 |
Самостоятельная работа студентов
|
|
|
|
При работе с закрытыми источниками ионизирующего излучения используются 4 принципа защиты: количеством, временем, расстоянием, экранами. Соблюдение всех этих правил должно обеспечить на рабочем месте дозу, не превышающую предельно допустимую (5 бэр в год).
а) Предельна допустимая доза не будет превышена, если полная гамма-активность источника (m), выраженная в миллиграмм-эквивалентах радия (мг экв.), умноженная на продолжительность рабочей недели в часах (t), деленная на квадрат расстояния от туловища до источника в метрах (R), будет не более 120.
mt = 120
R2
Студенты самостоятельно решают задачи по защите от внешнего гамма-излучения по вышеуказанной формуле.
Пример расчета определение защиты количеством
Рабочий работает 36 часов в неделю, его рабочее место находится на расстоянии 1 метра от источника гамма-излучения. С какой предельно допустимой активностью источника излучения можно работать без защиты, не получив при этом дозу облучения, не превышающую предельно-доступную?
mt = 120;
R2 m = 120R2 = 120·1 = 33 мг экв. радия
T 36
б) Защита экранами является наиболее эффективным средством. Толщина экрана, который ослабит дозу излучения от источника до предельно допустимой величины при данных условиях, рассчитывается по специальным таблицам, по величине коэффициента ослабления, а также по слоям половинного ослабления.
При использовании экранов из других материалов можно сделать перерасчет защиты по соотношению плотностей.
Пример расчета защиты экранами по величине
Коэффициента ослабления
Измеренная на рабочем месте мощность физической дозы Р0=76 мР/с (микрорентген в секунду). Источником гамма-излучения является Со60 со средней энергией гамма квантов Е=1,25 МэВ (мегаэлектронвольт). Найти толщину свинцового экрана, необходимую для ослабления этого излучения до Р=0,76 мР/с (радиохимик работает с излучением 36 часов в неделю).
|
|
|
Величину коэффициента ослабления излучения определяют по формуле:
К = Р0
Р
Где Р0 – замеренная на рабочем месте мощность дозы;
Р – предельно допустимая мощность дозы для данных условий (при работе с излучением в течение 36 часов в неделю).
К = Р0 = 76 = 100
Р 7,6
в) По таблице для энергии гамма-излучения 1,25 МэВ находим необходимую толщину из свинца, равную 84,5 мм.
Приближенный расчет толщины экрана по слоям половинного ослабления
При отсутствии универсальных таблиц или номограмм для быстрого расчета толщины защиты от гамма-излучения можно использовать значения слоев половинного ослабления широких пучков гамма-излучения различными материалами (см. табл.1)
Таблица 1
Значение слоев половинного ослабления (см) в зависимости от энергии гамма-излучения (широкий пучок)
| Материал | Энергия гамма-излучения, МэВ | ||||
| 0,5 | 0,6 | 0,8 | 1,0 | 1,25 | |
| Вода | 11,0 | 11,5 | 12,0 | 12,0 | 14,0 |
| Бетон | 4,7 | 5,0 | 5,8 | 6,4 | 7,5 |
| Железо | 1,5 | 1,7 | 2,0 | 2,1 | 2,4 |
| Свинец | 0,5 | 0,6 | 0,85 | 1,0 | 1,1 |
г) Соотношение кратности ослабления и числа слоев половинного ослабления представлены в таблице 2.
Таблица 2
Соотношение между числом слоев половинного ослабления и кратности ослабления
| «К» Кратность ослабления | ||||||||||
| Число слоев половинного ослабления |
Пример: Требуется ослабить интенсивность гамма-излучения (энергия гамма-излучения около 1,25 МэВ) в 512 раз эераномиз свинца. Какова должна быть его толщина?
Решение: Для ослабления гамма-излучения в 512 раз требуется 9 слоев половинного ослабления. Искомая толщина свинцового экрана:
1,1 см * 9 = 9,9 см
|
|
|
В том случае, если в качестве защиты используются экраны из других материалов (бетон, железо, кирпич, чугун), можно сделать перерасчет защиты по соотношению плотностей.
В таблице 3 приводятся данные о плотности некоторых материалов (г/см3).
Таблица 3
Плотность различных материалов (г/см3)
| Алюминий | 2,7 | Железо | 7,89 |
| Вода | 2,1 – 2,7 | Кирпич | 1,4 – 1,9 |
| Бетон | 1,0 | Свинец | 11,34 |
| Воздух | 0,00129 | Чугун | 7,2 |
При расчете толщины экранов по плотности следует исходить из следующего соотношения:
d1 = ρ1
d2 ρ2
где d1 и ρ1 – толщина и плотность свинца,
d2 ρ2 - толщина и плотность искомого материала
Контрольные вопросы:
1) Понятие об ионизирующем излучении.
2) Физическая природа различных видов ионизирующего излучения, их ионизирующая и проникающая способность.
3) Особенности планировки радиологического отделения.
4) Характеристика закрытых источников ионизирующих излучений.
5) Характеристика открытых источников ионизирующих излучений.
6) Какие существуют принципы защиты, дозиметрический контроль.
СИТУАЦИОННАЯ ЗАДАЧА
В Брянской области, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии на Чернобыльской АЭС, была изучена загрязнённость объектов окружающей среды радиоактивным изотопом стронцием-90.
В пищевых продуктах местного производства обнаружено содержание Sr-90: в животных продуктах - 25 Бк/кг; в растительных продуктах - 60 Бк/кг; в питьевой воде 10 Бк/л. Поступление Sr-90 с атмосферным воздухом не превышало 1% и могло не учитываться. Эквивалентом годового потребления взрослым человеком животных продуктов является 300 кг молока, растительных продуктов - 300 кг картофеля. Величина суточного потребления воды равна 2 кг(л).
(Нормативные документы: Нормы радиационной безопасности – 99 СП 2.6.1.758-9, Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности – СП 2.6.1.799-99, МУ 2.6.1.1868-04 «Внедрение показателей радиационной безопасности о состоянии объектов окружающей среды, в т.ч. продовольственного сырья и пищевых продуктов, в систему социально-гигиенического мониторинга»).
ЗАДАНИЕ
А. Оцените уровень загрязнения стронцием данной территории с позиций возможного годового поступления его в организм людей с питьевой водой и продуктами питания.
|
|
|
Б. Ответьте на следующие вопросы:
Можно ли считать исчерпывающими для оценки внутреннего облучения людей, данные о содержании в природных объектах и поступлении в организм изотопа стронция-90?
Какие ещё естественные и искусственные (в результате техногенного загрязнения) радиоактивные изотопы могут поступать в организм человека с пищей растительного и животного происхождения?
Назовите пищевые продукты, накапливающие в себе наибольшие
концентрации радиоактивных изотопов.
Перечислите искусственные радиоактивные изотопы, которые
нормируются в пищевых продуктах?
Дайте определение явлению естественной радиоактивности. Назовите
единицы измерения радиоактивности.
При каком характере воздействия на организм ионизирующего
излучения возможно развитие хронической лучевой болезни?
Назовите клинические формы хронической лучевой болезни, в
зависимости от характера облучения.
Перечислите степени тяжести хронической лучевой болезни.
Изложите характерную динамику изменения картины крови при
хронической лучевой болезни.
ЭТАЛОНЫ ОТВЕТОВ
А. Годовое поступление в организм взрослого человека стронция-90 с продуктами питания и питьевой водой составит 3,28×104 Бк/год. (25 Бк/кг ´300 кг/год растительных продуктов + 60 Бк/кг ´300 кг/год продуктов животного происхождения + 10 Бк/л ´ 2 л/день питьевой воды ´ 365 дней = 32800 Бк = 3,28 ×104 Бк), что значительно превышает допустимый предел годового поступления для данных источнико, установленный для взрослого человека (1,3 ×104 Бк/год)
В качестве мер профилактики следует рекомендовать использование в данном регионе привозных продуктов питания и питьевой воды, радиоактивность которых не превышает регламентируемых величин.
Б.
1. Учитывая большое число естественных и искусственных радионуклидов, содержащихся в объектах окружающей среды, данные о концентрации в природных объектах и о поступлении в организм людей только одного изотопа стронция-90 не являются исчерпывающими.
2. С пищей растительного и животного происхождения в организм человека могут поступать следующие радиоактивные изотопы: естественные - калий-40, уран-238, торий-232, радий-226, радий-228 и др;
|
|
|
искусственные - йод-131, теллур-132, цезий-134, цезий-137, стронций-89, стронций-90 и др.
3. К пищевым продуктам, накапливающим в себе наибольшие концентрации радиоактивных изотопов относятся: грибы дикорастущие, морепродукты, сушёные продукты, мясо северных оленей.
4. В пищевых продуктах нормируется содержание двух радиоактивных изотопов: стронция-90 и цезия-137.
5. Естественная радиоактивность - это самопроизвольное превращение ядер атомов одних элементов в другие, сопровождающиеся испусканием ионизирующих излучений.
Единицей активности является беккерель (Бк) - один распад в секунду.
6. Развитие хронической лучевой болезни возможно при длительном повторном или постоянном воздействии ионизирующих излучений в сравнительно малых дозах, но всё же превышающих основные пределы доз.
7. В зависимости от характера облучения различают следующие клинические формы хронической лучевой болезни:
а) клинические формы, возникновение которых в основном обусловлено либо действием общего внешнего излучения, либо поступлением в организм изотопов, быстро и равномерно распределяющихся во всех органах и тканях;
б) клинические формы с медленно развивающимся клиническим синдромом преимущественного поражения отдельных органов, тканей и сегментов тела.
8. Различают I, II, III, и IV степени тяжести хронической лучевой болезни.
9. Характерные изменения картины крови при хронической лучевой болезни заключаются в постепенном развитии лейкопении, нейтропении и тромбоцитопении, а при тяжёлом лучевом поражении - выраженной анемии.
СИТУАЦИОННАЯ ЗАДАЧА
В ночь аварии на Чернобыльской АЭС наибольшие дозы облучения получили 600 человек из числа охраны промплощадки. Эти люди подверглись сравнительно равномерному внешнему облучению всего тела. Из них у 134 человек средняя индивидуальная доза составила 3,4 Зв. У всех 134 ликвидаторов была диагностирована острая лучевая болезнь. У других ликвидаторов в первые дни после аварии средние индивидуальные дозы составили - 0,56 Зв, у пилотов вертолётов - 0,26 Зв, у персонала ЧАЭС - 0,087 Зв.
(Нормативные документы: «Нормы радиационной безопасности 99(2009) СП 2.6.1.758-99 (2009)»
ЗАДАНИЕ
А. Дайте оценку полученных ликвидаторами доз облучения и тактику их дальнейшего трудоустройства и лечения.
Б. Ответьте на следующие вопросы:
Как рассчитать необходимую толщину экранов из свинца и из бетона для защиты персонала ЧАЭС от внешнего g-излучения с целью обеспечения необходимых норм радиационной безопасности. Какие ещё факторы защиты от внешнего излучения следовало применять в данной ситуации?
|
|
|
Какие лучевые поражения (кроме лучевой болезни) можно ожидать у людей-ликвидаторов аварии на ЧАЭС?
Назовите лучевые поражения, относящиеся к детерминированным и стохастическим эффектам. Объясните, в чём заключается принципиальное отличие этих двух групп заболеваний.
Объясните, что такое «эффективная коллективная» доза и как её величина связана с вероятностью возникновения стохастических эффектов?
Назовите принципы измерения радиоактивности и доз излучения, а также объясните на каких явлениях основаны эти принципы.
Перечислите и дайте определение доз, используемых для количественной оценки ионизирующих излучений. Назовите единицы измерения этих доз.
Какой термин используется в настоящее время для регламентации облучения людей в нашей стране? Какие категории облучаемых лиц установлены НРБ-99?
Из каких величин складывается понятие «дозы эффективной (эквивалентной) годовой»?
Дайте определение и приведите примеры радиоактивных источников в закрытом виде.
Назовите источники ионизирующей радиации, дающие в настоящее время (в среднем по РФ) наибольший вклад в полную годовую эффективную дозу населения. Укажите (в процентах) долю вклада каждого источника.
Каково значение вклада в коллективную дозу облучения у населения за счёт прошлых радиационных аварий?
ЭТАЛОНЫ ОТВЕТОВ
А. Из приведенных в задаче данных ясно, что у всех категорий аварийного персонала произошло значительное переоблучение. Предел эффективной дозы для персонала группы А не должен превышать 20 мЗв в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв за год. Таким образом, превышение индивидуальных доз составило:
1 группа: 3400 мЗв: 50 мЗв = 68 раз;
2 группа: 560 мЗв: 50 мЗв = 11,2 раза;
3 группа: 260 мЗв: 50 мЗв = 5,2 раза;
4 группа: 87 мЗв: 50 мЗв = 1,7 раза.
Практика показывает, что облучение дозой 150 мЗв могут наблюдаться клинически значимые нарушения кроветворения, а доза более 1000 мЗв приводит к развитию острой лучевой болезни. В связи с этим, ликвидаторы 1 группы должны быть срочно госпитализированы и подвергнуты комплексному лечению лучевой болезни. Лица 2 и 3 групп должны быть также госпитализированы и подвергнуты динамическому обследованию с целью выявления начальных стадий нарушения процессов кроветворения и их последующего лечения и коррекции. Персонал 4 группы должны проходить динамическое наблюдение, однако при отсутствии каких либо нарушений со стороны здоровья, они могут быть допущены к продолжению работы по специальности, при условии получения ими в течение следующего года индивидуальной дозы, не превышающей 20 мЗв/год. При выявлении нарушений со стороны здоровья вопрос об их трудоустройстве должен решаться индивидуально.
Б.
1. Для расчета защиты экранами с целью предупреждения превышения допустимого предела эффективной дозы может быть использован расчет по слою половинного ослабления. Для этого в таблице расчета слоёв половинного ослабления в графе «кратность ослабления» находим величину, точно соответствующую полученным уровням превышения, или, округленную в сторону увеличения ближайшую к полученным. В результате получаем, что необходимые кратности ослабления составляют 128, 16, 8 и 2 раза, что по таблице соответствует 7-ми, 4-м, 3-м и 1-му слою половинного ослабления. Учитывая, что толщина одного слоя половинного ослабления для свинца составляет - 1,8 см, а для бетона - 10 см, вычисляем общую толщину экранов из свинца и бетона для защиты всех четырёх групп ликвидаторов.
Для I группы толщина свинцового экрана составит 1,8×7 = 12,6 см; толщина экрана из бетона - 10×7 = 70 см.
Для II группы толщина свинцового экрана = 1,8 ´ 4 = 7,2 см; толщина экрана из бетона = 10×4 = 40 см.
Для III группы толщина свинцового экрана = 1,8 ´ 3 = 5,4 см; толщина экрана из бетона = 10´3 = 30 см.
Для IV группы толщина свинцового экрана = 1,8 ´ 1 = 1,8 см; толщина экрана из бетона = 10´1 = 10 см.
Кроме защиты экранами в данной ситуации можно было применить защиту расстоянием (увеличение расстояния от источника g-излучения до людей) и защиту временем (сокращение времени пребывания людей в зоне повышенной радиации).
2. Кроме лучевой болезни у ликвидаторов аварии следовало ожидать: лучевые ожоги, лучевые катаракты хрусталика глаза, нарушения гемопоэза, временную или постоянную стерильность, генетические нарушения, лейкозы и опухоли.
3. К детерминированным эффектам относятся острая и хроническая лучевая болезнь, лучевые ожоги, лучевые катаракты, нарушения гемопоэза, временная или постоянная стерильность.
К стохастическим эффектам относятся генетические нарушения, лейкозы и опухоли.
Детерминированные эффекты излучения возникают только после воздействия определённых пороговых доз, ниже которых эти эффекты клинически не проявляются. При воздействии доз выше пороговых тяжесть эффекта зависит от дозы.
Стохастические вероятностные эффекты не имеют дозового порога. Возникновение стохастических эффектов теоретически возможно при сколь угодно малой дозе облучения, при этом вероятность их возникновения тем меньше, чем ниже доза.
4. Коллективная эффективная доза - это мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения, равная сумме индивидуальных эффективных доз. Вероятность возникновения отдалённых или стохастических последствий будет возрастать линейно с увеличением коллективной дозы.
5. Существует несколько принципов измерения радиоактивности и доз излучения:
а) ионизационный принцип - основан на ионизации воздуха или другого газа между двумя электродами, имеющими разные потенциалы, измеряемая по возникающему электрическому току;
б) сцинтилляционный принцип - основан на возбуждении и ионизации атомов и молекул вещества при прохождении через него заряжённых частиц, сопровождаемых испусканием светового излучения - сцинтилляции, которые усиливаются с помощью фотоэлектронного умножителя и регистрируются счётным устройством.
в) люминесцентные принципы - радиофотолюминесценция и радиотермо-люминесценция. Эти принципы основаны на накоплении в люминофорах поглощенной энергии, которая освобождается под воздействием ультрафиолетового излучения или нагревания, в результате чего наблюдаемые оптические эффекты могут служить мерой поглощённой энергии.
г) фотохимический принцип - основан на воздействии ионизирующих излучений на фотоэмульсию фотографической плёнки. Доза измеряется по оптической плотности почернения проявленной и фиксированной плёнки.
6. Для количественной оценки ионизирующих излучений используют:
а) поглощённую дозу - величину энергии ионизирующего излучения, переданную веществу. В единицах СИ измеряется в Джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг-1) и имеет специальное название - грей (Гр.).
б) эквивалентную дозу - поглощённую дозу в органе или ткани, умноженную на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения. Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв).
в) эффективную дозу - дозу гипотетического одномоментного облучения человека, вызывающую такие же биологические эффекты, что и подобная доза протяженного во времени или фракционированного облучения. Это доза, используемая как мера риска возникновения отдалённых последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учётом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты. Единица эффективной дозы - зиверт (Зв).
7. В соответствии с НРБ-99 в настоящее время установлены «пределы индивидуальных доз» облучения граждан от всех источников ионизирующих излучений.
Нормами радиационной безопасности устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:
а) персонал (группа А) - лица, работающие с техногенными источниками излучения;
б) персонал (группа Б) - лица, находящиеся по условиям работы в сфере воздействия излучения;
в) население - все лица, включая персонал, вне работы с источниками ионизирующего излучения.
8. Доза эффективная (эквивалентная) годовая - это сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.
9. Радиоактивный источник в закрытом виде - источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нём радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.
Примеры: рентгеновские и гамма-аппараты, аппараты для гамма-дефектоскопии, флюорографические аппараты и др.
10. В среднем по РФ наибольший вклад в полную годовую эффективную дозу населения дают:
а) природные источники - 69,8%;
б) медицинское облучение - 29,4%.
11. Вклад в коллективную дозу облучения у населения за счёт прошлых радиационных аварий, в среднем по РФ, составляет менее 1%.
Контрольно-обучающие тесты:
1. Компонентами естественного (природного) радиационного фона является излучение:
а) космическое;
б) естественных радиоактивных веществ, находящихся в земных породах, воде, воздухе;
в) радиоактивных элементов содержащихся в растительном и животном мире и в организме человека;
г) возникающие при испытании ядерного оружия.
2. Изотопами называются элементы:
а) обладающие одинаковой атомной массой;
б) имеющие одинаковый заряд, но различное массовое число;
в) обладающие одинаковыми химическими свойствами, но различными атомными массами.
3. В процессе радиоактивного превращения элементов возникают виды излучений:
а) α;
б) β;
в) γ;
г) нейтронное;
д) ультрафиолетовое.
4. Самой высокой проникающей способностью обладает вид излучения:
а) α;
б) β;
в) γ;
г) нейтронное;
д) рентгеновское
5. Радиоактивные вещества можно применить в виде:
а) открытом;
б) закрытом;
в) комбинированном.
6. Основные принципы защиты медицинского персонала от внешнего облучения:
а) защита временем;
б) защита расстоянием;
в) защита экранами;
г) защита количеством;
д) использование защитных костюмов.
7. Основная опасность для медицинского персонала при рентгеновских исследованиях:
а) внешнее облучение;
б) внутреннее облучение;
в) облучение рук и туловища;
г) неблагоприятный микроклимат.
8. В отделениях открытых источников защита медперсонала должна осуществляться по следующим направлениям:
а) защита органов дыхания и кожи от попадания радиоактивных веществ;
б) защита от внешнего облучения;
в) правильное планировочное решение отделения;
г) применение индивидуальных средств защиты.
9. Для измерения дозы внешнего облучения используют дозиметры:
а) ионизационные;
б) фотохимические;
в) химические;
г) термолюминесцентные.
Ответы:
- а, б, в;
- б;
- а, б, в, г;
- в, г, д;
- а, б;
- а, б, в, г;
- а, в;
- а, б, в, г;
- а, б, в, г.
|
|
|
