защита количеством заключаеться в определении предельного допустимой активности источника. с которой можно работать без экрана в течений данного времени па данном расстоянии.

Пример . Оператор постоянно работает на расстоянии 1 м от источника излучения в течение 36 ч в неделю. С какой максимальной активностью источника излучения он может работать? По формуле вычисляем:

Защита временем заключается в определении срока работы с радиоактивным веществом в течение недели при котором создаются безопасные условия (без превышения 1111) мри постоянной работе.

Например . В лаборатории работают с источником облучения активностью 5,8к10 Бк на расстояний 1 м от негo. Необходимо определить допустимое время работы (за неделю).

По формуле вычисляем:

Защита расстоянием заключается в определении расстояния от работающего до источника излучения, па котором (при данном источнике п времени) можно работать безопасно.

Пример. Сестра радиологический отделения в течение 6 ч ежедневно готовит препараты радия активностью 5,8х10⁶ Бк На каком расстоянии от источника она должна работать

Защита экранами основана на способности материалов поглащать радиактивные излучение.

Итенсивность у-излучения прямо пропорционально удельному весу материалов и их толщине и обратно пропорциональна энергии излучения.

При наружном облучения а-частицам в экранировании нет необходимости, так как а-частицы имеют небольшой пробег в воз-духе и хорошо задерживает другими материалами (лист бумаги не прапускают а-частицы ).

Для защиты от бетта -излучения следует применять легкие мате-риалы: алюмюний , стекло, пластмассы и др. Слой алюмпний талщиной 0,5 см полностью задерживает О-частицы.

Для зашиты от у-лучей следует применять экраны из тяжелых металлов: свинца, чугуна и других тяжелых материалов (бетон). Можно использовать также грунт, воду г, т.д. Толщину защитноro экрана, который ослабит мощность у-узлучения до предельно допустимых уровней, можно рассчитать двумя способами: 1) по таблицам (с учетом энергии излучения); 2) по слою половинного ослабления (без учета энергий излучения).

Расчет толщина экрана по таблицам в зависимости от энергии у-излучения проникающая способность его будет различной. Поэтому ,тли точного расчета толщины защитных экранов составлены специальные таблицы, в которых учитывается кратность ослабления н энергий излучения (табл. 68),

Пример. Лаборант, производящий фасовку радиоактивного золота 198Ан с энергией излучения 0,8 мЗв, получит без защиты через неделю дозу облучения 2,0 мЗв. Какой толщины свинцовый экран необходимо применить для создания безопасных условий работы лаборанта?

Велечина коэффицента ословления (кратность ослабления) определяется по формула:

где К - кратность ослабления : Р – полученная доза; Р₀ – предельно допустимая доза.

Толщина защитного экрана из свинца (мм)в зависимости от кратности ослабления и энергии гама излучения (широкий пучок)

Таблица 68

Кратность ослабления, К	Энергия гамма наилучения ,МэВ
0.1	0.2	0.3	0.4	0.5	0.6	0.7	0.8	0.9	1.0
1.5	0.5 3.5 4.5 4.5	1.0 5.5 8.5	1.5 11.5 14.5 15.5	19.5 20.5 21.5		19.5 32.5 34.5 38.5	23.5 32.5 36.5 39.5	30.5 38.5 49.5	11.5 35.5 49.5

Окончание таблицв 68

Кратность ослабления, К	Энергия гамма наилучения ,МэВ
1.75	1.5	1.75		2.5
1.5	9.5 68.5 84.5	96.3	18.5 52.5		13.5

А нашем примере:

В табл. 68 на пересечении линий, соответствующий кратности ослабления 5 и энергий 0,8 мЗв), находим, это необходимая толщина свинцового экрана должна быть 22 мм.

При несовпадений данных кратного ослабления н энергии излучения с указанными в таблице результат находят методом интерполирования либо используют последуйте числа. обеспечивающие более надежную защиту.

Растет толщины экрана по слоям половинного ослабления. Слоем половинного ослабления называется толщина материала, ослабляющая мощность у-излучения в 2 раза. Число слоев половинного ослабления о зависимости от необходимой кратности ослабления представлено в табл. 69.

Таблица 69

Кратность ослабления
Число слоев половинного ослабления

Пример •требуется ослабить интенсивность у -излучения ⁶⁰Со ы 1000 раз экраном из свинца, для которого один слой половинного ослабления равен 1,8 см. Из таблицы 69 находив, что ,1.ля ослабления в 1000 раз требуется 10 слоев половинного ослабления свинца. Следовательно общая толщина свинцового экрана равна: 1,8х10^-18 см.

Примечание . Толщина одного слоя половинного ослабление составляет для свинцов - 1,8 см, бетона - 10 си, дерева - 25 см. грунта - 14 см.