Баннер 6

 

48. Радиация: ионизирующая

Редактор главы: Роберт Н. Черри-младший.


 

Содержание

Введение
Роберт Н. Черри-младший

Радиационная биология и биологические эффекты
Артур С. Аптон

Источники ионизирующего излучения
Роберт Н. Черри-младший

Проектирование рабочего места для обеспечения радиационной безопасности
Гордон М. Лодде

Радиационная безопасность
Роберт Н. Черри-младший

Планирование радиационных аварий и управление ими
Сидней В. Портер-младший

Четверг, Март 24 2011 18: 50

Введение

Ионизирующее излучение есть везде. Он приходит из космоса в виде космических лучей. Он находится в воздухе в виде выбросов радиоактивного радона и его дочерних продуктов. Встречающиеся в природе радиоактивные изотопы входят и остаются во всех живых существах. Это неизбежно. Действительно, все виды на этой планете эволюционировали в присутствии ионизирующего излучения. Хотя люди, подвергшиеся воздействию малых доз радиации, могут не сразу проявлять какие-либо явные биологические эффекты, нет никаких сомнений в том, что ионизирующее излучение в достаточном количестве может причинить вред. Эти эффекты хорошо известны как в своем роде, так и в степени.

Хотя ионизирующее излучение может причинить вред, оно также имеет множество полезных применений. Радиоактивный уран вырабатывает электроэнергию на атомных электростанциях многих стран. В медицине с помощью рентгеновских лучей получают рентгенограммы для диагностики внутренних повреждений и заболеваний. Врачи ядерной медицины используют радиоактивный материал в качестве индикаторов для получения подробных изображений внутренних структур и изучения метаболизма. Терапевтические радиофармацевтические препараты доступны для лечения таких заболеваний, как гипертиреоз и рак. Радиотерапевты используют для лечения рака гамма-лучи, пионные пучки, электронные пучки, нейтроны и другие виды излучения. Инженеры используют радиоактивные материалы при каротаже нефтяных скважин и в измерителях плотности почвы. Промышленные рентгенологи используют рентгеновские лучи для контроля качества, чтобы изучить внутреннюю структуру производимых устройств. Знаки выхода в зданиях и самолетах содержат радиоактивный тритий, чтобы они светились в темноте в случае отключения электроэнергии. Многие детекторы дыма в домах и коммерческих зданиях содержат радиоактивный америций.

Эти многочисленные применения ионизирующего излучения и радиоактивных материалов улучшают качество жизни и во многих отношениях помогают обществу. Выгоды от каждого использования всегда должны быть сопоставлены с рисками. Риски могут быть связаны с работниками, непосредственно участвующими в применении радиации или радиоактивных материалов, с населением, с будущими поколениями и с окружающей средой или с любой их комбинацией. Помимо политических и экономических соображений, выгоды всегда должны перевешивать риски, когда речь идет об ионизирующем излучении.

Ионизирующего излучения

Ионизирующее излучение состоит из частиц, в том числе фотонов, которые вызывают отделение электронов от атомов и молекул. Однако некоторые виды излучения относительно низкой энергии, такие как ультрафиолетовый свет, также могут вызывать ионизацию при определенных обстоятельствах. Чтобы отличить эти типы излучения от излучения, которое всегда вызывает ионизацию, произвольный нижний предел энергии для ионизирующего излучения обычно устанавливается около 10 килоэлектрон-вольт (кэВ).

Непосредственно ионизирующее излучение состоит из заряженных частиц. К таким частицам относятся энергичные электроны (иногда называемые негатронами), позитроны, протоны, альфа-частицы, заряженные мезоны, мюоны и тяжелые ионы (ионизированные атомы). Этот тип ионизирующего излучения взаимодействует с веществом в основном за счет кулоновской силы, отталкивая или притягивая электроны от атомов и молекул в силу их зарядов.

Косвенно ионизирующее излучение состоит из незаряженных частиц. Наиболее распространенными видами косвенно ионизирующего излучения являются фотоны с энергией выше 10 кэВ (рентгеновское и гамма-излучение) и все нейтроны.

Рентгеновские и гамма-фотоны взаимодействуют с веществом и вызывают ионизацию как минимум тремя различными способами:

    1. Фотоны с более низкой энергией взаимодействуют в основном посредством фотоэлектрического эффекта, при котором фотон отдает всю свою энергию электрону, который затем покидает атом или молекулу. Фотон исчезает.
    2. Фотоны промежуточной энергии в основном взаимодействуют через эффект Комптона, при котором фотон и электрон сталкиваются как частицы. Фотон продолжает двигаться в новом направлении с уменьшенной энергией, в то время как высвобожденный электрон уходит с остатком поступающей энергии (за вычетом энергии связи электрона с атомом или молекулой).
    3. Рождение пар возможно только для фотонов с энергией более 1.02 МэВ. (Однако вблизи 1.02 МэВ все еще доминирует эффект Комптона. При более высоких энергиях преобладает рождение пар.) Фотон исчезает, а на его месте появляется электрон-позитронная пара (это происходит только вблизи ядра из-за сохранения импульса и энергетические соображения). Полная кинетическая энергия пары электрон-позитрон равна энергии фотона за вычетом суммы энергий массы покоя электрона и позитрона (1.02 МэВ). Эти энергичные электроны и позитроны затем действуют как непосредственно ионизирующее излучение. Потеряв кинетическую энергию, позитрон в конце концов столкнется с электроном, и частицы аннигилируют друг друга. Два (обычно) фотона с энергией 0.511 МэВ затем испускаются из места аннигиляции на 180 градусов друг от друга.

         

        для данного фотона может произойти любое из них, за исключением того, что образование пар возможно только для фотонов с энергией более 1.022 МэВ. Энергия фотона и материал, с которым он взаимодействует, определяют, какое взаимодействие наиболее вероятно.

        На рис. 1 показаны области, в которых доминирует каждый тип фотонного взаимодействия, в зависимости от энергии фотона и атомного номера поглотителя.

        Рисунок 1. Относительная важность трех основных взаимодействий фотонов в веществе.

        ИОН010F1

        Наиболее распространенными взаимодействиями нейтрона с веществом являются неупругие столкновения, захват (или активация) нейтрона и деление. Все это взаимодействия с ядрами. Ядро, неупруго сталкивающееся с нейтроном, остается на более высоком энергетическом уровне. Он может высвобождать эту энергию в виде гамма-излучения или испуская бета-частицу, или и то, и другое. При захвате нейтронов пораженное ядро ​​может поглощать нейтроны и выбрасывать энергию в виде гамма-, рентгеновских лучей, бета-частиц или того и другого. Затем вторичные частицы вызывают ионизацию, как обсуждалось выше. При делении тяжелое ядро ​​поглощает нейтрон и распадается на два более легких ядра, которые почти всегда радиоактивны.

        Количества, единицы и связанные определения

        Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям (ICRU) разрабатывает международно признанные формальные определения величин и единиц радиации и радиоактивности. Международная комиссия по радиологической защите (ICRP) также устанавливает стандарты для определения и использования различных величин и единиц, используемых в радиационной безопасности. Ниже приводится описание некоторых величин, единиц и определений, обычно используемых в области радиационной безопасности.

        Поглощенная доза. Это основная дозиметрическая величина для ионизирующего излучения. По сути, это энергия, которую ионизирующее излучение сообщает веществу на единицу массы. Формально,

        в котором D – поглощенная доза, de - средняя энергия, сообщаемая веществу с массой dm. Поглощенная доза выражается в джоулях на килограмм (Дж кг-1). Специальное название единицы поглощенной дозы — грей (Гр).

        Активность. Эта величина представляет собой количество ядерных превращений из данного состояния ядерной энергии в единицу времени. Формально,

        в котором A активность, dN – математическое ожидание числа спонтанных ядерных переходов из данного энергетического состояния в интервале времени dt. Это связано с количеством радиоактивных ядер. N по:

        где l — постоянная затухания. Активность измеряется инверсными секундами (с-1). Специальное название единицы активности — беккерель (Бк).

        Постоянная распада (л). Эта величина представляет собой вероятность в единицу времени того, что ядерное превращение произойдет для данного радионуклида. Постоянная затухания измеряется в обратных секундах (s-1). Это связано с периодом полураспада t½ радионуклида:

        Константа распада l связана со средним временем жизни t радионуклида соотношением:

        Зависимость активности от времени A(t) и числа радиоактивных ядер N(t) может быть выражена высокопоставленных  соответственно.

        Детерминированный биологический эффект. Это биологический эффект, вызванный ионизирующим излучением, вероятность возникновения которого равна нулю при малых поглощенных дозах, но резко возрастает до единицы (100 %) выше некоторого уровня поглощенной дозы (порога). Индукция катаракты является примером стохастического биологического эффекта.

        Эффективная доза. Эффективная доза E представляет собой сумму взвешенных эквивалентных доз во всех тканях и органах организма. Это величина радиационной безопасности, поэтому ее использование нецелесообразно для больших поглощенных доз, доставленных за относительно короткий период времени. Его дают:

        в котором w T - весовой коэффициент ткани и HT – эквивалентная доза для ткани T. Эффективная доза выражена в Дж/кг.-1. Специальное название единицы эффективной дозы – зиверт (Зв).

        Эквивалентная доза. Эквивалентная доза HT это поглощенная доза, усредненная по ткани или органу (а не по точке) и взвешенная по интересующему качеству излучения. Это величина радиационной безопасности, поэтому ее использование нецелесообразно для больших поглощенных доз, доставленных за относительно короткий период времени. Эквивалентная доза определяется по формуле:

        в котором DT, R – усредненная по ткани или органу поглощенная доза T за счет излучения R и w R
        - весовой коэффициент радиации. Эквивалентная доза выражена в Дж кг-1. Специальное название единицы эквивалентной дозы — зиверт (Зв).

        Период полураспада. Эта величина представляет собой время, необходимое для того, чтобы активность радионуклида уменьшилась вдвое. Эквивалентно, это количество времени, необходимое для того, чтобы данное количество ядер в данном радиоактивном состоянии уменьшилось вдвое. Он имеет основные единицы секунд (с), но также обычно выражается в часах, днях и годах. Для данного радионуклида период полураспада t½ связано с константой затухания l соотношением:

        Линейный перенос энергии. Эта величина представляет собой энергию, которую заряженная частица сообщает веществу на единицу длины при прохождении через вещество. Формально,

        в котором L представляет собой линейную передачу энергии (также называемую линейная тормозная способность при столкновении) и дe - средняя энергия, теряемая частицей при прохождении расстояния dl. Линейная передача энергии (ЛПЭ) измеряется в Дж м-1.

        Средний срок службы. Эта величина представляет собой среднее время, в течение которого ядерное состояние будет сохраняться до того, как оно претерпит преобразование в состояние с более низкой энергией в результате испускания ионизирующего излучения. Он имеет основные единицы секунд (с), но также может быть выражен в часах, днях или годах. Он связан с постоянной затухания соотношением:

        где t — среднее время жизни, а l — постоянная распада данного нуклида в данном энергетическом состоянии.

        Весовой коэффициент излучения. это число w R что для данного типа и энергии излучения R представляет значения относительной биологической эффективности этого излучения в отношении возникновения стохастических эффектов при низких дозах. значения w R связаны с линейной передачей энергии (ЛПЭ) и приведены в таблице 1. На рисунке 2 (на обороте) показана взаимосвязь между w R и LET для нейтронов.

        Таблица 1. Весовые коэффициенты излучения wR

        Тип и энергетический диапазон

        wR 1

        Фотоны, все энергии

        1

        Электроны и мюоны, все энергии2

        1

        Нейтроны, энергия 10 кэВ

        5

        От 10 кэВ до 100 кэВ

        10

        >100 кэВ до 2 МэВ

        20

        >2 МэВ до 20 МэВ

        10

        >20 МэВ

        5

        Протоны, кроме протонов отдачи, энергия >2 МэВ

        5

        Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра

        20

        1 Все значения относятся к излучению, падающему на тело или, для внутренних источников, испускаемому источником.

        2 За исключением оже-электронов, испускаемых ядрами, связанными с ДНК.

        Относительная биологическая эффективность (РБЕ). ОБЭ одного типа излучения по сравнению с другим является обратным отношением поглощенных доз, дающих одинаковую степень определенной биологической конечной точки.

        Рис. 2. Радиационные весовые коэффициенты для нейтронов (гладкая кривая рассматривается как аппроксимация)

        ИОН010F2

        Стохастический биологический эффект. Это биологический эффект, вызванный ионизирующим излучением, вероятность возникновения которого возрастает с увеличением поглощенной дозы, вероятно, без порога, но серьезность которого не зависит от поглощенной дозы. Рак является примером стохастического биологического эффекта.

        Весовой коэффициент ткани w T. Это представляет собой вклад ткани или органа Т в общий ущерб из-за всех стохастических эффектов, возникающих в результате равномерного облучения всего тела. Он используется потому, что вероятность стохастических эффектов из-за эквивалентной дозы зависит от облучаемой ткани или органа. Равномерная эквивалентная доза для всего тела должна давать эффективную дозу, численно равную сумме эффективных доз для всех тканей и органов тела. Следовательно, сумма всех весовых коэффициентов ткани нормирована на единицу. В таблице 2 приведены значения весовых коэффициентов ткани.

        Таблица 2. Весовые коэффициенты ткани wT

        Ткань или орган

        wT 1

        Половые

        0.20

        Костный мозг (красный)

        0.12

        Двоеточие

        0.12

        легкое

        0.12

        Живот

        0.12

        мочевой пузырь

        0.05

        Грудь

        0.05

        Печень

        0.05

        пищевод

        0.05

        Щитовидная железа

        0.05

        Кожа

        0.01

        Поверхность кости

        0.01

        остаток

        0.052, 3

        1 Значения были получены из эталонной популяции, состоящей из равного количества представителей обоих полов и широкого диапазона возрастов. При определении эффективной дозы они применяются к работникам, ко всему населению и к представителям любого пола.

        2 Для расчетов остаток состоит из следующих дополнительных тканей и органов: надпочечники, головной мозг, верхняя часть толстой кишки, тонкая кишка, почки, мышцы, поджелудочная железа, селезенка, тимус и матка. В список включены органы, которые могут подвергаться избирательному облучению. Известно, что некоторые органы в списке подвержены индукции рака.

        3 В тех исключительных случаях, когда одна из оставшихся тканей или органов получает эквивалентную дозу, превышающую максимальную дозу в любом из двенадцати органов, для которых указан весовой коэффициент, к этой ткани следует применять весовой коэффициент 0.025. или орган и весовой коэффициент 0.025 к средней дозе в остальной части остатка, как определено выше.

         

        Назад

        После открытия Рентгеном в 1895 г. рентгеновские лучи так быстро стали применяться в диагностике и лечении болезней, что травмы от чрезмерного радиационного облучения стали встречаться почти сразу у пионеров-радиаторов, которым еще предстояло осознать опасность (Браун 1933). Первыми такими травмами были преимущественно кожные реакции на руках тех, кто работал с оборудованием для раннего облучения, но в течение десяти лет также сообщалось о многих других типах травм, включая первые раковые заболевания, связанные с радиацией (Stone 1959).

        На протяжении века, прошедшего с момента этих первых открытий, изучение биологических эффектов ионизирующего излучения получало непрерывный импульс в связи с растущим использованием радиации в медицине, науке и промышленности, а также в мирных и военных применениях атомной энергии. В результате биологические эффекты радиации исследованы более тщательно, чем практически любого другого фактора окружающей среды. Новые знания о воздействии радиации оказали влияние на формирование мер по защите здоровья человека от многих других экологических опасностей, а также от радиации.

        Природа и механизмы биологического действия радиации

        Отложение энергии. В отличие от других форм излучения, ионизирующее излучение способно выделять достаточно локализованной энергии, чтобы выбивать электроны из атомов, с которыми оно взаимодействует. Таким образом, когда излучение случайным образом сталкивается с атомами и молекулами при прохождении через живые клетки, оно порождает ионы и свободные радикалы, которые разрывают химические связи и вызывают другие молекулярные изменения, повреждающие пораженные клетки. Пространственное распределение событий ионизации зависит от весового коэффициента излучения, w R излучения (см. табл. 1 и рис. 1).

        Таблица 1. Весовые коэффициенты излучения wR

        Тип и энергетический диапазон

        wR 1

        Фотоны, все энергии

        1

        Электроны и мюоны, все энергии2

        1

        Нейтроны, энергия <10 кэВ

        5

        От 10 кэВ до 100 кэВ

        10

        >100 кэВ до 2 МэВ

        20

        >2 МэВ до 20 МэВ

        10

        >20 МэВ

        5

        Протоны, кроме протонов отдачи, энергия >2 МэВ

        5

        Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра

        20

        1 Все значения относятся к излучению, падающему на тело или, для внутренних источников, испускаемому источником.

        2 За исключением оже-электронов, испускаемых ядрами, связанными с ДНК.

        Рис. 1. Различия между различными видами ионизирующего излучения по проникающей способности в ткани

        ИОН020F1

        Воздействие на ДНК. Любая молекула в клетке может быть изменена радиацией, но ДНК является наиболее важной биологической мишенью из-за ограниченной избыточности содержащейся в ней генетической информации. Поглощенная доза радиации, достаточно большая, чтобы убить среднюю делящуюся клетку, — 2 грей (Гр) — достаточна, чтобы вызвать сотни повреждений в ее молекулах ДНК (Ward, 1988). Большинство таких повреждений излечимы, но повреждения, вызванные сильно ионизирующим излучением (например, протонным или альфа-частицами), как правило, хуже поддаются лечению, чем поражения, вызванные слабым ионизирующим излучением (например, рентгеновским или гамма-излучением). Гудхед, 1988). Таким образом, сильноионизирующее (высокая ЛПЭ) излучение обычно имеет более высокую относительную биологическую эффективность (ОБЭ), чем малоионизирующее (низкая ЛПЭ) излучение для большинства форм повреждений (ICRP 1991).

        Влияние на гены. Повреждение ДНК, которая остается нерепарированной или неправильно репарированной, может выражаться в виде мутаций, частота которых, по-видимому, возрастает как линейная, непороговая функция дозы, примерно в 10 раз.-5 в 10-6 на локус на Гр (NAS 1990). Тот факт, что частота мутаций пропорциональна дозе, интерпретируется как означающий, что прохождения ДНК одной ионизирующей частицей может быть, в принципе, достаточно, чтобы вызвать мутацию (NAS 1990). У жертв чернобыльской аварии зависимость доза-реакция для мутаций гликофорина в клетках костного мозга очень похожа на зависимость, наблюдаемую у выживших после атомной бомбардировки (Jensen, Langlois and Bigbee 1995).

        Воздействие на хромосомы. Радиационное повреждение генетического аппарата может также вызвать изменения в числе и структуре хромосом, частота которых, как было замечено, увеличивается с дозой у работников, выживших после атомной бомбардировки, и других лиц, подвергшихся ионизирующему излучению. Зависимость доза-реакция для хромосомных аберраций в лимфоцитах крови человека (рис. 2) охарактеризована достаточно хорошо, так что частота аберраций в таких клетках может служить полезным биологическим дозиметром (IAEA 1986).

        Рис. 2. Частота аберраций дицентрических хромосом в лимфоцитах человека в зависимости от дозы, мощности дозы и качества облучения in vitro

        ИОН020F2

         

        Влияние на выживаемость клеток. Одной из самых ранних реакций на облучение является угнетение клеточного деления, которое проявляется сразу после облучения, варьируя как по степени, так и по продолжительности в зависимости от дозы (рис. 3). Хотя ингибирование митоза обычно носит временный характер, радиационное повреждение генов и хромосом может быть летальным для делящихся клеток, которые как класс очень радиочувствительны (ICRP 1984). Измеряемая с точки зрения пролиферативной способности, выживаемость делящихся клеток имеет тенденцию к экспоненциальному снижению с увеличением дозы, от 1 до 2 Гр обычно достаточно для сокращения выживающей популяции примерно на 50% (рис. 4).

        Рисунок 3. Митотическое ингибирование, индуцированное рентгеновскими лучами в эпителиальных клетках роговицы крысы.

        ИОН020F3

         

        Рисунок 4. Типичные кривые доза-выживаемость для клеток млекопитающих, подвергшихся воздействию рентгеновского излучения и быстрых нейтронов.

         

        ИОН020F4

        Воздействие на ткани. Зрелые, неделящиеся клетки относительно радиорезистентны, но делящиеся клетки в ткани радиочувствительны и могут погибнуть в достаточном количестве при интенсивном облучении, чтобы вызвать атрофию ткани (рис. 5). Скорость такой атрофии зависит от динамики клеточной популяции в пораженной ткани; то есть в органах, характеризующихся медленным обновлением клеток, таких как печень и эндотелий сосудов, процесс обычно протекает гораздо медленнее, чем в органах, характеризующихся быстрым обновлением клеток, таких как костный мозг, эпидермис и слизистая оболочка кишечника (ICRP 1984). Примечательно, кроме того, что если объем облучаемой ткани достаточно мал или если доза накапливается достаточно постепенно, тяжесть поражения может быть значительно уменьшена за счет компенсаторной пролиферации выживших клеток.

        Рис. 5. Характерная последовательность событий в патогенезе нестохастических эффектов ионизирующего излучения.

         ИОН020F5

        Клинические проявления травмы

        Типы эффектов. Радиационные эффекты охватывают широкий спектр реакций, заметно различающихся по зависимости доза-реакция, клиническим проявлениям, срокам и прогнозу (Mettler and Upton 1995). Эффекты часто для удобства подразделяются на две широкие категории: (1) наследственный эффекты, которые выражаются в потомках облученных особей, и (2) соматический эффекты, которые выражаются у самих облученных лиц. К последним относятся острые эффекты, которые проявляются относительно скоро после облучения, а также поздние (или хронические) эффекты, такие как рак, которые могут проявиться лишь спустя месяцы, годы или десятилетия.

        Острые эффекты. Острые эффекты радиации возникают преимущественно в результате истощения клеток-предшественников в пораженных тканях (рис. 5) и могут быть вызваны только дозами, достаточно большими, чтобы убить многие такие клетки (например, таблица 2). По этой причине такие эффекты рассматриваются как нестохастический или детерминистический, в природе (ICRP 1984 и 1991), в отличие от мутагенных и канцерогенных эффектов радиации, которые рассматриваются как стохастический явления, возникающие в результате случайных молекулярных изменений в отдельных клетках, которые возрастают как линейно-беспороговые функции дозы (NAS 1990; ICRP 1991).

        Таблица 2. Ориентировочные пороговые дозы традиционно фракционированного терапевтического рентгеновского излучения для клинически вредных нестохастических эффектов в различных тканях

        Органной

        Травма в 5 лет

        порог
        доза (Гр)*

        иррадиация
        поле (площадь)

        Кожа

        Язва, выраженный фиброз

        55

        100 см2

        Слизистая оболочка полости рта

        Язва, выраженный фиброз

        60

        50 см2

        пищевод

        Язва, стриктура

        60

        75 см2

        Живот

        Язва, перфорация

        45

        100 см2

        Тонкий кишечник

        Язва, стриктура

        45

        100 см2

        Двоеточие

        Язва, стриктура

        45

        100 см2

        прямая кишка

        Язва, стриктура

        55

        100 см2

        Слюнные железы

        ксеростомия

        50

        50 см2

        Печень

        Печеночная недостаточность, асцит

        35

        все

        Почка

        Нефросклероз

        23

        все

        Мочевой пузырь

        Язва, контрактура

        60

        все

        Испытания

        Постоянная стерильность

        5-15

        все

        яичник

        Постоянная стерильность

        2-3

        все

        матка

        Некроз, перфорация

        > 100

        все

        Влагалище

        Язва, свищ

        90

        5 см2

        грудь, ребенок

        гипоплазия

        10

        5 см2

        Грудь, взрослая

        Атрофия, некроз

        > 50

        все

        легкое

        Пневмонит, фиброз

        40

        мочка

        Капилляры

        Телеангиэктазии, фиброз

        50-60

        s

        Сердце

        Перикардит, панкардит

        40

        все

        Кость, ребенок

        Задержка роста

        20

        10 см2

        Кость, взрослый

        Некроз, перелом

        60

        10 см2

        Хрящ, ребенок

        Задержка роста

        10

        все

        Хрящ, взрослый

        Некроз

        60

        все

        Центральная нервная система (головной мозг)

        Некроз

        50

        все

        Спинной мозг

        Некроз, пересечение

        50

        5 см2

        глаз

        Панофтальмит, кровоизлияние

        55

        все

        роговица

        кератит

        50

        все

        объектив

        Катаракта

        5

        все

        Ухо (внутреннее)

        Глухота

        > 60

        все

        Щитовидная железа

        Гипотиреоз

        45

        все

        Надпочечник

        Гипоадренализм

        > 60

        все

        Гипофиз

        Гипопитуитаризм

        45

        все

        Мышца, ребенок

        гипоплазия

        20-30

        все

        Мышца, взрослый

        атрофия

        > 100

        все

        Костный мозг

        гипоплазия

        2

        все

        Костный мозг

        Гипоплазия, фиброз

        20

        локализованный

        Лимфатический узел

        атрофия

        33-45

        s

        лимфатический

        Склероз

        50

        s

        эмбрион

        Смерть

        2

        все

        * Доза, вызывающая эффект у 1-5 % облученных лиц.

        Источник: Рубин и Касаретт, 1972 г.

        Острые травмы тех типов, которые были распространены у первых радиационных работников и первых пациентов лучевой терапии, в значительной степени устранены за счет улучшения мер предосторожности и методов лечения. Тем не менее, большинство пациентов, получающих лучевую терапию сегодня, по-прежнему испытывают некоторое повреждение нормальной ткани, подвергшейся облучению. Кроме того, продолжают происходить серьезные радиационные аварии. Например, в период с 285 по 1945 год в различных странах было зарегистрировано около 1987 аварий на ядерных реакторах (исключая Чернобыльскую аварию), в результате которых было облучено более 1,350 человек, 33 из них со смертельным исходом (Lushbaugh, Fry and Ricks, 1987). Одна только Чернобыльская авария привела к выбросу достаточного количества радиоактивного материала, чтобы потребовалась эвакуация десятков тысяч людей и сельскохозяйственных животных из окрестностей, и она вызвала лучевую болезнь и ожоги у более чем 200 сотрудников аварийно-спасательных служб и пожарных, 31 человек был смертельно ранен (НКДАР ООН, 1988 г.). ). Долгосрочные последствия для здоровья выброшенного радиоактивного материала невозможно предсказать с уверенностью, но оценки результирующих рисков канцерогенных эффектов, основанные на беспороговых моделях «доза-заболеваемость» (обсуждаемых ниже), предполагают, что до 30,000 70 дополнительных смертей от рака могут произойти в населения северного полушария в течение следующих 1987 лет в результате аварии, хотя дополнительные случаи рака в любой данной стране, вероятно, будут слишком малы, чтобы их можно было обнаружить эпидемиологически (USDOE XNUMX).

        Менее катастрофическими, но гораздо более многочисленными, чем аварии на реакторах, были аварии с медицинскими и промышленными источниками гамма-излучения, которые также привели к травмам и гибели людей. Например, неправильная утилизация источника радиотерапии на основе цезия-137 в Гоянии, Бразилия, в 1987 г. привела к облучению десятков ничего не подозревающих жертв, четверо из них со смертельным исходом (НКДАР ООН, 1993 г.).

        Всестороннее обсуждение радиационных поражений выходит за рамки данного обзора, но острые реакции более радиочувствительных тканей представляют большой интерес и поэтому кратко описаны в следующих разделах.

        Кожа. Клетки зародышевого слоя эпидермиса обладают высокой радиочувствительностью. В результате быстрое воздействие на кожу дозы 6 Зв или более вызывает эритему (покраснение) в области облучения, которая появляется в течение дня или около того, обычно длится несколько часов, а через две-четыре недели сменяется покраснением. одна или несколько волн более глубокой и продолжительной эритемы, а также при эпиляции (выпадение волос). Если доза превышает 10-20 Зв, в течение двух-четырех недель могут появиться волдыри, некроз и изъязвление, за которыми следует фиброз нижележащей дермы и сосудов, что может привести к атрофии и второй волне изъязвления спустя месяцы или годы (ICRP 1984). ).

        Костный мозг и лимфоидная ткань. Лимфоциты также очень радиочувствительны; доза от 2 до 3 Зв, быстро введенная во все тело, может убить их достаточно, чтобы снизить количество периферических лимфоцитов и ослабить иммунный ответ в течение нескольких часов (UNSCEAR 1988). Гемопоэтические клетки в костном мозге также радиочувствительны и истощаются в достаточной степени при сопоставимой дозе, чтобы вызвать гранулоцитопению и тромбоцитопению в течение трех-пяти недель. Такое снижение количества гранулоцитов и тромбоцитов может быть достаточно серьезным после приема большей дозы, что может привести к кровотечению или смертельной инфекции (таблица 3).

        Таблица 3. Основные формы и особенности острого лучевого синдрома

        Время после
        облучение

        Церебральная форма
        (>50 Гр)

        гастро-
        кишечная форма
        (10-20 Гр)

        Кроветворная форма
        (2-10 Гр)

        Легочная форма
        (>6 Гр в легкие)

        Первый день

        тошнота
        рвота
        понос
        Головная боль
        дезориентация
        атаксия
        кома
        судороги
        смерть

        тошнота
        рвота
        понос

        тошнота
        рвота
        понос

        тошнота
        рвота

        Вторая неделя

         

        тошнота
        рвота
        понос
        лихорадка
        эритема
        упадок сил
        смерть

           

        С третьего по шестой
        недель

           

        слабость
        усталость
        анорексия
        лихорадка
        кровоизлияние
        эпиляция
        восстановление (?)
        смерть (?)

         

        Со второго по восьмой
        месяцев

             

        кашлять
        диспноэ
        лихорадка
        грудная боль
        респираторный
        отказ (?)

        Источник: НКДАР ООН, 1988 г.

        Кишка. Стволовые клетки в эпителии, выстилающем тонкую кишку, также чрезвычайно радиочувствительны: острое облучение дозой 10 Зв истощает их количество настолько, что в течение нескольких дней покрывающие их кишечные ворсинки оголяются (ICRP 1984; UNSCEAR 1988). Обнажение большого участка слизистой оболочки может привести к молниеносному, быстро фатальному дизентерийному синдрому (таблица 3).

        Половые. Зрелые сперматозоиды могут пережить большие дозы (100 Зв), но сперматогонии настолько радиочувствительны, что всего 0.15 Зв, быстро доставленных в оба яичка, достаточно, чтобы вызвать олигоспермию, а доза от 2 до 4 Зв может вызвать постоянную стерильность. Ооциты также являются радиочувствительными, доза от 1.5 до 2.0 Зв быстро доставляется в оба яичника, вызывая временное бесплодие, а большая доза - постоянное бесплодие, в зависимости от возраста женщины на момент облучения (ICRP 1984).

        Дыхательные пути. Легкие не обладают высокой радиочувствительностью, но быстрое облучение в дозе от 6 до 10 Зв может привести к развитию острого пневмонита в зоне облучения в течение одного-трех месяцев. Если поражен большой объем легочной ткани, процесс может привести к дыхательной недостаточности в течение нескольких недель или может привести к легочному фиброзу и легочному сердцу через месяцы или годы (ICRP 1984; UNSCEAR 1988).

        Линза глаза. Клетки переднего эпителия хрусталика, продолжающие делиться на протяжении всей жизни, относительно радиочувствительны. В результате быстрое облучение хрусталика дозой, превышающей 1 Зв, может привести в течение месяцев к образованию микроскопического заднего полярного помутнения; и от 2 до 3 Зв, полученных за однократное кратковременное облучение, или от 5.5 до 14 Зв, накопленных в течение нескольких месяцев, могут вызвать катаракту, ухудшающую зрение (ICRP 1984).

        Другие ткани. По сравнению с указанными выше тканями другие ткани организма в целом значительно менее радиочувствительны (например, табл. 2); однако эмбрион представляет собой заметное исключение, как обсуждается ниже. Примечателен также тот факт, что радиочувствительность каждой ткани увеличивается, когда она находится в быстрорастущем состоянии (ICRP 1984).

        Радиационное поражение всего тела. Быстрое облучение большей части тела дозой, превышающей 1 Гр, может вызвать острый лучевой синдром. Этот синдром включает: (1) начальную продромальную стадию, характеризующуюся недомоганием, анорексией, тошнотой и рвотой, (2) последующий латентный период, (3) вторую (основную) фазу болезни и (4) в конечном итоге либо выздоровление, либо смерть (таблица 3). Основная фаза заболевания обычно протекает в одной из следующих форм в зависимости от преобладающего очага лучевого поражения: (1) гематологическая, (2) желудочно-кишечная, (3) церебральная или (4) легочная (табл. 3).

        Локальное лучевое поражение. В отличие от клинических проявлений острого лучевого поражения всего тела, которые, как правило, драматичны и незамедлительны, реакция на резко локализованное облучение, будь то от внешнего источника излучения или от внутренне депонированного радионуклида, имеет тенденцию развиваться медленно и вызывать мало симптомов или признаков. если только объем облучаемой ткани и/или доза не являются относительно большими (например, таблица 3).

        Воздействие радионуклидов. Некоторые радионуклиды — например, тритий (3Н), углерод-14 (14С) и цезий-137 (137Cs) - обычно распределяются системно и облучают организм в целом, в то время как другие радионуклиды, как правило, поглощаются и концентрируются в определенных органах, вызывая поражения соответствующей локализации. Радий (Ra) и стронций-90
        (90Sr), например, откладываются преимущественно в костях и, таким образом, повреждают главным образом ткани скелета, тогда как радиоактивный йод концентрируется в щитовидной железе, которая является основным местом любого последующего повреждения (Stannad 1988; Mettler and Upton 1995).

        Канцерогенные эффекты

        Общие черты. Канцерогенность ионизирующего излучения, впервые проявившаяся в начале этого века в виде возникновения рака кожи и лейкемии у пионеров-радиаторов (Upton, 1986), с тех пор была широко задокументирована дозозависимым увеличением многих типов новообразований у маляров с радиевыми циферблатами. подземные шахтеры, выжившие после атомной бомбардировки, пациенты лучевой терапии и экспериментально облученные лабораторные животные (Upton 1986; NAS 1990).

        Доброкачественные и злокачественные новообразования, вызванные облучением, обычно проявляются через годы или десятилетия и не проявляют известных признаков, по которым их можно отличить от новообразований, вызванных другими причинами. Более того, за немногими исключениями, их индукцию можно было обнаружить только после относительно больших эквивалентов доз (0.5 Зв) и она варьировала в зависимости от типа новообразования, а также от возраста и пола подвергшихся облучению (NAS 1990).

        Механизмы. Молекулярные механизмы радиационного канцерогенеза еще предстоит выяснить в деталях, но на лабораторных животных и культивируемых клетках наблюдались канцерогенные эффекты радиации, включающие инициирующие эффекты, стимулирующие эффекты и эффекты на прогрессирование неоплазии, в зависимости от условий эксперимента. вопрос (НАН 1990). Эффекты также, по-видимому, связаны с активацией онкогенов и/или инактивацией или потерей генов-супрессоров опухолей во многих, если не во всех, случаях. Кроме того, канцерогенные эффекты радиации сходны с эффектами химических канцерогенов в том, что они аналогичным образом модифицируются гормонами, переменными питания и другими модифицирующими факторами (NAS 1990). Примечательно, кроме того, что эффекты радиации могут быть аддитивными, синергическими или взаимно антагонистическими с эффектами химических канцерогенов, в зависимости от конкретных химических веществ и рассматриваемых условий воздействия (НКДАР ООН, 1982 и 1986).

        Зависимость доза-эффект. Существующих данных недостаточно, чтобы однозначно описать зависимость между дозой и заболеваемостью для любого типа новообразования или определить, как долго после облучения риск роста может оставаться повышенным у облученного населения. Таким образом, любые риски, связанные с низким уровнем облучения, могут быть оценены только путем экстраполяции на основе моделей, включающих предположения о таких параметрах (NAS 1990). Из различных моделей доза-эффект, которые использовались для оценки рисков низкоуровневого облучения, модель, которая, как было сочтено, лучше всего соответствует имеющимся данным, имеет вид:

        в котором R0 обозначает возрастной фоновый риск смерти от определенного вида рака, D доза облучения, ф(Д) функция дозы, которая является линейно-квадратичной для лейкемии и линейной для некоторых других типов рака, и г (б) представляет собой функцию риска, зависящую от других параметров, таких как пол, возраст на момент воздействия и время после воздействия (NAS 1990).

        Беспороговые модели этого типа применялись к эпидемиологическим данным о японцах, переживших атомные бомбардировки, и других облученных группах населения для получения оценок пожизненного риска различных форм радиационно-индуцированного рака (например, таблица 4). Однако такие оценки следует интерпретировать с осторожностью, пытаясь предсказать риск рака, связанный с малыми дозами или дозами, которые накапливаются в течение недель, месяцев или лет, поскольку эксперименты на лабораторных животных показали канцерогенную активность рентгеновских и гамма-лучей. уменьшаться на порядок при длительном воздействии. На самом деле, как подчеркивалось в другом месте (NAS 1990), имеющиеся данные не исключают возможности того, что в диапазоне эквивалентной дозы в миллизивертах (мЗв) может существовать пороговое значение, ниже которого радиация не может быть канцерогенной.

        Таблица 4. Расчетные пожизненные риски рака, связанные с быстрым облучением 0.1 Зв

        Тип или локализация рака

        Избыточная смертность от рака на 100,000 XNUMX человек

         

        (Нет)

        (%)*

        Живот

        110

        18

        легкое

        85

        3

        Двоеточие

        85

        5

        Лейкемия (исключая ХЛЛ)

        50

        10

        Мочевой пузырь

        30

        5

        пищевод

        30

        10

        Грудь

        20

        1

        Печень

        15

        8

        Половые

        10

        2

        Щитовидная железа

        8

        8

        Остеосаркома

        5

        5

        Кожа

        2

        2

        остаток

        50

        1

        Всего

        500

        2

        * Процентное увеличение «фонового» ожидания для необлученного населения.

        Источник: МКРЗ, 1991 г.

        Следует также отметить, что приведенные в таблице оценки основаны на средних показателях населения и не обязательно применимы к любому конкретному человеку; предрасположенность к некоторым видам рака (например, к раку щитовидной железы и молочной железы) значительно выше у детей, чем у взрослых, а предрасположенность к некоторым видам рака также повышена в связи с некоторыми наследственными заболеваниями, такими как ретинобластома и невоидная синдром базально-клеточной карциномы (UNSCEAR 1988, 1994; NAS 1990). Несмотря на такие различия в восприимчивости, популяционные оценки были предложены для использования в случаях компенсации в качестве основы для измерения вероятности того, что рак, возникший у ранее облученного человека, мог быть вызван рассматриваемым облучением (NIH 1985).

        Оценка риска малых доз. Эпидемиологические исследования, направленные на выяснение того, действительно ли риск развития рака в результате облучения в малых дозах зависит от дозы, как это предсказывается вышеприведенными оценками, до сих пор не дали окончательных результатов. У населения, проживающего в районах с повышенным уровнем естественного радиационного фона, не наблюдается явного увеличения заболеваемости раком (NAS 1990; UNSCEAR 1994); и наоборот, в нескольких исследованиях даже была предложена обратная зависимость между уровнями фонового излучения и заболеваемостью раком, что было интерпретировано некоторыми наблюдателями как свидетельство существования полезных (или горметических) эффектов низкоуровневого облучения в соответствии с адаптивными реакциями. некоторых сотовых систем (UNSCEAR 1994). Однако обратное соотношение имеет сомнительное значение, поскольку оно не сохраняется после учета влияния смешанных переменных (NAS 1990). Точно так же у сегодняшних радиационных рабочих — за исключением некоторых когорт подземных горняков (NAS, 1994; Lubin, Boice and Edling, 1994) — заболеваемость другими видами рака, кроме лейкемии, больше не поддается обнаружению (UNSCEAR 1994) благодаря достижениям в радиационной защите; более того, уровень заболеваемости лейкемией у таких рабочих согласуется с оценками, приведенными в таблице выше (IARC 1994). Таким образом, имеющиеся в настоящее время данные согласуются с приведенными выше оценками (таблица 4), из которых следует, что менее 3% случаев рака среди населения в целом связаны с естественным радиационным фоном (NAS 1990; IARC 1994), хотя до 10% случаев рака легких может быть связано с радоном внутри помещений (NAS 1990; Lubin, Boice and Edling 1994).

        Было обнаружено, что высокие уровни радиоактивных осадков в результате испытания термоядерного оружия в Бикини в 1954 г. вызывали дозозависимое увеличение частоты рака щитовидной железы у жителей Маршалловых островов, получивших большие дозы облучения щитовидной железы в детстве (Robbins and Adams 1989). Точно так же у детей, живущих в районах Беларуси и Украины, загрязненных радионуклидами, выброшенными в результате Чернобыльской аварии, отмечается повышенная заболеваемость раком щитовидной железы (Присяжуйк, Пятак и Бузанов, 1991; Касаков, Демидчик и Астахова, 1992), но результаты в отличие от результатов Международного чернобыльского проекта, в ходе которого у детей, живущих в наиболее загрязненных районах вокруг Чернобыля, не было выявлено избыточного количества доброкачественных или злокачественных узлов щитовидной железы (Mettler, Williamson and Royal 1992). Основание для расхождений, а также то, могли ли сообщаемые превышения быть результатом только усиленного надзора, еще предстоит определить. В этой связи следует отметить, что у детей юго-западной части штата Юта и Невады, подвергшихся воздействию радиоактивных осадков в результате испытаний ядерного оружия в Неваде в 1950-х годах, увеличилась частота любого типа рака щитовидной железы (Kerber et al., 1993). и распространенность острого лейкоза, по-видимому, была выше среди таких детей, умерших между 1952 и 1957 годами, периодом наибольшего воздействия радиоактивных осадков (Stevens et al., 1990).

        Высказывалось также предположение о том, что избыточная заболеваемость лейкемией среди детей, проживающих вблизи атомных электростанций в Соединенном Королевстве, могла быть вызвана выбросом радиоактивности с этих станций. Однако выбросы, по оценкам, увеличили общую дозу облучения таких детей менее чем на 2%, из чего следует, что более вероятны другие объяснения (Doll, Evans and Darby, 1994). Неэффективная этиология наблюдаемых кластеров лейкемии подразумевается наличием сравнимых избытков детской лейкемии в местах в Великобритании, где нет ядерных установок, но в остальном они напоминают ядерные объекты, поскольку в последнее время наблюдались аналогичные большие притоки населения (Kinlen 1988; Doll , Эванс и Дарби, 1994). Другая гипотеза, а именно, что лейкозы, о которых идет речь, могли быть вызваны профессиональным облучением отцов больных детей, также была предложена в результате исследования случай-контроль (Gardner et al., 1990), но эта гипотеза неверна. обычно не учитываются по причинам, которые обсуждаются в следующем разделе.

        Наследственные эффекты

        Наследственные эффекты облучения, хотя и хорошо задокументированные для других организмов, еще не наблюдались у людей. Например, интенсивное исследование более чем 76,000 1990 детей, переживших японскую атомную бомбардировку, проводившееся в течение четырех десятилетий, не выявило каких-либо наследственных эффектов радиации в этой популяции, измеряемых неблагоприятными исходами беременности, неонатальной смертностью, злокачественными новообразованиями, сбалансированным хромосомные перестройки, анеуплоидия половых хромосом, изменения фенотипов белков сыворотки или эритроцитов, изменения соотношения полов или нарушения роста и развития (Neel, Schull and Awa, 1990). Следовательно, оценки рисков наследственных эффектов радиации должны в значительной степени основываться на экстраполяции данных, полученных на лабораторных мышах и других экспериментальных животных (NAS 1993; UNSCEAR XNUMX).

        На основании имеющихся экспериментальных и эпидемиологических данных делается вывод, что доза, необходимая для удвоения частоты наследственных мутаций в зародышевых клетках человека, должна составлять не менее 1.0 Зв (NAS 1990; UNSCEAR 1993). На этом основании подсчитано, что менее 1% всех генетически детерминированных заболеваний в человеческой популяции можно отнести к естественному фоновому облучению (табл. 5).

        Таблица 5. Расчетная частота наследственных заболеваний, связанных с естественным фоновым ионизирующим облучением

        Тип расстройства

        Естественное распространение
        (на миллион живорождений)

        Вклад от природного фона
        излучение
        1 (на миллион живорождений)2

           

        Первое поколение

        Равновесие
        поколения
        3

        аутосомный
        доминирующий

        180,000

        20-100

        300

        Х-хромосома

        400

        <1

        Рецессивный

        2,500

        <1

        очень медленное увеличение

        хромосомный

        4,400

        очень медленное увеличение

        Врожденный
        дефекты

        20,000-30,000

        30

        30-300

        Другие расстройства сложной этиологии:

        Болезнь сердца

        600,000

        не оценивается4

        не оценивается4

        рак

        300,000

        не оценивается4

        не оценивается4

        Выбранные другие

        300,000

        не оценивается4

        не оценивается4

        1 Эквивалентно » 1 мЗв в год или » 30 мЗв на поколение (30 лет).

        2 Значения округлены.

        3 После сотен поколений добавление неблагоприятных мутаций, вызванных радиацией, в конечном итоге уравновешивается их исчезновением из популяции, что приводит к генетическому «равновесию».

        4 Количественные оценки риска отсутствуют из-за неопределенности в отношении мутационного компонента указанного заболевания (заболеваний).

        Источник: Национальный исследовательский совет, 1990 г.

        Гипотеза о том, что избыточная заболеваемость лейкемией и неходжкинской лимфомой у молодых людей, проживающих в поселке Сискейл, возникла в результате наследственных онкогенных эффектов, вызванных профессиональным облучением отцов детей на ядерной установке в Селлафилде, была высказана по результатам случая- контрольное исследование (Gardner et al. 1990), как отмечалось выше. Однако аргументы против этой гипотезы следующие:

        1. отсутствие какого-либо сопоставимого превышения у большего числа детей, рожденных за пределами Сискейла, у отцов, получивших аналогичные или даже более высокие профессиональные дозы на той же атомной станции (Wakeford et al. 1994a).
        2. отсутствие подобных эксцессов у французских (Hill and LaPlanche, 1990), канадских (McLaughlin et al., 1993) или шотландских (Kinlen, Clarke and Balkwill, 1993) детей, рожденных от отцов с сопоставимым профессиональным воздействием.
        3. отсутствие эксцессов у детей выживших после атомной бомбардировки (Yoshimoto et al., 1990)
        4. отсутствие излишеств в округах США, где есть атомные электростанции (Jablon, Hrubec and Boice, 1991)
        5. тот факт, что частота радиационно-индуцированных мутаций, подразумеваемая интерпретацией, намного выше установленных показателей (Wakeford et al., 1994b).

         

        Таким образом, имеющиеся данные не подтверждают гипотезу облучения отцовских половых желез (Doll, Evans and Darby, 1994; Little, Charles and Wakeford, 1995).

        Эффекты пренатального облучения

        Радиочувствительность относительно высока на протяжении всей внутриутробной жизни, но эффекты данной дозы заметно различаются в зависимости от стадии развития эмбриона или плода во время облучения (UNSCEAR 1986). В преимплантационном периоде зародыш наиболее подвержен гибели при облучении, а на критических стадиях органогенеза он восприимчив к индукции пороков развития и других нарушений развития (табл. 6). Последние эффекты наглядно иллюстрируются дозозависимым увеличением частоты тяжелой умственной отсталости (рис. 6) и дозозависимым снижением результатов теста IQ у выживших после атомной бомбардировки, подвергшихся воздействию между восьмой и пятнадцатой неделями (и, в меньшей степени между шестнадцатой и двадцать пятой неделями) (UNSCEAR 1986 и 1993).

        Таблица 6. Основные аномалии развития, вызванные пренатальным облучением

        Мозг

        анэнцефалия

        порэнцефалия

        Микроцефалия*

        Энцефалоцеле

        монголизм*

        Уменьшенный мозговой слой

        Церебральная атрофия

        Умственная отсталость*

        Нейробластома

        Узкий акведук

        Гидроцефалия*

        Расширение желудочков*

        Аномалии спинного мозга*

        Аномалии черепных нервов

         

        Глаза

        анофтальмии

        Микрофтальм*

        Микрокорния*

        Колобома*

        Деформированная радужка

        Отсутствие объектива

        Отсутствие сетчатки

        Открытые веки

        Косоглазие*

        нистагм*

        Ретинобластома

        Гиперметропия

        Глаукома

        Катаракта*

        слепота

        Хориоретинит*

        Частичный альбинизм

        Анкилоблефарон

        Скелет

        Общая задержка роста

        Уменьшенный размер черепа

        Деформации черепа*

        Дефекты окостенения головы*

        Сводчатый череп

        Узкая головка

        Черепные волдыри

        Расщелина неба*

        Сундук-воронка

        Вывих бедра

        Spina bifida

        Деформированный хвост

        Деформированные ноги

        Косолапость*

        Цифровые аномалии*

        вальгусная пяточная кость

        Несовершенный одонтогенез*

        Большеберцовый экзостоз

        Амеланогенез*

        Склератомный некроз

         

        Прочее

        Ситус инверсус

        Гидронефроз

        Гидроуретер

        гидроцель

        Отсутствие почки

        Аномалии гонад*

        Врожденный порок сердца

        Деформации лица

        Гипофизарные нарушения

        Деформации ушей

        Двигательные нарушения

        Дерматомный некроз

        Миотомальный некроз

        Аномалии пигментации кожи

         

        * Эти аномалии наблюдались у людей, подвергшихся внутриутробному облучению большими дозами, и, следовательно, были предварительно приписаны облучению.

        Источник: Брилл и Форготсон, 1964 г.

        Восприимчивость к канцерогенным эффектам радиации также оказывается относительно высокой на протяжении всего пренатального периода, судя по связи между детским раком (включая лейкемию) и пренатальным облучением диагностическим рентгеновским излучением, о котором сообщалось в исследованиях случай-контроль (NAS 1990). Результаты таких исследований подразумевают, что пренатальное облучение может вызывать повышение риска лейкемии и других онкологических заболеваний у детей на 4,000% на Зв (UNSCEAR 1986; NAS 1990), что намного больше, чем при постнатальном облучении (UNSCEAR 1988; НАН 1990). Хотя, как это ни парадоксально, у выживших после взрыва атомной бомбы, подвергшихся внутриутробному облучению, не было зарегистрировано никакого увеличения заболеваемости раком у детей (Yoshimoto et al. 1990), как отмечалось выше, таких выживших было слишком мало, чтобы исключить превышение рассматриваемой величины.

        Рисунок 6. Частота тяжелой умственной отсталости в зависимости от дозы облучения у внутриутробно облученных лиц, переживших атомную бомбардировку    

        ИОН020F6

        Итоги и выводы

        Неблагоприятное воздействие ионизирующего излучения на здоровье человека весьма разнообразно: от травм с быстрым смертельным исходом до онкологических заболеваний, врожденных дефектов и наследственных заболеваний, проявляющихся спустя месяцы, годы или десятилетия. Характер, частота и тяжесть последствий зависят от качества рассматриваемого излучения, а также от дозы и условий облучения. Большинство таких эффектов требуют относительно высоких уровней облучения и, следовательно, встречаются только у жертв несчастных случаев, пациентов, проходящих лучевую терапию, или у других сильно облученных людей. Напротив, предполагается, что генотоксические и канцерогенные эффекты ионизирующего излучения возрастают по частоте как линейные непороговые функции дозы; следовательно, хотя существование порогов для этих эффектов нельзя исключить, предполагается, что их частота увеличивается с любым уровнем воздействия. Для большинства эффектов радиации чувствительность облученных клеток зависит от скорости их пролиферации и, обратно, от степени их дифференцировки, при этом эмбрион и растущий ребенок особенно уязвимы для повреждения.

         

        Назад

        Типы ионизирующего излучения

        Альфа-частицы

        Альфа-частица представляет собой тесно связанный набор из двух протонов и двух нейтронов. Он идентичен гелию-4 (4Он) ядро. Действительно, его окончательная судьба после того, как он потеряет большую часть своей кинетической энергии, состоит в том, чтобы захватить два электрона и стать атомом гелия.

        Альфа-излучающие радионуклиды обычно представляют собой относительно массивные ядра. Почти все альфа-излучатели имеют атомный номер больше или равный атомному номеру свинца (82Пб). Когда ядро ​​распадается с испусканием альфа-частицы, его атомный номер (число протонов) и число нейтронов уменьшаются на два, а его атомное массовое число уменьшается на четыре. Например, альфа-распад урана-238 (238U) до тория-234 (234Th) представлен:

        Верхний левый индекс — это атомное массовое число (количество протонов плюс нейтронов), левый нижний индекс — атомный номер (количество протонов), а правый нижний индекс — количество нейтронов.

        Обычные альфа-излучатели испускают альфа-частицы с кинетической энергией от 4 до 5.5 МэВ. Такие альфа-частицы имеют пробег в воздухе не более примерно 5 см (см. рис. 1). Для проникновения в эпидермис (защитный слой кожи толщиной 7.5 мм) необходимы альфа-частицы с энергией не менее 0.07 МэВ. Альфа-излучатели обычно не представляют внешней радиационной опасности. Они опасны только при попадании внутрь организма. Поскольку они отдают свою энергию на небольшом расстоянии, альфа-частицы представляют собой излучение с высокой линейной передачей энергии (ЛПЭ) и имеют большой весовой коэффициент излучения; как правило, w R= 20.

        Рис. 1. Энергетическая дальность излучения медленных альфа-частиц в воздухе на высотах 15 и 760 м.

         

        ИОН030F1

         

        Бета-частицы

        Бета-частица — это высокоэнергетический электрон или позитрон. (Позитрон является античастицей электрона. Он имеет ту же массу и большинство других свойств, что и электрон, за исключением его заряда, который точно такой же по величине, как и у электрона, но положителен.) Бета-излучающие радионуклиды могут иметь высокий или низкий атомный вес.

        Радионуклиды, имеющие избыток протонов по сравнению со стабильными нуклидами примерно того же атомного массового числа, могут распадаться при превращении протона в ядре в нейтрон. Когда это происходит, ядро ​​испускает позитрон и чрезвычайно легкую, очень невзаимодействующую частицу, называемую нейтрино. (Нейтрино и его античастица не представляют интереса для радиационной защиты.) Когда позитрон отдает большую часть своей кинетической энергии, в конце концов он сталкивается с электроном, и оба аннигилируют. Произведенное аннигиляционное излучение почти всегда представляет собой два фотона с энергией 0.511 кэВ (килоэлектрон-вольт), движущихся в направлениях, разнесенных на 180 градусов. Типичный распад позитрона представлен:

        где позитрон представлен β+ и нейтрино n. Обратите внимание, что полученный нуклид имеет такое же атомное массовое число, что и исходный нуклид, атомное (протонное) число больше на единицу и число нейтронов меньше на единицу, чем у исходного нуклида.

        Электронный захват конкурирует с распадом позитрона. При распаде электронного захвата ядро ​​поглощает орбитальный электрон и испускает нейтрино. Типичный распад электронного захвата определяется выражением:

        Захват электрона всегда возможен, когда полученное ядро ​​имеет меньшую полную энергию, чем исходное ядро. Однако для распада позитрона необходимо, чтобы полная энергия начального атом больше, чем в результате атом более чем на 1.02 МэВ (вдвое больше энергии покоя позитрона).

        Подобно распаду захвата позитронов и электронов, негатрон (β) распад происходит для ядер, имеющих избыток нейтронов по сравнению со стабильными ядрами примерно того же атомного массового числа. В этом случае ядро ​​испускает негатрон (энергетический электрон) и антинейтрино. Типичный распад негатрона представлен:

        где негатрон представлен β и антинейтрино by`n Здесь образовавшееся ядро ​​получает один нейтрон за счет одного протона, но опять же не меняет своего атомного массового числа.

        Альфа-распад — это реакция двух тел, поэтому альфа-частицы испускаются с дискретной кинетической энергией. Однако бета-распад — это реакция трех тел, поэтому бета-частицы испускаются в широком спектре энергий. Максимальная энергия в спектре зависит от распадающегося радионуклида. Средняя бета-энергия в спектре составляет примерно одну треть от максимальной энергии (см. рис. 2).

        Рис. 2. Энергетический спектр негатронов, испускаемых 32P

        ИОН030F2

        Типичные максимальные энергии бета-излучения находятся в диапазоне от 18.6 кэВ для трития (3H) до 1.71 МэВ для фосфора-32 (32П).

        Пробег бета-частиц в воздухе составляет примерно 3.65 м на МэВ кинетической энергии. Бета-частицы с энергией не менее 70 кэВ необходимы для проникновения в эпидермис. Бета-частицы представляют собой излучение с низкой ЛПЭ.

         

        Гамма излучение

        Гамма-излучение — это электромагнитное излучение, испускаемое ядром при переходе из более высокого в более низкое энергетическое состояние. Количество протонов и нейтронов в ядре при таком переходе не меняется. Ядро могло остаться в более высоком энергетическом состоянии после более раннего альфа- или бета-распада. То есть гамма-лучи часто испускаются сразу после альфа- или бета-распада. Гамма-лучи также могут возникать в результате захвата нейтронов и неупругого рассеяния субатомных частиц ядрами. Наиболее энергичные гамма-лучи наблюдались в космических лучах.

        На рис. 3 представлена ​​схема распада кобальта-60 (60Ко). На нем показан каскад из двух гамма-лучей, испускаемых никелем-60 (60Ni) с энергиями 1.17 МэВ и 1.33 МэВ после бета-распада 60Co.

        Рисунок 3. Схема радиоактивного распада для 60Co

        ИОН030F3

        На рис. 4 представлена ​​схема распада молибдена-99 (99Мо). Обратите внимание, что полученный технеций-99 (99Tc) ядро ​​находится в возбужденном состоянии, которое длится исключительно длительное время (t½ = 6 ч). Такое возбужденное ядро ​​называется изомер. Период полураспада большинства возбужденных ядерных состояний составляет от нескольких пикосекунд (пс) до 1 микросекунды (мкс).

        Рисунок 4. Схема радиоактивного распада для 99Mo

        ИОН030F4

        На рис. 5 представлена ​​схема распада мышьяка-74 (74Как). Он показывает, что некоторые радионуклиды распадаются более чем одним путем.

        Рисунок 5. Схема радиоактивного распада для 74Поскольку, иллюстрируя конкурирующие процессы эмиссии негатронов, эмиссии позитронов и захвата электронов (m0 масса покоя электрона)

        ИОН030F5

        В то время как альфа- и бета-частицы имеют определенный диапазон в веществе, гамма-лучи затухают экспоненциально (без учета накопления, возникающего в результате рассеяния внутри материала) по мере прохождения через вещество. Когда накоплением можно пренебречь, затухание гамма-излучения определяется по формуле:

        в котором I (х) - интенсивность гамма-излучения как функция расстояния x в материале, а μ — массовый коэффициент затухания. Массовый коэффициент ослабления зависит от энергии гамма-излучения и от материала, с которым взаимодействуют гамма-лучи. Значения массового коэффициента ослабления сведены в таблицы во многих источниках. На рис. 6 показано поглощение гамма-лучей веществом в условиях хорошей геометрии (наростами можно пренебречь).

        Рис. 6. Ослабление гамма-излучения с энергией 667 кэВ в Al и Pb в условиях хорошей геометрии (штриховая линия представляет затухание полиэнергетического фотонного пучка)

        ИОН030F6

        Нарастание происходит, когда широкий гамма-пучок взаимодействует с веществом. Измеренная интенсивность в точках внутри материала увеличивается по сравнению с ожидаемым значением «хорошей геометрии» (узкий луч) из-за гамма-лучей, рассеянных по сторонам прямого луча в измерительное устройство. Степень нарастания зависит от геометрии луча, материала и энергии гамма-лучей.

        Внутренняя конверсия конкурирует с гамма-излучением, когда ядро ​​переходит из более высокого энергетического состояния в более низкое. При внутренней конверсии внутренний орбитальный электрон выбрасывается из атома вместо того, чтобы ядро ​​испускало гамма-лучи. Выброшенный электрон непосредственно ионизируется. Когда внешние орбитальные электроны переходят на более низкие электронные энергетические уровни, чтобы заполнить вакансию, оставленную выброшенным электроном, атом испускает рентгеновское излучение. Вероятность внутренней конверсии по отношению к вероятности гамма-излучения увеличивается с увеличением атомного номера.

        Х-лучи

        Рентгеновские лучи представляют собой электромагнитное излучение и, как таковые, идентичны гамма-излучению. Различие между рентгеновскими лучами и гамма-лучами заключается в их происхождении. В то время как гамма-лучи возникают в атомном ядре, рентгеновские лучи возникают в результате взаимодействия электронов. Хотя рентгеновские лучи часто имеют более низкую энергию, чем гамма-лучи, это не критерий их дифференциации. Можно производить рентгеновские лучи с энергией, намного превышающей гамма-лучи, возникающие в результате радиоактивного распада.

        Внутренняя конверсия, рассмотренная выше, является одним из методов получения рентгеновских лучей. В этом случае результирующие рентгеновские лучи имеют дискретные энергии, равные разности энергетических уровней, между которыми проходят орбитальные электроны.

        Заряженные частицы испускают электромагнитное излучение всякий раз, когда они ускоряются или замедляются. Количество испускаемого излучения обратно пропорционально четвертой степени массы частицы. В результате электроны излучают гораздо больше рентгеновского излучения, чем более тяжелые частицы, такие как протоны, при прочих равных условиях. Рентгеновские системы производят рентгеновские лучи, ускоряя электроны при большой разности электрических потенциалов в несколько кВ или МВ. Затем электроны быстро тормозятся в плотном термостойком материале, таком как вольфрам (W).

        Рентгеновские лучи, испускаемые такими системами, имеют энергию, разбросанную по спектру в диапазоне примерно от нуля до максимальной кинетической энергии, которой обладают электроны до торможения. Часто на этот непрерывный спектр накладываются рентгеновские лучи с дискретной энергией. Они образуются, когда замедляющиеся электроны ионизируют материал мишени. Когда другие орбитальные электроны движутся, чтобы заполнить вакансии, оставшиеся после ионизации, они испускают рентгеновские лучи с дискретными энергиями, подобно тому, как испускаются рентгеновские лучи после внутренней конверсии. Их называют характеристика рентгеновские лучи, потому что они характерны для материала мишени (анода). См. рисунок 7 для типичного рентгеновского спектра. На рис. 8 изображена типичная рентгеновская трубка.

        Рисунок 7. Спектр рентгеновских лучей, иллюстрирующий вклад характеристических рентгеновских лучей, возникающих при заполнении электронами дырок в K-оболочке W (длина волны рентгеновских лучей обратно пропорциональна их энергии)

        ИОН030F7

        Рентгеновские лучи взаимодействуют с веществом так же, как и гамма-лучи, но простое уравнение экспоненциального затухания неадекватно описывает затухание рентгеновских лучей в непрерывном диапазоне энергий (см. рис. 6). Однако, поскольку рентгеновские лучи с более низкой энергией удаляются из луча быстрее, чем рентгеновские лучи с более высокой энергией, когда они проходят через материал, описание затухания приближается к экспоненциальной функции.

         

         

         

         

         

        Рис. 8. Упрощенная рентгеновская трубка со стационарным анодом и нагреваемой нитью накала.

        ИОН030F8

        Нейтроны

        Как правило, нейтроны не испускаются в результате естественного радиоактивного распада. Они образуются в ходе ядерных реакций. Ядерные реакторы производят нейтроны в наибольшем количестве, но ускорители частиц и специальные источники нейтронов, называемые (α, n) источниками, также могут генерировать нейтроны.

        Ядерные реакторы производят нейтроны, когда ядра урана (U) в ядерном топливе расщепляются или делятся. Действительно, производство нейтронов необходимо для поддержания ядерного деления в реакторе.

        Ускорители частиц производят нейтроны, ускоряя заряженные частицы, такие как протоны или электроны, до высоких энергий для бомбардировки стабильных ядер в мишени. Нейтроны — лишь одна из частиц, которые могут образоваться в результате таких ядерных реакций. Например, следующая реакция производит нейтроны в циклотроне, который ускоряет ионы дейтерия для бомбардировки бериллиевой мишени:

        Альфа-излучатели, смешанные с бериллием, являются портативными источниками нейтронов. Эти (α, n) источники производят нейтроны в результате реакции:

        Источником альфа-частиц могут быть такие изотопы, как полоний-210 (210По),
        плутоний-239 (239Pu) и америций-241 (241Являюсь).

        Нейтроны обычно классифицируются в соответствии с их энергией, как показано в таблице 1. Эта классификация несколько произвольна и может варьироваться в разных контекстах.

        Таблица 1. Классификация нейтронов по кинетической энергии

        Тип

        Энергетический диапазон

        Медленный или термальный

        0-0.1 кэВ

        Intermediate

        0.1-20 кэВ

        Быстрый

        20 кэВ-10 МэВ

        Высокая энергия

        >10 МэВ

         

        Существует ряд возможных режимов взаимодействия нейтронов с веществом, но двумя основными режимами с точки зрения радиационной безопасности являются упругое рассеяние и захват нейтронов.

        Упругое рассеяние - это средство, с помощью которого нейтроны с более высокой энергией восстанавливаются до тепловых энергий. Нейтроны более высоких энергий взаимодействуют главным образом за счет упругого рассеяния и, как правило, не вызывают деления или образования радиоактивного материала за счет захвата нейтронов. Именно тепловые нейтроны в первую очередь ответственны за последние типы взаимодействия.

        Упругое рассеяние происходит, когда нейтрон взаимодействует с ядром и отскакивает с уменьшенной энергией. Взаимодействующее ядро ​​поглощает кинетическую энергию, которую теряет нейтрон. После такого возбуждения ядро ​​вскоре отдает эту энергию в виде гамма-излучения.

        Когда нейтрон в конце концов достигает тепловой энергии (так называемой, потому что нейтрон находится в тепловом равновесии со своим окружением), он легко захватывается большинством ядер. Нейтроны, не имеющие заряда, не отталкиваются положительно заряженным ядром, как протоны. Когда тепловой нейтрон приближается к ядру и попадает в зону действия сильного ядерного взаимодействия, порядка нескольких фм (фм = 10-15 метров), ядро ​​захватывает нейтрон. Результатом может быть радиоактивное ядро, испускающее фотон или другую частицу, или, в случае делящихся ядер, таких как 235U и 239Pu, захватывающее ядро, может делиться на два меньших ядра и большее количество нейтронов.

        Законы кинематики показывают, что нейтроны быстрее достигают тепловых энергий, если упругая рассеивающая среда включает большое количество легких ядер. Нейтрон, отскакивая от легкого ядра, теряет гораздо больший процент своей кинетической энергии, чем при отскоке от тяжелого ядра. По этой причине вода и водородосодержащие материалы являются лучшими защитными материалами для замедления нейтронов.

        Моноэнергетический пучок нейтронов будет экспоненциально затухать в материале, подчиняясь уравнению, аналогичному приведенному выше для фотонов. Вероятность взаимодействия нейтрона с данным ядром описывается величиной поперечное сечение. Поперечное сечение имеет единицы площади. Специальной единицей поперечного сечения является сарай (б), определяемый:

        Чрезвычайно трудно производить нейтроны без сопутствующих гамма- и рентгеновских лучей. В целом можно предположить, что если присутствуют нейтроны, то присутствуют и фотоны высокой энергии.

        Источники ионизирующего излучения

        Первичные радионуклиды

        Первичные радионуклиды встречаются в природе потому, что их периоды полураспада сравнимы с возрастом Земли. В таблице 2 перечислены наиболее важные первичные радионуклиды.

        Таблица 2. Первичные радионуклиды

        радиоактивный изотоп

        Период полураспада (109 Y)

        Избыток (%)

        238U

        4.47

        99.3

        232Th

        14.0

        100

        235U

        0.704

        0.720

        40K

        1.25

        0.0117

        87Rb

        48.9

        27.9

         

        Изотопы урана и тория возглавляют длинную цепочку дочерних радиоизотопов, которые в результате также встречаются в природе. Рисунок 9, AC, иллюстрирует цепочки распада для 232Чт, 238U и 235У соответственно. Поскольку альфа-распад обычно превышает атомное массовое число 205, а атомное массовое число альфа-частицы равно 4, для тяжелых ядер существует четыре различных цепочки распада. Одна из этих цепочек (см. рис. 9, Г), та, что для 237Np, в природе не встречается. Это связано с тем, что в ней нет первичных радионуклидов (то есть ни один радионуклид в этой цепочке не имеет периода полураспада, сравнимого с возрастом Земли).

        Рисунок 9. Серия распада (Z = атомный номер; N = атомный массовый номер)    

         ИОН030F9Обратите внимание, что изотопы радона (Rn) встречаются в каждой цепочке (219Р-н, 220Рн и 222Рн). Поскольку Rn представляет собой газ, после образования Rn у него есть шанс выйти в атмосферу из матрицы, в которой он образовался. Однако период полувыведения 219Rn слишком короток, чтобы позволить его значительному количеству достичь зоны дыхания. Относительно короткий период полувыведения 220Rn обычно делает его менее опасным для здоровья, чем 222Рн.

        Исключая Rn, первичные радионуклиды, находящиеся вне организма, доставляют населению в среднем около 0.3 мЗв в год эффективной дозы. Фактическая годовая эффективная доза варьирует в широких пределах и определяется в первую очередь концентрацией урана и тория в местной почве. В некоторых частях мира, где распространены монацитовые пески, годовая эффективная доза на члена населения достигает около 20 мЗв. В других местах, например на коралловых атоллах и вблизи морских берегов, значение может составлять всего 0.03 мЗв (см. рис. 9).

        Радон обычно рассматривается отдельно от других встречающихся в природе наземных радионуклидов. Он просачивается в воздух из почвы. Попадая в воздух, Rn далее распадается на радиоактивные изотопы Po, висмута (Bi) и Pb. Эти дочерние радионуклиды прикрепляются к частицам пыли, которые могут вдыхаться и задерживаться в легких. Будучи альфа-излучателями, они доставляют почти всю энергию своего излучения в легкие. Подсчитано, что средняя годовая эквивалентная доза в легких от такого облучения составляет около 20 мЗв. Эта эквивалентная доза для легких сравнима с эффективной дозой для всего тела, равной примерно 2 мЗв. Ясно, что Rn и его дочерние радионуклиды вносят наибольший вклад в эффективную дозу фонового излучения (см. рис. 9).

        Космические лучи

        К космическому излучению относятся энергичные частицы внеземного происхождения, попадающие в атмосферу Земли (главным образом частицы и в основном протоны). Он также включает вторичные частицы; в основном фотоны, нейтроны и мюоны, генерируемые при взаимодействии первичных частиц с газами в атмосфере.

        В силу этих взаимодействий атмосфера служит экраном от космического излучения, и чем тоньше этот экран, тем больше эффективная мощность дозы. Таким образом, эффективная мощность дозы космических лучей увеличивается с высотой. Например, мощность дозы на высоте 1,800 метров примерно вдвое больше, чем на уровне моря.

        Поскольку первичное космическое излучение состоит в основном из заряженных частиц, на него влияет магнитное поле Земли. Люди, живущие в более высоких широтах, получают большие эффективные дозы космического излучения, чем люди, живущие ближе к экватору Земли. Изменение из-за этого эффекта имеет порядок
        от 10%.

        Наконец, эффективная мощность дозы космических лучей изменяется в зависимости от модуляции выхода космических лучей Солнца. В среднем космические лучи вносят около 0.3 мЗв в эффективную дозу фонового излучения на все тело.

        Космогенные радионуклиды

        Космические лучи производят космогенные радионуклиды в атмосфере. Наиболее известными из них являются тритий (3Н), бериллий-7 (7Be), углерод-14 (14С) и натрий-22 (22На). Они образуются при взаимодействии космических лучей с атмосферными газами. Космогенные радионуклиды дают около 0.01 мЗв годовой эффективной дозы. Большая часть этого исходит от 14C.

        Радиоактивные осадки

        С 1940-х по 1960-е годы проводились масштабные надземные испытания ядерного оружия. В ходе этих испытаний было произведено большое количество радиоактивных материалов, которые были распространены в окружающей среде по всему миру. осадки. Хотя большая часть этого мусора с тех пор распалась на стабильные изотопы, небольшие оставшиеся количества будут источником облучения в течение многих лет. Кроме того, страны, которые продолжают время от времени проводить испытания ядерного оружия в атмосфере, пополняют мировой список ядерных вооружений.

        Основным источником радиоактивных осадков в эффективной дозе в настоящее время является стронций-90 (90Sr) и цезий-137 (137Cs), оба из которых имеют период полураспада около 30 лет. Среднегодовая эффективная доза от радиоактивных осадков составляет около 0.05 мЗв.

        Радиоактивный материал в организме

        Осаждение встречающихся в природе радионуклидов в организме человека происходит главным образом в результате вдыхания и приема внутрь этих материалов с воздухом, пищей и водой. К таким нуклидам относятся радиоизотопы Pb, Po, Bi, Ra, K (калий), C, H, U и Th. Из этих, 40K является крупнейшим вкладчиком. Радионуклиды естественного происхождения, депонированные в организме, вносят около 0.3 мЗв в годовую эффективную дозу.

        Машинное излучение

        Использование рентгеновских лучей в искусстве лечения является самым большим источником облучения машинным излучением. Миллионы медицинских рентгеновских систем используются по всему миру. Среднее воздействие этих медицинских рентгеновских систем в значительной степени зависит от доступа населения к медицинской помощи. В развитых странах средняя годовая эффективная доза от предписанного врачом облучения рентгеновскими лучами и радиоактивными материалами для диагностики и лечения составляет порядка 1 мЗв.

        Рентгеновские лучи являются побочным продуктом большинства ускорителей частиц физики высоких энергий, особенно тех, которые ускоряют электроны и позитроны. Однако надлежащая защита и меры предосторожности, а также ограниченное число людей, подвергающихся риску, делают этот источник радиационного облучения менее значительным, чем вышеупомянутые источники.

        Радионуклиды машинного производства

        Ускорители частиц могут производить большое количество радионуклидов в различных количествах посредством ядерных реакций. К ускоренным частицам относятся протоны, дейтроны (2ядра H), альфа-частицы, заряженные мезоны, тяжелые ионы и так далее. Материалы мишеней могут быть изготовлены практически из любого изотопа.

        Ускорители частиц являются практически единственным источником позитронно-излучающих радиоизотопов. (Ядерные реакторы, как правило, производят богатые нейтронами радиоизотопы, которые распадаются под действием негатронного излучения.) Они также все чаще используются для производства короткоживущих изотопов для медицинских целей, особенно для позитронно-эмиссионной томографии (ПЭТ).

        Технологически усовершенствованные материалы и потребительские товары

        Рентгеновские лучи и радиоактивные материалы появляются, как нужные, так и нежелательные, во многих современных операциях. В таблице 3 перечислены эти источники излучения.

        Таблица 3. Источники и оценки соответствующих эффективных доз облучения населения от технологически усовершенствованных материалов и потребительских товаров

        Группа I - включает большое количество людей, и индивидуальная эффективная доза очень высока.
        большой

        Табачные изделия

        Горючие виды топлива

        Бытовое водоснабжение

        Стекло и керамика

        Строительные материалы

        Офтальмологическое стекло

        Горнодобывающая и сельскохозяйственная продукция

         

        Группа II - включает много людей, но эффективная доза относительно мала или ограничена.
        на небольшую часть тела

        Телевизионные приемники

        Материалы для строительства дорог и дорог

        Радиолюминесцентные изделия

        Воздушный транспорт радиоактивных материалов

        Системы досмотра аэропортов

        Искровые облучатели и электронные лампы

        Детекторы газа и аэрозоля (дыма)

        Изделия из тория - стартеры люминесцентных ламп
        и газовые мантии

        Группа III - включает относительно небольшое количество людей, и коллективная эффективная доза невелика.

        Изделия из тория - вольфрамовые сварочные прутки

         

        Источник: НКРЗ, 1987 г.

         

        Назад

        Основные конструктивные особенности радиационных установок

        Опасности, связанные с обращением с источниками излучения и их использованием, требуют специальных элементов проектирования и конструкции, которые не требуются для обычных лабораторий или рабочих зон. Эти специальные конструктивные особенности включаются таким образом, чтобы работник объекта не подвергался чрезмерным помехам, гарантируя, что он или она не подвергается чрезмерному внешнему или внутреннему облучению.

        Доступ ко всем зонам, где может произойти облучение от источников излучения или радиоактивных материалов, должен контролироваться не только в отношении работников установки, которым может быть разрешен вход в такие рабочие зоны, но и в отношении типа одежды или средств защиты, которые они должны использовать. износ и меры предосторожности, которые они должны принимать в контролируемых зонах. При проведении таких мер контроля это помогает классифицировать радиационные рабочие зоны на основе наличия ионизирующего излучения, наличия радиоактивного загрязнения или того и другого. Внедрение таких концепций классификации рабочих зон на ранних стадиях планирования приведет к тому, что установка будет иметь все характеристики, необходимые для того, чтобы сделать операции с источниками излучения менее опасными.

        Классификация рабочих зон и типов лабораторий

        Основой классификации рабочей зоны является группировка радионуклидов по их относительной радиотоксичности на единицу активности. Группа I должна быть отнесена к радионуклидам с очень высокой токсичностью, группа II — к радионуклидам со средней и высокой токсичностью, группа III — к радионуклидам со средней токсичностью и группа IV — к радионуклидам с низкой токсичностью. В таблице 1 представлена ​​классификация групп токсичности многих радионуклидов.

        Таблица 1. Классификация радионуклидов по относительной радиотоксичности на единицу активности

        Группа I: очень высокая токсичность

        210Pb

        210Po

        223Ra

        226Ra

        228Ra

        227Ac

        227Th

        228Th

        230Th

        231Pa

        230U

        232U

        233U

        234U

        237Np

        238Pu

        239Pu

        240Pu

        241Pu

        242Pu

        241Am

        243Am

        242Cm

        243Cm

        244Cm

        245Cm

        246Cm

        249Cm

        250Cf

        252Cf

        Группа II: Высокая токсичность

        22Na

        36Cl

        45Ca

        46Sc

        54Mn

        56Co

        60Co

        89Sr

        90Sr

        91Y

        95Zr

        106Ru

        110Agm

        115Cdm

        114Inm

        124Sb

        125Sb

        127Tem

        129Tem

        124I

        126I

        131I

        133I

        134Cs

        137Cs

        140Ba

        144Ce

        152Ю (13 лет)

        154Eu

        160Tb

        170Tm

        181Hf

        210Bi

        182Ta

        192Ir

        204Tl

        207Bi

        230Pa

        211At

        212Pb

        224Ra

        228Ac

        234Th

        236U

        249Bk

                 

        Группа III: умеренная токсичность

        7Be

        14C

        18F

        24Na

        38Cl

        31Si

        32P

        35S

        41A

        42K

        43K

        47Sc

        48Sc

        48V

        51Cr

        52Mn

        56Mn

        52Fe

        55Fe

        59Fe

        57Co

        53Ni

        65Ni

        64Cu

        65Zn

        69Znm

        72Ga

        73As

        74As

        76As

        77As

        82Br

        85Krm

        87Kr

        86Rb

        85Sr

        91Sr

        90Y

        92Y

        93Y

        97Zr

        95Nb

        99Mo

        96Tc

        97Tcm

        97Tc

        99Tc

        97Ru

        103Ru

        105Ru

        105Rh

        109Pd

        105Ag

        111Ag

        109Cd

        115Cd

        115Inm

        113Sn

        125Sn

        122Sb

        125Tem

        129Te

        131Tem

        132Te

        130I

        132I

        134I

        135I

        135Xe

        131Cs

        136Cs

        140La

        141Ce

        143Ce

        142Pr

        143Pr

        147Nd

        149Nd

        147Pm

        149Pm

        151Sm

        152Эу (9.2 ч)

        155Eu

        153Gd

        159Gd

        165Dy

        166Dy

        166Ho

        169Er

        171Er

        171Tm

        177Lu

        181W

        185W

        187W

        183Re

        186Re

        188Re

        185Os

        191Os

        193Os

        190Ir

        195Ir

        191Pt

        193Pt

        197Pt

        196Au

        198Au

        199Au

        197Hg

        197Hgm

        203Hg

        200Tl

        201Tl

        202Tl

        203Pb

        206Bi

        212Bi

        220Rn

        222Rn

        231Th

        233Pa

        239Np

                     

        Группа IV: Низкая токсичность

        3H

        15O

        37A

        58Com

        59Ni

        69Zn

        71Ge

        85Kr

        85Srm

        87Rb

        91Ym

        93Zr

        97Nb

        96Tcm

        99Tcm

        103Rhm

        133Inm

        129I

        131Xem

        133Xe

        134Csm

        135Cs

        147Sm

        187Re

        191Osm

        193Ptm  

        197Ptm

        натуральныйTh

        232Th

        235U

        238U

        натуральныйU

                       

        (МАГАТЭ, 1973 г.)

        Можно предусмотреть три широких типа лабораторий на основе соображений радиотоксичности, количеств или количеств радиоактивных материалов, которые будут обрабатываться в рабочей зоне, и типа задействованных операций.

        В таблице 2 описаны лаборатории по типам и приведены примеры для каждого типа. В таблице 3 показаны типы лабораторий, а также классификация рабочих зон и контроль доступа (МАГАТЭ, 1973 г.).

        Таблица 2. Классификация рабочих зон

        Тип

        Определение

        Контроль доступа

        Типичные операции

        1

        Районы, в которых уровни поглощенной дозы внешнего излучения или уровни радиоактивного загрязнения могут быть высокими

        Доступ ограничен только радиационными работниками в строго контролируемых условиях труда и с использованием соответствующего защитного снаряжения.

        Горячие лаборатории, сильнозагрязненные помещения

        2

        Области, в которых могут существовать уровни внешнего излучения и в которых возможность загрязнения требует инструкций по эксплуатации

        Доступ ограничен радиационными работниками с
        соответствующую защитную одежду и обувь

        Люминесцентные заводы и другие аналогичные
        средства

        3

        Районы, в которых средний уровень внешней радиации составляет менее 1 мГр·нед.-1 и в которых возможность радиоактивного загрязнения требует специальных инструкций по эксплуатации

        Доступ ограничен радиационными работниками, нет
        требуется защитная одежда

        Рабочие места в непосредственной близости от
        радиографическая операция, например, диспетчерские

        4

        Зоны в пределах границ радиационной установки, где уровни внешнего излучения менее 0.1 мГр•нед.-1 и где
        радиоактивного загрязнения нет

        Доступ неконтролируемый

        Администрация и зоны ожидания пациентов

        (МКРЗ, 1977 г., МАГАТЭ, 1973 г.)

        Таблица 3. Классификация лабораторий по работе с радиоактивными материалами

        Группа
        радионуклиды

        Тип лаборатории, необходимый для деятельности, указанной ниже

         

        Введите 1

        Введите 2

        Введите 3

        I

        <370 кБк

        70 кБк до
        37 МБк

        >37 МБк

        II

        <37 МБк

        37 МБк до
        37 ГБк

        >37 ГБк

        III

        <37 ГБк

        37 ГБк до
        370 ГБк

        >370 ГБк

        IV

        <370 ГБк

        370 ГБк до
        37 ТБк

        >37 ТБк

         

        Эксплуатационные факторы для лабораторного использования радиоактивных материалов

        Коэффициенты умножения для уровней активности

        Простое хранение

        × 100

        Простые мокрые операции (например, приготовление аликвот маточного раствора)

        × 10

        Обычные химические операции (например, простая химическая подготовка и анализ)

        × 1

        Сложные мокрые операции (например, многократные операции или операции со сложной стеклянной посудой)

        × 0.1

        Простые сухие операции (например, манипуляции с порошками летучих радиоактивных соединений)

        × 0.1

        Сухие и пыльные операции (например, шлифование)

        × 0.01

        (МКРЗ, 1977 г., МАГАТЭ, 1973 г.)

        Опасности, связанные с работой с радиоактивными материалами, зависят не только от уровня радиотоксичности или химической токсичности и активности радионуклидов, но и от физической и химической формы радиоактивных материалов, а также от характера и сложности выполняемой операции или процедуры.

        Расположение радиационной установки в здании

        Когда радиационная установка является частью большого здания, при принятии решения о размещении такой установки необходимо учитывать следующее:

        • Радиационная установка должна располагаться в относительно редко посещаемой части здания, чтобы можно было легко контролировать доступ в эту зону.
        • Вероятность возгорания в выбранной зоне должна быть минимальной.
        • Расположение радиационной установки, а также системы отопления и вентиляции должны быть такими, чтобы возможность распространения как поверхностного, так и переносимого по воздуху радиоактивного загрязнения была минимальной.
        • Место расположения радиационного объекта следует выбирать обдуманно, чтобы при минимальных затратах на экранирование можно было эффективно поддерживать уровни радиации в установленных пределах в непосредственной близости.

         

        Планирование радиационных объектов

        Если предполагается градация уровней активности, лаборатория должна располагаться таким образом, чтобы доступ к зонам с высоким уровнем радиации или радиоактивного загрязнения был постепенным; то есть сначала человек входит в зону без излучения, затем в зону с низкой активностью, затем в зону со средней активностью и так далее.

        Необходимости тщательного контроля вентиляции в небольших лабораториях можно избежать, используя вытяжки или перчаточные боксы для работы с открытыми источниками радиоактивного материала. Однако система вентиляции должна быть спроектирована таким образом, чтобы воздушный поток проходил в таком направлении, чтобы любой радиоактивный материал, попадающий в воздух, утекал от работающего с радиацией. Поток воздуха всегда должен направляться из незагрязненной зоны в сторону загрязненной или потенциально загрязненной зоны.

        Для обращения с открытыми источниками низкой и средней радиоактивности средняя скорость воздуха через отверстие в колпаке должна быть около 0.5 мс.-1. В случае высокой радиотоксичности или высокого уровня радиоактивности скорость воздуха через отверстие должна быть увеличена в среднем до 0.6–XNUMX
        1.0 мс-1. Однако чрезмерно высокие скорости воздуха могут вытягивать радиоактивные материалы из открытых контейнеров и загрязнять всю площадь колпака.

        Размещение колпака в лаборатории важно с точки зрения перекрестных сквозняков. Как правило, вытяжку следует располагать вдали от дверных проемов, через которые должен поступать приточный или добавочный воздух. Двухскоростные вентиляторы позволяют работать с более высокой скоростью воздуха, когда колпак используется, и с более низкой скоростью, когда он закрыт.

        Целью любой вентиляционной системы должно быть:

        • обеспечить комфортные условия труда
        • обеспечить непрерывную замену воздуха (от трех до пяти замен в час) для удаления и разбавления нежелательных загрязнителей воздуха.
        • свести к минимуму загрязнение других участков здания и окружающей среды.

         

        При проектировании радиационных установок высокие требования к экранированию могут быть сведены к минимуму за счет принятия некоторых простых мер. Например, для лучевой терапии, ускорителей, генераторов нейтронов или панорамных источников излучения лабиринт может уменьшить потребность в тяжелой двери со свинцовой облицовкой. Сужение основного защитного барьера в областях, которые не находятся непосредственно в полезном луче, или размещение объекта частично или полностью под землей может значительно уменьшить количество требуемой защиты.

        Особое внимание следует уделить правильному расположению смотровых окон, подземных кабелей и дефлекторов вентиляционной системы. Смотровое окно должно улавливать только рассеянное излучение. Еще лучше замкнутое телевидение, которое также может повысить эффективность.

        Отделка поверхности в рабочей зоне

        Все необработанные поверхности, такие как штукатурка, бетон, дерево и т. д., должны быть постоянно покрыты подходящим материалом. При выборе материала следует руководствоваться следующими соображениями:

        • обеспечение гладкой, химически инертной поверхности
        • условия окружающей среды температуры, влажности и механического износа, которым могут подвергаться поверхности
        • совместимость с радиационными полями, которым подвергается поверхность
        • необходимость легкости ремонта в случае повреждения.

         

        Обычные краски, лаки и лаки не рекомендуются для покрытия поверхностей износа. Применение поверхностного материала, который можно легко удалить, может быть полезным, если происходит загрязнение и требуется обеззараживание. Однако удаление таких материалов иногда может быть трудным и грязным.

        Соединители

        Раковины, умывальники и сливы в полу должны быть соответствующим образом маркированы. Умывальники, в которых можно мыть загрязненные руки, должны быть оборудованы кранами с коленным или ножным приводом. Может оказаться экономичным сократить объем технического обслуживания за счет использования трубопровода, который при необходимости можно легко дезинфицировать или заменить. В некоторых случаях может быть целесообразно установить подземные резервуары для выдержки или хранения для контроля за захоронением жидких радиоактивных материалов.

        Конструкция радиационной защиты

        Экранирование важно для снижения радиационного облучения работников объекта и населения в целом. Требования к экранированию зависят от ряда факторов, включая время, в течение которого работники, работающие с радиационными объектами, или лица из населения подвергаются воздействию источников излучения, а также тип и энергия источников излучения и полей излучения.

        При проектировании радиационных экранов экранирующий материал следует по возможности размещать вблизи источника излучения. Отдельные соображения по защите должны быть сделаны для каждого рассматриваемого типа излучения.

        Дизайн экранирования может быть сложной задачей. Например, использование компьютеров для моделирования защиты ускорителей, реакторов и других источников излучения высокого уровня выходит за рамки этой статьи. Для сложной конструкции экранирования всегда следует консультироваться с квалифицированными специалистами.

        Экранирование источника гамма-излучения

        Ослабление гамма-излучения качественно отличается от ослабления альфа- или бета-излучения. Оба этих вида излучения имеют определенный пробег в веществе и полностью поглощаются. Гамма-излучение, с другой стороны, может быть уменьшено по интенсивности за счет все более толстых поглотителей, но не может быть полностью поглощено. Если затухание моноэнергетического гамма-излучения измеряется в условиях хорошей геометрии (т. е. излучение хорошо коллимировано в узком пучке), то данные интенсивности, нанесенные на полулогарифмический график зависимости от толщины поглотителя, будут лежать на прямой линии. с наклоном, равным затуханию
        коэффициент, мк.

        Интенсивность или мощность поглощенной дозы, прошедшей через поглотитель, можно рассчитать следующим образом:

        I(Т) = Я(0)e μ t

        в котором I(t) - интенсивность гамма-излучения или мощность поглощенной дозы, прошедшей через поглотитель толщиной t.

        Единицы µ и t являются взаимными друг другу. Если толщина абсорбера t измеряется в см, тогда μ является линейным коэффициентом затухания и измеряется в см-1. Если t имеет единицы площади плотности (г/см2), то µ – массовый коэффициент ослабления µm и имеет единицы см2/грамм.

        В качестве приближения первого порядка с использованием поверхностной плотности все материалы имеют примерно одинаковые свойства ослабления фотонов для фотонов с энергиями от 0.75 до 5.0 МэВ (мегаэлектронвольт). В этом диапазоне энергий свойства защиты от гамма-излучения примерно пропорциональны плотности экранирующего материала. Для более низких или более высоких энергий фотонов поглотители с более высоким атомным номером обеспечивают более эффективное экранирование, чем поглотители с более низким атомным номером, для данной плотности поверхности.

        В условиях плохой геометрии (например, для широкого луча или для толстого экрана) приведенное выше уравнение будет значительно занижать требуемую толщину экрана, поскольку предполагает, что каждый фотон, взаимодействующий с экраном, будет удален из луча, а не обнаружено. Значительное количество фотонов может быть рассеяно экраном в детектор, или фотоны, которые были рассеяны из луча, могут быть рассеяны обратно в него после второго взаимодействия.

        Толщина экрана для условий плохой геометрии может быть оценена с помощью коэффициента нарастания B который можно оценить следующим образом:

        I(Т) = Я(0)Be μ t

        Коэффициент накопления всегда больше единицы и может быть определен как отношение интенсивности фотонного излучения, включая как первичное, так и рассеянное излучение, в любой точке луча, к интенсивности первичного луча только в эта точка. Коэффициент накопления может относиться либо к потоку излучения, либо к мощности поглощенной дозы.

        Коэффициенты накопления были рассчитаны для различных энергий фотонов и различных поглотителей. На многих графиках или в таблицах толщина экрана указана в единицах длины релаксации. Длина релаксации — это толщина экрана, который ослабит узкий пучок до 1/e (около 37%) его исходной интенсивности. Таким образом, одна длина релаксации численно равна обратной величине линейного коэффициента затухания (т. е. 1/мк).

        Толщина поглотителя, который при введении в первичный пучок фотонов снижает мощность поглощенной дозы наполовину, называется слоем половинного значения (HVL) или толщиной половинного значения (HVT). HVL можно рассчитать следующим образом:

        HVL = ln2 / мк

        Требуемую толщину фотонного экрана можно оценить, предполагая узкий луч или хорошую геометрию при расчете требуемого экрана, а затем увеличивая полученное таким образом значение на один HVL для учета нарастания.

        Толщина поглотителя, который при введении в первичный пучок фотонов снижает мощность поглощенной дозы на одну десятую, называется десятым слоем (TVL). Один TVL равен примерно 3.32 HVL, так как:

        ln10 / ln2 ≈ 3.32

        Значения как для TVL, так и для HVL приведены для различных энергий фотонов и нескольких распространенных экранирующих материалов (например, свинца, стали и бетона) (Schaeffer 1973).

        Интенсивность или мощность поглощенной дозы для точечного источника подчиняется закону обратных квадратов и может быть рассчитана следующим образом:

        в котором Ii - интенсивность фотона или мощность поглощенной дозы на расстоянии di из источника.

        Экранирование медицинского и немедицинского рентгеновского оборудования

        Экранирование рентгеновского оборудования подразделяется на две категории: экранирование источника и структурное экранирование. Экранирование источника обычно обеспечивается производителем корпуса рентгеновской трубки.

        Правила техники безопасности определяют один тип корпуса защитной трубки для медицинских диагностических рентгеновских аппаратов и другой тип для медицинских терапевтических рентгеновских аппаратов. Для немедицинского рентгеновского оборудования корпус трубки и другие части рентгеновского аппарата, такие как трансформатор, экранированы, чтобы уменьшить утечку рентгеновского излучения до приемлемого уровня.

        Все рентгеновские аппараты, как медицинские, так и немедицинские, имеют защитные кожухи, предназначенные для ограничения количества просачивающегося излучения. Излучение утечки, используемое в настоящих спецификациях для кожухов трубки, означает все излучение, исходящее от кожуха трубки, за исключением полезного луча.

        Структурное экранирование рентгеновской установки обеспечивает защиту от полезного или первичного рентгеновского луча, от излучения утечки и от рассеянного излучения. В нем заключены как рентгеновское оборудование, так и облучаемый объект.

        Величина рассеянного излучения зависит от размера рентгеновского поля, энергии полезного луча, эффективного атомного номера рассеивающей среды и угла между входящим полезным лучом и направлением рассеяния.

        Ключевым проектным параметром является рабочая нагрузка объекта (W):

        в котором W недельная рабочая нагрузка, обычно указывается в мА-мин в неделю; E Ток трубки, умноженный на время экспозиции на просмотр, обычно указывается в мА с; Nv количество просмотров на одного пациента или облучаемый объект; Np количество пациентов или объектов в неделю и k - коэффициент преобразования (1 мин, деленная на 60 с).

        Еще одним ключевым параметром конструкции является коэффициент использования. Un для стены (пола или потолка) n. Стена может защищать любую занятую зону, такую ​​как диспетчерская, офис или зал ожидания. Коэффициент использования определяется по формуле:

        где, Nв, н это количество проекций, для которых первичный рентгеновский луч направлен на стену n.

        Требования к конструкционной защите для данного рентгеновского оборудования определяются следующим:

        • максимальный потенциал трубки в пиковых киловольтах (кВп), при котором работает рентгеновская трубка
        • максимальный ток луча в мА, при котором работает рентгеновская система
        • загруженность (W), который является мерой в подходящих единицах (обычно мА-мин в неделю) количества использования рентгеновской системы.
        • фактор использования (U), которая представляет собой долю рабочей нагрузки, в течение которой полезный луч направлен в интересующем направлении.
        • Коэффициент занятости (T), который является коэффициентом, на который следует умножить рабочую нагрузку, чтобы скорректировать степень или тип занятости защищаемой зоны.
        • максимально допустимая мощность эквивалентной дозы (P) человеку для контролируемых и неконтролируемых зон (типичные пределы поглощенной дозы составляют 1 мГр для контролируемой зоны за одну неделю и 0.1 мГр для неконтролируемой зоны за одну неделю)
        • тип экранирующего материала (например, свинец или бетон)
        • Расстояние (d) от источника до защищаемого места.

         

        С учетом этих соображений значение коэффициента первичного луча или коэффициента передачи K в мГр на мА-мин на одном метре определяется как:

        Экранирование рентгеновской установки должно быть выполнено таким образом, чтобы защита не нарушалась стыками; отверстиями для воздуховодов, труб и т.п., проходящих через ограждения; или трубопроводами, служебными коробками и т. д., встроенными в барьеры. Экранирование должно покрывать не только заднюю часть сервисных боксов, но и боковые стороны, или быть достаточно расширенным, чтобы обеспечить эквивалентную защиту. Трубопроводы, проходящие через барьеры, должны иметь достаточные изгибы для снижения излучения до требуемого уровня. Смотровые окна должны иметь экранирование, эквивалентное необходимому для перегородки (барьера) или двери, в которой они расположены.

        В учреждениях лучевой терапии могут потребоваться дверные замки, сигнальные лампы, кабельное телевидение или средства для звуковой (например, голосовой или зуммер) и визуальной связи между любым лицом, которое может находиться в учреждении, и оператором.

        Защитные барьеры бывают двух видов:

        1. первичные защитные барьеры, достаточные для ослабления основного (полезного) луча до необходимого уровня
        2. вторичные защитные барьеры, достаточные для ослабления утечки, рассеянного и рассеянного излучения до необходимого уровня.

         

        Для проектирования вторичного защитного барьера необходимо отдельно рассчитать необходимую толщину для защиты от каждого компонента. Если требуемые толщины примерно одинаковые, добавьте дополнительный HVL к наибольшей рассчитанной толщине. Если наибольшая разница между рассчитанными толщинами составляет один TVL или более, будет достаточно самого толстого из рассчитанных значений.

        Интенсивность рассеянного излучения зависит от угла рассеяния, энергии полезного луча, размера поля или площади рассеяния и состава объекта.

        При проектировании вторичных защитных барьеров принимаются следующие упрощающие консервативные допущения:

        1. Когда рентгеновские лучи производятся при напряжении 500 кВ или меньше, энергия рассеянного излучения равна энергии полезного луча.
        2. После рассеяния энергетический спектр рентгеновского излучения для пучков, генерируемых при напряжении более 500 кВ, деградирует до луча 500 кВ, а мощность поглощенной дозы на расстоянии 1 м и под углом 90 градусов от рассеивателя составляет 0.1% от мощности в полезный пучок в точке рассеяния.

         

        Соотношение пропускания рассеянного излучения записывается через коэффициент пропускания рассеяния (Kμx) в единицах мГр•м2 (мА-мин)-1:

        в котором P максимальная недельная мощность поглощенной дозы (в мГр), dпомет - расстояние от цели рентгеновской трубки до объекта (пациента), dсек - расстояние от рассеивателя (объекта) до точки интереса, которую должны защищать вторичные барьеры, a - отношение рассеянного излучения к падающему излучению, f - фактический размер поля рассеяния (в см2), а также расширение F является фактором, объясняющим тот факт, что выход рентгеновского излучения увеличивается с напряжением. Меньшие значения Kмкс требуют более толстых щитов.

        Коэффициент ослабления утечки BLX для диагностических рентгеновских систем рассчитывается следующим образом:

        в котором d - расстояние от цели трубы до интересующей точки и I ток трубки в мА.

        Соотношение барьерного затухания для терапевтических рентгеновских систем, работающих при напряжении 500 кВ или менее, определяется следующим образом:

        Для терапевтических рентгеновских трубок, работающих при потенциалах более 500 кВ, утечка обычно ограничивается 0.1% от интенсивности полезного луча на расстоянии 1 м. Коэффициент затухания в этом случае равен:

        в котором Xn мощность поглощенной дозы (в мГр/ч) на расстоянии 1 м от терапевтической рентгеновской трубки, работающей при токе трубки 1 мА.

        Номер n ВЛ, необходимых для получения желаемого затухания BLX получается из соотношения:

        or

        Защита от бета-частиц

        При проектировании экрана для высокоэнергетического бета-излучателя необходимо учитывать два фактора. Это сами бета-частицы и тормозное излучение создается бета-частицами, поглощенными в источнике и в экране. тормозное излучение состоит из рентгеновских фотонов, возникающих при быстром торможении высокоскоростных заряженных частиц.

        Поэтому бета-защита часто состоит из вещества с низким атомным номером (чтобы свести к минимуму тормозное излучение производства), которая достаточно толстая, чтобы остановить все бета-частицы. Затем следует материал с высоким атомным номером, достаточно толстый, чтобы ослабить тормозное излучение до приемлемого уровня. (Обратный порядок щитов увеличивается тормозное излучение производство в первом щите до уровня настолько высокого, что второй щит может обеспечить неадекватную защиту.)

        Для целей оценки тормозное излучение опасности, можно использовать следующее соотношение:

        в котором f - доля падающей бета-энергии, преобразованная в фотоны, Z - атомный номер поглотителя, а Eβ – максимальная энергия спектра бета-частиц в МэВ. Для обеспечения адекватной защиты обычно предполагается, что все тормозное излучение фотоны имеют максимальную энергию.

        тормозное излучение поток F на расстоянии d от бета-источника можно оценить следующим образом:

        `Eβ представляет собой среднюю энергию бета-частиц и может быть оценена по формуле:

        Диапазон Rβ бета-частиц в единицах поверхностной плотности (мг/см2) можно оценить следующим образом для бета-частиц с энергией от 0.01 до 2.5 МэВ:

        в котором Rβ в мг/см2 высокопоставленных Eβ находится в МэВ.

        Что касается Eβ>2.5 МэВ, пробег бета-частиц Rβ можно оценить следующим образом:

        в котором Rβ в мг/см2 высокопоставленных Eβ находится в МэВ.

        Экранирование альфа-частиц

        Альфа-частицы являются наименее проникающим типом ионизирующего излучения. Из-за случайного характера ее взаимодействий пробег отдельной альфа-частицы варьируется в пределах номинальных значений, как показано на рисунке 1. Диапазон в случае альфа-частиц может быть выражен по-разному: минимальным, средним, экстраполированным или максимальным пробегом. . Средний пробег наиболее точно определяется, соответствует пробегу «средней» альфа-частицы и используется чаще всего.

        Рисунок 1. Типичное распределение альфа-частиц по дальности

        ИОН040F1

        Воздух является наиболее часто используемой поглощающей средой для определения соотношения пробега и энергии альфа-частиц. Для альфа-энергии Eα менее примерно 4 МэВ, Rα в воздухе приблизительно определяется как:

        в котором Rα находится в см, Eα в МэВ.

        Что касается Eα от 4 до 8 МэВ, Rα в воздухе дается примерно по формуле:

        в котором Rα находится в см, Eα в МэВ.

        Пробег альфа-частиц в любой другой среде можно оценить из следующего соотношения:

        Rα (в другой среде; мг/см2) » 0.56 A1/3 Rα (в воздухе; см), где A - атомный номер среды.

        Нейтронная защита

        Как правило, для экранирования нейтронов достигается равновесие энергии нейтронов, которое затем остается постоянным после одной или двух длин релаксации экранирующего материала. Следовательно, для экранов толщиной более нескольких длин релаксации эквивалентная доза за пределами бетонного или железного экрана будет ослаблена при длинах релаксации 120 г/см.2 или 145 г / см2, Соответственно.

        Потери энергии нейтронов за счет упругого рассеяния требуют наличия водородного экрана для максимизации передачи энергии по мере замедления или замедления нейтронов. При энергиях нейтронов выше 10 МэВ неупругие процессы эффективны для ослабления нейтронов.

        Как и в случае ядерных энергетических реакторов, высокоэнергетические ускорители требуют мощной защиты для защиты рабочих. Большая часть эквивалентов доз для рабочих приходится на воздействие активированного радиоактивного материала во время операций по техническому обслуживанию. Активационные продукты производятся в компонентах акселератора и вспомогательных системах.

        Мониторинг рабочей среды

        Необходимо отдельно заниматься разработкой программ рутинного и оперативного мониторинга рабочей среды. Для достижения конкретных целей будут разработаны специальные программы мониторинга. Нежелательно разрабатывать программы в общих чертах.

        Регулярный мониторинг внешнего облучения

        Важной частью подготовки программы рутинного контроля внешнего облучения на рабочем месте является проведение всестороннего обследования при вводе в эксплуатацию нового источника излучения или новой установки, а также при внесении или возможном внесении каких-либо существенных изменений. производится в существующей установке.

        Периодичность планового контроля определяется с учетом ожидаемых изменений радиационной обстановки. Если изменения средств защиты или изменения процессов, проводимых на рабочем месте, минимальны или несущественны, то для целей проверки редко требуется плановый радиационный контроль рабочего места. Если радиационные поля подвержены быстрому и непредсказуемому увеличению до потенциально опасных уровней, то требуется система радиационного контроля и предупреждения.

        Оперативный контроль за внешним излучением

        Разработка программы оперативного мониторинга в значительной степени зависит от того, влияют ли проводимые операции на радиационные поля или же радиационные поля будут оставаться практически постоянными в ходе обычных операций. Детальный план такого обследования в решающей степени зависит от формы операции и от условий, в которых она проводится.

        Регулярный мониторинг загрязнения поверхности

        Обычный метод рутинного мониторинга поверхностного загрязнения заключается в мониторинге репрезентативной части поверхностей в районе с периодичностью, определяемой опытом. Если операции таковы, что вероятно значительное поверхностное загрязнение и работники могут выносить значительные количества радиоактивного материала из рабочей зоны за один раз, рутинный мониторинг следует дополнять использованием мониторов портального загрязнения.

        Оперативный контроль загрязнения поверхности

        Одной из форм оперативного контроля является обследование предметов на предмет загрязнения, когда они покидают радиологически контролируемую зону. Этот контроль должен включать руки и ноги рабочих.

        Основными задачами программы мониторинга поверхностного загрязнения являются:

        • для оказания помощи в предотвращении распространения радиоактивного загрязнения
        • для обнаружения нарушений сдерживания или отклонений от правильных операционных процедур
        • ограничить поверхностное загрязнение до уровней, при которых общие стандарты надлежащего ведения домашнего хозяйства являются адекватными, чтобы удерживать радиационное облучение на разумно достижимом низком уровне и избегать чрезмерного облучения, вызванного загрязнением одежды и кожи.
        • предоставлять информацию для планирования оптимизированных программ для отдельных лиц, для мониторинга воздуха и для определения оперативных процедур.

         

        Мониторинг загрязнения воздуха

        Мониторинг переносимых по воздуху радиоактивных материалов важен, поскольку вдыхание обычно является наиболее важным путем поступления таких материалов в организм работников, занимающихся радиацией.

        Мониторинг рабочего места на наличие переносимого по воздуху загрязнения потребуется на регулярной основе в следующих случаях:

        • когда газообразные или летучие материалы обрабатываются в количестве
        • когда обращение с любым радиоактивным материалом в таких операциях приводит к частому и значительному загрязнению рабочего места
        • при переработке средне- и высокотоксичных радиоактивных материалов
        • при обращении с негерметичными лечебными радионуклидами в больницах
        • при эксплуатации горячих камер, реакторов и критических сборок.

         

        Когда требуется программа мониторинга воздуха, она должна:

        • быть в состоянии оценить вероятный верхний предел вдыхания радиоактивных материалов радиационными работниками
        • быть в состоянии привлечь внимание к неожиданному воздушно-капельному загрязнению, чтобы можно было защитить радиационных работников и принять меры по исправлению положения
        • предоставлять информацию для планирования программ индивидуального мониторинга внутреннего загрязнения.

         

        Наиболее распространенной формой мониторинга переносимого по воздуху загрязнения является использование пробоотборников воздуха в ряде выбранных мест, выбранных так, чтобы они были достаточно репрезентативными для зон дыхания радиационных работников. Может оказаться необходимым сделать образцы более точно отражающими зоны дыхания, используя персональные пробоотборники воздуха или отвороты.

        Обнаружение и измерение радиации и радиоактивного загрязнения

        Мониторинг или обследование с помощью салфеток и инструментальных обследований столешниц, полов, одежды, кожи и других поверхностей в лучшем случае являются качественными процедурами. Трудно сделать их высоко количественными. Используемые приборы обычно относятся к детекторным, а не к измерительным устройствам. Поскольку количество вовлеченной радиоактивности часто невелико, чувствительность приборов должна быть высокой.

        Требование портативности детекторов загрязнения зависит от их предполагаемого использования. Если прибор предназначен для общего контроля лабораторных поверхностей, желателен портативный тип прибора. Если прибор предназначен для специального использования, при котором контролируемый объект может быть доставлен к прибору, то портативность не требуется. Мониторы для одежды, а также ручные и обувные мониторы, как правило, не являются портативными.

        Приборы и мониторы скорости счета обычно включают показания счетчика и звуковые выходы или разъемы для наушников. В таблице 4 указаны приборы, которые могут использоваться для обнаружения радиоактивного загрязнения.ион.+

        Таблица 4. Инструменты обнаружения загрязнения

        Инструмент

        Диапазон скоростей счета и другие характеристики1

        Типичное использование

        Замечания

        bg поверхностные мониторы2

        Общие

        Портативный измеритель скорости счета (тонкостенный или тонкооконный GM3 прилавок)

        0–1,000 копий в минуту
        0–10,000 копий в минуту

        Поверхности, руки, одежда

        Простой, надежный, на батарейках

        Тонкое торцевое окно
        лабораторный монитор GM

        0–1,000 копий в минуту
        0–10,000 копий в минуту
        0–100,000 копий в минуту

        Поверхности, руки, одежда

        Линейный

        Персонал

        Монитор рук и обуви, GM или
        счетчик сцинтилляционного типа

        От 1½ до 2 раз больше натурального
        фон

        Быстрый мониторинг загрязнения

        автоматическая работа

        Особый

        Мониторы для прачечных, напольные мониторы,
        дверные мониторы, автомобильные мониторы

        От 1½ до 2 раз больше натурального
        фон

        Мониторинг загрязнения

        Удобно и быстро

        Наземные мониторы Alpha

        Общие

        Портативный воздушный пропорциональный счетчик с зондом

        0-100,000 100 импульсов в минуту на расстоянии более XNUMX см2

        Поверхности, руки, одежда

        Не для использования в условиях повышенной влажности, аккумулятор-
        электрическое, хрупкое окно

        Портативный счетчик газа с зондом

        0-100,000 100 импульсов в минуту на расстоянии более XNUMX см2

        Поверхности, руки, одежда

        Хрупкое окно на батарейках

        Портативный сцинтилляционный счетчик с зондом

        0-100,000 100 импульсов в минуту на расстоянии более XNUMX см2

        Поверхности, руки, одежда

        Хрупкое окно на батарейках

        Личное

        Ручно-обувной пропорциональный счетчик, монитор

        0-2,000 импульсов в минуту на расстоянии около 300 см2

        Оперативный мониторинг рук и обуви на загрязнение

        автоматическая работа

        Ручной сцинтилляционный счетчик, монитор

        0-4,000 импульсов в минуту на расстоянии около 300 см2

        Оперативный мониторинг рук и обуви на загрязнение

        неровный

        Раневые мониторы

        Обнаружение низкоэнергетических фотонов

        Мониторинг плутония

        Специальный дизайн

        Мониторы воздуха

        Пробоотборники частиц

        Фильтровальная бумага большого объема

        1.1 м3/ Мин

        Образцы быстрого захвата

        Прерывистое использование, требует отдельного
        противодействие

        Фильтровальная бумага, малый объем

        0.2 20-м3/h

        Непрерывный мониторинг воздуха в помещении

        Непрерывное использование, требует отдельного
        противодействие

        Отворот

        0.03 м3/ Мин

        Непрерывный мониторинг воздуха в зоне дыхания

        Непрерывное использование, требует отдельного
        противодействие

        Электростатический осадитель

        0.09 м3/ Мин

        Непрерывный мониторинг

        Образец, нанесенный на цилиндрическую оболочку,
        требуется отдельный счетчик

        импинджер

        0.6 1.1-м3/ Мин

        Альфа-загрязнение

        Специальное использование, требуется отдельный счетчик

        Тритиевые мониторы воздуха

        Проточные ионизационные камеры

        0-370 кБк/м3 мин

        Непрерывный мониторинг

        Может быть чувствителен к другой ионизации
        источников

        Комплексные системы мониторинга воздуха

        Минимальная обнаруживаемая активность

        Фиксированная фильтровальная бумага

        α » 0.04 Бк/м3; βγ » 0.04 Бк/м3

         

        Накопление фона может маскировать низкоуровневую активность, включая счетчик

        Перемещение фильтровальной бумаги

        α » 0.04 Бк/м3; βγ » 0.04 Бк/м3

         

        Непрерывная запись активности воздуха, время измерения можно регулировать от
        время сбора на любое более позднее время.

        1 cpm = число импульсов в минуту.
        2 Немногие поверхностные мониторы подходят для обнаружения трития (3ЧАС). Протирочные тесты, подсчитываемые с помощью жидкостных сцинтилляционных устройств, подходят для обнаружения загрязнения тритием.
        3 GM = измеритель счетчика Гейгера-Мюллера.

        Детекторы альфа-загрязнения

        Чувствительность альфа-детектора определяется площадью и толщиной окна. Обычно площадь окна составляет 50 см.2 или выше с плотностью поверхности окна 1 мг/см2 или менее. Мониторы альфа-загрязнения должны быть нечувствительны к бета- и гамма-излучению, чтобы свести к минимуму фоновые помехи. Обычно это достигается за счет различения высоты импульса в счетной схеме.

        Портативные альфа-мониторы могут быть газопропорциональными счетчиками или сцинтилляционными счетчиками сульфида цинка.

        Детекторы бета-загрязнения

        Портативные бета-мониторы нескольких типов могут использоваться для обнаружения загрязнения бета-частицами. Измерители скорости счета Гейгера-Мюллера (ГМ) обычно требуют тонкого окна (площадная плотность от 1 до 40 мг/смXNUMX).2). Сцинтилляционные (антраценовые или пластмассовые) счетчики очень чувствительны к бета-частицам и относительно нечувствительны к фотонам. Портативные бета-счетчики, как правило, не могут использоваться для контроля трития (3H) загрязнение из-за очень низкой энергии бета-частиц трития.

        Все приборы, используемые для мониторинга бета-загрязнения, также реагируют на радиационный фон. Это необходимо учитывать при интерпретации показаний приборов.

        При наличии высоких уровней радиационного фона портативные счетчики для мониторинга загрязнения имеют ограниченное значение, поскольку они не показывают незначительного увеличения исходно высоких скоростей счета. В этих условиях рекомендуются тесты мазков или салфеток.

        Детекторы гамма-загрязнения

        Поскольку большинство гамма-излучателей также излучают бета-частицы, большинство мониторов загрязнения обнаруживают как бета-, так и гамма-излучение. Обычной практикой является использование детектора, чувствительного к обоим типам излучения, для повышения чувствительности, поскольку эффективность обнаружения обычно выше для бета-частиц, чем для гамма-лучей. Пластиковые сцинтилляторы или кристаллы йодида натрия (NaI) более чувствительны к фотонам, чем счетчики GM, и поэтому рекомендуются для обнаружения гамма-излучения.

        Пробоотборники и мониторы воздуха

        Пробы твердых частиц могут быть отобраны следующими методами: седиментация, фильтрация, импакция и электростатическое или термическое осаждение. Однако загрязнение воздуха твердыми частицами обычно контролируется путем фильтрации (прокачивания воздуха через фильтрующий материал и измерения радиоактивности на фильтре). Скорость отбора проб обычно превышает 0.03 м3/мин. Однако в большинстве лабораторий скорость отбора проб не превышает 0.3 мXNUMX.3/мин. Конкретные типы пробоотборников воздуха включают «захватные» пробоотборники и непрерывные мониторы воздуха (CAM). CAM доступны с фиксированной или подвижной фильтровальной бумагой. CAM должен включать в себя сигнал тревоги, поскольку его основная функция заключается в предупреждении об изменениях переносимого по воздуху загрязнения.

        Поскольку альфа-частицы имеют очень короткий пробег, для измерения загрязнения альфа-частицами необходимо использовать фильтры с поверхностной загрузкой (например, мембранные фильтры). Собранный образец должен быть тонким. Необходимо учитывать время между сбором и измерением, чтобы учесть распад дочерних продуктов радона (Rn).

        Радиойод, например 123I, 125я и 131I можно обнаружить с помощью фильтровальной бумаги (особенно если бумага содержит древесный уголь или нитрат серебра), потому что некоторое количество йода осаждается на фильтровальной бумаге. Однако для количественных измерений требуются ловушки или канистры с активированным углем или серебряным цеолитом, чтобы обеспечить эффективное поглощение.

        Тритиевая вода и газообразный тритий являются основными формами загрязнения тритием. Хотя тритированная вода имеет некоторое сходство с большинством фильтровальной бумаги, методы с фильтровальной бумагой не очень эффективны для отбора проб тритиевой воды. Наиболее чувствительные и точные методы измерения связаны с поглощением тритированного конденсата паров воды. Тритий в воздухе (например, в виде водорода, углеводородов или водяного пара) можно эффективно измерять с помощью камер Канне (проточных ионизационных камер). Поглощение паров воды, содержащей тритий, из пробы воздуха можно осуществить, пропуская пробу через ловушку, содержащую молекулярное сито на основе силикагеля, или барботируя пробу через дистиллированную воду.

        В зависимости от операции или процесса может потребоваться контроль радиоактивных газов. Этого можно добиться с помощью камер Канне. Наиболее часто используемыми устройствами для отбора проб методом абсорбции являются газоочистители и импинджеры. Многие газы можно также собрать путем охлаждения воздуха ниже точки замерзания газа и сбора конденсата. Этот метод сбора чаще всего используется для оксида трития и инертных газов.

        Существует несколько способов получения выборочных проб. Выбранный метод должен соответствовать отбираемому газу и требуемому методу анализа или измерения.

        Мониторинг сточных вод

        Мониторинг сточных вод относится к измерению радиоактивности в точке их выброса в окружающую среду. Это относительно легко выполнить из-за контролируемого характера места отбора проб, которое обычно находится в потоке отходов, который сбрасывается через дымовую трубу или линию слива жидкости.

        Может потребоваться непрерывный мониторинг переносимой по воздуху радиоактивности. В дополнение к устройству для сбора проб, обычно фильтру, типичная система отбора проб для твердых частиц в воздухе включает устройство для перемещения воздуха, расходомер и соответствующий воздуховод. Устройство подачи воздуха расположено ниже по потоку от пробоотборника; то есть воздух сначала проходит через пробоотборник, а затем через оставшуюся часть системы отбора проб. Линии отбора проб, особенно перед системой отбора проб, должны быть как можно короче и не иметь острых изгибов, областей турбулентности или сопротивления воздушному потоку. Для отбора проб воздуха следует использовать постоянный объем в соответствующем диапазоне перепадов давления. Непрерывный отбор радиоактивных изотопов ксенона (Xe) или криптона (Kr) осуществляется путем адсорбции на активированном угле или криогенными средствами. Ячейка Лукаса — один из старейших и до сих пор самый популярный метод измерения концентраций Rn.

        Иногда необходим непрерывный мониторинг жидкостей и линий отходов на наличие радиоактивных материалов. Примерами могут служить линии сточных вод из горячих лабораторий, лабораторий ядерной медицины и линий теплоносителя реактора. Однако непрерывный мониторинг можно проводить путем обычного лабораторного анализа небольшой пробы, пропорциональной расходу сточных вод. Доступны пробоотборники, которые периодически отбирают аликвоты или непрерывно извлекают небольшое количество жидкости.

        Гравийный отбор проб является обычным методом, используемым для определения концентрации радиоактивного материала в отстойном резервуаре. Пробу необходимо отбирать после рециркуляции, чтобы сравнить результат измерения с допустимыми скоростями сброса.

        В идеальном случае результаты мониторинга сточных вод и мониторинга окружающей среды должны хорошо согласовываться, при этом последние можно рассчитать на основе первых с помощью различных моделей путей распространения. Однако следует признать и подчеркнуть, что мониторинг сточных вод, каким бы качественным или обширным он ни был, не может заменить реальное измерение радиологических условий в окружающей среде.

         

        Назад

        Четверг, Март 24 2011 20: 03

        Радиационная безопасность

        В данной статье описаны аспекты программ радиационной безопасности. Целью радиационной безопасности является устранение или минимизация вредного воздействия ионизирующих излучений и радиоактивных материалов на работников, население и окружающую среду при обеспечении возможности их полезного использования.

        В большинстве программ радиационной безопасности нет необходимости реализовывать каждый из элементов, описанных ниже. Разработка программы радиационной безопасности зависит от типов задействованных источников ионизирующего излучения и способов их использования.

        Принципы радиационной безопасности

        Международная комиссия по радиологической защите (МКРЗ) предложила руководствоваться следующими принципами при использовании ионизирующего излучения и применении стандартов радиационной безопасности:

        1. Никакая практика, связанная с радиационным облучением, не должна приниматься, если она не приносит достаточной пользы облученным лицам или обществу, чтобы компенсировать радиационный ущерб, который она причиняет. обоснование практики).
        2. Что касается любого конкретного источника в рамках практической деятельности, величина индивидуальных доз, количество людей, подвергшихся облучению, и вероятность получения облучения там, где нет уверенности в том, что они будут получены, должны поддерживаться на разумно достижимом низком уровне (ALARA), экономические учитываются и социальные факторы. Эта процедура должна быть ограничена ограничениями индивидуальных доз (ограничения дозы), с тем чтобы ограничить несправедливость, которая может возникнуть в результате присущих экономических и социальных суждений ( оптимизация защиты).
        3. Облучение людей в результате сочетания всех соответствующих видов практики должно регулироваться пределами дозы или определенным контролем риска в случае потенциального облучения. Они направлены на то, чтобы ни один человек не подвергался радиационным рискам, которые считаются неприемлемыми из-за этой практики при любых нормальных обстоятельствах. Не все источники поддаются контролю посредством воздействия на источник, и необходимо указать источники, которые должны быть включены в качестве релевантных, прежде чем выбирать предел дозы (индивидуальная доза и пределы риска).

         

        Нормы радиационной безопасности

        Существуют стандарты радиационного облучения рабочих и населения и годовых пределов поступления (ALI) радионуклидов. Стандарты концентраций радионуклидов в воздухе и воде могут быть получены из ALI.

        МКРЗ опубликовала обширные таблицы ALI и производных концентраций в воздухе и воде. Сводная информация о рекомендуемых пределах дозы приведена в таблице 1.

        Таблица 1. Рекомендуемые пределы дозы Международной комиссии по радиологической защите1

        Применение

        Предельная доза

         
         

        профессиональный

        Общая

        Эффективная доза

        20 мЗв в год в среднем по
        определенные периоды в 5 лет2

        1 мЗв в год3

        Годовая эквивалентная доза в:

        Линза глаза

        150 мЗв

        15 мЗв

        Кожа4

        500 мЗв

        50 мЗв

        Руки и ноги

        500 мЗв

        -

        1 Пределы применяются к сумме соответствующих доз от внешнего облучения за указанный период и ожидаемой дозы за 50 лет (до 70 лет для детей) от поступления внутрь за тот же период.

        2 При дальнейшем условии, что эффективная доза не должна превышать 50 мЗв в любой отдельный год. Дополнительные ограничения применяются к профессиональному облучению беременных женщин.

        3 В особых случаях может быть разрешено более высокое значение эффективной дозы за один год при условии, что среднее значение за 5 лет не превышает 1 мЗв в год.

        4 Ограничение эффективной дозы обеспечивает достаточную защиту кожи от стохастических эффектов. Дополнительный предел необходим для локализованных воздействий, чтобы предотвратить детерминированные эффекты.

        дозиметрия

        Дозиметрия используется для определения эквивалентов доз, которые работники получают от и, что лучший способ радиационные поля, которым они могут подвергаться. Дозиметры характеризуются типом прибора, типом измеряемого ими излучения и частью тела, для которой должна быть указана поглощенная доза.

        Чаще всего используются три основных типа дозиметров. Это термолюминесцентные дозиметры, пленочные дозиметры и ионизационные камеры. Другие типы дозиметров (здесь не обсуждаются) включают в себя делящиеся фольги, устройства для травления дорожек и дозиметры с пластиковыми «пузырьками».

        Термолюминесцентные дозиметры являются наиболее часто используемым типом дозиметров персонала. Они используют принцип, заключающийся в том, что когда некоторые материалы поглощают энергию ионизирующего излучения, они сохраняют ее таким образом, что позже ее можно восстановить в виде света при нагревании материалов. В значительной степени количество высвобождаемого света прямо пропорционально энергии, поглощенной ионизирующим излучением, и, следовательно, поглощенной дозе, полученной материалом. Эта пропорциональность действительна в очень широком диапазоне энергий ионизирующего излучения и мощностей поглощенной дозы.

        Для точной обработки термолюминесцентных дозиметров необходимо специальное оборудование. Чтение термолюминесцентного дозиметра уничтожает содержащуюся в нем информацию о дозе. Однако после соответствующей обработки термолюминесцентные дозиметры пригодны для повторного использования.

        Материал, используемый для термолюминесцентных дозиметров, должен быть прозрачным для излучаемого им света. Наиболее распространенными материалами, используемыми для термолюминесцентных дозиметров, являются фторид лития (LiF) и фторид кальция (CaF).2). Материалы могут быть легированы другими материалами или изготовлены из определенного изотопного состава для специальных целей, таких как нейтронная дозиметрия.

        Многие дозиметры содержат несколько термолюминесцентных чипов с различными фильтрами перед ними, что позволяет различать энергии и типы излучения.

        Пленка была самым популярным материалом для дозиметрии персонала до того, как термолюминесцентная дозиметрия стала обычным явлением. Степень потемнения пленки зависит от энергии, поглощенной ионизирующим излучением, но зависимость не является линейной. Зависимость отклика пленки от общей поглощенной дозы, мощности поглощенной дозы и энергии излучения больше, чем у термолюминесцентных дозиметров, и может ограничивать диапазон применимости пленки. Однако пленка имеет то преимущество, что обеспечивает постоянную запись поглощенной дозы, которой она подверглась.

        Для специальных целей, таких как дозиметрия нейтронов, можно использовать различные составы пленок и устройства фильтров. Как и в случае с термолюминесцентными дозиметрами, для правильного анализа необходимо специальное оборудование.

        Пленка, как правило, гораздо более чувствительна к влажности и температуре окружающей среды, чем термолюминесцентные материалы, и может давать ложно завышенные показания в неблагоприятных условиях. С другой стороны, на эквиваленты доз, показанные термолюминесцентными дозиметрами, может повлиять удар при падении их на твердую поверхность.

        Только самые крупные организации имеют собственные службы дозиметрии. Большинство из них получают такие услуги от компаний, специализирующихся на их предоставлении. Важно, чтобы такие компании были лицензированы или аккредитованы соответствующими независимыми органами, чтобы гарантировать точные результаты дозиметрии.

        Самосчитывающиеся маленькие ионизационные камеры, также называемые карманные камеры, используются для получения немедленной дозиметрической информации. Их использование часто требуется, когда персонал должен войти в зоны с высоким или очень высоким уровнем радиации, где персонал может получить большую поглощенную дозу за короткий период времени. Карманные патронники часто калибруются локально, и они очень чувствительны к ударам. Следовательно, их всегда следует дополнять термолюминесцентными или пленочными дозиметрами, более точными и надежными, но не дающими немедленных результатов.

        Дозиметрия требуется для работника, когда у него есть достаточная вероятность накопления определенного процента, обычно 5 или 10%, от максимально допустимого эквивалента дозы для всего тела или отдельных частей тела.

        Дозиметр для всего тела следует носить где-то между плечами и талией, в точке, где ожидается максимальное облучение. Когда условия облучения позволяют, другие дозиметры можно носить на пальцах или запястьях, на животе, на повязке или шапке на лбу или на воротнике для оценки локализованного облучения конечностей, плода или эмбриона, щитовидной железы или линзы глаз. Обратитесь к соответствующим нормативным руководствам о том, следует ли носить дозиметры внутри или снаружи защитной одежды, такой как свинцовые фартуки, перчатки и воротники.

        Персональные дозиметры показывают только то излучение, к которому дозиметр был разоблачен. Назначение дозиметрической дозы, эквивалентной человеку или органам человека, допустимо для малых, тривиальных доз, но большие дозиметрические дозы, особенно значительно превышающие нормативы, должны быть тщательно проанализированы с точки зрения размещения дозиметра и реальных полей излучения, на которые воздействует облучение. работник получил облучение при оценке дозы, которую работник фактически получил. Заявление должно быть получено от работника в рамках расследования и занесено в протокол. Однако гораздо чаще очень большие дозы дозиметра являются результатом преднамеренного облучения дозиметра, когда он не был надет.

        биоанализ

        биоанализ (также называемый радиобиологический анализ) означает определение видов, количеств или концентраций и, в некоторых случаях, местонахождения радиоактивных материалов в теле человека, будь то путем прямого измерения (в естественных условиях подсчета) или путем анализа и оценки материалов, выделяемых или удаляемых из организма человека.

        Биопроба обычно используется для оценки эквивалентной дозы рабочего из-за радиоактивного материала, попавшего в организм. Он также может указывать на эффективность активных мер, принимаемых для предотвращения такого потребления. Реже его можно использовать для оценки дозы, полученной работником от массивного внешнего облучения (например, путем подсчета лейкоцитов или хромосомных дефектов).

        Биологический анализ необходимо проводить, когда существует разумная вероятность того, что работник может получить или получил в свое тело более определенного процента (обычно 5 или 10%) от ALI для радионуклида. Химическая и физическая форма искомого радионуклида в организме определяет тип биопробы, необходимой для его обнаружения.

        Биопроба может состоять из анализа проб, взятых из тела (например, мочи, фекалий, крови или волос) на наличие радиоактивных изотопов. В этом случае количество радиоактивности в образце может быть связано с радиоактивностью в организме человека и, следовательно, с дозой облучения, которую тело человека или определенные органы получили или должны получить. Биоанализ мочи на тритий является примером такого типа биоанализа.

        Полное или частичное сканирование тела можно использовать для обнаружения радионуклидов, испускающих рентгеновское или гамма-излучение с энергией, которую можно обнаружить вне тела. Биоанализ щитовидной железы на йод-131 (131I) является примером этого типа биоанализа.

        Биоанализ может быть выполнен на месте, либо образцы или персонал могут быть отправлены в учреждение или организацию, которая специализируется на проведении биоанализа. В любом случае правильная калибровка оборудования и аккредитация лабораторных процедур необходимы для обеспечения точных, точных и надежных результатов биоанализа.

        Защитная одежда

        Работодатель предоставляет работнику защитную одежду для уменьшения возможности радиоактивного заражения работника или его одежды или для частичной защиты работника от бета-, рентгеновского или гамма-излучения. Примерами первых являются одежда для защиты от загрязнения, перчатки, капюшоны и ботинки. Примерами последних являются свинцовые фартуки, перчатки и очки.

        Защита дыхательных путей

        Устройство защиты органов дыхания — это устройство, такое как респиратор, используемое для уменьшения поступления в организм работника переносимых по воздуху радиоактивных материалов.

        Работодатели должны использовать, насколько это практически возможно, технологические или другие средства технического контроля (например, локализацию или вентиляцию) для ограничения концентрации радиоактивных материалов в воздухе. Если это невозможно для контроля концентрации радиоактивного материала в воздухе до значений ниже тех, которые определяют зону радиоактивности в воздухе, работодатель, в соответствии с поддержанием общего эквивалента эффективной дозы ALARA, должен усилить мониторинг и ограничить поступление одним или несколькими следующие средства:

        • контроль доступа
        • ограничение времени экспозиции
        • использование средств защиты органов дыхания
        • другие элементы управления.

         

        Средства защиты органов дыхания, выдаваемые работникам, должны соответствовать применимым национальным стандартам для такого оборудования.

        Работодатель должен внедрить и поддерживать программу защиты органов дыхания, которая включает:

        • отбор проб воздуха, достаточный для выявления потенциальной опасности, обеспечения надлежащего выбора оборудования и оценки воздействия
        • обследования и биоанализы, в зависимости от обстоятельств, для оценки фактического потребления
        • проверка респираторов на работоспособность непосредственно перед каждым применением
        • письменные инструкции по выбору, примерке, выдаче, техническому обслуживанию и проверке респираторов, включая проверку работоспособности непосредственно перед каждым использованием; контроль и обучение персонала; мониторинг, включая отбор проб воздуха и биопробы; и ведение учета
        • определение врачом перед первоначальной подгонкой респираторов и периодически с периодичностью, определяемой врачом, того, что отдельный пользователь с медицинской точки зрения годен для использования средств защиты органов дыхания.

         

        Работодатель должен уведомить каждого пользователя респиратора о том, что он может в любое время покинуть рабочее место, чтобы освободиться от использования респиратора, в случае неисправности оборудования, физического или психологического стресса, сбоя процедур или связи, значительного ухудшения условий работы или любых других условий. что может потребовать такого облегчения.

        Даже несмотря на то, что обстоятельства могут не требовать рутинного использования респираторов, реальная чрезвычайная ситуация может потребовать их наличия. В таких случаях респираторы также должны быть сертифицированы для такого использования соответствующей аккредитующей организацией и поддерживаться в состоянии готовности к использованию.

        Надзор за гигиеной труда

        Рабочие, подвергающиеся воздействию ионизирующего излучения, должны получать услуги по охране труда в том же объеме, что и работники, подвергающиеся другим профессиональным вредностям.

        Общие предварительные осмотры оценивают общее состояние здоровья будущего сотрудника и устанавливают исходные данные. Предыдущая история болезни и воздействия должна быть всегда получена. В зависимости от характера ожидаемого радиационного облучения могут потребоваться специализированные обследования, такие как исследование хрусталика глаза и подсчет клеток крови. Это следует оставить на усмотрение лечащего врача.

        Исследования загрязнения

        Обследование загрязнения представляет собой оценку радиологических условий, связанных с производством, использованием, выбросом, удалением или присутствием радиоактивных материалов или других источников излучения. Когда это уместно, такая оценка включает в себя физическое обследование места нахождения радиоактивного материала и измерения или расчеты уровней радиации или концентраций или количества присутствующих радиоактивных материалов.

        Обследования загрязнения проводятся для демонстрации соблюдения национальных правил и для оценки уровня радиации, концентрации или количества радиоактивного материала, а также потенциальной радиологической опасности, которая может присутствовать.

        Частота обследований загрязнения определяется степенью потенциальной опасности. Еженедельные обследования должны проводиться в местах хранения радиоактивных отходов, а также в лабораториях и клиниках, где используются относительно большие количества открытых радиоактивных источников. Ежемесячных обследований достаточно для лабораторий, работающих с небольшими количествами радиоактивных источников, таких как лаборатории, выполняющие в пробирке тестирование с использованием изотопов, таких как тритий, углерод-14 (14С), и йод-125 (125I) с активностью менее нескольких кБк.

        Оборудование радиационной безопасности и контрольно-измерительные приборы должны соответствовать типам радиоактивных материалов и излучений и должны быть надлежащим образом откалиброваны.

        Исследования загрязнения состоят из измерений уровней радиации окружающей среды с помощью счетчика Гейгера-Мюллера (ГМ), ионизационной камеры или сцинтилляционного счетчика; измерения возможного загрязнения поверхности α или βγ соответствующими сцинтилляционными счетчиками с тонким окном GM или сульфидом цинка (ZnS); и протирание поверхностей для последующего подсчета в луночном сцинтилляционном (иодид натрия (NaI)), германиевом (Ge) счетчике или жидкостном сцинтилляционном счетчике, в зависимости от ситуации.

        Для результатов измерения окружающего излучения и загрязнения должны быть установлены соответствующие уровни действий. При превышении уровня действия необходимо немедленно принять меры для снижения обнаруженных уровней, восстановления их до приемлемых условий и предотвращения ненужного облучения персонала, а также поглощения и распространения радиоактивного материала.

        Мониторинг окружающей среды

        Мониторинг окружающей среды относится к сбору и измерению проб окружающей среды на наличие радиоактивных материалов и мониторингу территорий за пределами рабочего места на предмет уровней радиации. Цели мониторинга окружающей среды включают оценку последствий для человека в результате выброса радионуклидов в биосферу, обнаружение выбросов радиоактивных материалов в окружающую среду до того, как они станут серьезными, и демонстрацию соблюдения правил.

        Полное описание методов мониторинга окружающей среды выходит за рамки данной статьи. Тем не менее, общие принципы будут обсуждаться.

        Должны быть взяты пробы окружающей среды, которые отслеживают наиболее вероятный путь радионуклидов из окружающей среды к человеку. Например, образцы почвы, воды, травы и молока в сельскохозяйственных районах вокруг атомной электростанции должны регулярно браться и анализироваться на содержание йода-131 (131I) и стронций-90 (90ср) содержание.

        Мониторинг окружающей среды может включать взятие проб воздуха, грунтовых вод, поверхностных вод, почвы, листвы, рыбы, молока, охотничьих животных и так далее. Выбор того, какие образцы брать и как часто их брать, должен основываться на целях мониторинга, хотя небольшое количество случайных образцов иногда может выявить ранее неизвестную проблему.

        Первым шагом в разработке программы мониторинга окружающей среды является характеристика радионуклидов, которые высвобождаются или могут быть случайно выброшены, в отношении типа и количества, а также физической и химической формы.

        Следующим вопросом является возможность переноса этих радионуклидов по воздуху, грунтовым и поверхностным водам. Цель состоит в том, чтобы предсказать концентрации радионуклидов, достигающих людей непосредственно через воздух и воду или косвенно через продукты питания.

        Следующей проблемой является биоаккумуляция радионуклидов в результате осаждения в водной и наземной среде. Цель состоит в том, чтобы предсказать концентрацию радионуклидов после их попадания в пищевую цепь.

        Наконец, исследуется скорость потребления людьми этих потенциально загрязненных пищевых продуктов и то, как это потребление способствует дозе облучения человека и связанному с этим риску для здоровья. Результаты этого анализа используются для определения наилучшего подхода к отбору проб окружающей среды и для обеспечения достижения целей программы мониторинга окружающей среды.

        Проверка герметичности закрытых источников

        Закрытый источник означает радиоактивный материал, заключенный в капсулу, предназначенную для предотвращения утечки или утечки материала. Такие источники необходимо периодически проверять, чтобы убедиться, что из источника не происходит утечка радиоактивного материала.

        Каждый закрытый источник должен быть испытан на утечку перед его первым использованием, если только поставщик не предоставил сертификат, подтверждающий, что источник был испытан в течение шести месяцев (трех месяцев для α-излучателей) перед передачей нынешнему владельцу. Каждый закрытый источник должен проверяться на утечку не реже одного раза в шесть месяцев (три месяца для альфа-излучателей) или с интервалом, установленным регулирующим органом.

        Как правило, проверки на утечку для следующих источников не требуются:

        • источники, содержащие только радиоактивный материал с периодом полураспада менее 30 дней
        • источники, содержащие только радиоактивный материал в виде газа
        • источники, содержащие 4 МБк или менее βγ-излучающего материала или 0.4 МБк или менее α-излучающего материала
        • источники хранятся и не используются; однако каждый такой источник должен быть проверен на утечку перед любым использованием или передачей, если он не был проверен на утечку в течение шести месяцев до даты использования или передачи.
        • семена иридия-192 (192Ir), обтянутый нейлоновой лентой.

         

        Испытание на утечку проводят путем отбора пробы салфетки из герметичного источника или с поверхностей устройства, в котором монтируется или хранится закрытый источник, на которых можно ожидать скопления радиоактивного загрязнения, или путем промывки источника в небольшом объеме моющего средства. раствор и рассматривая весь объем как образец.

        Образец должен быть измерен таким образом, чтобы испытание на утечку могло обнаружить присутствие в образце не менее 200 Бк радиоактивного материала.

        Герметичные источники радия требуют специальных процедур проверки на утечку для обнаружения утечки газа радона (Rn). Например, одна из процедур предполагает выдерживание закрытого источника в банке с хлопковыми волокнами не менее 24 часов. В конце периода волокна хлопка анализируют на наличие потомства Rn.

        Закрытый источник, в котором обнаружена утечка сверх допустимых пределов, должен быть выведен из эксплуатации. Если источник не подлежит ремонту, с ним следует обращаться как с радиоактивными отходами. Регулирующий орган может потребовать сообщать об источниках утечки в случае, если утечка является результатом производственного брака, заслуживающего дальнейшего расследования.

        Каталог

        Персонал по радиационной безопасности должен поддерживать актуальный перечень всех радиоактивных материалов и других источников ионизирующего излучения, за которые несет ответственность работодатель. Процедуры организации должны обеспечивать осведомленность персонала по радиационной безопасности о получении, использовании, передаче и утилизации всех таких материалов и источников, с тем чтобы инвентарный перечень мог поддерживаться в актуальном состоянии. Инвентаризация всех закрытых источников должна проводиться не реже одного раза в три месяца. Полная инвентаризация источников ионизирующего излучения должна проверяться в ходе ежегодной проверки программы радиационной безопасности.

        Размещение областей

        На рис. 1 показан международный стандартный символ радиации. Это должно быть заметно на всех знаках, обозначающих зоны, контролируемые в целях радиационной безопасности, и на этикетках контейнеров, указывающих на наличие радиоактивных материалов.

        Рисунок 1. Символ излучения

        ИОН050F1

        Районы, контролируемые в целях радиационной безопасности, часто обозначаются с точки зрения возрастающих уровней мощности дозы. Такие зоны должны быть вывешены на видном месте знаком или знаками с символом радиации и словами «ВНИМАНИЕ, ЗОНА ИЗЛУЧЕНИЯ», «ВНИМАНИЕ (or ОПАСНО), ЗОНА ВЫСОКОГО ИЗЛУЧЕНИЯ» или «СЕРЬЕЗНАЯ ОПАСНОСТЬ, ЗОНА ОЧЕНЬ ВЫСОКОГО ИЗЛУЧЕНИЯ», в зависимости от ситуации.

        1. Радиационная зона – это зона, доступная для персонала, в которой уровень радиации может привести к тому, что человек получит дозу, эквивалентную более 0.05 мЗв в течение 1 ч на расстоянии 30 см от источника излучения или от любой поверхности, через которую проходит излучение.
        2. Зона с высоким уровнем радиации – это зона, доступная для персонала, в которой уровень радиации может привести к тому, что человек получит дозу, эквивалентную более 1 мЗв за 1 час на расстоянии 30 см от источника излучения или от любой поверхности, через которую проходит излучение.
        3. Зона с очень высоким уровнем радиации – это зона, доступная для персонала, в которой уровни радиации могут привести к тому, что человек получит поглощенную дозу, превышающую 5 Гр за 1 час на расстоянии 1 м от источника излучения или от любой поверхности, через которую проходит излучение.

        Если зона или помещение содержит значительное количество радиоактивного материала (как это определено регулирующим органом), вход в такое помещение или помещение должен быть вывешен на видном месте с табличкой с символом радиации и словами «ВНИМАНИЕ (or ОПАСНО), РАДИОАКТИВНЫЕ МАТЕРИАЛЫ».

        Зона радиоактивности в воздухе представляет собой помещение или зону, в которой радиоактивность в воздухе превышает определенные уровни, установленные регулирующим органом. Каждая зона радиоактивности в воздухе должна быть обозначена заметным знаком или знаками с символом радиации и словами «ВНИМАНИЕ, ЗОНА РАДИОАКТИВНОСТИ В ВОЗДУХЕ» или «ОПАСНОСТЬ, ЗОНА РАДИОАКТИВНОСТИ В ВОЗДУХЕ».

        Исключения из этих требований к размещению могут быть предоставлены для палат пациентов в больницах, где такие палаты находятся под надлежащим контролем. Участки или помещения, в которых источники излучения должны находиться в течение восьми часов или менее и постоянно находиться под надлежащим контролем квалифицированного персонала, не должны размещаться на вывесках.

        Контроль доступа

        Степень, до которой должен контролироваться доступ в зону, определяется степенью потенциальной радиационной опасности в этой зоне.

        Контроль доступа в зоны с высоким уровнем радиации

        Каждый вход или точка доступа в зону с высоким уровнем радиации должны иметь одну или несколько из следующих функций:

        • контрольное устройство, которое при входе в зону вызывает снижение уровня радиации ниже того уровня, при котором человек может получить дозу 1 мЗв за 1 час на расстоянии 30 см от источника излучения или от любой поверхности, на которую воздействует излучение проникает
        • устройство управления, которое подает заметный визуальный или звуковой сигнал тревоги, чтобы человек, входящий в зону с высоким уровнем радиации, и руководитель деятельности были осведомлены о входе
        • подъезды, которые запираются, за исключением периодов, когда требуется доступ на территорию, с постоянным контролем над каждым отдельным входом.

         

        Вместо контроля, необходимого для зоны с высоким уровнем радиации, может быть заменено постоянное прямое или электронное наблюдение, способное предотвратить несанкционированное проникновение.

        Контроль должен быть установлен таким образом, чтобы не препятствовать тому, чтобы люди покидали зону с высоким уровнем радиации.

        Контроль доступа в зоны с очень высоким уровнем радиации

        В дополнение к требованиям к зонам с высоким уровнем радиации должны быть приняты дополнительные меры, гарантирующие, что человек не сможет получить несанкционированный или непреднамеренный доступ в зоны, в которых уровни радиации могут достигать 5 Гр или более за 1 час на расстоянии 1 м. от источника излучения или любой поверхности, через которую проникает излучение.

        Маркировка на контейнерах и оборудовании

        Каждый контейнер с радиоактивным материалом сверх количества, установленного регулирующим органом, должен иметь прочную, хорошо видимую этикетку с символом излучения и словами «ОСТОРОЖНО, РАДИОАКТИВНЫЙ МАТЕРИАЛ» или «ОПАСНО, РАДИОАКТИВНЫЙ МАТЕРИАЛ». Этикетка также должна содержать достаточную информацию, такую ​​как наличие радионуклида(ов), оценку количества радиоактивности, дату оценки активности, уровни радиации, виды материалов и массовое обогащение, чтобы позволить лицам обращаться или использовать контейнеров или работая рядом с контейнерами, принять меры предосторожности, чтобы избежать или свести к минимуму воздействие.

        Перед удалением или размещением пустых незагрязненных контейнеров в неограниченных зонах этикетка радиоактивного материала должна быть удалена или стерта, или должно быть четко указано, что контейнер больше не содержит радиоактивных материалов.

        Контейнеры не должны маркироваться, если:

        1. контейнеры обслуживает лицо, которое принимает меры предосторожности, необходимые для предотвращения облучения людей сверх нормативных пределов
        2. контейнеры при транспортировке упаковываются и маркируются в соответствии с соответствующими правилами перевозки
        3. контейнеры доступны только лицам, уполномоченным обращаться с ними или использовать их, или работать вблизи контейнеров, если содержимое идентифицируется для этих лиц с помощью легкодоступной письменной записи (примерами контейнеров этого типа являются контейнеры в таких местах, как заполненные водой каналы, хранилища или горячие камеры); запись должна храниться до тех пор, пока контейнеры используются для целей, указанных в записи; или же
        4. контейнеры устанавливаются в производственном или технологическом оборудовании, таком как компоненты реактора, трубопроводы и резервуары.

         

        Предупреждающие устройства и сигналы тревоги

        Зоны с высоким уровнем радиации и зоны с очень высоким уровнем радиации должны быть оборудованы устройствами предупреждения и сигнализации, как обсуждалось выше. Эти устройства и сигналы тревоги могут быть видимыми, слышимыми или и тем, и другим. Устройства и сигналы тревоги для таких систем, как ускорители частиц, должны автоматически включаться как часть процедуры запуска, чтобы у персонала было время покинуть зону или выключить систему с помощью кнопки аварийного отключения до того, как будет произведено излучение. Кнопки «Сброс» (кнопки в контролируемой зоне, при нажатии которых уровень радиации немедленно падает до безопасного уровня) должны быть легкодоступны, маркированы и отображены на видном месте.

        Устройства мониторинга, такие как мониторы непрерывного контроля воздуха (CAM), могут быть предварительно настроены на подачу звуковых и визуальных сигналов тревоги или на отключение системы при превышении определенных уровней действия.

        Измерительные приборы

        Работодатель должен иметь в наличии контрольно-измерительные приборы, соответствующие степени и видам радиации и радиоактивных материалов, присутствующих на рабочем месте. Это оборудование может использоваться для обнаружения, мониторинга или измерения уровней радиации или радиоактивности.

        Приборы должны калиброваться через соответствующие интервалы времени с использованием аккредитованных методов и калибровочных источников. Калибровочные источники должны быть максимально похожи на те источники, которые должны быть обнаружены или измерены.

        Типы контрольно-измерительной аппаратуры включают ручные измерительные приборы, непрерывные мониторы воздуха, портативные портальные мониторы, жидкостные сцинтилляционные счетчики, детекторы, содержащие кристаллы Ge или NaI и т.д.

        Перевозка радиоактивных материалов

        Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) установило правила перевозки радиоактивных материалов. Большинство стран приняли правила, совместимые с правилами перевозки радиоактивных материалов МАГАТЭ.

        Рисунок 2. Категория I – БЕЛАЯ этикетка

        ИОН050F2

        На рис. 2, рис. 3 и рис. 4 приведены примеры отгрузочных этикеток, которые требуются в соответствии с требованиями МАГАТЭ на внешней стороне представляемых к отправке упаковок, содержащих радиоактивные материалы. Транспортный индекс на этикетках, показанных на рис. 3 и рис. 4, относится к максимальной эффективной мощности дозы на расстоянии 1 м от любой поверхности упаковки в мЗв/ч, умноженной на 100 и округленной до десятых. (Например, если максимальная эффективная мощность дозы на расстоянии 1 м от любой поверхности упаковки составляет 0.0233 мЗв/ч, то транспортный индекс равен 2.4.)

        Рисунок 3. Категория II – ЖЕЛТАЯ этикетка

        ИОН050F3
        Рисунок 4. Категория III – ЖЕЛТАЯ этикетка
        ИОН050F4

         

        На рис. 5 показан пример таблички, которую наземные транспортные средства должны размещать на видном месте при перевозке упаковок, содержащих радиоактивные материалы сверх определенного количества.

        Рисунок 5. Табличка транспортного средства

        ИОН050F5

        Упаковка, предназначенная для перевозки радиоактивных материалов, должна соответствовать строгим требованиям к испытаниям и документации. Тип и количество перевозимого радиоактивного материала определяют, каким требованиям должна соответствовать упаковка.

        Правила перевозки радиоактивных материалов сложны. Лица, которые обычно не перевозят радиоактивные материалы, должны всегда консультироваться со специалистами, имеющими опыт таких перевозок.

        Радиоактивные отходы

        Существуют различные методы захоронения радиоактивных отходов, но все они контролируются регулирующими органами. Поэтому организация всегда должна консультироваться со своим регулирующим органом, чтобы убедиться, что метод утилизации является допустимым. Способы захоронения радиоактивных отходов включают выдержку материала для радиоактивного распада и последующее захоронение без учета радиоактивности, сжигание, захоронение в системе хозяйственно-бытовой канализации, захоронение в земле и захоронение в море. Захоронение в море часто не разрешено национальной политикой или международным договором и больше не будет обсуждаться.

        Радиоактивные отходы из активных зон реакторов (высокоактивные радиоактивные отходы) представляют особые проблемы в отношении захоронения. Обращение с такими отходами и их утилизация контролируются национальными и международными регулирующими органами.

        Часто радиоактивные отходы могут обладать свойствами, отличными от радиоактивности, которые сами по себе делают отходы опасными. Такие отходы называются смешанные отходы. Примеры включают радиоактивные отходы, которые также являются биологически опасными или токсичными. Смешанные отходы требуют специального обращения. Обратитесь в регулирующие органы для надлежащей утилизации таких отходов.

        Холдинг для радиоактивного распада

        Если период полураспада радиоактивного материала короткий (как правило, менее 65 дней) и если организация имеет достаточно места для хранения, радиоактивные отходы могут быть выставлены на распад с последующим захоронением без учета их радиоактивности. Период выдержки не менее десяти периодов полураспада обычно достаточен, чтобы уровни радиации стали неотличимы от фона.

        Отходы должны быть обследованы, прежде чем они могут быть утилизированы. При обследовании следует использовать приборы, подходящие для обнаружения радиации, и демонстрировать, что уровни радиации неотличимы от фона.

        Iсжигание

        Если регулирующий орган разрешает сжигание, то, как правило, должно быть продемонстрировано, что такое сжигание не приводит к превышению допустимых уровней концентрации радионуклидов в воздухе. Пепел необходимо периодически осматривать, чтобы убедиться, что он не радиоактивный. В некоторых случаях может потребоваться наблюдение за дымовой трубой, чтобы убедиться, что допустимые концентрации в воздухе не превышаются.

        Сброс в систему санитарной канализации

        Если регулирующий орган разрешает такое захоронение, то, как правило, должно быть продемонстрировано, что такое захоронение не приводит к превышению допустимых уровней концентрации радионуклидов в воде. Утилизируемый материал должен быть растворимым или иным образом легко диспергируемым в воде. Регулирующий орган часто устанавливает конкретные годовые лимиты на такое захоронение радионуклидов.

        Наземное захоронение

        Радиоактивные отходы, которые не могут быть утилизированы каким-либо другим способом, будут захораниваться путем захоронения в земле на площадках, лицензированных национальными или местными регулирующими органами. Регулирующие органы жестко контролируют такую ​​утилизацию. Обычно производителям отходов не разрешается размещать радиоактивные отходы на своей территории. Затраты, связанные с захоронением в земле, включают расходы на упаковку, транспортировку и хранение. Эти расходы добавляются к стоимости самого места для захоронения и часто могут быть уменьшены за счет уплотнения отходов. Затраты на захоронение радиоактивных отходов в земле быстро растут.

        Аудиты программы

        Программы радиационной безопасности следует периодически проверять на эффективность, полноту и соответствие регулирующему органу. Аудит должен проводиться не реже одного раза в год и быть комплексным. Обычно допустимы самостоятельные проверки, но желательны проверки независимыми внешними агентствами. Аудиты внешних агентств, как правило, более объективны и имеют более глобальную точку зрения, чем местные аудиты. Аудиторское агентство, не связанное с повседневной работой программы радиационной безопасности, часто может выявить проблемы, не замеченные местными операторами, которые, возможно, привыкли не замечать их.

        Обучение

        Работодатели должны проводить обучение по радиационной безопасности всех работников, подвергающихся или потенциально подвергающихся воздействию ионизирующего излучения или радиоактивных материалов. Они должны обеспечить начальную подготовку до того, как работник приступит к работе, и ежегодную переподготовку. Кроме того, каждая работающая женщина детородного возраста должна пройти специальную подготовку и информацию о воздействии ионизирующего излучения на будущего ребенка и о соответствующих мерах предосторожности, которые она должна принимать. Это специальное обучение должно быть проведено при приеме на работу, ежегодном повышении квалификации, а также если она сообщает своему работодателю о своей беременности.

        Все лица, работающие или часто посещающие любую часть территории, доступ к которой ограничен в целях радиационной безопасности:

        • должны быть проинформированы о хранении, передаче или использовании радиоактивных материалов или радиации в таких частях запретной зоны
        • должны быть проинструктированы о проблемах защиты здоровья, связанных с воздействием таких радиоактивных материалов или излучения, о мерах предосторожности или процедурах для минимизации воздействия, а также о целях и функциях используемых защитных устройств.
        • должны быть проинструктированы и проинструктированы о соблюдении в той мере, в какой это может контролировать работник, применимых положений национальных правил и правил работодателя по защите персонала от воздействия радиации или радиоактивных материалов, происходящих в таких зонах.
        • должны быть проинструктированы о том, что они обязаны незамедлительно сообщать работодателю о любых условиях, которые могут привести или стать причиной нарушения национальных правил или правил работодателя или ненужного облучения или радиоактивного материала.
        • должны быть проинструктированы о надлежащем реагировании на предупреждения, сделанные в случае любого необычного происшествия или неисправности, которые могут быть связаны с воздействием радиации или радиоактивного материала.
        • должны быть проинформированы об отчетах о радиационном облучении, которые работники могут запросить.

         

        Объем инструкций по радиационной безопасности должен быть соизмерим с потенциальными радиационными проблемами защиты здоровья в контролируемой зоне. Инструкции должны распространяться на вспомогательный персонал, например, на медсестер, обслуживающих радиоактивных пациентов в больницах, а также на пожарных и полицейских, которые могут действовать в чрезвычайных ситуациях.

        Квалификация работника

        Работодатели должны обеспечить квалификацию работников, использующих ионизирующее излучение, для выполнения работы, для которой они наняты. Рабочие должны иметь подготовку и опыт для безопасного выполнения своей работы, особенно в отношении воздействия и использования ионизирующего излучения и радиоактивных материалов.

        Персонал, отвечающий за радиационную безопасность, должен обладать соответствующими знаниями и квалификацией для реализации и реализации надлежащей программы радиационной безопасности. Их знания и квалификация должны быть, по крайней мере, соизмеримы с потенциальными радиационными проблемами защиты здоровья, с которыми они и работники могут столкнуться.

        Планирование действий в чрезвычайных ситуациях

        Все операции, кроме самых мелких, в которых используется ионизирующее излучение или радиоактивные материалы, должны иметь планы действий в чрезвычайных ситуациях. Эти планы должны поддерживаться в актуальном состоянии и выполняться на периодической основе.

        Аварийные планы должны охватывать все возможные аварийные ситуации. Планы крупной атомной электростанции будут гораздо обширнее и охватят гораздо большую площадь и количество людей, чем планы небольшой радиоизотопной лаборатории.

        Все больницы, особенно в крупных мегаполисах, должны иметь планы приема и ухода за радиоактивно загрязненными пациентами. Полиция и пожарные службы должны иметь планы действий в случае транспортных аварий с радиоактивными материалами.

        Делопроизводство

        Деятельность организации в области радиационной безопасности должна быть полностью задокументирована и должным образом сохранена. Такие записи необходимы, если возникает необходимость в прошлых радиационных облучениях или выбросах радиоактивности, а также для демонстрации соблюдения требований регулирующих органов. Последовательное, точное и всестороннее ведение записей должно иметь высокий приоритет.

        Организационные соображения

        Должность лица, несущего основную ответственность за радиационную безопасность, должна быть размещена в организации таким образом, чтобы он имел непосредственный доступ ко всем эшелонам работников и руководства. Он или она должны иметь свободный доступ к зонам, доступ к которым ограничен в целях радиационной безопасности, и полномочия для немедленного прекращения небезопасной или незаконной деятельности.

         

        Назад

        В этой статье описываются несколько значительных радиационных аварий, их причины и меры реагирования на них. Обзор событий, предшествовавших, во время и после этих аварий, может предоставить специалистам по планированию информацию, позволяющую предотвратить повторение таких аварий в будущем и усилить надлежащее быстрое реагирование в случае повторения аналогичной аварии.

        Острая радиационная смерть в результате аварийного критического отклонения ядра 30 декабря 1958 г.

        Этот отчет примечателен тем, что он касался самой большой (на сегодняшний день) случайной дозы радиации, полученной людьми, а также чрезвычайно профессиональной и тщательной проработкой этого случая. Это один из лучших, если не лучший, задокументированный острый лучевой синдром существующих описаний (JOM 1961).

        В 4:35 30 декабря 1958 г. на заводе по извлечению плутония в Лос-Аламосской национальной лаборатории (Нью-Мексико, США) произошел аварийный критический выброс, приведший к смертельному радиационному поражению сотрудника (К).

        Время аварии важно, потому что шесть других рабочих находились в одной комнате с К. тридцатью минутами ранее. Дата аварии важна, потому что нормальный поток делящегося материала в систему был прерван для инвентаризации на конец года. Это прерывание привело к тому, что рутинная процедура стала нестандартной и привело к случайной «критичности» твердых веществ с высоким содержанием плутония, которые были случайно введены в систему.

        Сводка оценок радиационного облучения К.

        Наилучшая оценка среднего облучения всего тела К. составляла от 39 до 49 Гр, из которых около 9 Гр приходилось на нейтроны деления. В верхнюю половину тела доставлялась значительно большая часть дозы, чем в нижнюю. В таблице 1 показана оценка радиационного облучения К.

        Таблица 1. Оценки радиационного облучения К.

        Регион и условия

        Быстрый нейтрон
        поглощенная доза (Гр)

        Гамма
        поглощенная доза (Гр)

        Всего
        поглощенная доза (Гр)

        Голова (инцидент)

        26

        78

        104

        Верхняя часть живота
        (инцидент)

        30

        90

        124

        Общее тело (среднее)

        9

        30-40

        39-49

         

        Клиническое течение больного

        В ретроспективе клиническое течение пациента К. можно разделить на четыре отдельных периода. Эти периоды различались по продолжительности, симптомам и ответу на поддерживающую терапию.

        Первый период, продолжавшийся от 20 до 30 минут, характеризовался его немедленным физическим упадком сил и психическим расстройством. Его состояние прогрессировало до полубессознательного состояния и сильной прострации.

        Второй период длился около 1.5 часов и начался с его прибытия на носилках в приемное отделение больницы и закончился его переводом из приемного отделения в палату для дальнейшей поддерживающей терапии. Этот интервал характеризовался настолько сильным сердечно-сосудистым шоком, что смерть казалась неминуемой в течение всего времени. Похоже, он страдал от сильных болей в животе.

        Третий период длился около 28 часов и характеризовался достаточным субъективным улучшением, чтобы стимулировать дальнейшие попытки облегчить его аноксию, гипотонию и недостаточность кровообращения.

        Четвертый период начался с неожиданного начала быстро нарастающей раздражительности и антагонизма, граничащих с манией, с последующей комой и смертью примерно через 2 часа. Все клиническое течение длилось 35 часов с момента радиационного воздействия до летального исхода.

        Наиболее выраженные клинико-патологические изменения наблюдались в кроветворной и мочевыделительной системах. Лимфоциты не обнаруживались в циркулирующей крови после XNUMX-го часа, и имело место практически полное прекращение мочеиспускания, несмотря на введение большого количества жидкости.

        Ректальная температура К. колебалась от 39.4 до 39.7°С в течение первых 6 часов, а затем резко упала до нормы, где и оставалась на протяжении всей его жизни. Эта высокая начальная температура и ее поддержание в течение 6 часов были сочтены соответствующими его предполагаемой массивной дозе радиации. Его прогноз был серьезным.

        Было обнаружено, что из всех различных определений, сделанных в течение болезни, изменения количества лейкоцитов являются самым простым и лучшим прогностическим показателем тяжелого облучения. Тяжёлым признаком считалось фактическое исчезновение лимфоцитов из периферического кровообращения в течение 6 часов после воздействия.

        Шестнадцать различных терапевтических агентов использовались для симптоматического лечения К. в течение примерно 30-часового периода. Несмотря на это и продолжающееся введение кислорода, его сердечные тоны стали очень отдаленными, медленными и нерегулярными примерно через 32 часа после облучения. Затем его сердце становилось все слабее и внезапно остановилось через 34 часа 45 минут после облучения.

        Авария на реакторе Виндскейл № 1 9-12 октября 1957 г.

        Реактор Виндскейл № 1 представлял собой реактор для производства плутония с воздушным охлаждением и графитовым замедлителем, работающий на природном уране. Активная зона была частично разрушена пожаром 15 октября 1957 г. Этот пожар привел к выбросу примерно 0.74 ПБк (10+15 Бк) йода-131 (131I) в подветренную среду.

        Согласно информационному отчету об авариях Комиссии по атомной энергии США об инциденте в Виндскейле, авария была вызвана ошибками оператора в оценке данных термопары и усугубилась неправильным обращением с реактором, что привело к слишком быстрому повышению температуры графита. Также способствовал тот факт, что термопары температуры топлива располагались в самой горячей части реактора (т. е. там, где наблюдались самые высокие мощности дозы) во время нормальной эксплуатации, а не в частях реактора, которые были самыми горячими во время аварийного выброса. Вторым недостатком оборудования был измеритель мощности реактора, который был откалиброван для нормальной работы и показывал низкие показания во время отжига. В результате второго цикла нагрева 9 октября температура графита повысилась, особенно в нижней передней части реактора, где из-за более раннего быстрого повышения температуры вышла из строя часть облицовки. Хотя 9 октября произошел ряд небольших выбросов йода, эти выбросы не были обнаружены до 10 октября, когда измеритель активности дымовой трубы показал значительное увеличение (которое не считалось очень значительным). Наконец, во второй половине дня 10 октября другой мониторинг (участок Колдера) показал выброс радиоактивности. Попытки охладить реактор путем пропускания через него воздуха не только не увенчались успехом, но и фактически увеличили величину высвобождаемой радиоактивности.

        Расчетные выбросы в результате аварии в Виндскейле составили 0.74 ПБк. 131I, 0.22 ПБк цезия-137 (137Cs), 3.0 ТБк (1012Бк) стронция-89 (89Sr) и 0.33 ТБк стронция-90
        (90старший). Максимальная мощность поглощенной дозы гамма-излучения за пределами площадки составила около 35 мкГр/ч из-за переносимой по воздуху активности. Показатели активности воздуха вокруг заводов Виндскейл и Колдер часто превышали максимально допустимые уровни в 5–10 раз, а иногда пики в 150 раз превышали допустимые уровни. Запрет на молоко распространялся в радиусе примерно 420 км.

        В ходе операций по выводу реактора из строя 14 рабочих получили эквиваленты доз более 30 мЗв за календарный квартал, при этом максимальный эквивалент дозы составил 46 мЗв за календарный квартал.

        Уроки, извлеченные

        Было извлечено много уроков, касающихся проектирования и эксплуатации реакторов на природном уране. Неадекватность оборудования реактора и подготовки операторов реактора также вызывает вопросы, аналогичные аварии на Три-Майл-Айленде (см. ниже).

        Не существовало руководств по краткосрочному допустимому воздействию радиоактивного йода в пищевых продуктах. Британский совет медицинских исследований провел оперативное и тщательное расследование и анализ. Большая изобретательность была использована для оперативного определения предельно допустимых концентраций для 131я в еде. Учеба Аварийные контрольные уровни которая возникла в результате этой аварии, служит основой для руководств по планированию действий в чрезвычайных ситуациях, используемых в настоящее время во всем мире (Bryant 1969).

        Была получена полезная корреляция для прогнозирования значительного загрязнения молока радиоактивным йодом. Было установлено, что уровни гамма-излучения на пастбищах, превышающие 0.3 мкГр/ч, дают молоко, превышающее 3.7 МБк/мXNUMX.3.

        Поглощенная доза при вдыхании внешнего облучения радиоактивным йодом ничтожно мала по сравнению с дозой при употреблении молока или молочных продуктов. В экстренных случаях быстрая гамма-спектроскопия предпочтительнее более медленных лабораторных процедур.

        Пятнадцать групп из двух человек провели радиационное обследование и получили образцы. Двадцать человек привлекались для координации выборки и представления данных. В анализе проб было задействовано около 150 радиохимиков.

        Пакетные фильтры из стекловаты не подходят для аварийных условий.

        Авария на ускорителе Gulf Oil 4 октября 1967 г.

        Технические специалисты компании Gulf Oil использовали ускоритель Ван де Граафа на 3 МэВ для активации образцов почвы 4 октября 1967 года. Сбой блокировки на кнопке включения консоли ускорителя и заклеивание нескольких блокировок на туннеле безопасности дверь и целевая комната внутри двери вызвали серьезное случайное облучение трех человек. Один человек получил примерно 1 Гр в эквиваленте дозы на все тело, второй получил около 3 Гр в эквиваленте дозы на все тело, а третий получил примерно 6 Гр в эквиваленте дозы на все тело в дополнение к примерно 60 Гр на руки и 30 Гр на кожу. ступни.

        Один из пострадавших в аварии обратился в медицинскую часть с жалобами на тошноту, рвоту и общие мышечные боли. Первоначально его симптомы были ошибочно приняты за симптомы гриппа. Когда поступил второй пациент с примерно такими же симптомами, было решено, что он, возможно, получил значительное радиационное облучение. Значки фильмов подтвердили это. Доктор Нил Вальд из отдела радиологического здоровья Университета Питтсбурга руководил дозиметрическими тестами, а также выступал в качестве врача-координатора при обследовании и лечении пациентов.

        Доктор Уолд очень быстро доставил блоки абсолютной фильтрации в больницу западной Пенсильвании в Питтсбурге, куда были госпитализированы три пациента. Он установил эти абсолютные фильтры/фильтры с ламинарным потоком для очистки окружающей среды пациентов от всех биологических загрязнителей. Эти блоки «обратной изоляции» использовались у пациентов с облучением 1 Гр в течение примерно 16 дней, а у пациентов с облучением 3 и 6 Гр — около полутора месяцев.

        Доктор Э. Доннал Томас из Вашингтонского университета прибыл, чтобы провести трансплантацию костного мозга пациенту с дозой 6 Гр на восьмой день после облучения. Донором костного мозга был брат-близнец пациентки. Хотя это героическое лечение спасло жизнь пациенту с дозой 6 Гр, ничего нельзя было сделать, чтобы спасти его руки и ноги, каждая из которых получила поглощенную дозу в десятки Гр.

        Уроки, извлеченные

        Если бы соблюдалась простая операционная процедура, заключающаяся в том, что при входе в комнату для экспонирования всегда использовался измерительный прибор, этой трагической аварии можно было бы избежать.

        По крайней мере, две блокировки были заклеены лентой в течение длительного периода времени до этого несчастного случая. Поражение защитных блокировок недопустимо.

        Следует проводить регулярные профилактические проверки блокировок питания акселератора с ключом.

        Своевременная медицинская помощь спасла жизнь человеку с самым высоким облучением. Героическая процедура полной трансплантации костного мозга в сочетании с использованием обратной изоляции и качественным медицинским обслуживанием стали главными факторами в спасении жизни этого человека.

        Фильтры обратной изоляции можно получить за считанные часы и установить в любой больнице для ухода за пациентами, подвергшимися сильному облучению.

        Оглядываясь назад, медицинские авторитеты, работавшие с этими пациентами, рекомендовали бы ампутацию раньше и на окончательном уровне в течение двух или трех месяцев после воздействия. Более ранняя ампутация снижает вероятность инфицирования, дает более короткий период сильной боли, уменьшает потребность в обезболивающих препаратах для пациента, возможно, сокращает пребывание пациента в больнице и, возможно, способствует более ранней реабилитации. Разумеется, следует проводить более раннюю ампутацию при сопоставлении данных дозиметрии с клиническими наблюдениями.

        Авария на прототипе реактора SL-1 (Айдахо, США, 3 января 1961 г.)

        Это первая (и пока единственная) авария со смертельным исходом в истории эксплуатации реакторов в США. SL-1 является прототипом небольшого армейского энергетического реактора (APPR), предназначенного для транспортировки по воздуху в отдаленные районы для производства электроэнергии. Этот реактор использовался для испытаний топлива и обучения экипажа реактора. Он эксплуатировался в отдаленной пустыне на Национальной испытательной станции реакторов в Айдахо-Фолс, штат Айдахо, компанией Combustion Engineering для армии США. СЛ-1 был не коммерческий энергетический реактор (AEC 1961; Американское ядерное общество 1961).

        На момент аварии СЛ-1 был загружен 40 твэлами и 5 лопатками СУЗ. Он мог производить мощность 3 МВт (тепловую) и представлял собой реактор с кипящим водяным охлаждением и замедлителем.

        В результате аварии погибли трое военнослужащих. Авария произошла из-за увода одной тяги управления на расстояние более 1 м. Это привело к тому, что реактор быстро перешел в критическое состояние. Причина, по которой квалифицированный, лицензированный оператор реактора с большим опытом операций по перегрузке топлива вывел управляющий стержень за пределы его нормальной точки остановки, неизвестна.

        Один из трех пострадавших в аварии был еще жив, когда сотрудники службы экстренного реагирования впервые прибыли на место аварии. Высокоактивные продукты деления покрыли его тело и вонзились в кожу. На участках кожи пострадавшего было зарегистрировано превышение 4.4 Гр/ч на расстоянии 15 см, что мешало спасению и оказанию медицинской помощи.

        Уроки, извлеченные

        Ни один реактор, спроектированный после аварии на SL-1, не может быть приведен в «быстро-критическое» состояние с помощью одного управляющего стержня.

        Все реакторы должны иметь на площадке портативные измерительные приборы с диапазоном измерений более 20 мГр/ч. Рекомендуются измерительные приборы с максимальным диапазоном 10 Гр/ч.

        Примечание. Авария на Три-Майл-Айленде показала, что 100 Гр/ч является требуемым диапазоном как для гамма-, так и для бета-измерений.

        Лечебные учреждения необходимы там, где сильно загрязненный пациент может получить окончательное лечение с разумными мерами безопасности для обслуживающего персонала. Поскольку большая часть этих объектов будет находиться в клиниках с другими текущими миссиями, контроль за переносимыми по воздуху и воде радиоактивными загрязнителями может потребовать специальных положений.

        Рентгеновские аппараты промышленные и аналитические

        Случайные облучения от рентгеновских систем многочисленны и часто связаны с чрезвычайно сильным облучением небольших частей тела. Для систем рентгеновской дифракции нет ничего необычного в том, что мощность поглощенной дозы составляет 5 Гр/с на расстоянии 10 см от фокуса трубки. На более коротких расстояниях часто измеряются мощности 100 Гр/с. Пучок обычно узкий, но воздействие даже в течение нескольких секунд может привести к серьезной локальной травме (Lubenau et al., 1967; Lindell, 1968; Haynie and Olsher, 1981; ANSI, 1977).

        Поскольку эти системы часто используются в «нештатных» обстоятельствах, они могут привести к случайному облучению. Рентгеновские системы, обычно используемые в обычных операциях, кажутся достаточно безопасными. Отказ оборудования не привел к серьезному облучению.

        Уроки, извлеченные из случайных рентгеновских облучений

        Большинство случайных облучений произошло во время нестандартного использования, когда оборудование было частично разобрано или были сняты защитные кожухи.

        При наиболее серьезных облучениях отсутствовали надлежащие инструкции для персонала и обслуживающего персонала.

        Если бы использовались простые и надежные методы отключения рентгеновских трубок во время ремонта и обслуживания, можно было бы избежать многих случайных облучений.

        Операторам и обслуживающему персоналу, работающему с этими машинами, следует использовать персональные пальцевые или наручные дозиметры.

        Если бы потребовались блокировки, можно было бы избежать многих случайных воздействий.

        Ошибка оператора была причиной большинства несчастных случаев. Отсутствие подходящих корпусов или плохая конструкция экранирования часто ухудшали ситуацию.

        Iнесчастные случаи в промышленной радиографии

        С 1950-х по 1970-е годы самая высокая частота радиационных аварий для одного вида деятельности постоянно приходилась на промышленные рентгенографические операции (МАГАТЭ, 1969, 1977). Национальные регулирующие органы продолжают бороться за снижение этого показателя за счет сочетания улучшенных правил, строгих требований к обучению и все более жесткой политики инспекций и правоприменения (USCFR 1990). Эти усилия по регулированию в целом увенчались успехом, но все еще происходит много несчастных случаев, связанных с промышленной радиографией. Законодательство, допускающее огромные денежные штрафы, может быть наиболее эффективным инструментом, позволяющим сосредоточить внимание на радиационной безопасности в сознании руководства промышленной радиографии (и, следовательно, в сознании рабочих).

        Причины несчастных случаев в промышленной радиографии

        Обучение рабочих. Промышленная радиография, вероятно, имеет более низкие требования к образованию и обучению, чем любой другой вид радиационной занятости. Поэтому существующие требования к обучению должны строго соблюдаться.

        Стимулирование производства рабочих. В течение многих лет основное внимание промышленных рентгенологов уделялось количеству успешных рентгенограмм, сделанных в день. Эта практика может привести к небезопасным действиям, а также к случайному неиспользованию дозиметрии персонала, чтобы не было обнаружено превышение пределов эквивалентной дозы.

        Отсутствие надлежащих опросов. Наиболее важным является тщательный осмотр исходных свиней (контейнеров для хранения) (рис. 1) после каждого воздействия. Невыполнение этих обследований является единственной наиболее вероятной причиной ненужного облучения, многие из которых не регистрируются, поскольку промышленные рентгенологи редко используют ручные или пальцевые дозиметры (рис. 1).

        Рисунок 1. Промышленная рентгенографическая камера

        ИОН060F1

        Проблемы с оборудованием. Из-за интенсивного использования промышленных радиографических камер механизмы намотки источника могут ослабнуть, что приведет к тому, что источник не полностью втянется в безопасное положение для хранения (точка A на рис. 1). Есть также много случаев отказов блокировок шкафа-источника, которые вызывают случайное облучение персонала.

        Разработка аварийных планов

        Существует множество превосходных руководств, как общих, так и конкретных, для разработки планов действий в чрезвычайных ситуациях. Некоторые ссылки особенно полезны. Они даны в рекомендуемой литературе в конце этой главы.

        Первоначальный проект аварийного плана и процедур

        Во-первых, необходимо оценить весь запас радиоактивных материалов для рассматриваемой установки. Затем необходимо проанализировать вероятные аварии, чтобы определить вероятные максимальные сроки выброса источника. Далее, план и его процедуры должны позволять операторам объекта:

          1. распознать аварийную ситуацию
          2. классифицировать несчастный случай по степени тяжести
          3. принять меры для смягчения последствий аварии
          4. делать своевременные уведомления
          5. вызвать помощь эффективно и быстро
          6. количественно релизы
          7. отслеживать облучение как на объекте, так и за его пределами, а также отслеживать аварийное облучение ALARA
          8. восстановить объект как можно быстрее
          9. вести точные и подробные записи.

                           

                          Виды аварий, связанных с ядерными реакторами

                          Ниже приводится список типов аварий, связанных с ядерными реакторами, от наиболее вероятных до наименее вероятных. (Наиболее вероятна авария общепромышленного типа на неядерном реакторе.)

                            1. Неожиданный выброс радиоактивного материала низкого уровня с незначительным внешним облучением персонала или без него. Обычно происходит при капитальном ремонте или при транспортировке отработанной смолы или отработавшего топлива. Негерметичность системы теплоносителя и разлив проб теплоносителя часто являются причинами распространения радиоактивного загрязнения.
                            2. Неожиданное внешнее облучение персонала. Обычно это происходит во время капитального ремонта или регламентного обслуживания.
                            3. Следующей наиболее вероятной аварией является сочетание распространения загрязнения, заражения персонала и незначительного внешнего облучения персонала. Эти аварии происходят при тех же условиях, что и 1 и 2 выше.
                            4. Сильное поверхностное загрязнение из-за крупной течи в системе теплоносителя реактора или утечки теплоносителя отработавшего топлива.
                            5. Осколки или крупные частицы активированного CRUD (см. определение ниже) на коже, ушах или глазах или на них.
                            6. Высокоуровневое радиационное облучение персонала станции. Обычно это происходит из-за невнимательности.
                            7. Выброс небольших, но превышающих допустимые количества радиоактивных отходов за пределы предприятия. Обычно это связано с человеческими ошибками.
                            8. Расплав реактора. Вероятно, произойдет сильное загрязнение за пределами площадки плюс сильное облучение персонала.
                            9. Экскурсия реактора (тип аварии СЛ-1).

                                             

                                            Радионуклиды, ожидаемые при авариях с водоохлаждаемыми реакторами:

                                              • активированные продукты коррозии и эрозии (широко известные как ЖЕСТОКИЙ) в охлаждающей жидкости; например, кобальт-60 или -58 (60Co, 58Со), железо-59 (59Fe), марганец-58 (58Mn) и тантал-183 (183Та)
                                              • низкоактивные продукты деления, обычно присутствующие в теплоносителе; например, йод-131 (131I) и цезий-137 (137С)
                                              • в реакторах с кипящей водой, 1 и 2 выше, плюс непрерывное выделение газов с низким уровнем трития 
                                              • (3H) и благородные радиоактивные газы, такие как ксенон-133 и -135 (133Хе, 135Хе), аргон-41 (41Ar) и криптон-85 (85Кр)
                                              • тритий (3H) изготавливается внутри сердечника из расчета 1.3×10-4 атомы 3H на деление (только часть этого количества остается в топливе).

                                                    Рисунок 2. Пример аварийного плана атомной электростанции, содержание

                                                    ИОН060Т2

                                                    Типовой аварийный план атомной электростанции, содержание

                                                    На рис. 2 приведен пример оглавления плана аварийных мероприятий атомной электростанции. Такой план должен включать каждую показанную главу и быть адаптирован к местным требованиям. Перечень типовых процедур реализации энергетического реактора приведен на рисунке 3.

                                                    Рисунок 3. Типовые процедуры реализации энергетического реактора

                                                    ИОН060F5

                                                    Радиологический мониторинг окружающей среды при авариях

                                                    На крупных объектах эту задачу часто называют ЭРЭМП (Программа аварийного радиологического мониторинга окружающей среды).

                                                    Один из самых важных уроков, извлеченных Комиссией по ядерному регулированию США и другими правительственными учреждениями из аварии на Три-Майл-Айленде, заключался в том, что нельзя успешно внедрить EREMP за один или два дня без тщательного предварительного планирования. Хотя правительство США потратило много миллионов долларов на мониторинг окружающей среды вокруг атомной станции Три-Майл-Айленд во время аварии, менее 5% от полных выпусков были измерены. Это произошло из-за плохого и неадекватного предварительного планирования.

                                                    Разработка программ аварийного радиологического мониторинга окружающей среды

                                                    Опыт показал, что единственный успешный EREMP - это тот, который встроен в программу обычного радиологического мониторинга окружающей среды. В первые дни аварии на Три-Майл-Айленде стало известно, что эффективный EREMP не может быть успешно создан за день или два, независимо от того, сколько сил и денег было затрачено на программу.

                                                    Места отбора проб

                                                    Все точки программы планового радиологического мониторинга окружающей среды будут использоваться в ходе долгосрочного мониторинга аварий. Кроме того, должен быть создан ряд новых мест, чтобы моторизованные исследовательские группы имели заранее определенные места в каждой части каждого сектора 22½° (см. рис. 3). Как правило, места отбора проб находятся в районах с дорогами. Однако должны быть сделаны исключения для обычно недоступных, но потенциально занятых мест, таких как кемпинги и пешеходные тропы в пределах примерно 16 км по ветру от места происшествия.

                                                    Рис. 3. Обозначения секторов и зон для точек радиологического отбора проб и контроля в пределах зон аварийного планирования

                                                    ИОН060F4

                                                    На рис. 3 показано обозначение секторов и зон для пунктов радиационного и экологического контроля. По сторонам света можно обозначить сектора в 22½° (например, N, ВСВ, и NE) или простыми буквами (например, A через R). Однако использование букв не рекомендуется, поскольку их легко спутать с обозначением направления. Например, менее запутанно использовать направленный W для запад а не письмо N.

                                                    Каждое обозначенное место отбора проб следует посетить во время тренировочных учений, чтобы люди, ответственные за мониторинг и отбор проб, были знакомы с расположением каждой точки и знали о радио «мертвых зонах», плохих дорогах, проблемах с поиском мест в темноте. и так далее. Поскольку ни одно учение не охватит все заранее определенные места в пределах 16-километровой зоны аварийной защиты, учения должны быть спланированы таким образом, чтобы в конечном итоге были посещены все точки отбора проб. Часто бывает целесообразно заранее определить способность транспортных средств съемочной группы связываться с каждой заранее назначенной точкой. Фактические местоположения точек выборки выбираются с использованием тех же критериев, что и в REMP (NRC 1980); например, линия участка, минимальная запретная зона, ближайший человек, ближайшее сообщество, ближайшая школа, больница, дом престарелых, дойное стадо, сад, ферма и т. д.

                                                    Группа радиологического мониторинга

                                                    Во время аварии, связанной со значительным выбросом радиоактивных материалов, группы радиологического контроля должны вести постоянный мониторинг на месте. Они также должны постоянно контролировать ситуацию на месте, если позволяют условия. Обычно эти группы контролируют окружающее гамма- и бета-излучение и пробы воздуха на наличие радиоактивных частиц и галогенов.

                                                    Эти группы должны быть хорошо обучены всем процедурам мониторинга, включая мониторинг собственного облучения, и уметь точно передавать эти данные на базовую станцию. Такие детали, как тип геодезического счетчика, серийный номер и состояние открытого или закрытого окна, должны быть тщательно указаны в хорошо оформленных журналах регистрации.

                                                    В начале чрезвычайной ситуации бригаде аварийного мониторинга может потребоваться наблюдение в течение 12 часов без перерыва. Однако после начального периода время работы исследовательской группы в полевых условиях должно быть сокращено до восьми часов, по крайней мере, с одним 30-минутным перерывом.

                                                    Поскольку может потребоваться постоянное наблюдение, должны быть предусмотрены процедуры снабжения групп, проводящих обследование, продуктами питания и питьем, сменными инструментами и батареями, а также для передачи воздушных фильтров туда и обратно.

                                                    Несмотря на то, что исследовательские группы, вероятно, будут работать по 12 часов в смену, для обеспечения непрерывного наблюдения необходимы три смены в день. Во время аварии на Три-Майл-Айленде в течение первых двух недель одновременно было задействовано как минимум пять групп мониторинга. Логистика для поддержки таких усилий должна быть тщательно спланирована заранее.

                                                    Группа радиологического отбора проб окружающей среды

                                                    Типы проб окружающей среды, взятых во время аварии, зависят от типа выброса (воздушный или водный), направления ветра и времени года. Пробы почвы и питьевой воды необходимо брать даже зимой. Хотя выбросы радиогалогенов могут не обнаруживаться, необходимо брать пробы молока из-за большого фактора биоаккумуляции.

                                                    Необходимо взять множество проб продуктов питания и окружающей среды, чтобы успокоить общественность, даже если технические причины могут не оправдать усилия. Кроме того, эти данные могут оказаться бесценными в ходе любого последующего судебного разбирательства.

                                                    Заранее спланированные регистрационные журналы с использованием тщательно продуманных процедур сбора данных за пределами объекта необходимы для отбора проб окружающей среды. Все лица, берущие пробы окружающей среды, должны продемонстрировать четкое понимание процедур и документально подтвержденное обучение в полевых условиях.

                                                    Если возможно, сбор данных о пробах окружающей среды за пределами площадки должен осуществляться независимой группой за пределами площадки. Также желательно, чтобы обычные пробы окружающей среды отбирались одной и той же группой за пределами площадки, чтобы во время аварии ценную группу на площадке можно было использовать для сбора других данных.

                                                    Примечательно, что во время аварии на Три-Майл-Айленде были взяты все до единого пробы окружающей среды, которые должны были быть взяты, и ни одна проба окружающей среды не была потеряна. Это произошло даже несмотря на то, что частота дискретизации увеличилась более чем в десять раз по сравнению с частотой дискретизации до аварии.

                                                    Оборудование аварийного мониторинга

                                                    Инвентаризация оборудования аварийного мониторинга должна быть как минимум вдвое больше, чем необходимо в любой момент времени. Шкафы должны быть размещены вокруг ядерных комплексов в различных местах, чтобы ни одна авария не закрыла доступ ко всем этим шкафчикам. Для обеспечения готовности необходимо проводить инвентаризацию оборудования и проверку его калибровки не реже двух раз в год и после каждого учения. Фургоны и грузовики на крупных ядерных объектах должны быть полностью оборудованы для аварийного наблюдения как на площадке, так и за ее пределами.

                                                    Счетные лаборатории на местах могут оказаться непригодными для использования во время чрезвычайной ситуации. Поэтому необходимо заблаговременно организовать запасную или передвижную лабораторию для подсчета голосов. Теперь это требование для атомных электростанций США (USNRC 1983).

                                                    Тип и сложность оборудования для мониторинга окружающей среды должны соответствовать требованиям, предъявляемым к наихудшей вероятной аварии на ядерной установке. Ниже приведен список типового оборудования для мониторинга окружающей среды, необходимого для атомных электростанций:

                                                      1. Оборудование для отбора проб воздуха должно включать блоки, работающие от батарей для краткосрочного отбора проб, и устройства, работающие от сети переменного тока, с ленточными самописцами и сигнальными устройствами для долгосрочного наблюдения.
                                                      2. Оборудование для отбора проб жидкости должно содержать пробоотборники непрерывного действия. Пробоотборники должны работать в местных условиях, какими бы суровыми они ни были.
                                                      3. Портативные гамма-измерители для имплантации должны иметь максимальный диапазон 100 Гр/ч, а отдельное исследовательское оборудование должно быть способно измерять бета-излучение до 100 Гр/ч.
                                                      4. Дозиметрия персонала на месте должна включать возможность измерения бета-излучения, а также пальчиковые термолюминесцентные дозиметры (ТЛД) (рис. 4). Также может потребоваться другая дозиметрия конечностей. В чрезвычайных ситуациях всегда необходимы дополнительные комплекты контрольных дозиметров. Портативный считыватель TLD может потребоваться для связи с компьютером станции через телефонный модем в аварийных местах. Собственные группы обследования, такие как аварийно-спасательные и ремонтные бригады, должны иметь карманные дозиметры низкого и высокого диапазона, а также дозиметры с предустановленной сигнализацией. Необходимо тщательно продумать заранее установленные уровни доз для групп, которые могут находиться в районах с высоким уровнем радиации.
                                                      5. Запасы защитной одежды должны быть доставлены в аварийные места и в аварийные транспортные средства. Должна быть предусмотрена дополнительная запасная защитная одежда на случай несчастных случаев, длящихся в течение длительного периода времени.
                                                      6. Средства защиты органов дыхания должны быть во всех аварийных шкафчиках и транспортных средствах. Актуальные списки обученного респираторного персонала должны храниться в каждой из основных зон хранения аварийного оборудования.
                                                      7. Мобильные транспортные средства, оснащенные радиостанциями, необходимы для групп аварийного дозиметрического контроля. Должны быть известны местонахождение и наличие резервных транспортных средств.
                                                      8. Оборудование группы экологического обследования должно храниться в удобном месте, желательно за пределами объекта, чтобы оно всегда было доступно.
                                                      9. Аварийные комплекты должны быть размещены в Центре технической поддержки и Аварийном внешнем объекте, чтобы сменным группам по обследованию не нужно было выезжать на место для получения оборудования и развертывания.
                                                      10. На случай тяжелой аварии, связанной с выбросом радиоактивных материалов в воздух, должны быть подготовлены к использованию вертолетов и одномоторных самолетов для наблюдения с борта.

                                                                       

                                                                      Рис. 4. Промышленный рентгенолог со значком TLD и кольцевым термолюминесцентным дозиметром (дополнительно в США).

                                                                      ИОН060F2

                                                                      Анализ данных

                                                                      Анализ данных об окружающей среде во время серьезной аварии должен быть как можно скорее перенесен в другое место, например, на аварийный внешний объект.

                                                                      Должны быть установлены заранее установленные правила о том, когда данные проб окружающей среды должны сообщаться руководству. Метод и частота передачи данных о пробах окружающей среды в государственные органы должны быть согласованы на раннем этапе аварии.

                                                                      Уроки медицинской физики и радиохимии, извлеченные из аварии на Три-Майл-Айленде

                                                                      Внешние консультанты были необходимы для выполнения следующих действий, поскольку физики, занимающиеся вопросами здоровья растений, были полностью заняты другими обязанностями в первые часы аварии на Три-Майл-Айленде 28 марта 1979 года:

                                                                        • оценка выброса радиоактивных отходов (газообразный и жидкий), включая сбор проб, координацию лабораторий для подсчета проб, контроль качества лабораторий, сбор данных, анализ данных, формирование отчетов, передачу данных государственным органам и владельцу электростанции.
                                                                        • оценка дозы, включая исследования предполагаемого и фактического чрезмерного облучения, исследования загрязнения кожи и внутренних отложений, макеты значительного облучения и расчеты доз.
                                                                        • программа радиологического мониторинга окружающей среды, включая полную координацию отбора проб, анализ данных, создание и распространение отчетов, уведомления о действиях, расширение программы для аварийной ситуации, а затем сокращение программы на срок до одного года после аварии.
                                                                        • специальные бета-дозиметрические исследования, включая изучение современного состояния бета-мониторинга персонала, моделирование дозы бета-излучения на кожу от радиоактивных загрязнителей, взаимные сравнения всех имеющихся в продаже систем дозиметрии персонала бета-гамма TLD.

                                                                               

                                                                              Приведенный выше список включает в себя примеры действий, которые обычные специалисты по физике коммунальных служб не могут должным образом выполнить во время серьезной аварии. Медицинский персонал Три-Майл-Айленда был очень опытным, знающим и компетентным. Первые две недели после аварии они работали по 15-20 часов в день без перерыва. Однако дополнительных требований, вызванных аварией, было так много, что они не могли выполнять многие важные рутинные задачи, которые обычно выполнялись бы легко.

                                                                              Уроки, извлеченные из аварии на Три-Майл-Айленд, включают:

                                                                              Вход в вспомогательное здание во время аварии

                                                                                1. Все записи должны быть внесены в новое разрешение на радиационные работы, проверенное старшим физиком-медиком на месте и подписанное начальником отделения или назначенным заместителем.
                                                                                2. Соответствующая диспетчерская должна иметь абсолютный контроль над всеми входами в вспомогательное здание и здание обращения с топливом. Запрещается входить только в том случае, если медицинский физик находится на контрольной точке во время входа.
                                                                                3. Запрещается вход без исправно работающего геодезического измерителя соответствующего диапазона. Выборочная проверка отклика счетчика должна выполняться непосредственно перед входом.
                                                                                4. Должна быть получена история облучения всех людей до их входа в зону с высоким уровнем радиации.
                                                                                5. Допустимые воздействия при входе, независимо от того, насколько важной должна быть обозначена задача.

                                                                                 

                                                                                Отбор проб теплоносителя первого контура при аварии

                                                                                  1. Все пробы, которые должны быть взяты для нового разрешения на радиационные работы, должны быть рассмотрены старшим физиком-медиком на месте и подписаны начальником блока или его заместителем.
                                                                                  2. Запрещается брать пробы охлаждающей жидкости, если не надет набедренный дозиметр.
                                                                                  3. Запрещается брать пробы охлаждающей жидкости без защитных перчаток и щипцов длиной не менее 60 см на случай, если проба окажется более радиоактивной, чем ожидалось.
                                                                                  4. Запрещается брать пробы охлаждающей жидкости без щита персонала из свинцового стекла на случай, если проба окажется более радиоактивной, чем ожидалось.
                                                                                  5. Отбор проб следует прекратить, если облучение конечности или всего тела, вероятно, превысит предварительно установленные уровни, указанные в разрешении на радиационную работу.
                                                                                  6. Значительные дозы облучения следует по возможности распределять между несколькими работниками.
                                                                                  7. Все случаи загрязнения кожи, превышающие уровни действия в течение 24 часов, должны быть рассмотрены.

                                                                                               

                                                                                              Вход в помещение подпиточного клапана

                                                                                                1. Должны быть выполнены исследования бета- и гамма-зон с использованием удаленных детекторов с соответствующим максимальным радиусом действия.
                                                                                                2. Первоначальный вход в зону с мощностью поглощенной дозы более 20 мГр/ч должен пройти предварительную проверку, чтобы убедиться, что облучение будет поддерживаться на разумно достижимом низком уровне.
                                                                                                3. При подозрении на протечки воды необходимо выявить возможное загрязнение пола.
                                                                                                4. Должна быть введена в действие последовательная программа по типу и размещению дозиметрии персонала.
                                                                                                5. Если люди входят в зону с мощностью поглощенной дозы более 20 мГр/ч, ТЛД необходимо оценивать сразу после выхода.
                                                                                                6. Перед входом в зону с мощностью поглощенной дозы более 20 мГр/ч следует убедиться в том, что все требования разрешения на радиационные работы выполняются.
                                                                                                7. Въезды в опасные зоны в контролируемое время должны быть измерены врачом-физиком.

                                                                                                             

                                                                                                            Защитные действия и внешний экологический надзор с точки зрения местного самоуправления

                                                                                                            1. Перед началом протокола отбора проб следует установить критерии его прекращения.
                                                                                                            2. Нельзя допускать вмешательства извне.
                                                                                                            3. Должны быть установлены несколько конфиденциальных телефонных линий. Цифры следует менять после каждого кризиса.
                                                                                                            4. Возможности систем аэрофотосъемки лучше, чем думает большинство людей.
                                                                                                            5. Магнитофон должен быть под рукой, и данные должны регулярно записываться.
                                                                                                            6. Во время острого эпизода следует отказаться от чтения газет, просмотра телевизора и прослушивания радио, так как эти занятия только усугубляют существующую напряженность.
                                                                                                            7. Доставка еды и другие удобства, такие как спальные места, должны быть запланированы, поскольку какое-то время может быть невозможно вернуться домой.
                                                                                                            8. Должны быть запланированы альтернативные аналитические возможности. Даже небольшая авария может значительно изменить уровень радиационного фона в лаборатории.
                                                                                                            9. Следует отметить, что на предотвращение необоснованных решений будет затрачено больше энергии, чем на решение реальных проблем.
                                                                                                            10. Следует понимать, что чрезвычайными ситуациями нельзя управлять из удаленных мест.
                                                                                                            11. Следует отметить, что рекомендации по защитным действиям не подлежат голосованию комитетом.
                                                                                                            12. Все второстепенные звонки должны быть отложены, а те, кто пожирает время, должны быть повешены.

                                                                                                                           

                                                                                                                          Радиологическая авария в Гоянии 1985 г.

                                                                                                                          51 ТБк 137Телетерапевтическая установка Cs была украдена из заброшенной клиники в Гоянии, Бразилия, примерно 13 сентября 1985 года. Два человека, ищущие металлолом, забрали домой исходную сборку телетерапевтической установки и попытались разобрать детали. Мощность поглощенной дозы от источника составляла около 46 Гр/ч на расстоянии 1 м. Они не поняли значения трехлопастного радиационного символа на капсуле источника.

                                                                                                                          Капсула источника разорвалась при разборке. Хорошо растворимый хлорид цезия-137 (137Порошок CsCl был распылен в части этого города с населением 1,000,000 XNUMX XNUMX человек и стал причиной одной из самых серьезных аварий с закрытыми источниками в истории.

                                                                                                                          После разборки остатки исходной сборки были проданы старьевщику. Он обнаружил, что 137Порошок CsCl светился в темноте голубым цветом (предположительно, это черенковское излучение). Он думал, что порошок может быть драгоценным камнем или даже сверхъестественным. Многие друзья и родственники пришли посмотреть на «чудесное» свечение. Части источника были переданы нескольким семьям. Этот процесс продолжался около пяти дней. К этому времени у ряда людей развились симптомы желудочно-кишечного синдрома в результате радиационного облучения.

                                                                                                                          Пациентам, которые обращались в больницу с тяжелыми желудочно-кишечными расстройствами, ошибочно ставили диагноз аллергических реакций на то, что они ели. У пациента, у которого были серьезные кожные поражения в результате обращения с источником, заподозрили какое-то тропическое кожное заболевание, и он был направлен в больницу тропических болезней.

                                                                                                                          Эта трагическая последовательность событий продолжалась незамеченной осведомленным персоналом около двух недель. Многие люди натирали 137Порошок CsCl на их коже, чтобы они могли светиться синим цветом. Эта последовательность могла бы продолжаться гораздо дольше, если бы один из облученных не связал наконец болезнь с капсулой источника. Она взяла остатки 137Источник CsCl в автобусе до Департамента общественного здравоохранения в Гоянии, где она его оставила. На следующий день приглашенный медицинский физик обследовал источник. Он предпринял действия по собственной инициативе, чтобы эвакуировать две свалки и проинформировать власти. Скорость и общий масштаб реакции бразильского правительства, как только ему стало известно об аварии, были впечатляющими.

                                                                                                                          Заразились 249 человек. Госпитализированы 4 человека. Четыре человека умерли, одна из которых была шестилетней девочкой, получившей внутреннюю дозу около 1 Гр в результате приема внутрь около 10 ГБк (XNUMX9 Бк) из 137Cs.

                                                                                                                          Реакция на аварию

                                                                                                                          Цели этапа первоначального реагирования заключались в следующем:

                                                                                                                            • выявить основные очаги загрязнения
                                                                                                                            • эвакуировать жилые помещения, где уровни радиоактивности превысили принятые уровни вмешательства
                                                                                                                            • установить санитарно-физический контроль вокруг этих областей, предотвращая доступ, где это необходимо
                                                                                                                            • выявить лиц, получивших значительные дозы или подвергшихся загрязнению.

                                                                                                                                   

                                                                                                                                  Сначала медицинская бригада:

                                                                                                                                    • по прибытии в Гоянию собрали анамнез и прошли сортировку в соответствии с симптомами острого лучевого синдрома.
                                                                                                                                    • отправил всех пациентов с острой радиацией в больницу Гоянии (которая была создана заранее для контроля загрязнения и облучения)
                                                                                                                                    • на следующий день доставили по воздуху шесть наиболее тяжелых пациентов в центр третичной медицинской помощи при военно-морском госпитале в Рио-де-Жанейро (позже в этот госпиталь были переведены еще восемь пациентов)
                                                                                                                                    • организовал дозиметрию цитогенетического излучения
                                                                                                                                    • основанное на медицинском ведении каждого пациента на клиническом течении этого пациента
                                                                                                                                    • дал неформальные инструкции персоналу клинической лаборатории уменьшить их опасения (медицинское сообщество Гоянии не хотело помогать).

                                                                                                                                               

                                                                                                                                              Физики здоровья:

                                                                                                                                                • помощь врачам в радиационной дозиметрии, биоанализе и обеззараживании кожи
                                                                                                                                                • скоординированный и интерпретированный анализ 4,000 образцов мочи и фекалий за четырехмесячный период
                                                                                                                                                • всего тела насчитали 600 особей
                                                                                                                                                • скоординированный мониторинг радиоактивного загрязнения 112,000 249 человек (XNUMX были заражены)
                                                                                                                                                • выполнил аэрофотосъемку всего города и пригородов с помощью наспех собранных детекторов NaI
                                                                                                                                                • выполнили автоматический детектор NaI для обследования более 2,000 км дорог
                                                                                                                                                • настроить уровни действий по обеззараживанию людей, зданий, автомобилей, почвы и т.д.
                                                                                                                                                • координировал работу 550 рабочих, занятых дезактивацией
                                                                                                                                                • согласованный снос семи домов и дезактивация 85 домов
                                                                                                                                                • скоординированная перевозка 275 грузовиков с загрязненными отходами
                                                                                                                                                • скоординированная дезактивация 50 автомобилей
                                                                                                                                                • согласованная упаковка 3,500 кубометров загрязненных отходов
                                                                                                                                                • использовали 55 измерительных приборов, 23 монитора загрязнения и 450 самосчитывающихся дозиметров.

                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                        Итоги

                                                                                                                                                                        Пациенты с острым лучевым синдромом

                                                                                                                                                                        Четыре пациента умерли в результате поглощенных доз от 4 до 6 Гр. У двух пациентов наблюдалась тяжелая депрессия костного мозга, но они выжили, несмотря на поглощенные дозы 6.2 и 7.1 Гр (цитогенетическая оценка). Четыре пациента выжили с расчетными поглощенными дозами от 2.5 до 4 Гр.

                                                                                                                                                                        Радиационное поражение кожи

                                                                                                                                                                        У девятнадцати из двадцати госпитализированных пациентов были радиационно-индуцированные повреждения кожи, которые начинались с отека и образования волдырей. Эти поражения позже разрываются и выделяют жидкость. У десяти из девятнадцати повреждений кожи развились глубокие поражения примерно через четыре-пять недель после облучения. Эти глубокие поражения свидетельствовали о значительном гамма-облучении более глубоких тканей.

                                                                                                                                                                        Все повреждения кожи были контаминированы 137Cs с мощностью поглощенной дозы до 15 мГр/ч.

                                                                                                                                                                        Шестилетняя девочка, которая проглотила 1 ТБк 137Cs (и кто умер через месяц) имел общее загрязнение кожи, которое в среднем составляло 3 мГр / ч.

                                                                                                                                                                        Одному пациенту потребовалась ампутация примерно через месяц после облучения. Визуализация пула крови была полезна для определения границы между поврежденными и нормальными артериолами.

                                                                                                                                                                        Результат внутреннего загрязнения

                                                                                                                                                                        Статистические тесты не выявили существенных различий между нагрузками на организм, определенными путем подсчета всего тела, и нагрузками, определенными по данным экскреции с мочой.

                                                                                                                                                                        Были проверены модели, связывающие данные биоанализа с потреблением и нагрузкой на организм. Эти модели также были применимы для разных возрастных групп.

                                                                                                                                                                        Берлинская лазурь способствовала ликвидации 137CsCl из организма (если доза превышала 3 Гр/сут).

                                                                                                                                                                        Семнадцать пациентов получали диуретики для устранения 137Нагрузки тела CsCl. Эти диуретики оказались неэффективны в декорпорации. 137Cs и их использование было прекращено.

                                                                                                                                                                        Обеззараживание кожи

                                                                                                                                                                        Обеззараживание кожи с использованием мыла и воды, уксусной кислоты и диоксида титана (TiO2) было выполнено у всех пациентов. Эта дезактивация удалась лишь частично. Было высказано предположение, что потоотделение приводило к повторному загрязнению кожи. 137Нагрузка на тело Cs.

                                                                                                                                                                        Загрязненные участки кожи очень трудно обеззаразить. Отшелушивание некротизированной кожи значительно снижает уровень загрязнения.

                                                                                                                                                                        Последующее исследование по оценке дозы цитогенетического анализа

                                                                                                                                                                        Частота аберраций лимфоцитов в разные сроки после аварии следовала трем основным закономерностям:

                                                                                                                                                                        В двух случаях частота встречаемости аберраций оставалась постоянной до одного месяца после аварии и снизилась примерно до 30% исходной частоты через три месяца.

                                                                                                                                                                        В двух случаях постепенное снижение примерно на 20% каждые три месяца находили.

                                                                                                                                                                        В двух случаях наибольшего внутреннего загрязнения увеличилась частота возникновения аберраций (примерно на 50% и 100%) в течение трех месяцев.

                                                                                                                                                                        Последующие исследования по 137Cs нагрузки на тело

                                                                                                                                                                          • Фактические ожидаемые дозы пациентов с последующим биологическим анализом.
                                                                                                                                                                          • Последовали последствия введения берлинской лазури.
                                                                                                                                                                          • в естественных условиях измерения для 20 человек, сделанные на образцах крови, ранах и органах, чтобы найти неоднородное распределение 137Cs и его задержка в тканях организма.
                                                                                                                                                                          • Женщина и ее новорожденный ребенок изучали возможность удержания и переноса при грудном вскармливании.

                                                                                                                                                                                 

                                                                                                                                                                                Уровни действия для вмешательства

                                                                                                                                                                                Эвакуация дома была рекомендована при мощности поглощенной дозы более 10 мкГр/ч на высоте 1 м внутри дома.

                                                                                                                                                                                Лечебная дезактивация имущества, одежды, почвы и продуктов питания из расчета на человека не превышала 5 мГр в год. Применение этого критерия к различным путям приводило к обеззараживанию внутренней части дома, если поглощенная доза могла превышать 1 мГр в год, и обеззараживанию почвы, если мощность поглощенной дозы могла превышать 4 мГр в год (3 мГр от внешнего облучения и 1 мГр от внутреннее излучение).

                                                                                                                                                                                Авария на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС 1986 г.

                                                                                                                                                                                Общее описание аварии

                                                                                                                                                                                Самая страшная в мире авария на ядерном энергетическом реакторе произошла 26 апреля 1986 года во время электротехнических испытаний очень малой мощности. Для проведения этого теста ряд систем безопасности был отключен или заблокирован.

                                                                                                                                                                                Этой установкой была модель РБМК-1000, тип реактора, который производил около 65% всей атомной энергии, произведенной в СССР. Это был кипящий реактор с графитовым замедлителем, вырабатывавший 1,000 МВт электроэнергии (МВт). РБМК-1000 не имеет защитной оболочки, прошедшей испытания давлением, и обычно не строится в большинстве стран.

                                                                                                                                                                                Реактор сразу вышел из строя и произвел серию паровых взрывов. Взрывы сорвали всю верхнюю часть реактора, разрушили тонкую конструкцию, закрывающую реактор, и вызвали серию пожаров на толстых асфальтовых крышах 3-го и 4-го энергоблоков. Выбросы радиоактивных веществ продолжались десять дней, погиб 31 человек. Делегация СССР в Международном агентстве по атомной энергии изучала аварию. Они заявили, что эксперименты с РБМК на 4-м блоке Чернобыльской АЭС, вызвавшие аварию, не получили необходимого разрешения и что письменные правила по мерам безопасности реактора неадекватны. Далее делегация заявила: «Привлеченный персонал не был должным образом подготовлен к испытаниям и не знал о возможных опасностях». Эта серия испытаний создала условия для аварийной ситуации и привела к аварии реактора, которая, по мнению большинства, никогда не могла произойти.

                                                                                                                                                                                Выброс продуктов деления при аварии на 4-м блоке Чернобыльской АЭС

                                                                                                                                                                                Общая активность выпущена

                                                                                                                                                                                Примерно 1,900 ПБк продуктов деления и топлива (которые вместе были помечены как дерма группой по ликвидации последствий аварии на Три-Майл-Айленде) были освобождены в течение десяти дней, которые потребовались для тушения всех пожаров и герметизации энергоблока 4 с помощью защитного материала, поглощающего нейтроны. Блок 4 теперь представляет собой постоянно герметизированный стальной и бетонный саркофаг, который должным образом содержит остаточный кориум внутри и вокруг остатков разрушенной активной зоны реактора.

                                                                                                                                                                                Двадцать пять процентов из 1,900 ПБк было выброшено в первый день аварии. Остальные были освобождены в течение следующих девяти дней.

                                                                                                                                                                                Наиболее радиологически значимые выбросы составили 270 ПБк. 131I, 8.1 ПБк 90Sr и 37 ПБк of 137Сс. Это можно сравнить с аварией на Три-Майл-Айленде, в результате которой было выброшено 7.4 ТБк. of 131я и не измеримая 90старший или 137Cs.

                                                                                                                                                                                Рассеивание радиоактивных материалов в окружающей среде

                                                                                                                                                                                Первые выбросы шли в основном в северном направлении, но последующие выпуски шли в западном и юго-западном направлениях. Первый шлейф прибыл в Швецию и Финляндию 27 апреля. Программы радиологического мониторинга окружающей среды атомной электростанции немедленно обнаружили выброс и предупредили мир об аварии. Часть этого первого шлейфа попала в Польшу и Восточную Германию. Последующие шлейфы обрушились на Восточную и Центральную Европу 29 и 30 апреля. После этого 2 мая в Соединенном Королевстве произошли чернобыльские выбросы, за ними последовали Япония и Китай 4 мая, Индия 5 мая и Канада и США 5 и 6 мая. Южное полушарие не сообщило об обнаружении этого шлейфа.

                                                                                                                                                                                Отложение шлейфа в основном определялось осадками. Характер выпадения основных радионуклидов (131I, 137С, 134Cs и 90Sr) была весьма изменчива даже в пределах СССР. Основной риск исходил от внешнего облучения от поверхностных отложений, а также от приема зараженной пищи.

                                                                                                                                                                                Радиологические последствия аварии на 4-м блоке Чернобыльской АЭС

                                                                                                                                                                                Общие острые последствия для здоровья

                                                                                                                                                                                Два человека погибли сразу, один во время обрушения здания и один через 5.5 часов от термических ожогов. Еще 28 человек из персонала реактора и пожарной бригады погибли от лучевых поражений. Дозы облучения населения за пределами площадки были ниже уровней, которые могут вызвать немедленные радиационные эффекты.

                                                                                                                                                                                Чернобыльская авария почти удвоила общее число погибших в результате радиационных аварий до 1986 года (с 32 до 61). (Интересно отметить, что трое погибших в результате аварии на реакторе SL-1 в США числятся как жертвы парового взрыва и что первые двое погибших в Чернобыле также не числятся умершими от радиационных аварий.)

                                                                                                                                                                                Факторы, повлиявшие на последствия аварии для здоровья на площадке

                                                                                                                                                                                Персональная дозиметрия для лиц, подвергающихся наибольшему риску, отсутствовала. Отсутствие тошноты или рвоты в течение первых шести часов после воздействия достоверно указывало на тех пациентов, которые получили поглощенные дозы менее потенциально смертельных. Это также было хорошим признаком пациентов, которые не нуждались в немедленной медицинской помощи из-за радиационного облучения. Эта информация вместе с данными крови (уменьшение числа лимфоцитов) оказалась более полезной, чем данные дозиметрии персонала.

                                                                                                                                                                                Тяжелая защитная одежда пожарных (пористое полотно) позволяла продуктам деления с высокой удельной активностью контактировать с кожей. Эти бета-дозы вызвали серьезные ожоги кожи и стали важным фактором многих смертей. Тяжелые ожоги кожи получили XNUMX рабочих. Ожоги чрезвычайно трудно поддавались лечению и являлись серьезным осложняющим элементом. Они сделали невозможным обеззараживание пациентов перед транспортировкой в ​​больницы.

                                                                                                                                                                                Клинически значимых внутренних радиоактивных отягощений тела в это время не было. Только два человека имели высокие (но не клинически значимые) нагрузки на организм.

                                                                                                                                                                                Из примерно 1,000 человек, прошедших скрининг, 115 были госпитализированы из-за острого лучевого синдрома. Восемь медицинских работников, работавших на месте, заболели острым радиационным синдромом.

                                                                                                                                                                                Как и ожидалось, не было никаких признаков нейтронного облучения. (Тест ищет натрий-24 (24Na) в крови.)

                                                                                                                                                                                Факторы, повлиявшие на медицинские последствия аварии за пределами площадки

                                                                                                                                                                                Общественные защитные действия можно разделить на четыре отдельных периода.

                                                                                                                                                                                  1. Первые 24 часа: Публика с подветренной стороны оставалась в помещении с закрытыми дверями и окнами. Начато распределение йодида калия (KI), чтобы заблокировать поглощение щитовидной железой 131I.
                                                                                                                                                                                  2. От одного до семи дней: Припять эвакуировали после того, как были установлены безопасные пути эвакуации. Были созданы станции дезактивации. Киевская область была эвакуирована. Общее число эвакуированных составило более 88,000 тысяч человек.
                                                                                                                                                                                  3. От одной до шести недель: Общее число эвакуированных выросло до 115,000 тысяч человек. Все они были обследованы и расселены. Йодид калия получили 5.4 млн россиян, в том числе 1.7 млн ​​детей. Дозы для щитовидной железы были снижены примерно на 80–90%. Десятки тысяч голов крупного рогатого скота были вывезены с зараженных территорий. Местное молоко и продукты питания были запрещены на большой территории (что продиктовано производными уровнями вмешательства).
                                                                                                                                                                                  4. Через 6 недели: Круг эвакуации радиусом 30 км был разделен на три подзоны: (а) зона от 4 до 5 км, где в обозримом будущем не ожидается повторный вход людей, (б) зона от 5 до 10 км, где ограничено общественный повторный въезд будет разрешен через определенное время и (c) зона от 10 до 30 км, где населению в конечном итоге будет разрешено вернуться.

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                        Огромные усилия были затрачены на дезактивацию прилегающих территорий.

                                                                                                                                                                                        Суммарная радиологическая доза населения СССР, по данным Научного комитета ООН по действию атомной радиации (НКДАР ООН), составила 226,000 72,000 чел.-Зв (600,000 1988 чел.-Зв, полученных в течение первого года). Оценочный мировой эквивалент коллективной дозы составляет порядка XNUMX XNUMX человеко-Зв. Время и дальнейшие исследования уточнят эту оценку (UNSCEAR XNUMX).


                                                                                                                                                                                        Международные организации

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                        Международное агентство по атомной энергии

                                                                                                                                                                                        Почтовый ящик 100

                                                                                                                                                                                        A-1400 Вена

                                                                                                                                                                                        АВСТРИЯ

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                        Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям

                                                                                                                                                                                        7910 Вудмонт-авеню

                                                                                                                                                                                        Бетесда, Мэриленд 20814

                                                                                                                                                                                        США

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                        Международная комиссия по радиологической защите

                                                                                                                                                                                        Почтовый ящик № 35

                                                                                                                                                                                        Дидкот, Оксфордшир

                                                                                                                                                                                        ОХ11 0РДЖ

                                                                                                                                                                                        Великобритания

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                        Международная ассоциация радиационной защиты

                                                                                                                                                                                        Эйндховенский технологический университет

                                                                                                                                                                                        Почтовый ящик 662

                                                                                                                                                                                        5600 AR Эйндховен

                                                                                                                                                                                        НИДЕРЛАНДЫ

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                        Комитет ООН по действию атомной радиации

                                                                                                                                                                                        Бернам Ассошиэйтс

                                                                                                                                                                                        4611-F Сборочный привод

                                                                                                                                                                                        Лэнхэм, Мэриленд 20706-4391

                                                                                                                                                                                        США


                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                        Назад

                                                                                                                                                                                        ОТКАЗ ОТ ОТВЕТСТВЕННОСТИ: МОТ не несет ответственности за контент, представленный на этом веб-портале, который представлен на каком-либо языке, кроме английского, который является языком, используемым для первоначального производства и рецензирования оригинального контента. Некоторые статистические данные не обновлялись с тех пор. выпуск 4-го издания Энциклопедии (1998 г.)».

                                                                                                                                                                                        Содержание: