Преглед садржаја

Врсте јонизујућег зрачења

Алфа честице

Алфа честица је чврсто везана колекција два протона и два неутрона. Идентично је хелијум-4 (⁴Он) језгро. Заиста, његова коначна судбина након што изгуби већину своје кинетичке енергије је да ухвати два електрона и постане атом хелијума.

Радионуклиди који емитују алфа су генерално релативно масивна језгра. Скоро сви алфа емитери имају атомске бројеве веће или једнаке броју олова (⁸²Пб). Када се језгро распадне емитујући алфа честицу, његов атомски број (број протона) и број неутрона се смањују за два, а атомски масени број се смањује за четири. На пример, алфа распад уранијума-238 (²³⁸У) до торијум-234 (²³⁴Тх) представљају:

Леви индекс је атомски масени број (број протона плус неутрони), леви индекс је атомски број (број протона), а десни индекс је број неутрона.

Уобичајени алфа емитери емитују алфа честице са кинетичком енергијом између око 4 и 5.5 МеВ. Такве алфа честице имају домет у ваздуху не већи од око 5 цм (види слику 1). Алфа честице са енергијом од најмање 7.5 МеВ потребне су да продру у епидермис (заштитни слој коже, дебљине 0.07 мм). Алфа емитери генерално не представљају опасност од спољашњег зрачења. Они су опасни само ако се уносе у организам. Пошто депонују своју енергију на малој удаљености, алфа честице су зрачење са високим линеарним преносом енергије (ЛЕТ) и имају велики тежински фактор зрачења; обично, w _R= КСНУМКС.

Слика 1. Домет-енергетско зрачење спорих алфа честица у ваздуху на 15 и 760 м

Бета честице

Бета честица је високоенергетски електрон или позитрон. (Позитрон је античестица електрона. Има исту масу и већину других својстава електрона осим његовог набоја, који је потпуно исте величине као електрон, али је позитиван.) Радионуклиди који емитују бета могу бити велике или мале атомске тежине.

Радионуклиди који имају вишак протона у поређењу са стабилним нуклидима приближно истог атомског масеног броја могу се распасти када се протон у језгру претвори у неутрон. Када се то догоди, језгро емитује позитрон и изузетно лагану честицу која није у интеракцији која се зове неутрино. (Неутрино и његова античестица нису од интереса за заштиту од зрачења.) Када се одрекне већине своје кинетичке енергије, позитрон се на крају судара са електроном и оба су анихилирана. Произведено анихилационо зрачење је скоро увек два фотона од 0.511 кеВ (килоелектрон волт) који путују у правцима удаљеним 180 степени. Типичан распад позитрона је представљен са:

где је позитрон представљен са β⁺ а неутрино од н. Имајте на уму да резултујући нуклид има исти атомски масени број као и родитељски нуклид и атомски (протонски) број већи за један и неутронски број мањи за један од оригиналног нуклида.

Хватање електрона се такмичи са распадом позитрона. У распаду хватања електрона, језгро апсорбује орбитални електрон и емитује неутрино. Типичан распад хватања електрона је дат:

Хватање електрона је увек могуће када резултујуће језгро има мању укупну енергију од почетног језгра. Међутим, распад позитрона захтева да укупна енергија почетне атом већи је од резултујућег атом за више од 1.02 МеВ (двоструко од енергије масе мировања позитрона).

Слично распаду хватања позитрона и електрона, негатрон (β^-) долази до распада за језгра која имају вишак неутрона у поређењу са стабилним језгрима приближно истог атомског масеног броја. У овом случају, језгро емитује негатрон (енергетски електрон) и анти-неутрино. Типичан распад негатрона је представљен са:

где је негатрон представљен са β^- и анти-неутрино би`н Овде резултујуће језгро добија један неутрон на рачун једног протона, али опет не мења свој атомски масени број.

Алфа распад је реакција два тела, тако да се алфа честице емитују са дискретном кинетичком енергијом. Међутим, бета распад је реакција три тела, тако да се бета честице емитују преко спектра енергија. Максимална енергија у спектру зависи од распадајућег радионуклида. Просечна бета енергија у спектру је приближно једна трећина максималне енергије (види слику 2).

Слика 2. Енергетски спектар негатрона емитованих из ³²P

Типичне максималне бета енергије се крећу од 18.6 кеВ за трицијум (³Х) до 1.71 МеВ за фосфор-32 (³²П).

Опсег бета честица у ваздуху је приближно 3.65 м по МеВ кинетичке енергије. Бета честице од најмање 70 кеВ енергије потребне су да продру у епидермис. Бета честице су ниско-ЛЕТ зрачење.

Гама зрачење

Гама зрачење је електромагнетно зрачење које емитује језгро када се подвргне транзицији из вишег у ниже енергетско стање. Број протона и неутрона у језгру се у таквом прелазу не мења. Језгро је можда остављено у стању више енергије након ранијег алфа или бета распада. То јест, гама зраци се често емитују одмах након алфа или бета распада. Гама зраци такође могу бити резултат хватања неутрона и нееластичног расејања субатомских честица језгрима. Најенергетнији гама зраци примећени су у космичким зрацима.

Слика 3 је слика шеме распадања кобалта-60 (⁶⁰Цо). Приказује каскаду од два гама зрака емитована у никлу-60 (⁶⁰Ни) са енергијама од 1.17 МеВ и 1.33 МеВ након бета распада ⁶⁰Цо

Слика 3. Шема радиоактивног распада за ⁶⁰Co

Слика 4 је слика шеме распада за молибден-99 (⁹⁹Мо). Имајте на уму да добијени технецијум-99 (⁹⁹Тц) језгро има побуђено стање које траје изузетно дуго (t_½ = 6 х). Такво побуђено језгро се назива ан изомер. Већина узбуђених нуклеарних стања има време полураспада између неколико пикосекунди (пс) и 1 микросекунде (μс).

Слика 4. Шема радиоактивног распада за ⁹⁹Mo

Слика 5 је слика шеме распадања арсена-74 (⁷⁴Као што). То илуструје да се неки радионуклиди распадају на више начина.

Слика 5. Шема радиоактивног распада за ⁷⁴Као, илуструјући конкурентне процесе емисије негатрона, емисије позитрона и хватања електрона (м₀ је маса мировања електрона)

Док алфа и бета честице имају одређене опсеге материје, гама зраци се експоненцијално пригушују (занемарујући накупљање које је резултат расејања унутар материјала) док пролазе кроз материју. Када се нагомилавање може занемарити, слабљење гама зрака се даје на следећи начин:

где И(к) је интензитет гама зрака у функцији удаљености x у материјал и μ је масени коефицијент слабљења. Масени коефицијент слабљења зависи од енергије гама зрака и од материјала са којим гама зраци ступају у интеракцију. Вредности коефицијента масеног пригушења су табеларно приказане у многим референцама. Слика 6 приказује апсорпцију гама зрака у материји у условима добре геометрије (нагомилавање се може занемарити).

Слика 6. Слабљење гама зрака од 667 кеВ у Ал и Пб у условима добре геометрије (испрекидана линија представља слабљење полиенергетског фотонског снопа)

До накупљања долази када широки сноп гама зрака ступи у интеракцију са материјом. Измерени интензитет у тачкама унутар материјала се повећава у односу на очекивану вредност „добре геометрије“ (уски сноп) услед гама зрака расејаних са страна директног снопа у мерни уређај. Степен нагомилавања зависи од геометрије зрака, од материјала и од енергије гама зрака.

Унутрашња конверзија се такмичи са гама емисијом када се језгро трансформише из вишег енергетског стања у ниже. У унутрашњој конверзији, унутрашњи орбитални електрон се избацује из атома уместо да језгро емитује гама зраке. Избачени електрон директно јонизује. Како спољни орбитални електрони падају на ниже нивое електронске енергије како би попунили празно место које је оставио избачени електрон, атом емитује рендгенске зраке. Вероватноћа унутрашње конверзије у односу на вероватноћу гама емисије расте са повећањем атомског броја.

Кс зраке

Рендгенски зраци су електромагнетно зрачење и, као такви, идентични су гама зрацима. Разлика између к зрака и гама зрака је њихово порекло. Док гама зраци потичу из атомског језгра, рендгенски зраци су резултат интеракција електрона. Иако рендгенски зраци често имају нижу енергију од гама зрака, ово није критеријум за њихово разликовање. Могуће је произвести рендгенске зраке са енергијама много већим од гама зрака који су резултат радиоактивног распада.

Унутрашња конверзија, о којој је било речи горе, је један од метода производње рендгенских зрака. У овом случају, резултујући рендгенски зраци имају дискретне енергије једнаке разлици енергетских нивоа између којих пролазе орбитални електрони.

Наелектрисане честице емитују електромагнетно зрачење кад год су убрзане или успорене. Количина емитованог зрачења је обрнуто пропорционална четвртом степену масе честице. Као резултат тога, електрони емитују много више рендгенског зрачења од тежих честица као што су протони, при чему су сви остали услови једнаки. Рендгенски системи производе рендгенске зраке тако што убрзавају електроне преко велике разлике електричног потенцијала од много кВ или МВ. Електрони се затим брзо успоравају у густом материјалу отпорном на топлоту, као што је волфрам (В).

Рендгенски зраци који се емитују из таквих система имају енергију раширену по спектру у распону од око нуле до максималне кинетичке енергије коју поседују електрони пре успоравања. На овај континуирани спектар често су постављени рендгенски зраци дискретне енергије. Настају када електрони који успоравају јонизују циљни материјал. Како се други орбитални електрони крећу да попуне празна места која су остала након јонизације, они емитују рендгенске зраке дискретне енергије сличне начину на који се рендгенски зраци емитују након унутрашње конверзије. Они се зову Карактеристика рендгенски зраци јер су карактеристични за циљни (анодни) материјал. Погледајте слику 7 за типичан спектар рендгенских зрака. Слика 8 приказује типичну рендгенску цев.

Слика 7. Рендгенски спектар који илуструје допринос карактеристичних рендгенских зрака произведених док електрони испуњавају рупе у К љусци В (таласна дужина рендгенских зрака је обрнуто пропорционална њиховој енергији)

Кс зраци реагују са материјом на исти начин као гама зраци, али једноставна експоненцијална једначина слабљења не описује адекватно слабљење рендгенских зрака са континуираним опсегом енергија (види слику 6). Међутим, како се рендгенски зраци ниже енергије брже уклањају из зрака него рендгенски зраци веће енергије док пролазе кроз материјал, опис слабљења се приближава експоненцијалној функцији.

Слика 8. Поједностављена рендгенска цев са стационарном анодом и загрејаним филаментом

Неутронс

Генерално, неутрони се не емитују као директан резултат природног радиоактивног распада. Настају током нуклеарних реакција. Нуклеарни реактори производе неутроне у највећој количини, али акцелератори честица и специјални извори неутрона, звани (α, н) извори, такође могу да дају неутроне.

Нуклеарни реактори производе неутроне када се језгра уранијума (У) у нуклеарном гориву цепају или фисују. Заиста, производња неутрона је неопходна за одржавање нуклеарне фисије у реактору.

Акцелератори честица производе неутроне тако што убрзавају наелектрисане честице, као што су протони или електрони, до високих енергија за бомбардовање стабилних језгара у мети. Неутрони су само једна од честица које могу настати у таквим нуклеарним реакцијама. На пример, следећа реакција производи неутроне у циклотрону који убрзава јоне деутеријума да бомбардује мету берилијума:

Алфа емитери помешани са берилијумом су преносиви извори неутрона. Ови (α, н) извори производе неутроне реакцијом:

Извор алфа честица могу бити такви изотопи као што је полонијум-210 (²¹⁰По),
плутонијум-239 (²³⁹Пу) и америцијум-241 (²⁴¹Сам).

Неутрони се генерално класификују према њиховој енергији као што је илустровано у табели 1. Ова класификација је донекле произвољна и може варирати у различитим контекстима.

Табела 1. Класификација неутрона према кинетичкој енергији

Постоји велики број могућих начина интеракције неутрона са материјом, али два главна начина за потребе радијационе безбедности су еластично расејање и хватање неутрона.

Еластично расејање је начин на који се неутрони више енергије своде на топлотну енергију. Неутрони више енергије међусобно делују првенствено еластичним расејањем и генерално не изазивају фисију нити производе радиоактивни материјал хватањем неутрона. За последње врсте интеракције првенствено су одговорни топлотни неутрони.

Еластично расејање настаје када неутрон ступи у интеракцију са језгром и одбија се са смањеном енергијом. Интеракционо језгро преузима кинетичку енергију коју неутрон губи. Након што је узбуђено на овај начин, језгро убрзо одустаје од ове енергије као гама зрачења.

Када неутрон на крају достигне топлотну енергију (тзв. јер је неутрон у топлотној равнотежи са својим окружењем), већина језгара га лако хвата. Неутроне, који немају наелектрисање, позитивно наелектрисано језгро не одбија као протоне. Када се термални неутрон приближи језгру и дође у домет јаке нуклеарне силе, реда величине неколико фм (фм = 10^{-КСНУМКС} метара), језгро хвата неутрон. Резултат тада може бити радиоактивно језгро које емитује фотон или другу честицу или, у случају фисионих језгара, као што је ²³⁵У и ²³⁹Пу, језгро за хватање може да се подели на два мања језгра и више неутрона.

Закони кинематике указују на то да ће неутрони брже достићи топлотну енергију ако еластични медијум за распршивање укључује велики број лаких језгара. Неутрон који се одбија од лаког језгра губи много већи проценат своје кинетичке енергије него када се одбија од тешког језгра. Из тог разлога, вода и водоник материјали су најбољи заштитни материјал за успоравање неутрона.

Моноенергетски сноп неутрона ће експоненцијално ослабити у материјалу, поштујући једначину сличну оној датој горе за фотоне. Вероватноћа интеракције неутрона са датим језгром описује се у смислу количине попречни пресек. Попречни пресек има јединице површине. Посебна јединица за попречни пресек је барн (б), дефинисано према:

Изузетно је тешко произвести неутроне без пратећих гама и рендгенских зрака. Може се генерално претпоставити да ако су присутни неутрони, присутни су и фотони високе енергије.

Извори јонизујућег зрачења

Примордијални радионуклиди

Примордијални радионуклиди се јављају у природи јер је њихов полуживот упоредив са старошћу Земље. У табели 2 наведени су најважнији примордијални радионуклиди.

Табела 2. Примордијални радионуклиди

Изотопи уранијума и торијума предводе дуги ланац радиоизотопа потомака који се, као резултат, такође јављају у природи. Слика 9, АЦ, илуструје ланце распадања за ²³²Тх, ²³⁸У и ²³⁵У, респективно. Пошто је алфа распад уобичајен изнад атомског масеног броја 205, а атомски масени број алфа честице је 4, постоје четири различита ланца распада за тешка језгра. Један од ових ланаца (види слику 9, Д), који за ²³⁷Нп, не јавља се у природи. То је зато што не садржи примордијални радионуклид (то јест, ниједан радионуклид у овом ланцу нема време полураспада упоредиво са старошћу Земље).

Слика 9. Серија распадања (З = атомски број; Н = атомски масени број)    

 Имајте на уму да се изотопи радона (Рн) јављају у сваком ланцу (²¹⁹Рн, ²²⁰Рн и ²²²Рн). Пошто је Рн гас, када се Рн произведе, он има шансу да побегне у атмосферу из матрице у којој је формиран. Међутим, време полураспада ²¹⁹Рн је превише кратак да би омогућио значајним количинама да дођу до зоне дисања. Релативно кратко време полураспада ²²⁰Рн га обично чини мањим здравственим ризиком него ²²²Рн.

Не укључујући Рн, примордијални радионуклиди изван тела испоручују у просеку око 0.3 мСв годишње ефективне дозе људској популацији. Стварна годишња ефективна доза увелико варира и одређена је првенствено концентрацијом уранијума и торијума у ​​локалном тлу. У неким деловима света где је моназитни песак уобичајен, годишња ефективна доза за члана популације је чак око 20 мСв. На другим местима, као што су корални атоли и близу морских обала, вредност може бити чак 0.03 мСв (види слику 9).

Радон се обично сматра одвојено од других земаљских радионуклида који се јављају у природи. Из земље продире у ваздух. Једном у ваздуху, Рн се даље распада на радиоактивне изотопе По, бизмут (Би) и Пб. Ови потомски радионуклиди се везују за честице прашине које се могу удахнути и заробити у плућима. Пошто су алфа емитери, они испоручују скоро сву своју енергију зрачења у плућа. Процењује се да је просечна годишња еквивалентна доза плућа од таквог излагања око 20 мСв. Ова еквивалентна доза плућа је упоредива са ефективном дозом целог тела од око 2 мСв. Јасно је да су Рн и радионуклиди из његових потомака најзначајнији допринос ефективној дози позадинског зрачења (видети слику 9).

Космички зраци

Космичко зрачење укључује енергетске честице ванземаљског порекла које ударају у атмосферу земље (првенствено честице и углавном протони). Такође укључује секундарне честице; углавном фотони, неутрони и миони, настали интеракцијом примарних честица са гасовима у атмосфери.

На основу ових интеракција, атмосфера служи као штит од космичког зрачења, а што је тањи тај штит, већа је ефективна брзина дозе. Дакле, ефективна брзина дозе космичких зрака расте са висином. На пример, брзина дозе на надморској висини од 1,800 метара је двоструко већа од нивоа мора.

Пошто се примарно космичко зрачење састоји углавном од наелектрисаних честица, на њега утиче Земљино магнетно поље. Људи који живе у вишим географским ширинама примају веће ефективне дозе космичког зрачења од оних ближе Земљином екватору. Варијације због овог ефекта су потребне
од КСНУМКС%.

Коначно, ефективна брзина дозе космичких зрака варира у зависности од модулације излаза сунчевих космичких зрака. У просеку, космички зраци доприносе око 0.3 мСв ефективној дози позадинског зрачења целог тела.

Космогени радионуклиди

Космички зраци производе космогене радионуклиде у атмосфери. Најистакнутији од њих су трицијум (³Х), берилијум-7 (⁷Бе), угљеник-14 (¹⁴Ц) и натријум-22 (²²На). Настају космичким зрацима у интеракцији са атмосферским гасовима. Космогени радионуклиди испоручују око 0.01 мСв годишње ефективне дозе. Већина овога долази од ¹⁴C.

Нуклеарне падавине

Од 1940-их до 1960-их догодила су се опсежна тестирања нуклеарног оружја изнад земље. Ово тестирање је произвело велике количине радиоактивних материјала и дистрибуирало их у животну средину широм света као испадање. Иако се велики део ових остатака од тада распао до стабилних изотопа, мале количине које остану биће извор изложености у годинама које долазе. Поред тога, нације које настављају да повремено тестирају нуклеарно оружје у атмосфери додају светски инвентар.

Тренутно примарни фактори који доприносе ефективној дози су стронцијум-90 (⁹⁰Ср) и цезијум-137 (¹³⁷Цс), од којих оба имају период полураспада око 30 година. Просечна годишња ефективна доза од падавина је око 0.05 мСв.

Радиоактивни материјал у телу

Таложење природно присутних радионуклида у људском телу је првенствено резултат удисања и гутања ових материјала у ваздуху, храни и води. Такви нуклиди укључују радиоизотопе Пб, По, Би, Ра, К (калијум), Ц, Х, У и Тх. Ових, ⁴⁰К је највећи допринос. Природни радионуклиди депоновани у телу доприносе око 0.3 мСв годишњој ефективној дози.

Машински произведено зрачење

Употреба рендгенских зрака у уметности лечења је највећи извор изложености зрачењу произведеном у машинама. Милиони медицинских рендгенских система су у употреби широм света. Просечна изложеност овим медицинским рендгенским системима у великој мери зависи од приступа нези становништва. У развијеним земљама, просечна годишња ефективна доза од медицински прописаног зрачења рендгенских зрака и радиоактивног материјала за дијагностику и терапију је реда величине 1 мСв.

Рендгенски зраци су нуспроизвод већине акцелератора честица из физике високе енергије, посебно оних који убрзавају електроне и позитроне. Међутим, одговарајућа заштита и мере предострожности плус ограничена популација у опасности чине овај извор изложености зрачењу мање значајним од горе наведених извора.

Радионуклиди произведени машинама

Убрзивачи честица могу произвести велики број радионуклида у различитим количинама путем нуклеарних реакција. Убрзане честице укључују протоне, деутероне (²Х језгра), алфа честице, наелектрисани мезони, тешки јони и тако даље. Циљни материјали могу бити направљени од скоро сваког изотопа.

Акцелератори честица су практично једини извор радиоизотопа који емитују позитрон. (Нуклеарни реактори имају тенденцију да производе радиоизотопе богате неутронима који се распадају емисијом негатрона.) Такође се све више користе за производњу краткотрајних изотопа за медицинску употребу, посебно за позитронску емисиону томографију (ПЕТ).

Технолошки побољшани материјали и производи широке потрошње

Рендгенски зраци и радиоактивни материјали се појављују, жељени и нежељени, у великом броју савремених операција. Табела 3 наводи ове изворе зрачења.

Табела 3. Извори и процене повезаних ефективних доза становништва из технолошки побољшаних материјала и производа широке потрошње

Извор: НЦРП 1987.

Назад

Основне карактеристике дизајна објеката за зрачење

Опасности повезане са руковањем и употребом извора зрачења захтевају посебне карактеристике дизајна и конструкције које нису потребне за конвенционалне лабораторије или радне просторе. Ове посебне карактеристике дизајна су уграђене тако да радник у објекту не буде неоправдано спутан, а истовремено се осигурава да он или она нису изложени непотребним опасностима од спољашњег или унутрашњег зрачења.

Приступ свим просторима у којима би могло доћи до излагања изворима зрачења или радиоактивним материјалима мора се контролисати не само у односу на раднике у објекту којима се може дозволити да уђу у те радне просторе, већ и у погледу врсте одеће или заштитне опреме коју треба да одећу и мере предострожности које треба да предузму у контролисаним подручјима. У спровођењу оваквих контролних мера помаже у класификацији радијационих радних подручја на основу присуства јонизујућег зрачења, присуства радиоактивне контаминације или обоје. Увођење оваквих концепата класификације радних подручја у раним фазама планирања резултираће да објекат има све карактеристике неопходне да рад са изворима зрачења буде мање опасан.

Класификација радних подручја и типови лабораторија

Основа за класификацију радног подручја је груписање радионуклида према њиховој релативној радиотоксичности по јединици активности. Групу И треба класификовати као радионуклиде веома високе токсичности, Групу ИИ као радионуклиде умерене до високе токсичности, Групу ИИИ као радионуклиде умерене токсичности, а Групу ИВ као радионуклиде ниске токсичности. Табела 1 приказује класификацију по групама токсичности многих радионуклида.

Табела 1. Радионуклиди класификовани према релативној радиотоксичности по јединици активности

(ИАЕА 1973)

Могу се предвидети три широка типа лабораторија на основу разматрања радиотоксичности, количине или количине радиоактивних материјала којима ће се руковати у радном подручју и врсте операција које су укључене.

Табела 2 описује лабораторије по типовима и даје примере за сваки тип. Табела 3 показује типове лабораторија заједно са класификацијом радних подручја и контролом приступа (ИАЕА 1973).

Табела 2. Класификација радних подручја

(ИЦРП 1977, ИАЕА 1973)

Табела 3. Класификација лабораторија за руковање радиоактивним материјалима

(ИЦРП 1977, ИАЕА 1973)

Опасности при раду са радиоактивним материјалом зависе не само од нивоа радиотоксичности или хемијске токсичности и активности радионуклида, већ и од физичког и хемијског облика радиоактивног материјала и од природе и сложености операције или поступка који се изводи.

Локација радијационог објекта у згради

Када је објекат за зрачење део велике зграде, приликом одлучивања о локацији таквог објекта треба имати на уму следеће:

• Објекат за зрачење треба да се налази у релативно нефреквентном делу зграде, како би се приступ простору могао лако контролисати.
• Потенцијал за пожар треба да буде минималан у одабраном подручју.
• Локација објекта за зрачење и обезбеђено грејање и вентилација треба да буду такви да су могућности ширења површинске и ваздушне радиоактивне контаминације минималне.
• Локацију радијацијског објекта треба изабрати разумно, тако да се уз минималне трошкове за заштиту, нивои зрачења могу ефикасно одржавати унутар утврђених граница у непосредној близини.

Планирање објеката за зрачење

Тамо где је предвиђена градација нивоа активности, лабораторија треба да буде лоцирана тако да приступ областима где постоје високи нивои радијације или радиоактивне контаминације буде постепен; то јест, прво се улази у подручје без зрачења, затим у подручје ниске активности, затим у подручје средње активности и тако даље.

Потреба за елаборираном контролом вентилације у малим лабораторијама може се избећи употребом капуљача или преграда за рукавице за руковање незатвореним изворима радиоактивног материјала. Међутим, вентилациони систем би требало да буде пројектован тако да омогући проток ваздуха у правцу да сваки радиоактивни материјал који се унесе у ваздух ће отицати даље од радијационог радника. Проток ваздуха увек треба да иде од неконтаминираног подручја ка контаминираној или потенцијално контаминираној области.

За руковање незатвореним изворима ниске до средње радиоактивности, просечна брзина ваздуха кроз отвор на хауби мора бити око 0.5 мс^{-КСНУМКС}. За високо радиотоксичну или радиоактивност високог нивоа, брзину ваздуха кроз отвор треба повећати на просечно 0.6 до
КСНУМКС МС^{-КСНУМКС}. Међутим, претерано велике брзине ваздуха могу извући радиоактивне материјале из отворених контејнера и контаминирати цео простор хаубе.

Постављање хаубе у лабораторији је важно у погледу унакрсне промаје. Генерално, хауба треба да се налази далеко од улазних врата где мора да уђе доводни или надопунски ваздух. Двобрзински вентилатори ће омогућити рад при већој брзини ваздуха док је хауба у употреби и мањој брзини када је затворена.

Циљ сваког вентилационог система треба да буде:

• обезбедити удобне услове за рад
• обезбедити сталне промене ваздуха (три до пет промена на сат) у сврху уклањања и разблаживања непожељних загађивача ваздуха
• минимизирају контаминацију других делова зграде и животне средине.

У пројектовању објеката за зрачење, захтеви за тешким заштитом могу се минимизирати усвајањем одређених једноставних мера. На пример, за терапију зрачењем, акцелераторе, неутронске генераторе или панорамске изворе зрачења, лавиринт може смањити потребу за тешким вратима обложеним оловом. Сужавање примарне заштитне баријере у областима које нису директно у корисној греди или лоцирањем објекта делимично или потпуно под земљом може значајно смањити количину потребне заштите.

Пажљива пажња се мора посветити правилном позиционирању прозора за гледање, подземних проводних каблова и преграда вентилационог система. Прозор за гледање треба да пресреће само расејано зрачење. Још боља је телевизија затвореног круга, која такође може побољшати ефикасност.

Завршне обраде површине унутар радног подручја

Све сирове површине, као што су малтер, бетон, дрво и тако даље, треба да буду трајно заптивене одговарајућим материјалом. Избор материјала треба узети у обзир следеће:

• обезбеђивање глатке, хемијски инертне површине
• услови околине температуре, влажности и механичког хабања којима површине могу бити изложене
• компатибилност са пољима зрачења којима је површина изложена
• потреба за лакоћом поправке у случају оштећења.

Обичне боје, лакови и лакови се не препоручују за покривање хабајућих површина. Наношење површинског материјала који се лако може уклонити може бити од помоћи ако дође до контаминације и ако је потребна деконтаминација. Међутим, уклањање таквих материјала понекад може бити тешко и неуредно.

Водоводне инсталације

Умиваоници, умиваоници и подни одводи треба да буду прописно обележени. Умиваоници у којима се могу опрати контаминиране руке треба да имају славине на коленима или стопалима. Може бити економично смањити одржавање коришћењем цеви које се могу лако деконтаминирати или заменити ако је потребно. У неким случајевима може бити препоручљиво инсталирати подземне или складишне резервоаре за контролу одлагања течних радиоактивних материјала.

Дизајн заштите од зрачења

Заштита је важна за смањење изложености зрачењу радника постројења и јавности. Захтеви за заштиту зависе од бројних фактора, укључујући време у коме су радници на зрачењу или грађани изложени изворима зрачења и врсту и енергију извора зрачења и поља зрачења.

У пројектовању штитова од зрачења, заштитни материјал треба поставити близу извора зрачења ако је могуће. За сваку врсту зрачења морају се узети посебна разматрања о заштити.

Дизајн заштите може бити сложен задатак. На пример, коришћење рачунара за моделирање заштите за акцелераторе, реакторе и друге изворе зрачења високог нивоа је ван оквира овог чланка. За сложени дизајн заштите увек треба консултовати квалификоване стручњаке.

Заштита извора гама

Слабљење гама зрачења се квалитативно разликује од слабљења алфа или бета зрачења. Обе ове врсте зрачења имају одређени опсег материје и потпуно се апсорбују. Гама зрачење, с друге стране, може бити смањено у интензитету све дебљим апсорберима, али се не може потпуно апсорбовати. Ако се пригушење моноенергетских гама зрака мери у условима добре геометрије (то јест, зрачење је добро колимирано у уском снопу), подаци о интензитету, када се нацртају на полу-лог графику у односу на дебљину апсорбера, ће лежати на правој линији са нагибом једнаким слабљењу
коефицијент, μ.

Интензитет или брзина апсорбоване дозе која се преноси кроз апсорбер може се израчунати на следећи начин:

I_(т) = И₍₀₎e^{- μ t}

где I(t) је интензитет гама зрака или брзина апсорбоване дозе која се преноси кроз апсорбер дебљине t.

Јединице μ и t су реципрочни једни другима. Ако је дебљина апсорбера t се мери у цм, тада је μ линеарни коефицијент слабљења и има јединице цм^{-КСНУМКС}. Ако t има јединице површинске густине (г/цм²), онда је μ коефицијент пригушења масе μ_m и има јединице цм²/г.

Као апроксимација првог реда користећи површинску густину, сви материјали имају приближно иста својства слабљења фотона за фотоне са енергијама између око 0.75 и 5.0 МеВ (мега-електрон волти). У оквиру овог енергетског опсега, својства гама заштите су приближно пропорционална густини заштитног материјала. За ниже или веће енергије фотона, апсорбери већег атомског броја обезбеђују ефикаснију заштиту од оних са нижим атомским бројем, за дату површинску густину.

У условима лоше геометрије (на пример, за широки сноп или за дебели штит), горња једначина ће значајно потценити потребну дебљину штита јер претпоставља да ће сваки фотон који ступа у интеракцију са штитом бити уклоњен из зрака и неће бити откривена. Значајан број фотона може бити расејан штитом у детектор, или фотони који су били расејани из снопа могу бити расејани назад у њега након друге интеракције.

Дебљина штита за услове лоше геометрије може се проценити коришћењем фактора нагомилавања B који се може проценити на следећи начин:

I_(т) = И₍₀₎Be^{- μ t}

Фактор нагомилавања је увек већи од један и може се дефинисати као однос интензитета фотонског зрачења, укључујући и примарно и расејано зрачење, у било којој тачки снопа, до интензитета примарног зрака само при та тачка. Фактор нагомилавања може да се односи или на флукс зрачења или на брзину апсорбоване дозе.

Фактори изградње су израчунати за различите енергије фотона и различите апсорбере. Многи графикони или табеле дају дебљину штита у смислу дужине опуштања. Дужина релаксације је дебљина штита која ће пригушити уски сноп на 1/е (око 37%) његовог првобитног интензитета. Једна дужина релаксације је, дакле, нумерички једнака реципрочној вредности линеарног коефицијента слабљења (тј. 1/μ).

Дебљина апсорбера која, када се унесе у примарни сноп фотона, смањује брзину апсорбоване дозе за половину назива се слој полу-вредности (ХВЛ) или дебљина половине вредности (ХВТ). ХВЛ се може израчунати на следећи начин:

ХВЛ = лн2 / μ

Потребна дебљина фотонског штита може се проценити претпоставком уског снопа или добре геометрије док се израчунава потребна заштита, а затим повећањем тако пронађене вредности за један ХВЛ да би се урачунало накупљање.

Дебљина апсорбера који, када се унесе у примарни фотонски сноп, смањује брзину апсорбоване дозе за једну десетину је слој десете вредности (ТВЛ). Један ТВЛ је једнак око 3.32 ХВЛ, пошто:

лн10 / лн2 ≈ 3.32

Вредности за ТВЛ и ХВЛ су дате у табели за различите енергије фотона и неколико уобичајених материјала за заштиту (нпр. олово, челик и бетон) (Сцхаеффер 1973).

Интензитет или брзина апсорбоване дозе за тачкасти извор се придржава закона обрнутог квадрата и може се израчунати на следећи начин:

где I_i је интензитет фотона или брзина апсорбоване дозе на удаљености d_i од извора.

Заштита медицинске и немедицинске рендгенске опреме

Заштита за рендгенску опрему се разматра у две категорије, заштита извора и структурална заштита. Заштиту извора обично обезбеђује произвођач кућишта рендгенске цеви.

Безбедносни прописи одређују један тип кућишта заштитне цеви за медицинске дијагностичке рендгенске установе и други тип за медицинско терапијске рендгенске установе. За немедицинску рендгенску опрему, кућиште цеви и други делови рендгенског апарата, као што је трансформатор, су заштићени да би се смањило цурење рендгенског зрачења на прихватљиве нивое.

Сви рендгенски апарати, и медицински и немедицински, имају заштитна кућишта цеви дизајнирана да ограниче количину зрачења цурења. Зрачење цурења, како се користи у овим спецификацијама за кућишта цеви, означава све зрачење које долази из кућишта цеви осим корисног снопа.

Структурна заштита за рендгенски објекат обезбеђује заштиту од корисног или примарног рендгенског зрака, од цурења зрачења и од распршеног зрачења. Он обухвата и рендгенску опрему и објекат који се озрачава.

Количина расејаног зрачења зависи од величине рендгенског поља, енергије корисног снопа, ефективног атомског броја распршивача и угла између долазног корисног снопа и смера расејања.

Кључни параметар дизајна је радно оптерећење објекта (W):

где W је недељно радно оптерећење, обично дато у мА-мин недељно; E је струја цеви помножена временом експозиције по приказу, обично дато у мА с; N_v је број прегледа по пацијенту или озраченом објекту; N_p је број пацијената или објеката недељно и k је фактор конверзије (1 мин подељен са 60 с).

Други кључни параметар дизајна је фактор употребе U_n за зид (или под или плафон) n. Зид може штитити било коју заузету област као што је контролна соба, канцеларија или чекаоница. Фактор употребе је дат:

где, N_в,н је број приказа за које је примарни рендгенски сноп усмерен ка зиду n.

Захтеви структуралне заштите за дато рендгенско постројење одређују се следећим:

• максимални потенцијал цеви, у киловолтима-пику (кВп), на коме ради рендгенска цев
• максимална струја снопа, у мА, при којој ради рендгенски систем
• оптерећење (W), што је мера, у одговарајућим јединицама (обично мА-мин недељно), за количину коришћења рендгенског система
• фактор употребе (U), што је део радног оптерећења током којег је корисни сноп усмерен у правцу интересовања
• фактор попуњености (T), што је фактор са којим треба помножити оптерећење да би се исправио степен или тип заузетости подручја које треба заштитити
• максимална дозвољена брзина еквивалентне дозе (P) особи за контролисане и неконтролисане области (типичне границе апсорбоване дозе су 1 мГи за контролисано подручје у једној недељи и 0.1 мГи за неконтролисано подручје у једној недељи)
• врста заштитног материјала (на пример, олово или бетон)
• даљина (d) од извора до локације која се штити.

Уз ова разматрања, вредност односа примарног снопа или фактора преноса K у мГи по мА-мин на једном метру је дат:

Заштита рендгенског објекта мора бити изведена тако да спојеви не нарушавају заштиту; преко отвора за канале, цеви и тако даље, који пролазе кроз баријере; или проводницима, сервисним кутијама и тако даље, уграђеним у баријере. Заштита треба да покрива не само задњу страну кутија за сервисирање, већ и бочне стране, или да буде довољно проширена да пружи еквивалентну заштиту. Цеви који пролазе кроз баријере треба да имају довољно кривина да би се зрачење смањило на потребан ниво. Прозори за посматрање морају имати заштиту еквивалентну оној која је потребна за преграду (баријеру) или врата у којима се налазе.

Објекти за радијацију могу захтевати блокаде врата, светла упозорења, затворену телевизију или средства за звучну (нпр. глас или зујалица) и визуелну комуникацију између било кога ко се налази у објекту и оператера.

Заштитне баријере су две врсте:

1. примарне заштитне баријере, које су довољне да пригуше примарни (корисни) сноп до потребног нивоа
2. секундарне заштитне баријере, које су довољне да ублаже цурење, расејано и лутајуће зрачење до потребног нивоа.

Да бисте дизајнирали секундарну заштитну баријеру, посебно израчунајте потребну дебљину за заштиту од сваке компоненте. Ако су потребне дебљине приближно исте, додајте додатни ХВЛ на највећу израчунату дебљину. Ако је највећа разлика између израчунатих дебљина један ТВЛ или више, највећа од израчунатих вредности ће бити довољна.

Интензитет расејаног зрачења зависи од угла расејања, енергије корисног снопа, величине поља или површине расејања и састава субјекта.

Приликом пројектовања секундарних заштитних баријера, направљене су следеће поједностављујуће конзервативне претпоставке:

1. Када се рендгенски зраци производе на 500 кВ или мање, енергија расејаног зрачења једнака је енергији корисног зрака.
2. Након расејања, енергетски спектар рендгенских зрака за снопове генерисане на напонима већим од 500 кВ деградира се на спектар снопа од 500 кВ, а брзина апсорбоване дозе на 1 м и 90 степени од распршивача је 0.1% оне у снопу од XNUMX кВ. корисни сноп на месту расејања.

Однос преноса за расејано зрачење је записан у терминима фактора трансмисије расејања (K_μx) са јединицама мГи•м² (мА-мин)^{-КСНУМКС}:

где P је максимална недељна апсорбована доза (у мГи), d_{земљарина} је растојање од мете рендгенске цеви и објекта (пацијента), d_сек је растојање од распршивача (објекта) до тачке интереса коју секундарне баријере треба да штите, a је однос расејаног зрачења и упадног зрачења, f је стварна величина поља расејања (у цм²), И F је фактор који објашњава чињеницу да излаз к-зрака расте са напоном. Мање вредности од K_μк захтевају дебље штитове.

Фактор слабљења цурења B_LX за дијагностичке рендгенске системе израчунава се на следећи начин:

где d је растојање од цевне мете до тачке интересовања и I је струја цеви у мА.

Однос слабљења баријере за терапеутске рендгенске системе који раде на 500 кВ или мање је дат:

За терапеутске рендгенске цеви које раде на потенцијалима већим од 500 кВ, цурење је обично ограничено на 0.1% интензитета корисног снопа на 1 м. Фактор слабљења у овом случају је:

где X_n је брзина апсорбоване дозе (у мГи/х) на 1 м од терапеутске рендгенске цеви која ради при струји цеви од 1 мА.

Број n ХВЛ-ова потребних за постизање жељеног слабљења B_LX се добија из односа:

or

Заштита од бета честица

Два фактора морају се узети у обзир када се дизајнира штит за високоенергетски бета емитер. Оне су саме бета честице и бремсстрахлунг произведен од бета честица апсорбованих у извору и у штиту. Бремсстрахлунг састоји се од рендгенских фотона који настају када наелектрисане честице велике брзине пролазе кроз брзо успоравање.

Због тога се бета штит често састоји од супстанце ниског атомског броја (да би се свео на минимум бремсстрахлунг производња) која је довољно густа да заустави све бета честице. Након тога следи материјал високог атомског броја који је довољно дебео да ослаби бремсстрахлунг на прихватљив ниво. (Обрнути редослед штитова се повећава бремсстрахлунг производњу у првом штиту до нивоа који је толико висок да други штит може пружити неадекватну заштиту.)

За потребе процене бремсстрахлунг опасност, може се користити следећи однос:

где f је део упадне бета енергије претворене у фотоне, Z је атомски број апсорбера, и E_β је максимална енергија спектра бета честица у МеВ. Да би се обезбедила адекватна заштита, нормално се претпоставља да су све бремсстрахлунг фотони су максималне енергије.

бремсстрахлунг флукс Ф на растојању d из бета извора може се проценити на следећи начин:

`E_β је просечна енергија бета честица и може се проценити на следећи начин:

Опсег R_β бета честица у јединицама површинске густине (мг/цм²) може се проценити на следећи начин за бета честице са енергијама између 0.01 и 2.5 МеВ:

где R_β је у мг/цм² E_β је у МеВ.

за E_β>2.5 МеВ, опсег бета честица R_β може се проценити на следећи начин:

где R_β је у мг/цм² E_β је у МеВ.

Заштита од алфа честица

Алфа честице су најмање продорна врста јонизујућег зрачења. Због насумичне природе њених интеракција, опсег појединачне алфа честице варира између номиналних вредности као што је приказано на слици 1. Опсег у случају алфа честица може се изразити на различите начине: минималним, средњим, екстраполираним или максималним опсегом . Средњи опсег је најтачније одредив, одговара опсегу „просечне“ алфа честице и најчешће се користи.

Слика 1. Типична расподела алфа честица

Ваздух је најчешће коришћени апсорбујући медијум за одређивање односа опсега и енергије алфа честица. За алфа енергију E_α мање од око 4 МеВ, R_α у ваздуху је приближно дато са:

где R_α је у цм, E_α у МеВ.

за E_α између 4 и 8 МеВ, R_α у ваздуху је дато приближно са:

где R_α је у цм, E_α у МеВ.

Опсег алфа честица у било којој другој средини може се проценити из следећег односа:

R_α (у другом медијуму; мг/цм²) » 0.56 A^1/3 R_α (у ваздуху; цм) где A је атомски број средине.

Неутронска заштита

Као опште правило за заштиту неутрона, неутронска енергетска равнотежа се постиже и онда остаје константна након једне или две дужине релаксације заштитног материјала. Стога, за штитове дебље од неколико дужина релаксације, еквивалентна доза изван бетонске или гвоздене заштите ће бити ослабљена са дужинама релаксације од 120 г/цм² или 145 г / цм², редом.

Губитак енергије неутрона еластичним расејањем захтева водонични штит да би се максимизирао пренос енергије како се неутрони ублажују или успоравају. За енергије неутрона изнад 10 МеВ, нееластични процеси су ефикасни у слабљењу неутрона.

Као и код нуклеарних енергетских реактора, високоенергетски акцелератори захтевају тешку заштиту за заштиту радника. Већина еквивалената дозе за раднике потиче од излагања активираном радиоактивном материјалу током операција одржавања. Активациони производи се производе у компонентама акцелератора и системима подршке.

Мониторинг радног окружења

Неопходно је посебно се бавити дизајном рутинских и оперативних програма праћења радног окружења. Посебни програми праћења биће осмишљени да би се постигли специфични циљеви. Није пожељно осмишљавати програме уопштено.

Рутинско праћење спољашњег зрачења

Важан део у припреми програма рутинског праћења екстерног зрачења на радном месту је спровођење свеобухватног истраживања када се нови извор зрачења или ново постројење пушта у рад, или када су учињене или би могле бити суштинске промене. направљен у постојећој инсталацији.

Учесталост рутинског праћења одређује се узимањем у обзир очекиваних промена у радијацијском окружењу. Ако су промене у заштитној опреми или промене процеса који се спроводе на радном месту минималне или незнатне, онда је рутинско праћење радијације на радном месту ретко потребно за потребе прегледа. Ако су поља зрачења подложна брзом и непредвидивом порасту до потенцијално опасних нивоа, онда је неопходан систем за праћење радијације и упозоравање на подручје.

Оперативни надзор за екстерно зрачење

Дизајн оперативног програма праћења у великој мери зависи од тога да ли операције које ће се спроводити утичу на поља зрачења или ће поља зрачења остати суштински константна током нормалних операција. Детаљан дизајн таквог истраживања у великој мери зависи од облика операције и услова под којима се она одвија.

Рутинско праћење површинске контаминације

Конвенционални метод рутинског праћења површинске контаминације је праћење репрезентативног дела површина у области фреквенцијом коју диктира искуство. Ако су операције такве да је вероватно значајна површинска контаминација и да радници могу да изнесу значајне количине радиоактивног материјала из радног простора у једном случају, рутинско праћење треба да буде допуњено употребом монитора за контаминацију портала.

Оперативни надзор површинске контаминације

Један облик оперативног мониторинга је испитивање предмета на контаминацију када напусте радиолошки контролисано подручје. Ово праћење мора укључивати руке и стопала радника.

Основни циљеви програма мониторинга површинске контаминације су:

• да помогне у спречавању ширења радиоактивне контаминације
• за откривање кварова у задржавању или одступања од добрих оперативних процедура
• ограничити површинску контаминацију на нивое на којима су општи стандарди доброг одржавања домаћинства адекватни да би изложеност зрачењу била што нижа колико је разумно могуће и да би се избегла прекомерна изложеност изазвана контаминацијом одеће и коже
• да обезбеди информације за планирање оптимизованих програма за појединце, за праћење ваздуха и за дефинисање оперативних процедура.

Праћење контаминације у ваздуху

Праћење радиоактивних материјала у ваздуху је важно јер је удисање обично најважнији пут уношења таквог материјала од стране радника на радијацији.

Праћење радног места на контаминацију из ваздуха биће потребно на рутинској основи у следећим околностима:

• када се гасовитим или испарљивим материјалима рукује у количини
• када руковање било којим радиоактивним материјалом у таквим операцијама резултира честом и значајном контаминацијом радног места
• при преради умерено до високо токсичних радиоактивних материјала
• приликом руковања незапечаћеним терапијским радионуклидима у болницама
• током употребе топлих ћелија, реактора и критичних склопова.

Када је потребан програм за праћење ваздуха, он мора:

• бити у стању да процени вероватну горњу границу удисања радиоактивног материјала од стране радника на зрачењу
• бити у стању да скрене пажњу на неочекивану контаминацију у ваздуху како би радници радијације могли бити заштићени и предузети поправне мере
• дају информације за планирање програма индивидуалног мониторинга унутрашње контаминације.

Најчешћи облик праћења контаминације из ваздуха је употреба узорковача ваздуха на одређеном броју одабраних локација које су у разумној мери репрезентативне за зоне дисања радијационих радника. Можда ће бити неопходно да узорци прецизније представљају зоне дисања коришћењем личних узорковача ваздуха или ревера.

Детекција и мерење радијације и радиоактивне контаминације

Праћење или мерење помоћу марамица и инструменталних мерења клупа, подова, одеће, коже и других површина су у најбољем случају квалитативне процедуре. Тешко их је учинити високо квантитативним. Инструменти који се користе обично су детектујући типове, а не мерни уређаји. Пошто је количина укључене радиоактивности често мала, осетљивост инструмената треба да буде висока.

Захтеви за преносивост детектора контаминације зависе од њихове намене. Ако је инструмент за надзор лабораторијских површина опште намене, пожељан је преносиви тип инструмента. Ако је инструмент за специфичну употребу у којој се предмет који треба надгледати може донети инструменту, онда преносивост није неопходна. Монитори за одећу и монитори за руке и ципеле углавном нису преносиви.

Инструменти и монитори за бројање обично укључују очитавања мерача и звучне излазе или прикључке за слушалице. Табела 4 идентификује инструменте који се могу користити за детекцију радиоактивног загађивачаион.+

Табела 4. Инструменти за детекцију контаминације

¹ цпм = броји у минути.
² Неколико површинских монитора је погодно за детекцију трицијума (³Х). Тестови брисања избројани течним сцинтилационим уређајима су одговарајући за откривање контаминације трицијумом.
³ ГМ = Геигер-Муллер цоунтрате метар.

Алфа детектори контаминације

Осетљивост алфа детектора је одређена његовом површином прозора и дебљином прозора. Обично је површина прозора 50 цм² или више са густином површине прозора од 1 мг/цм² или мање. Монитори алфа контаминације треба да буду неосетљиви на бета и гама зрачење како би се сметње у позадини свеле на минимум. Ово се генерално постиже дискриминацијом по висини импулса у кругу за бројање.

Преносиви алфа монитори могу бити или гасно пропорционални бројачи или сцинтилациони бројачи цинк сулфида.

Бета детектори контаминације

Преносни бета монитори неколико типова могу се користити за детекцију контаминације бета честицама. Геигер-Муеллер (ГМ) мјерачи брзине бројања генерално захтијевају танак прозор (површинска густина између 1 и 40 мг/цм²). Сцинтилациони (антраценски или пластични) бројачи су веома осетљиви на бета честице и релативно неосетљиви на фотоне. Преносиви бета бројачи се генерално не могу користити за праћење трицијума (³Х) контаминација јер је енергија бета-честица трицијума веома ниска.

Сви инструменти који се користе за праћење бета контаминације такође реагују на позадинско зрачење. Ово се мора узети у обзир при тумачењу очитавања инструмента.

Када постоје високи нивои позадинског зрачења, преносиви бројачи за праћење контаминације имају ограничену вредност, јер не указују на мала повећања иницијално високих стопа бројања. У овим условима се препоручују тестови размазивања или брисања.

Гама детектори контаминације

Пошто већина гама емитера такође емитује бета честице, већина монитора контаминације ће детектовати и бета и гама зрачење. Уобичајена пракса је да се користи детектор који је осетљив на обе врсте зрачења како би се повећала осетљивост, пошто је ефикасност детекције обично већа за бета честице него за гама зраке. Пластични сцинтилатори или кристали натријум јодида (НаИ) су осетљивији на фотоне од ГМ бројача, па се стога препоручују за детекцију гама зрака.

Узорковачи и монитори ваздуха

Честице се могу узорковати следећим методама: седиментацијом, филтрацијом, ударцем и електростатичким или термичким таложењем. Међутим, контаминација честицама у ваздуху се генерално прати филтрацијом (пумпавање ваздуха кроз филтер медијум и мерење радиоактивности на филтеру). Брзине протока узорковања су углавном веће од 0.03 м³/мин. Међутим, брзина протока узорковања у већини лабораторија није већа од 0.3 м³/мин. Специфични типови уређаја за узорковање ваздуха укључују "граб" узоркиваче и континуалне мониторе ваздуха (ЦАМ). ЦАМ-ови су доступни са фиксним или покретним филтер папиром. ЦАМ треба да садржи аларм јер је његова главна функција да упозорава на промене у контаминацији у ваздуху.

Пошто алфа честице имају веома кратак домет, за мерење контаминације алфа честицама морају се користити филтери са површинским оптерећењем (на пример, мембрански филтери). Прикупљени узорак мора бити танак. Време између сакупљања и мерења мора се узети у обзир да би се омогућило распадање потомства радона (Рн).

Радиојоди као нпр ¹²³I, ¹²⁵ја и ¹³¹Могу се открити помоћу филтер папира (нарочито ако је папир напуњен угљем или сребрним нитратом) јер ће се део јода таложити на филтер папиру. Међутим, квантитативна мерења захтевају замке или канистере са активним угљем или сребрним зеолитом да би се обезбедила ефикасна апсорпција.

Вода са трицијом и гас трицијум су примарни облици контаминације трицијумом. Иако вода са трицијом има одређени афинитет за већину филтер папира, технике филтер папира нису баш ефикасне за узорковање воде са трицијом. Најосетљивије и најпрецизније методе мерења укључују апсорпцију кондензата водене паре са трицијам. Трицијум у ваздуху (на пример, као водоник, угљоводоници или водена пара) може се ефикасно мерити са Канне коморама (проточне јонизационе коморе). Апсорпција водене паре са трицијатом из узорка ваздуха може се постићи пропуштањем узорка кроз замку која садржи силика-гел молекуларно сито или пропуштањем узорка кроз дестиловану воду.

У зависности од операције или процеса, можда ће бити потребно пратити радиоактивне гасове. Ово се може постићи са Канне коморама. Најчешће коришћени уређаји за узорковање путем апсорпције су пречистачи и импингери са резаним гасом. Многи гасови се такође могу прикупити хлађењем ваздуха испод тачке смрзавања гаса и сакупљањем кондензата. Овај начин сакупљања најчешће се користи за трицијум оксид и племените гасове.

Постоји неколико начина да се добију узорци. Одабрана метода треба да одговара гасу који се узоркује и потребној методи анализе или мерења.

Мониторинг ефлуента

Мониторинг ефлуента се односи на мерење радиоактивности на месту њеног испуштања у животну средину. То је релативно лако постићи због контролисане природе локације за узорковање, која се обично налази у току отпада који се испушта кроз димњак или вод за испуштање течности.

Може бити потребно стално праћење радиоактивности у ваздуху. Поред уређаја за сакупљање узорака, обично филтера, типичан аранжман за узорковање честица у ваздуху укључује уређај за кретање ваздуха, мерач протока и повезане канале. Уређај за кретање ваздуха се налази низводно од колектора узорка; односно ваздух прво пролази кроз колектор узорка, а затим кроз остатак система за узорковање. Линије за узорковање, посебно оне испред система за прикупљање узорака, треба да буду што је могуће краће и без оштрих кривина, подручја турбуленције или отпора протоку ваздуха. За узорковање ваздуха треба користити константну запремину у одговарајућем опсегу падова притиска. Континуирано узимање узорака за радиоактивне изотопе ксенона (Ксе) или криптона (Кр) се постиже адсорпцијом на активном угљу или криогеним средствима. Лукасова ћелија је једна од најстаријих техника и још увек најпопуларнија метода за мерење концентрација Рн.

Понекад је неопходно стално праћење течности и водова за отпад за радиоактивне материјале. Примери су водови за отпад из врућих лабораторија, лабораторија нуклеарне медицине и водови за расхладну течност реактора. Међутим, континуирано праћење се може вршити рутинском лабораторијском анализом малог узорка пропорционалног протоку ефлуента. Доступни су узоркивачи који узимају периодичне аликвоте или који континуирано издвајају малу количину течности.

Граб узорковање је уобичајена метода која се користи за одређивање концентрације радиоактивног материјала у резервоару за задржавање. Узорак се мора узети након рециркулације како би се упоредио резултат мерења са дозвољеним брзинама пражњења.

У идеалном случају, резултати мониторинга ефлуента и мониторинга животне средине биће у добром слагању, при чему се други могу израчунати из првог уз помоћ различитих модела путања. Међутим, мора се признати и нагласити да мониторинг ефлуента, ма колико добар или опсежан, не може да замени стварно мерење радиолошких стања у животној средини.

Назад

Овај чланак описује аспекте програма заштите од зрачења. Циљ радијационе безбедности је да се елиминишу или минимизирају штетни ефекти јонизујућег зрачења и радиоактивног материјала на раднике, јавност и животну средину уз омогућавање њихове корисне употребе.

Већина програма заштите од зрачења неће морати да имплементира сваки од доле описаних елемената. Дизајн програма радијационе безбедности зависи од врсте извора јонизујућег зрачења који су укључени и начина на који се користе.

Принципи радијационе безбедности

Међународна комисија за радиолошку заштиту (ИЦРП) је предложила да следећи принципи треба да воде употребу јонизујућег зрачења и примену стандарда радијационе безбедности:

1. Никаква пракса која укључује излагање зрачењу не би требало да буде усвојена осим ако не производи довољну корист за изложене појединце или друштво да надокнади штету од зрачења коју изазива ( оправдање једне праксе).
2. У односу на било који одређени извор у пракси, величина појединачних доза, број изложених људи и вероватноћа излагања тамо где није извесно да ће бити примљени треба да буду на ниском нивоу колико је то разумно могуће (АЛАРА), економски а друштвени фактори се узимају у обзир. Овај поступак треба да буде ограничен ограничењима доза за појединце (ограничења дозе), како би се ограничила неједнакост која ће вероватно произаћи из инхерентних економских и друштвених пресуда ( оптимизација заштите).
3. Изложеност појединаца која је резултат комбинације свих релевантних пракси требало би да подлеже ограничењима дозе, или одређеној контроли ризика у случају потенцијалног излагања. Они имају за циљ да осигурају да ниједан појединац не буде изложен ризицима од зрачења за које се сматра да су неприхватљиви због ове праксе у било којим нормалним околностима. Нису сви извори подложни контроли дејством на извору и неопходно је навести изворе који ће бити укључени као релевантне пре него што се изабере граница дозе (индивидуалне дозе и границе ризика).

Стандарди радијационе безбедности

Постоје стандарди за изложеност радника и јавности зрачењу и за годишње границе уноса (АЛИ) радионуклида. Стандарди за концентрације радионуклида у ваздуху и води могу се извести из АЛИ.

ИЦРП је објавио опсежне табеле АЛИ-а и изведених концентрација у ваздуху и води. Резиме његових препоручених граница дозе је у табели 1.

Табела 1. Препоручене границе дозе Међународне комисије за радиолошку заштиту¹

¹ Ограничења се примењују на збир релевантних доза од спољашњег излагања у наведеном периоду и 50-годишње предвиђене дозе (до старости од 70 година за децу) од уноса у истом периоду.

² Уз даљу одредбу да ефективна доза не би требало да пређе 50 мСв у једној години. Додатна ограничења важе за професионалну изложеност трудница.

³ У посебним околностима може се дозволити већа вредност ефективне дозе у једној години, под условом да просек за 5 година не прелази 1 мСв годишње.

⁴ Ограничење ефективне дозе пружа довољну заштиту кожи од стохастичких ефеката. Додатно ограничење је потребно за локализоване изложености како би се спречили детерминистички ефекти.

Дозиметрија

Дозиметрија се користи за указивање на еквиваленте дозе од којих радници примају спољни поља зрачења којима могу бити изложени. Дозиметри се одликују типом уређаја, врстом зрачења које мере и делом тела за који треба навести апсорбовану дозу.

Најчешће се користе три главна типа дозиметара. То су термолуминисцентни дозиметри, филмски дозиметри и јонизационе коморе. Друге врсте дозиметара (о којима се овде не говори) укључују фисионе фолије, уређаје за нагризање трагова и пластичне дозиметре са „мехурићем“.

Термолуминисцентни дозиметри су најчешће коришћени тип кадровског дозиметра. Они користе принцип да када неки материјали апсорбују енергију јонизујућег зрачења, они је складиште тако да се касније може повратити у облику светлости када се материјали загреју. У великој мери, количина ослобођене светлости је директно пропорционална енергији апсорбованој од јонизујућег зрачења, а самим тим и апсорбованој дози коју је материјал примио. Ова пропорционалност важи за веома широк опсег енергије јонизујућег зрачења и брзина апсорбоване дозе.

За прецизну обраду термолуминисцентних дозиметара неопходна је посебна опрема. Читање термолуминисцентног дозиметра уништава информације о дози садржане у њему. Међутим, након одговарајуће обраде, термолуминисцентни дозиметри се могу поново користити.

Материјал који се користи за термолуминисцентне дозиметре мора бити провидан за светлост коју емитује. Најчешћи материјали који се користе за термолуминисцентне дозиметре су литијум флуорид (ЛиФ) и калцијум флуорид (ЦаФ₂). Материјали могу бити допирани другим материјалима или направљени са специфичним изотопским саставом за специјализоване сврхе као што је неутронска дозиметрија.

Многи дозиметри садрже неколико термолуминисцентних чипова са различитим филтерима испред њих како би се омогућила дискриминација између енергија и врста зрачења.

Филм је био најпопуларнији материјал за кадровску дозиметрију пре него што је термолуминисцентна дозиметрија постала уобичајена. Степен затамњења филма зависи од енергије апсорбоване од јонизујућег зрачења, али однос није линеаран. Зависност одзива филма од укупне апсорбоване дозе, брзине апсорбоване дозе и енергије зрачења већа је од оне за термолуминисцентне дозиметре и може ограничити опсег применљивости филма. Међутим, филм има предност што обезбеђује трајни запис о апсорбованој дози којој је био изложен.

За посебне намене, као што је неутронска дозиметрија, могу се користити различите формулације филмова и филтери. Као и код термолуминисцентних дозиметара, за правилну анализу потребна је посебна опрема.

Филм је генерално много осетљивији на влажност и температуру околине од термолуминисцентних материјала и може дати лажно висока очитавања у неповољним условима. С друге стране, на еквиваленте дозе назначене термолуминисцентним дозиметрима може утицати шок пада на тврду површину.

Само највеће организације имају сопствене дозиметријске услуге. Већина добија такве услуге од компанија специјализованих за њихово пружање. Важно је да такве компаније буду лиценциране или акредитоване од стране одговарајућих независних органа како би се осигурали тачни резултати дозиметрије.

Самоочитавајуће, мале јонизационе коморе, такође тзв џепне коморе, користе се за добијање непосредних информација о дозиметрији. Њихова употреба је често потребна када особље мора да уђе у подручја са високим или веома високим зрачењем, где би особље могло да прими велику апсорбовану дозу у кратком временском периоду. Џепне коморе се често калибрирају локално и веома су осетљиве на ударце. Сходно томе, увек их треба допунити термолуминисцентним или филмским дозиметрима, који су тачнији и поузданији, али не дају тренутне резултате.

Дозиметрија је потребна за радника када постоји разумна вероватноћа да ће акумулирати одређени проценат, обично 5 или 10%, од максимално дозвољене еквивалентне дозе за цело тело или одређене делове тела.

Дозиметар за цело тело треба да се носи негде између рамена и струка, на месту где се очекује највећа експозиција. Када услови излагања то захтевају, други дозиметри се могу носити на прстима или зглобовима, на стомаку, на каци или шеширу на челу или на крагни, како би се проценила локализована изложеност екстремитетима, фетусу или ембриону, штитној жлезди или сочива очију. Погледајте одговарајуће регулаторне смернице о томе да ли дозиметри треба да се носе унутар или изван заштитне одеће као што су оловне кецеље, рукавице и крагне.

Кадровски дозиметри показују само зрачење на које се дозиметар био изложен. Додељивање дозиметарске дозе еквивалентне особи или органима особе је прихватљиво за мале, тривијалне дозе, али велике дозиметарске дозе, посебно оне које знатно превазилазе регулаторне стандарде, треба пажљиво анализирати у погледу постављања дозиметра и стварних поља зрачења на које радник је био изложен приликом процене дозе коју је радник стварно примљена. У оквиру истраге треба прибавити изјаву од радника и унети у записник. Међутим, много чешће него не, веома велике дозе дозиметра су резултат намерног излагања зрачењу дозиметра док се није носио.

Биотест

Биотест (такође зван радиобиотест) означава одређивање врста, количина или концентрација и, у неким случајевима, локације радиоактивног материјала у људском телу, било директним мерењем (ин виво бројање) или анализом и проценом материјала излучених или уклоњених из људског тела.

Биолошки тест се обично користи за процену еквивалентне дозе радника због радиоактивног материјала унетог у тело. Такође може дати индикацију ефикасности активних мера предузетих за спречавање таквог уноса. Ређе се може користити за процену дозе коју је радник примио од великог излагања спољашњем зрачењу (на пример, бројањем белих крвних зрнаца или хромозомских дефеката).

Биотест се мора извршити када постоји разумна могућност да радник може узети или је унео у своје тело више од одређеног процента (обично 5 или 10%) АЛИ за радионуклид. Хемијски и физички облик радионуклида који се тражи у телу одређује врсту биолошког теста неопходног за његово откривање.

Биотест се може састојати од анализе узорака узетих из тела (на пример, урина, фекалија, крви или косе) на радиоактивне изотопе. У овом случају, количина радиоактивности у узорку може бити повезана са радиоактивношћу у телу особе, а затим и са дозом зрачења коју је тело особе или одређени органи примили или су обавезни да прими. Биолошки тест урина на трицијум је пример ове врсте биолошких тестова.

Скенирање целог или делимичног тела може да се користи за откривање радионуклида који емитују к или гама зраке енергије које се разумно могу детектовати ван тела. Биотест штитасте жлезде за јод-131 (¹³¹И) је пример ове врсте биолошке анализе.

Биолошки тест се може обавити у кући или се узорци или особље може послати у установу или организацију која је специјализована за биотест који треба да се изврши. У оба случаја, одговарајућа калибрација опреме и акредитација лабораторијских процедура су од суштинског значаја за обезбеђивање тачних, прецизних и одбрањивих резултата биолошке анализе.

Заштитна одећа

Заштитну одећу испоручује послодавац раднику да би се смањила могућност радиоактивне контаминације радника или његове одеће или да би се радник делимично заштитио од бета, к или гама зрачења. Примери првих су одећа против контаминације, рукавице, капуљаче и чизме. Примери ових последњих су оловне кецеље, рукавице и наочаре.

Заштита дисајних органа

Уређај за заштиту органа за дисање је апарат, као што је респиратор, који се користи за смањење уноса радиоактивних материја у ваздуху од стране радника.

Послодавци морају да користе, у мери у којој је то практично, процесне или друге инжењерске контроле (на пример, задржавање или вентилацију) да ограниче концентрације радиоактивних материјала у ваздуху. Када ово није могуће контролисати концентрације радиоактивног материјала у ваздуху на вредности испод оних које дефинишу подручје радиоактивности у ваздуху, послодавац, у складу са одржавањем еквивалента укупне ефективне дозе АЛАРА, мора повећати праћење и ограничити унос за један или више следеће значи:

• контрола приступа
• ограничење времена експозиције
• коришћење опреме за заштиту органа за дисање
• друге контроле.

Опрема за заштиту органа за дисање која се издаје радницима мора бити у складу са важећим националним стандардима за такву опрему.

Послодавац мора да спроводи и одржава програм заштите респираторних органа који укључује:

• узорковање ваздуха довољно за идентификацију потенцијалне опасности, омогућавање одговарајућег избора опреме и процену изложености
• анкете и биотестове, по потреби, за процену стварних уноса
• испитивање операбилности респиратора непосредно пре сваке употребе
• писане процедуре у вези са избором, монтажом, издавањем, одржавањем и тестирањем респиратора, укључујући тестирање оперативности непосредно пре сваке употребе; надзор и обуку особља; праћење, укључујући узорковање ваздуха и биотестове; и вођење евиденције
• утврђивање од стране лекара пре иницијалног постављања респиратора, и периодично са учесталошћу коју одреди лекар, да је појединачни корисник здравствено способан да користи опрему за заштиту дисајних органа.

Послодавац мора да обавести сваког корисника респиратора да корисник може да напусти радни простор у било ком тренутку ради ослобађања од употребе респиратора у случају квара опреме, физичког или психичког стреса, процедуралних или комуникационих грешака, значајног погоршања услова рада или било којих других услова. то би могло захтевати такво олакшање.

Иако околности можда не захтевају рутинску употребу респиратора, веродостојни хитни услови могу захтевати њихову доступност. У таквим случајевима, респиратори такође морају бити сертификовани за такву употребу од стране одговарајуће акредитационе организације и одржавани у стању спремним за употребу.

Надзор здравља на раду

Радници изложени јонизујућем зрачењу треба да примају услуге здравствене заштите на раду у истој мери као радници изложени другим опасностима на раду.

Општи прегледи пре премештаја процењују опште здравље будућег запосленог и утврђују основне податке. Увек треба прибавити претходну медицинску историју и историју изложености. Специјализовани прегледи, као што су очна сочива и број крвних зрнаца, могу бити неопходни у зависности од природе очекиване изложености зрачењу. Ово треба оставити на дискрецију лекара који присуствује.

Цонтаминатион Сурвеис

Истраживање контаминације је процена радиолошких услова који се јављају у вези са производњом, употребом, ослобађањем, одлагањем или присуством радиоактивних материјала или других извора зрачења. Када је прикладно, таква процена укључује физичко испитивање локације радиоактивног материјала и мерења или прорачуне нивоа радијације, или концентрација или количина присутног радиоактивног материјала.

Истраживања контаминације се спроводе како би се демонстрирала усклађеност са националним прописима и да би се проценили нивои зрачења, концентрације или количине радиоактивног материјала, као и потенцијалне радиолошке опасности које би могле бити присутне.

Учесталост истраживања контаминације одређена је степеном присутне потенцијалне опасности. Недељна истраживања треба да се врше у складиштима радиоактивног отпада иу лабораторијама и клиникама где се користе релативно велике количине незатворених радиоактивних извора. Месечна истраживања су довољна за лабораторије које раде са малим количинама радиоактивних извора, као што су лабораторије које врше ин витро тестирање коришћењем изотопа као што су трицијум, угљеник-14 (¹⁴Ц) и јод-125 (¹²⁵И) са активностима мањим од неколико кБк.

Опрема за заштиту од зрачења и мерила за мерење морају бити прикладна за врсте радиоактивног материјала и зрачења која су укључена, и морају бити правилно калибрисани.

Истраживања контаминације се састоје од мерења нивоа амбијенталног зрачења помоћу Геигер-Муеллер (ГМ) бројача, јонизационе коморе или сцинтилационог бројача; мерења могуће контаминације површине α или βγ одговарајућим ГМ или цинк сулфидом (ЗнС) сцинтилационим бројачима са танким прозорима; и обришите тестове површина које ће се касније бројати у сцинтилационом бројачу (натријум јодид (НаИ)), бројачу германијума (Ге) или течном сцинтилационом бројачу, према потреби.

За резултате мерења амбијенталног зрачења и контаминације морају бити успостављени одговарајући нивои деловања. Када је ниво акције прекорачен, морају се одмах предузети кораци за ублажавање детектованих нивоа, њихово враћање у прихватљиве услове и спречавање непотребног излагања особља радијацији и упијању и ширењу радиоактивног материјала.

Мониторинга животне средине

Мониторинг животне средине се односи на прикупљање и мерење узорака животне средине за радиоактивне материјале и праћење нивоа зрачења ван околине радног места. Сврхе мониторинга животне средине обухватају процену последица по људе које проистичу из испуштања радионуклида у биосферу, откривање испуштања радиоактивног материјала у животну средину пре него што постану озбиљна и доказивање усклађености са прописима.

Комплетан опис техника мониторинга животне средине је ван оквира овог чланка. Међутим, биће речи о општим принципима.

Морају се узети узорци животне средине који прате највероватнији пут радионуклида из животне средине до човека. На пример, узорке земље, воде, траве и млека у пољопривредним регионима око нуклеарне електране треба рутински узимати и анализирати на јод-131 (¹³¹И) и стронцијум-90 (⁹⁰Ср) садржај.

Праћење животне средине може укључивати узимање узорака ваздуха, подземних вода, површинских вода, земљишта, лишћа, рибе, млека, дивљачи и тако даље. Избор узорака и учесталост узимања треба да буде заснован на сврси праћења, иако мали број насумичних узорака понекад може да идентификује раније непознат проблем.

Први корак у осмишљавању програма мониторинга животне средине је карактеризација радионуклида који се ослобађају или имају потенцијал да буду случајно испуштени, с обзиром на врсту и количину и физички и хемијски облик.

Могућност транспорта ових радионуклида кроз ваздух, подземне и површинске воде је следеће разматрање. Циљ је предвидети концентрације радионуклида који дођу до људи директно кроз ваздух и воду или индиректно кроз храну.

Биоакумулација радионуклида која је резултат таложења у воденом и копненом окружењу је следећа ставка која изазива забринутост. Циљ је предвидети концентрацију радионуклида када уђу у ланац исхране.

Коначно, испитује се стопа људске потрошње ових потенцијално контаминираних намирница и како ова потрошња доприноси дози зрачења код људи и резултирајућем здравственом ризику. Резултати ове анализе се користе да би се одредио најбољи приступ узорковању животне средине и да би се осигурало да су циљеви програма мониторинга животне средине испуњени.

Тестови цурења затворених извора

Затворени извор означава радиоактивни материјал који је затворен у капсулу дизајнирану да спречи цурење или излазак материјала. Такви извори се морају периодично тестирати како би се потврдило да извор не цури радиоактивни материјал.

Сваки затворени извор мора бити тестиран на цурење пре прве употребе, осим ако добављач није обезбедио сертификат који показује да је извор тестиран у року од шест месеци (три месеца за α емитере) пре преноса садашњем власнику. Сваки затворени извор мора бити тестиран на цурење најмање једном у шест месеци (три месеца за α емитере) или у интервалу који одреди регулаторно тело.

Генерално, тестови цурења на следећим изворима нису потребни:

• извори који садрже само радиоактивни материјал са временом полураспада мањим од 30 дана
• извори који садрже само радиоактивни материјал као гас
• извори који садрже 4 МБк или мање материјала који емитују βγ или 0.4 МБк или мање материјала који емитују α
• извори који се чувају и не користе се; међутим, сваки такав извор мора бити тестиран на цурење пре било какве употребе или преноса, осим ако није тестиран на цурење у року од шест месеци пре датума употребе или преноса
• семе иридијума-192 (¹⁹²Ир) умотан у најлонску траку.

Тест цурења се изводи узимањем узорка брисањем са запечаћеног извора или са површина уређаја у које је затворени извор монтиран или ускладиштен на којима се може очекивати да ће се акумулирати радиоактивна контаминација или прањем извора у малој количини детерџента. раствора и третирање целе запремине као узорка.

Узорак треба измерити тако да тест цурења може открити присуство најмање 200 Бк радиоактивног материјала на узорку.

Затворени извори радијума захтевају посебне процедуре испитивања цурења да би се открило цурење гаса радона (Рн). На пример, једна процедура укључује држање затвореног извора у тегли са памучним влакнима најмање 24 сата. На крају периода, памучна влакна се анализирају на присуство Рн потомства.

Запечаћени извор за који се утврди да цури преко дозвољених граница мора се уклонити из употребе. Ако извор није поправљив, треба га третирати као радиоактивни отпад. Регулаторни орган може захтевати да се пријаве извори цурења у случају да је цурење резултат грешке у производњи која је вредна даље истраге.

Инвентар

Особље за заштиту од зрачења мора одржавати ажурни инвентар свих радиоактивних материјала и других извора јонизујућег зрачења за које је одговоран послодавац. Процедуре организације морају да обезбеде да је особље за безбедност од зрачења свесно о пријему, употреби, преносу и одлагању свих таквих материјала и извора, тако да се инвентар може одржавати ажурним. Физички инвентар свих запечаћених извора треба да се уради најмање једном у три месеца. Комплетан инвентар извора јонизујућег зрачења треба да се провери током годишње ревизије програма радијационе безбедности.

Објављивање области

На слици 1 приказан је међународни стандардни симбол зрачења. Ово мора бити истакнуто на свим знацима који означавају подручја која су контролисана у сврху радијационе безбедности и на етикетама контејнера које указују на присуство радиоактивних материјала.

Слика 1. Симбол зрачења

Области које се контролишу у сврху радијационе безбедности често се означавају у смислу повећања нивоа дозе. Такве области морају бити упадљиво истакнуте знаком или знаковима који носе симбол зрачења и речи „ОПРЕЗ, ПОДРУЧЈЕ ЗРАЧЕЊА“, „ОПРЕЗ (or ОПАСНОСТ), ПОДРУЧЈЕ ВИСОКОГ ЗРАЧЕЊА“ или „ТЕШКА ОПАСНОСТ, ПОДРУЧЈЕ ВРЛО ВИСОКОГ ЗРАЧЕЊА“, према потреби.

1. Област зрачења је област која је доступна особљу, у којој нивои зрачења могу довести до тога да појединац добије еквивалентну дозу већу од 0.05 мСв за 1 х на 30 цм од извора зрачења или од било које површине на коју зрачење продире.
2. Подручје високог зрачења је подручје доступно особљу, у којем нивои зрачења могу довести до тога да појединац добије еквивалентну дозу већу од 1 мСв за 1 х на 30 цм од извора зрачења или од било које површине на коју зрачење продире.
3. Подручје са веома високим нивоом зрачења је подручје доступно особљу, у којем нивои зрачења могу довести до тога да појединац прими апсорбовану дозу већу од 5 Ги за 1 х на 1 м од извора зрачења или са било које површине на коју зрачење продире.

Ако простор или просторија садржи значајну количину радиоактивног материјала (како је то дефинисало регулаторно тело), ​​улаз у ту област или просторију мора бити упадљиво истакнут знаком са симболом зрачења и речима „ОПРЕЗ (or ОПАСНОСТ), РАДИОАКТИВНИ МАТЕРИЈАЛИ”.

Зона радиоактивности у ваздуху је просторија или простор у коме радиоактивност у ваздуху прелази одређене нивое које дефинише регулаторно тело. Свако подручје радиоактивности у ваздуху мора бити истакнуто упадљивим знаком или знаковима који носе симбол зрачења и речи „ОПРЕЗ, ЗОНА РАДИОАКТИВНОСТИ У ВАЗДУХУ” или „ОПАСНОСТ, ПОДРУЧЈЕ РАДИОАКТИВНОСТИ У ВАЗДУХУ”.

Изузеци од ових услова за слање могу бити одобрени за собе за пацијенте у болницама где су те собе иначе под адекватном контролом. Подручја или просторије у којима ће се извори зрачења налазити у периоду од осам сати или краће и које иначе стално посећују под одговарајућом контролом квалификованог особља, не морају бити постављене.

Приступ Цонтрол

Степен до којег приступ некој области мора бити контролисан је одређен степеном потенцијалне опасности од зрачења у тој области.

Контрола приступа областима високог зрачења

Сваки улаз или приступна тачка у подручје високог зрачења мора имати једну или више од следећих карактеристика:

• контролни уређај који по уласку у подручје доводи до смањења нивоа зрачења испод оног нивоа на којем појединац може примити дозу од 1 мСв за 1 х на 30 цм од извора зрачења или било које површине на којој радијација продире
• контролни уређај који активира упадљив видљив или звучни сигнал аларма тако да особа која улази у подручје високог зрачења и надзорник активности буду упознати са уласком
• улазе који су закључани, осим у периодима када је потребан приступ простору, уз позитивну контролу над сваким појединачним улазом.

Уместо контрола потребних за подручје са високим степеном зрачења, може се заменити стални директни или електронски надзор који може да спречи неовлашћени улазак.

Контроле морају бити успостављене на начин који не спречава појединце да напусте подручје високог зрачења.

Контрола приступа областима са веома високим зрачењем

Поред захтева за подручје високог зрачења, морају се увести додатне мере како би се осигурало да појединац не може да добије неовлашћен или ненамеран приступ областима у којима се нивои зрачења могу наићи на 5 Ги или више за 1 х на 1 м од извора зрачења или било које површине кроз коју зрачење продире.

Ознаке на контејнерима и опреми

Сваки контејнер радиоактивног материјала изнад количине коју одреди регулаторно тело мора да носи трајну, јасно видљиву етикету са симболом зрачења и речима „ОПРЕЗ, РАДИОАКТИВНИ МАТЕРИЈАЛ” или „ОПАСНОСТ, РАДИОАКТИВНИ МАТЕРИЈАЛ”. Ознака такође мора да пружи довољно информација – као што су присутни радионуклид(и), процена количине радиоактивности, датум за који се процењује активност, нивои радијације, врсте материјала и масовно обогаћивање – да би се појединцима омогућило руковање или коришћење контејнерима, или радећи у близини контејнера, да предузму мере предострожности да избегну или минимизирају излагање.

Пре уклањања или одлагања празних неконтаминираних контејнера у неограничена подручја, етикета радиоактивног материјала мора бити уклоњена или оштећена, или мора бити јасно назначено да контејнер више не садржи радиоактивне материјале.

Контејнери не морају бити означени ако:

1. контејнерима присуствује особа која предузима мере предострожности неопходне да спречи излагање појединаца преко регулаторних граница
2. контејнери се, када су у транспорту, пакују и обележавају у складу са одговарајућим транспортним прописима
3. Контејнери су доступни само особама које су овлашћене за руковање или коришћење њима, или за рад у близини контејнера, ако је садржај идентификован овим лицима путем лако доступног писаног записа (примери контејнера ове врсте су контејнери на локацијама као што су канали испуњени водом, трезори за складиштење или топле ћелије); записник се мора чувати све док се контејнери користе у сврху назначену у записнику; или
4. контејнери се уграђују у производну или процесну опрему, као што су компоненте реактора, цеви и резервоари.

Уређаји за упозорење и аларми

Подручја са високом радијацијом и подручја са веома високим зрачењем морају бити опремљена уређајима за упозорење и алармима као што је горе објашњено. Ови уређаји и аларми могу бити видљиви или звучни или обоје. Уређаји и аларми за системе као што су акцелератори честица треба да буду аутоматски укључени као део процедуре покретања, тако да ће особље имати времена да напусти подручје или искључи систем помоћу дугмета за „сцрам“ пре него што се производи зрачење. “Сцрам” дугмад (дугмад у контролисаној области која, када се притисну, узрокују да ниво радијације одмах падне на безбедне нивое) морају бити лако доступни и видљиво означени и приказани.

Уређаји за надгледање, као што су континуирани монитори ваздуха (ЦАМ), могу се унапред подесити да емитују звучне и видљиве аларме или да искључе систем када су одређени нивои акције прекорачени.

инструментација

Послодавац мора ставити на располагање инструменте који одговарају степену и врсти радијације и радиоактивног материјала присутних на радном месту. Ова инструментација се може користити за откривање, праћење или мерење нивоа зрачења или радиоактивности.

Инструментација се мора калибрисати у одговарајућим интервалима коришћењем акредитованих метода и извора калибрације. Калибрациони извори треба да буду што је могуће сличнији изворима који се детектују или мере.

Типови инструмената укључују ручне инструменте за истраживање, континуалне мониторе ваздуха, порталне мониторе за руке и ноге, течне сцинтилационе бројаче, детекторе који садрже кристале Ге или НаИ и тако даље.

Транспорт радиоактивних материјала

Међународна агенција за атомску енергију (ИАЕА) успоставила је прописе за транспорт радиоактивног материјала. Већина земаља је усвојила прописе компатибилне са прописима ИАЕА о радиоактивним пошиљкама.

Слика 2. Категорија И – БЕЛА ознака

Слика 2, слика 3 и слика 4 су примери отпремних етикета које прописи ИАЕА захтевају на спољашњости пакета који се достављају за отпрему који садрже радиоактивне материјале. Индекс транспорта на етикетама приказаним на слици 3 и слици 4 односи се на највећу ефективну брзину дозе на 1 м од било које површине паковања у мСв/х помножену са 100, а затим заокружену на најближу десетину. (На пример, ако је највећа ефективна брзина дозе на 1 м од било које површине паковања 0.0233 мСв/х, онда је транспортни индекс 2.4.)

Слика 3. Категорија ИИ – ЖУТА ознака

Слика 5 приказује пример плаката који копнена возила морају истакнути када носе пакете који садрже радиоактивне материјале изнад одређених количина.

Слика 5. Плакат возила

Амбалажа намењена за употребу у транспорту радиоактивних материјала мора бити у складу са строгим захтевима за испитивање и документацију. Врста и количина радиоактивног материјала који се отпрема одређује које спецификације амбалажа мора да испуњава.

Прописи о транспорту радиоактивног материјала су компликовани. Особе које редовно не шаљу радиоактивне материјале треба увек да консултују стручњаке са искуством у таквим пошиљкама.

Радиоактивни отпад

Доступне су различите методе одлагања радиоактивног отпада, али све су под контролом регулаторних органа. Према томе, организација мора увек да се посаветује са својим регулаторним ауторитетом како би осигурала да је метод одлагања дозвољен. Методе одлагања радиоактивног отпада укључују држање материјала ради радиоактивног распада и накнадно одлагање без обзира на радиоактивност, спаљивање, одлагање у санитарну канализацију, закопавање на копну и закопавање у мору. Сахрањивање на мору често није дозвољено националном политиком или међународним уговором и о томе се неће даље расправљати.

Радиоактивни отпад из реакторских језгара (високо радиоактивни отпад) представља посебне проблеме у погледу одлагања. Руковање и одлагање таквог отпада контролишу национални и међународни регулаторни органи.

Често радиоактивни отпад може имати својства која нису радиоактивност која би сама по себи учинила отпад опасним. Такав отпад се назива мешовити отпади. Примери укључују радиоактивни отпад који је такође биоопасан или је токсичан. Мешовити отпад захтева посебно руковање. Обратите се регулаторним властима за правилно одлагање таквог отпада.

Чување за радиоактивни распад

Ако је време полураспада радиоактивног материјала кратко (углавном мање од 65 дана) и ако организација има довољно складишног простора, радиоактивни отпад се може чувати ради распадања са накнадним одлагањем без обзира на његову радиоактивност. Период задржавања од најмање десет полураспада обично је довољан да се нивои радијације не разликују од позадине.

Отпад се мора прегледати пре него што се може одложити. Истраживање треба да користи инструменте који одговарају зрачењу које треба детектовати и показати да се нивои зрачења не разликују од позадине.

Iспаљивање

Ако регулаторни орган дозволи спаљивање, обично се мора показати да такво спаљивање не узрокује да концентрација радионуклида у ваздуху премаши дозвољене нивое. Пепео се мора периодично испитивати да би се проверило да није радиоактиван. У неким околностима може бити потребно надгледати димњак како би се осигурало да дозвољене концентрације у ваздуху нису прекорачене.

Одлагање у санитарну канализацију

Ако регулаторни орган дозволи такво одлагање, онда се обично мора показати да такво одлагање не узрокује да концентрација радионуклида у води прелази дозвољене нивое. Материјал који се одлаже мора бити растворљив или на други начин лако дисперзиван у води. Регулаторни орган често поставља посебне годишње границе за такво одлагање радионуклида.

Закопавање земље

Радиоактивни отпад који се не може одложити на било који други начин биће одложен закопавањем на локацијама које су лиценциране од стране националних или локалних регулаторних власти. Регулаторни органи строго контролишу такво одлагање. Произвођачима отпада обично није дозвољено да одлажу радиоактивни отпад на сопственом земљишту. Трошкови повезани са закопавањем земљишта укључују трошкове паковања, отпреме и складиштења. Ови трошкови су додатни трошкови самог гробног простора и често се могу смањити сабијањем отпада. Трошкови закопавања земљишта за одлагање радиоактивног отпада убрзано ескалирају.

Програмске ревизије

Програме радијационе безбедности треба периодично ревидирати у погледу ефикасности, потпуности и усклађености са регулаторним ауторитетом. Ревизија треба да се ради најмање једном годишње и да буде свеобухватна. Само-ревизије су обично дозвољене, али су пожељне ревизије од стране независних спољних агенција. Ревизије изван агенција имају тенденцију да буду објективније и имају глобалнију тачку гледишта од локалних ревизија. Ревизорска агенција која није повезана са свакодневним радом програма радијационе безбедности често може да идентификује проблеме које локални оператери не виде, а који су можда навикли да их занемарују.

тренинг

Послодавци морају обезбедити обуку о безбедности од зрачења свим радницима који су изложени или потенцијално изложени јонизујућем зрачењу или радиоактивним материјалима. Морају обезбедити почетну обуку пре него што радник почне да ради и годишњу обуку за освежавање. Поред тога, свакој радници у репродуктивном добу мора се обезбедити посебна обука и информација о ефектима јонизујућег зрачења на нерођено дете ио одговарајућим мерама опреза које треба да предузме. Ову посебну обуку мора да прође при првом запошљавању, на годишњој обуци за освежавање и ако обавести послодавца да је трудна.

Сви појединци који раде или посећују било који део подручја којем је приступ ограничен у сврху радијационе безбедности:

• морају бити обавештени о складиштењу, преносу или употреби радиоактивних материјала или о зрачењу у таквим деловима забрањеног подручја
• морају бити упућени у проблеме здравствене заштите у вези са излагањем таквим радиоактивним материјалима или зрачењу, о мерама предострожности или поступцима за смањење изложености, као ио сврхама и функцијама заштитних уређаја који се користе
• морају бити упућени и упућени да поштују, у мери у којој је то под контролом радника, важеће одредбе националних прописа и прописа послодаваца за заштиту особља од излагања радијацији или радиоактивним материјалима који се јављају у таквим областима
• морају бити поучени о својој одговорности да одмах пријаве послодавцу било које стање које може довести до или узроковати кршење националних прописа или прописа послодавца или непотребно излагање радијацији или радиоактивном материјалу
• морају бити упућени у одговарајући одговор на упозорења у случају било каквог необичног догађаја или квара који може укључивати излагање радијацији или радиоактивном материјалу
• морају бити обавештени о извештајима о изложености радијацији које радници могу захтевати.

Обим упутстава за безбедност од зрачења мора бити сразмеран потенцијалним проблемима радиолошке заштите здравља у контролисаној области. Инструкције се морају проширити према потреби на помоћно особље, као што су медицинске сестре које лијече радиоактивне пацијенте у болницама и ватрогасци и полицајци који би могли одговорити на хитне случајеве.

Квалификације радника

Послодавци морају осигурати да радници који користе јонизујуће зрачење буду квалификовани за обављање послова за које су запослени. Радници морају имати позадину и искуство да безбедно обављају своје послове, посебно у погледу излагања и употребе јонизујућег зрачења и радиоактивних материјала.

Особље за безбедност од зрачења мора имати одговарајућа знања и квалификације за спровођење и рад доброг програма радијационе безбедности. Њихово знање и квалификације морају бити барем сразмерне потенцијалним проблемима радиолошке здравствене заштите са којима ће се они и радници разумно сусрести.

Планирање у ванредним ситуацијама

Све осим најмањих операција које користе јонизујуће зрачење или радиоактивне материјале морају имати планове за хитне случајеве. Ови планови морају бити актуелни и периодично се спроводити.

Планови за ванредне ситуације треба да се баве свим кредибилним ванредним ситуацијама. Планови за велику нуклеарну електрану биће много обимнији и подразумеваће много већу површину и број људи од планова за малу радиоизотопску лабораторију.

Све болнице, посебно у великим градским областима, треба да имају планове за пријем и збрињавање радиоактивно контаминираних пацијената. Полиција и ватрогасне организације треба да имају планове за поступање у случају саобраћајних незгода које укључују радиоактивни материјал.

Евиденција

Активности организације за безбедност од зрачења морају бити у потпуности документоване и на одговарајући начин задржане. Такви записи су од суштинског значаја ако се укаже потреба за прошлим излагањем радијацији или испуштањем радиоактивности и за доказивање усклађености са захтевима регулаторних органа. Доследно, тачно и свеобухватно вођење евиденције мора имати висок приоритет.

Организациона разматрања

Положај особе која је првенствено одговорна за радијациону безбедност мора бити постављена у организацију тако да има непосредан приступ свим ешалонима радника и менаџмента. Он или она морају имати слободан приступ областима којима је приступ ограничен у сврху радијационе безбедности и овлашћење да одмах заустави небезбедну или незакониту праксу.

Назад

Овај чланак описује неколико значајних радијационих удеса, њихове узроке и одговоре на њих. Преглед догађаја који су довели до, током и након ових несрећа може пружити планерима информације како би се спречиле будуће појаве таквих несрећа и да би се побољшао одговарајући, брзи одговор у случају да се сличан удес понови.

Акутна радијациона смрт као последица случајног нуклеарног удара 30. децембра 1958.

Овај извештај је вредан пажње јер је укључивао највећу случајну дозу зрачења коју су људи примили (до данас) и због изузетно професионалне и темељне обраде случаја. Ово представља једно од најбољих, ако не и најбоље, документовано акутни радијациони синдром описи који постоје (ЈОМ 1961).

У 4:35 30. децембра 1958. године, у фабрици за опоравак плутонијума у ​​Националној лабораторији Лос Аламос (Нови Мексико, Сједињене Државе) догодио се случајни критични излет који је резултирао фаталним зрачењем запосленог (К).

Време несреће је важно јер је шест других радника било у истој просторији са К тридесет минута раније. Датум несреће је важан јер је нормалан проток фисионог материјала у систем прекинут за физички инвентар на крају године. Овај прекид је довео до тога да рутинска процедура постане нерутинска и довела је до случајне „критичности“ чврстих материја богатих плутонијумом које су случајно унете у систем.

Резиме процена К-овог излагања радијацији

Најбоља процена просечне изложености К-овог целог тела била је између 39 и 49 Ги, од чега је око 9 Ги било због фисионих неутрона. Знатно већи део дозе испоручен је у горњу половину тела него у доњу половину. Табела 1 приказује процену К-овог излагања зрачењу.

Табела 1. Процене изложености К зрачењу

Клинички ток пацијента

Ретроспективно, клинички ток пацијента К се може поделити у четири различита периода. Ови периоди су се разликовали по трајању, симптомима и одговору на терапију подршке.

Први период, који је трајао од 20 до 30 минута, карактерисао је његов тренутни физички колапс и психичка онеспособљеност. Његово стање је напредовало до полусвести и тешке сеџде.

Други период је трајао око 1.5 сат и почео је доласком на носилима у Ургентни центар болнице, а завршио се пребацивањем из Хитне помоћи на одељење на даљу потпорну терапију. Овај интервал је карактерисао тако тежак кардиоваскуларни шок да је смрт изгледала неизбежна током целог времена. Чинило се да пати од јаких болова у стомаку.

Трећи период је трајао око 28 сати и карактерисао га је довољно субјективно побољшање да подстакне континуиране покушаје да се ублажи његова аноксија, хипотензија и циркулаторна инсуфицијенција.

Четврти период је почео ненајављеним почетком брзо растуће раздражљивости и антагонизма, који се граничио са манијом, праћен комом и смрћу за отприлике 2 сата. Цео клинички ток трајао је 35 сати од излагања зрачењу до смрти.

Најдраматичније клиничко-патолошке промене уочене су у хемопоетском и уринарном систему. Лимфоцити нису нађени у циркулишућој крви после осмог сата, а дошло је до скоро потпуног уринирања упркос давању велике количине течности.

К-ова ректална температура је варирала између 39.4 и 39.7°Ц првих 6 сати, а затим је нагло пала на нормалу, где је остала током његовог живота. Ова висока почетна температура и њено одржавање током 6 сати сматрани су у складу са његовом сумњивом огромном дозом зрачења. Његова прогноза је била тешка.

Утврђено је да су промене у броју белих крвних зрнаца најједноставнији и најбољи прогностички показатељ озбиљног зрачења од свих различитих утврђивања током болести. Виртуелни нестанак лимфоцита из периферне циркулације у року од 6 сати од излагања сматран је озбиљним знаком.

Шеснаест различитих терапеутских агенаса је коришћено у симптоматском лечењу К током периода од око 30 сати. Упркос томе и континуираном давању кисеоника, његови срчани тонови су постали веома удаљени, спори и неправилни око 32 сата након зрачења. Његово срце је тада прогресивно слабило и изненада је стало 34 сата и 45 минута након зрачења.

Несрећа на реактору са ветром бр. 1 9-12. октобра 1957. године

Реактор са ветром бр. 1 био је ваздушно хлађени, графитно-модерирани природни уранијумски реактор за производњу плутонијума. Језгро је делимично уништено у пожару 15. октобра 1957. Овај пожар је резултирао ослобађањем приближно 0.74 ПБк (10⁺¹⁵ Бк) јода-131 (¹³¹И) у околину низ ветар.

Према извештају америчке Комисије за атомску енергију о несрећи о инциденту у Виндсцалеу, несрећу су изазвале грешке у процени оператера у вези са подацима термопарова, а погоршана је неправилним руковањем реактором који је дозволио да температура графита расте пребрзо. Такође је допринела и чињеница да су термопарови температуре горива били смештени у најтоплијем делу реактора (тј. где су се десиле највеће дозе) током нормалних операција, а не у деловима реактора који су били најтоплији током абнормалног испуштања. Други недостатак опреме био је мерач снаге реактора, који је калибрисан за нормалне операције и ниско очитаван током жарења. Као резултат другог циклуса загревања, температура графита је порасла 9. октобра, посебно у доњем предњем делу реактора где су неке облоге отказале због ранијег брзог пораста температуре. Иако је 9. октобра било неколико малих испуштања јода, испуштања нису препозната све до 10. октобра када је мерач активности стека показао значајно повећање (што се није сматрало веома значајним). Коначно, поподне 10. октобра, други мониторинг (локација Калдер) указао је на ослобађање радиоактивности. Напори да се реактор охлади пропуштањем ваздуха кроз њега не само да су пропали, већ су заправо повећали величину ослобођене радиоактивности.

Процењена количина испуштања у несрећи Виндсцале износила је 0.74 ПБк ¹³¹И, 0.22 ПБк цезијума-137 (¹³⁷Цс), 3.0 ТБк (10¹²Бк) стронцијума-89 (⁸⁹Ср) и 0.33 ТБк стронцијума-90
(⁹⁰Ср). Највећа брзина апсорбоване дозе гама ван локације била је око 35 μГи/х због активности у ваздуху. Очитавања ваздушне активности око постројења Виндсцале и Цалдер често су била 5 до 10 пута више од максимално дозвољених нивоа, са повременим врховима од 150 пута дозвољених нивоа. Забрана млека простирала се у радијусу од приближно 420 км.

Током операција стављања реактора под контролу, 14 радника је добило еквиваленте дозе веће од 30 мСв по календарском тромесечју, са максималном еквивалентном дозом од 46 мСв по календарском тромесечју.

Научене лекције

Било је много научених лекција у вези са дизајном и радом реактора са природним уранијумом. Неадекватности у вези са инструментацијом реактора и обуком оператера реактора такође наводе тачке аналогне несрећи на острву Три миље (види доле).

Нису постојале смернице за краткотрајно дозвољено излагање радиојоду у храни. Британски савет за медицинска истраживања извршио је брзу и темељну истрагу и анализу. Употребљено је много домишљатости у брзом извођењу максималних дозвољених концентрација за ¹³¹Ја у храни. Студија Референтни нивои за хитне случајеве који је резултат ове несреће служи као основа за водиче за планирање у ванредним ситуацијама који се сада користе широм света (Бриант 1969).

Изведена је корисна корелација за предвиђање значајне контаминације радиојодом у млеку. Утврђено је да ниво гама зрачења на пашњацима који прелази 0.3 μГи/х даје млеко које прелази 3.7 МБк/м³.

Апсорбована доза од удисања спољашњег излагања радиојодима је занемарљива у поређењу са дозом од конзумирања млека или једења млечних производа. У хитним случајевима, брза гама спектроскопија је пожељнија него спорије лабораторијске процедуре.

Петнаест тимова од две особе извршило је истраживања радијације и добили узорке. Двадесет особа је коришћено за координацију узорка и извештавање података. Око 150 радиохемичара је било укључено у анализу узорковања.

Филтери од стаклене вуне нису задовољавајући у условима незгоде.

Несрећа на заливском нафтном акцелератору 4. октобра 1967

Техничари компаније Гулф Оил су користили 3 МеВ Ван де Грааффов акцелератор за активирање узорака тла 4. октобра 1967. Комбинација квара блокаде на кључу за напајање на конзоли акцелератора и снимања неколико блокада на сигурносном тунелу врата и циљна соба унутар врата изазвали су озбиљне случајне изложености три особе. Једна особа је примила приближно 1 Ги еквивалентне дозе за цело тело, друга је примила близу 3 Ги еквивалентне дозе за цело тело, а трећа је добила приближно 6 Ги еквивалентне дозе за цело тело, поред приближно 60 Ги за руке и 30 Ги за стопала.

Једна од жртава несреће пријавила се медицинском одељењу, жалећи се на мучнину, повраћање и опште болове у мишићима. Његови симптоми су у почетку погрешно дијагностиковани као симптоми грипа. Када је други пацијент дошао са приближно истим симптомима, одлучено је да су можда били значајно изложени зрачењу. Филмске значке су ово потврдиле. Др Ниел Валд, Одељење радиолошког здравља Универзитета у Питсбургу, надгледао је дозиметријске тестове и такође је деловао као координирајући лекар у раду и лечењу пацијената.

Др Валд је врло брзо превезао апсолутне филтерске јединице у болницу у западној Пенсилванији у Питсбургу где су три пацијента примљена. Он је поставио ове апсолутне филтере/филтере са ламинарним протоком да очисте окружење пацијената од свих биолошких загађивача. Ове јединице за „обрнуту изолацију“ су коришћене на пацијентима изложеним 1 Ги око 16 дана, а на пацијентима изложеним 3 и 6 Ги око месец и по дана.

Др Е. Доннал Тхомас са Универзитета у Вашингтону стигао је да изврши трансплантацију коштане сржи код пацијента од 6 Ги осмог дана након излагања. Пацијентов брат близанац служио је као донор коштане сржи. Иако је овај херојски медицински третман спасао живот пацијенту од 6 Ги, ништа се није могло учинити да се спасу његове руке и ноге, од којих је свака примила апсорбовану дозу на десетине сиве боје.

Научене лекције

Да је испоштована једноставна оперативна процедура да се приликом уласка у просторију за експозицију увек користи мерач мерења, ова трагична несрећа би била избегнута.

Најмање две блокаде су биле затворене траком у дужем временском периоду пре ове несреће. Поништавање заштитних блокада је неподношљиво.

Требало би да се врше редовне провере одржавања на електричним блокадама гаса на кључ.

Правовремена медицинска помоћ спасила је живот особе са највећом изложеношћу. Херојски поступак комплетне трансплантације коштане сржи уз коришћење реверзне изолације и квалитетне медицинске неге били су главни фактори у спасавању живота ове особе.

Реверзни изолациони филтери се могу набавити за неколико сати да би се поставили у било којој болници за бригу о високо изложеним пацијентима.

Ретроспективно, медицински ауторитети укључени у ове пацијенте би препоручили ампутацију раније и на коначном нивоу у року од два или три месеца након излагања. Ранија ампутација смањује вероватноћу инфекције, даје краћи период јаког бола, смањује лекове против болова који су потребни пацијенту, евентуално смањује боравак пацијента у болници и можда доприноси ранијој рехабилитацији. Ранија ампутација би, наравно, требало да се уради уз повезивање информација дозиметрије са клиничким запажањима.

Несрећа прототипа реактора СЛ-1 (Ајдахо, САД, 3. јануар 1961.)

Ово је прва (и до данас једина) фатална несрећа у историји рада америчких реактора. СЛ-1 је прототип малог војног реактора снаге (АППР) дизајнираног за ваздушни транспорт до удаљених подручја за производњу електричне енергије. Овај реактор је коришћен за испитивање горива, као и за обуку реакторске посаде. Њиме је управљао Цомбустион Енгинееринг за америчку војску на удаљеној пустињској локацији Националне станице за испитивање реактора у Ајдахо Фолсу, Ајдахо. СЛ-1 је био не комерцијални енергетски реактор (АЕЦ 1961; Америчко нуклеарно друштво 1961).

У тренутку удеса, СЛ-1 је био напуњен са 40 горивних елемената и 5 лопатица управљачке шипке. Могао је да произведе ниво снаге од 3 МВ (термални) и био је реактор са хлађењем кључале воде и модерацијом.

У несрећи су погинула три војна лица. Несрећа је изазвана повлачењем једне контролне шипке на удаљености већој од 1 м. То је довело до тога да је реактор одмах постао критичан. Непознат је разлог зашто је квалификовани, лиценцирани оператер реактора са великим искуством у операцијама пуњења горивом повукао контролну шипку преко њене нормалне тачке заустављања.

Једна од три жртве несреће је још увек била жива када је особље за прво реаговање први пут стигло на место несреће. Производи фисије високе активности покривали су његово тело и били су уграђени у његову кожу. Делови коже жртве регистровани су преко 4.4 Ги/х на 15 цм и отежали су спасавање и медицински третман.

Научене лекције

Ниједан реактор пројектован од несреће СЛ-1 не може да се доведе у „брзо критично“ стање са једном контролном шипком.

Сви реактори морају имати преносиве мерење на лицу места које имају опсеге веће од 20 мГи/х. Препоручују се мерачи максималног домета 10 Ги/х.

Напомена: Несрећа на острву Три миље показала је да је 100 Ги/х потребан опсег и за гама и за бета мерења.

Објекти за лечење су потребни тамо где високо контаминирани пацијент може да добије коначан медицински третман уз разумне мере заштите за пратеће особље. Пошто ће већина ових објеката бити у клиникама са другим мисијама које су у току, контрола радиоактивних загађивача у ваздуху и води може захтевати посебне одредбе.

Рендген машине, индустријске и аналитичке

Случајна излагања рендгенским системима су бројна и често укључују екстремно велика излагања малим деловима тела. Није необично да системи дифракције рендгенских зрака производе апсорбоване дозе од 5 Ги/с на 10 цм од фокуса цеви. На краћим удаљеностима често су мерене брзине од 100 Ги/с. Сноп је обично узак, али чак и излагање од неколико секунди може довести до тешке локалне повреде (Лубенау ет ал. 1967; Линделл 1968; Хаиние и Олсхер 1981; АНСИ 1977).

Пошто се ови системи често користе у „нерутинским” околностима, они су погодни за производњу случајних експозиција. Чини се да су рендгенски системи који се обично користе у нормалним операцијама прилично безбедни. Квар опреме није изазвао озбиљне изложености.

Лекције научене из случајног излагања рендгенским зрацима

Већина случајних излагања десила се током нерутинске употребе када је опрема делимично растављена или су поклопци штита уклоњени.

Код најозбиљнијих изложености недостајала су адекватна упутства за особље и особље за одржавање.

Да су једноставне и безбедне методе коришћене да се осигура да су рендгенске цеви искључене током поправке и одржавања, многа случајна излагања би се избегла.

За оператере и особље за одржавање које ради са овим машинама треба користити дозиметре за прсте или зглобове.

Да су биле потребне блокаде, многа случајна излагања би се избегла.

Грешка оператера била је узрок већине несрећа. Недостатак адекватних кућишта или лош дизајн заштите често су погоршавали ситуацију.

Iнезгоде на индустријској радиографији

Од 1950-их до 1970-их, највећа стопа радијационих незгода за једну активност је константно била за индустријске радиографске операције (ИАЕА 1969, 1977). Национална регулаторна тела настављају да се боре да смање стопу комбинацијом побољшаних прописа, строгих захтева за обуком и све оштрије политике инспекције и спровођења (УСЦФР 1990). Ови регулаторни напори су генерално успели, али се и даље дешавају многе незгоде повезане са индустријском радиографијом. Законодавство које дозвољава велике новчане казне може бити најефикасније оруђе у држању радијационе безбедности усредсређено на умове управљања индустријском радиографијом (а такође, према томе, и на умове радника).

Узроци удеса на индустријској радиографији

Обука радника. Индустријска радиографија вероватно има ниже захтеве за образовањем и обуком од било које друге врсте радијације. Стога се постојећи захтеви за обуку морају стриктно спроводити.

Подстицај производње радника. Годинама је велики нагласак за индустријске радиографе био стављен на количину успешних радиографија направљених дневно. Оваква пракса може довести до небезбедних радњи као и до повременог некоришћења кадровске дозиметрије како се не би открило прекорачење граница еквивалентне дозе.

Недостатак одговарајућих анкета. Темељно испитивање свиња извора (складишних контејнера) (слика 1) након сваког излагања је најважније. Неспровођење ових истраживања је једини највероватнији узрок непотребних експозиција, од којих су многе незабележене, пошто индустријски радиографи ретко користе дозиметре за руке или прсте (слика 1).

Слика 1. Индустријска радиографска камера

Проблеми са опремом. Због велике употребе индустријских радиографских камера, механизми за намотавање извора могу да олабаве и узрокују да се извор не повуче у потпуности у своју безбедну позицију за складиштење (тачка А на слици 1). Такође постоје многи случајеви кварова у блокади извора ормара који узрокују случајно излагање особља.

Израда планова за ванредне ситуације

Постоје многе одличне смернице, опште и специфичне, за израду планова за ванредне ситуације. Неке референце су посебно корисне. Они су дати у предложеним литературама на крају овог поглавља.

Иницијална израда плана и процедура за ванредне ситуације

Прво се мора проценити цео инвентар радиоактивног материјала за предметни објекат. Затим се веродостојне незгоде морају анализирати тако да се могу одредити вероватни максимални услови испуштања извора. Затим, план и његове процедуре морају омогућити оператерима објекта да:

1. препознати ситуацију удеса
2. класификовати незгоду према тежини
3. предузети мере за ублажавање несреће
4. благовремено обавештавајте
5. позовите помоћ ефикасно и брзо
6. квантификовати ослобађања
7. пратите изложености на локацији и ван ње, као и да водите рачуна о изложености у хитним случајевима АЛАРА
8. опоравити објекат што је брже могуће
9. води тачну и детаљну евиденцију.

Врсте удеса повезаних са нуклеарним реакторима

Следи листа, од највероватније до најмање вероватних, типова несрећа повезаних са нуклеарним реакторима. (Несрећа ненуклеарног реактора, општеиндустријског типа је далеко највероватнија.)

1. Неочекивано ослобађање радиоактивног материјала ниског нивоа са мало или нимало изложености особља спољашњем зрачењу. Обично се јавља током великих ремонта или при транспорту истрошене смоле или истрошеног горива. Цурење расхладног система и изливање узорка расхладне течности у судоперу често су узроци ширења радиоактивне контаминације.
2. Неочекивана екстерна изложеност особља. Ово се обично дешава током великих ремонта или рутинског одржавања.
3. Комбинација ширења контаминације, контаминације особља и ниског нивоа изложености особља спољашњем зрачењу је следећа највероватнија несрећа. Ове несреће се дешавају под истим условима као 1 и 2 горе.
4. Велика површинска контаминација због великог цурења расхладне течности реактора или цурења расхладне течности истрошеног горива.
5. Чипови или велике честице активираног ЦРУД-а (погледајте дефиницију испод) у или на кожи, ушима или очима.
6. Висока изложеност зрачењу особља постројења. Ово је обично узроковано непажњом.
7. Испуштање малих али већих од дозвољених количина радиоактивног отпада ван граница постројења. Ово је обично повезано са људским неуспесима.
8. Отапање реактора. Вероватно би дошло до велике контаминације ван локације плус велика изложеност особља.
9. Екскурзија реактора (СЛ–1 тип удеса).

Радионуклиди који се очекују од удеса реактора са воденим хлађењем:

• активирани производи корозије и ерозије (обично познати као ЦРУД) у расхладној течности; на пример, кобалт-60 или -58 (⁶⁰Цо, ⁵⁸Цо), гвожђе-59 (⁵⁹Фе), манган-58 (⁵⁸Мн) и тантал-183 (¹⁸³Та)
• производи фисије ниског нивоа обично присутни у расхладној течности; на пример, јод-131 (¹³¹И) и цезијум-137 (¹³⁷Цс)
• у реакторима са кључалом водом, 1 и 2 изнад плус континуирано отпуштање ниског нивоа трицијума 
• (³Х) и племенити радиоактивни гасови као што су ксенон-133 и -135 (¹³³Ксе, ¹³⁵Ксе), аргон-41 (⁴¹Ар), и криптон-85 (⁸⁵Кр)
• трицијум (³Х) произведено унутар језгра брзином од 1.3 × 10^{-КСНУМКС} атоми оф ³Х по фисији (само делић овога оставља гориво).

Слика 2. Пример плана за хитне случајеве нуклеарне електране, садржај

Типични план за хитне случајеве нуклеарне електране, Садржај

Слика 2 је пример табеле садржаја плана за хитне случајеве нуклеарне електране. Такав план треба да обухвата свако приказано поглавље и да буде прилагођен локалним захтевима. Списак типичних процедура имплементације енергетских реактора дат је на слици 3.

Слика 3. Типичне процедуре имплементације енергетског реактора

Радиолошки мониторинг животне средине током удеса

Овај задатак се често назива ЕРЕМП (Емергенци Радиологицал Енвиронментал Мониторинг Программе) у великим објектима.

Једна од најважнијих лекција научених за америчку нуклеарну регулаторну комисију и друге владине агенције из несреће на острву Три миље била је да се не може успешно имплементирати ЕРЕМП за један или два дана без опсежног претходног планирања. Иако је америчка влада потрошила много милиона долара на праћење околине око нуклеарне станице на острву Три миље током несреће, мање од 5^% измерена су укупна ослобађања. То је било због лошег и неадекватног претходног планирања.

Израда програма хитног радиолошког мониторинга животне средине

Искуство је показало да је једини успешан ЕРЕМП онај који је осмишљен у рутинском програму радиолошког мониторинга животне средине. Током првих дана несреће на острву Три миље, сазнало се да се ефикасан ЕРЕМП не може успешно успоставити за дан или два, без обзира на то колико се људи и новца уложи у програм.

Локације узорковања

Све локације програма рутинског радиолошког мониторинга животне средине ће се користити током дуготрајног праћења удеса. Поред тога, морају се поставити бројне нове локације тако да моторизовани тимови за истраживање имају унапред одређене локације у сваком делу сваког сектора од 22½° (види слику 3). Генерално, локације за узорковање ће бити у областима са путевима. Међутим, морају се направити изузеци за обично неприступачне, али потенцијално заузете локације као што су кампови и пешачке стазе у кругу од око 16 км низ ветар од несреће.

Слика 3. Ознаке сектора и зона за радиолошко узорковање и тачке мониторинга у зонама планирања у ванредним ситуацијама

На слици 3 приказана је ознака сектора и зона за тачке мониторинга зрачења и животне средине. Сектори од 22½° могу се означити кардиналним правцима (нпр. N, Нне, и NE) или једноставним словима (нпр. A кроз R). Међутим, употреба слова се не препоручује јер се лако могу помешати са нотацијом усмерења. На пример, мање је збуњујуће користити смер W за запад него писмо N.

Свака одређена локација узорка треба да се посети током вежбе како би људи одговорни за праћење и узорковање били упознати са локацијом сваке тачке и били свесни радио „мртвих простора“, лоших путева, проблема са проналажењем локација у мраку и тако даље. Пошто ниједна вежба неће покрити све унапред одређене локације унутар 16 км зоне заштите у ванредним ситуацијама, вежбе морају бити пројектоване тако да се на крају посећују све тачке узорковања. Често је вредно унапред одредити способност возила анкетног тима да комуницирају са сваком унапред одређеном тачком. Стварне локације тачака узорка су изабране коришћењем истих критеријума као у РЕМП-у (НРЦ 1980); на пример, линија локације, минимално подручје искључења, најближа особа, најближа заједница, најближа школа, болница, старачки дом, стадо млечних животиња, башта, фарма и тако даље.

Тим за радиолошки мониторинг

Током удеса који укључује значајно испуштање радиоактивних материјала, тимови радиолошког мониторинга треба да континуирано прате на терену. Они такође треба да континуирано надгледају на лицу места ако услови дозвољавају. Обично, ови тимови ће надгледати амбијентално гама и бета зрачење и узорковати ваздух на присуство радиоактивних честица и халогена.

Ови тимови морају бити добро обучени за све процедуре праћења, укључујући праћење сопствене изложености, и бити у стању да тачно пренесу ове податке базној станици. Детаљи као што су тип мерача мерења, серијски број и статус отвореног или затвореног прозора морају бити пажљиво пријављени на добро дизајнираним листовима дневника.

На почетку ванредног стања, тим за хитно праћење ће можда морати да надгледа 12 сати без паузе. Међутим, након почетног периода, време теренског тима за анкетни тим требало би да се смањи на осам сати са најмање једном паузом од 30 минута.

Будући да може бити потребан континуирани надзор, морају постојати процедуре за снабдевање тимова за истраживање храном и пићем, заменским инструментима и батеријама, као и за пренос филтера за ваздух напред-назад.

Иако ће анкетни тимови вероватно радити 12 сати по смени, потребне су три смене дневно да би се обезбедио континуирани надзор. Током несреће на острву Три миље, најмање пет тимова за праћење било је распоређено у било ком тренутку током прве две недеље. Логистика за подршку таквим напорима мора бити пажљиво планирана унапред.

Тим за радиолошко узорковање животне средине

Врсте узорака животне средине узетих током удеса зависе од врсте испуштања (у ваздуху у односу на воду), правца ветра и доба године. Узорци земљишта и воде за пиће морају се узимати чак и зими. Иако се ослобађање радио-халогена можда неће открити, узорке млека треба узети због великог фактора биоакумулације.

Морају се узети многи узорци хране и животне средине како би се јавност уверила иако технички разлози можда не оправдавају труд. Поред тога, ови подаци могу бити од непроцењиве вредности током било којег наредног правног поступка.

Унапред планирани листови дневника који користе пажљиво осмишљене процедуре података ван локације су од суштинског значаја за узорке животне средине. Све особе које узимају узорке животне средине требало би да покажу јасно разумевање процедура и да имају документовану обуку на терену.

Ако је могуће, прикупљање података о узорцима животне средине ван локације треба да обави независна група ван локације. Такође је пожељно да рутинске узорке животне средине узима иста група ван локације, тако да се вредна група на лицу места може користити за прикупљање других података током несреће.

Приметно је да је током несреће на острву Три миље сакупљен сваки појединачни узорак животне средине који је требало да буде узет, а да ниједан узорак животне средине није изгубљен. Ово се десило иако је стопа узорковања порасла за фактор више од десет у односу на стопе узорковања пре несреће.

Опрема за надзор у хитним случајевима

Инвентар опреме за надзор у ванредним ситуацијама треба да буде најмање двоструко већи од потребног у било ком тренутку. Ормари треба да буду постављени око нуклеарних комплекса на разним местима тако да нико несрећан не ускрати приступ свим овим ормарићима. Да би се обезбедила спремност, опрему треба инвентарисати и проверити њену калибрацију најмање два пута годишње и после сваке вежбе. Комби и камиони у великим нуклеарним постројењима треба да буду потпуно опремљени за надзор у хитним случајевима и ван њега.

Лабораторије за бројање на лицу места могу бити неупотребљиве у хитним случајевима. Стога се морају претходно договорити за алтернативну или мобилну лабораторију за бројање. Ово је сада услов за америчке нуклеарне електране (УСНРЦ 1983).

Врста и софистицираност опреме за праћење животне средине треба да задовоље услове за присуствовање најгорем веродостојном удесу нуклеарног објекта. Следи листа типичне опреме за праћење животне средине потребне за нуклеарне електране:

1. Опрема за узорковање ваздуха треба да садржи јединице које раде на батерије за краткорочно узорковање и које могу да раде са наизменичном струјом са снимачима тракастих дијаграма и алармним могућностима за дугорочни надзор.
2. Опрема за узорковање течности треба да садржи континуалне узоркиваче. Узорковачи морају бити у функцији у локалном окружењу, без обзира колико је сурово.
3. Преносиви мерачи гама мерења за рад са имплантатима треба да имају максимални опсег од 100 Ги/х, а посебна опрема за мерење треба да буде у стању да мери бета зрачење до 100 Ги/х.
4. Дозиметрија особља на лицу места мора да укључује могућност бета мерења, као и термолуминисцентне дозиметре за прсте (ТЛД) (слика 4). Можда ће бити потребна и друга дозиметрија екстремитета. Додатни сетови контролних дозиметара су увек потребни у хитним случајевима. Преносиви ТЛД читач може бити потребан за повезивање са рачунаром станице преко телефонског модема на локацијама за хитне случајеве. Интерни тимови за истраживање, као што су тимови за спасавање и поправку, треба да имају џепне дозиметре ниског и високог домета, као и унапред подешене алармне дозиметре. Мора се пажљиво размислити о унапред утврђеним нивоима дозе за тимове који се могу налазити у областима високог зрачења.
5. Залихе заштитне одеће треба обезбедити на локацијама за хитне случајеве иу возилима хитне помоћи. Додатна резервна заштитна одећа треба да буде доступна у случају незгода које трају дужи временски период.
6. Опрема за заштиту органа за дисање треба да буде у свим ормарићима и возилима за хитне случајеве. Ажурне листе особља обученог за дисање треба да се чувају у сваком од главних складишта опреме за хитне случајеве.
7. Мобилна возила опремљена радијима су од суштинског значаја за хитне тимове за праћење радијације. Мора се знати локација и расположивост резервних возила.
8. Опрема тима за истраживање животне средине треба да се чува на погодном месту, по могућности ван локације, тако да је увек доступна.
9. Комплети за хитне случајеве треба да буду постављени у Центру за техничку подршку иу ванредном објекту за хитне случајеве, тако да тимови за замену анкета не морају да иду на лице места како би добили опрему и били распоређени.
10. За тешку несрећу која укључује испуштање радиоактивних материјала у ваздух, морају се припремити за коришћење хеликоптера и једномоторних авиона за надзор из ваздуха.

Слика 4. Индустријски радиограф који носи ТЛД значку и прстенасти термолуминисцентни дозиметар (опционо у САД)

Анализа података

Анализа података о животној средини током озбиљне несреће треба да се премести што је пре могуће на локацију ван локације, као што је ванредни објекат за ванредне ситуације.

Морају се успоставити унапред постављене смернице о томе када подаци о узорцима животне средине треба да буду пријављени менаџменту. Метод и учесталост преноса података о узорцима животне средине владиним агенцијама треба да буду договорени на почетку несреће.

Лекције из здравствене физике и радиохемије научене из несреће на острву Три миље

Спољни консултанти су били потребни за обављање следећих активности јер су физичари здравља биљака били потпуно заузети другим дужностима током раних сати несреће на острву Три Миле 28. марта 1979.:

• процена испуштања радиоактивних ефлуента (гасовити и течни), укључујући прикупљање узорака, координацију лабораторија за бројање узорака, контролу квалитета лабораторија, прикупљање података, анализу података, генерисање извештаја, дистрибуцију података владиним агенцијама и власнику електране
• процена дозе, укључујући сумњива и стварна испитивања прекомерног излагања, испитивања контаминације коже и унутрашњег таложења, значајне моделе изложености и прорачуне дозе
• програм радиолошког мониторинга животне средине, укључујући потпуну координацију узимања узорака, анализу података, генерисање и дистрибуцију извештаја, обавештења о тачкама акције, проширење програма за ситуацију удеса и затим смањење програма до годину дана након несреће
• специјалне бета дозиметријске студије, укључујући студије најновијег стања у бета надзору особља, моделирање бета дозе на кожу од радиоактивних контаминаната, међусобна поређења свих комерцијално доступних бета-гама ТЛД система дозиметрије особља.

Горња листа укључује примере активности које типично комунално особље физичке физике не може адекватно да изврши током озбиљне несреће. Особље здравствене физике на острву Три миље било је веома искусно, образовано и компетентно. Радили су 15 до 20 сати дневно прве две недеље од несреће без паузе. Ипак, додатни захтеви изазвани несрећом били су толико бројни да нису били у стању да обаве многе важне рутинске задатке који би се иначе лако обављали.

Лекције научене из несреће на острву Три миље укључују:

Улаз у помоћну зграду током незгоде

1. Сви уноси морају бити на новој дозволи за рад на зрачењу коју прегледа виши здравствени физичар на лицу места и потписује надзорник јединице или именовани заменик.
2. Одговарајућа контролна соба треба да има апсолутну контролу над свим улазима у помоћне зграде и зграду за руковање горивом. Не сме бити дозвољен улазак осим ако здравствени физичар није на контролној тачки током уласка.
3. Не би требало дозволити улазак без исправног мерача мерења одговарајућег опсега. Проверу одзива бројила на лицу места треба извршити непосредно пре уласка.
4. Мора се прикупити историја излагања за све особе пре њиховог уласка у подручје високог зрачења.
5. Дозвољене експозиције током уласка, без обзира на то колико важан задатак треба да буде назначен.

Узорковање примарне расхладне течности током незгоде

1. Све узорке који се узимају на новој радној дозволи за зрачење треба да прегледа виши здравствени физичар на лицу места и да их потпише надзорник јединице или заменик.
2. Не треба узимати узорке расхладне течности осим ако се не носи дозиметар за екстремитете.
3. Не треба узимати узорке расхладне течности без доступности заштићених рукавица и хватаљки дужине најмање 60 цм у случају да је узорак радиоактивнији од очекиваног.
4. Узорци расхладне течности не би требало да се узимају без постављеног штита за особље од оловног стакла у случају да је узорак радиоактивнији од очекиваног.
5. Узимање узорака треба прекинути ако постоји вероватноћа да ће изложеност екстремитета или целог тела премашити унапред задате нивое наведене у радној дозволи за зрачење.
6. Ако је могуће, значајне изложености треба распоредити на већи број радника.
7. Све случајеве контаминације коже изнад нивоа акције у року од 24 сата треба прегледати.

Улаз у собу са вентилом за допуну

1. Испитивања бета и гама подручја помоћу даљинских детектора са одговарајућим максималним дометом морају се извршити.
2. Почетни улазак у област са брзином апсорбоване дозе већом од 20 мГи/х мора се претходно прегледати да би се потврдило да ће изложеност зрачењу бити на најнижем нивоу што је разумно могуће.
3. Када се сумња на цурење воде, потребно је открити могућу контаминацију пода.
4. Конзистентан програм за врсту и постављање кадровске дозиметрије мора бити пуштен у рад.
5. Код особа које улазе у подручје са брзином апсорбоване дозе већом од 20 мГи/х, ТЛД се морају проценити одмах након изласка.
6. Треба проверити да се сви захтеви за радну дозволу за радијацију извршавају пре уласка у област са брзином апсорбоване дозе већом од 20 мГи/х.
7. Здравствени физичар мора да одреди време уласка у опасна подручја са контролисаним временом.

Заштитне радње и надзор животне средине ван локације из перспективе локалне управе

1. Пре почетка протокола узорковања, потребно је утврдити критеријуме за његово заустављање.
2. Не треба дозволити спољно мешање.
3. Требало би да постоји неколико поверљивих телефонских линија. Бројке треба мењати после сваке кризе.
4. Могућности ваздушних мерних система су боље него што већина људи мисли да јесу.
5. Касетофон треба да буде при руци и подаци се редовно снимају.
6. Док траје акутна епизода, требало би напустити читање новина, гледање телевизије и слушање радија, јер ове активности само доприносе постојећим тензијама.
7. Достава хране и друге удобности као што су простори за спавање треба планирати јер је можда немогуће отићи кући неко време.
8. Требало би планирати алтернативне аналитичке способности. Чак и мала несрећа може значајно променити нивое позадинског зрачења у лабораторији.
9. Треба напоменути да ће више енергије бити утрошено на одбијање неисправних одлука него на суочавање са стварним проблемима.
10. Треба разумети да се хитним случајевима не може управљати са удаљених локација.
11. Треба напоменути да препоруке о заштитним акцијама нису подложне гласању одбора.
12. Све небитне позиве треба ставити на чекање, губите време треба прекинути.

Радиолошка несрећа у Гојанији 1985

А 51 ТБк ¹³⁷Цс јединица за телетерапију је украдена из напуштене клинике у Гојанији, Бразил, 13. септембра 1985. године или око ње. Двоје људи који су тражили старо гвожђе однели су кући изворни склоп јединице за телетерапију и покушали да раставе делове. Брзина апсорбоване дозе из склопа извора била је око 46 Ги/х на 1 м. Нису разумели значење симбола зрачења са три оштрице на изворној капсули.

Капсула извора је пукла током растављања. Високо растворљив цезијум-137 хлорид (¹³⁷ЦсЦл) прах је распршен по целом делу овог града од 1,000,000 људи и изазвао је једну од најозбиљнијих несрећа са затвореним изворима у историји.

Након растављања, остаци изворног склопа продати су продавцу смећа. Открио је да је ¹³⁷ЦсЦл прах је светлео у мраку плавом бојом (вероватно је то било Черенковљево зрачење). Мислио је да прах може бити драги камен или чак натприродан. Многи пријатељи и рођаци дошли су да виде „диван“ сјај. Делови извора су дати бројним породицама. Овај процес је трајао око пет дана. До тада су се код једног броја људи развили симптоми гастро-интестиналног синдрома услед излагања радијацији.

Пацијентима који су отишли ​​у болницу са тешким гастроинтестиналним поремећајима погрешно је дијагностикована алергијска реакција на нешто што су јели. Пацијент који је имао тешке кожне ефекте због руковања извором посумњао је да има неку тропску кожну болест и послат је у болницу за тропске болести.

Овај трагични след догађаја наставио се неоткривено од стране упућеног особља око две недеље. Многи људи су трљали ¹³⁷ЦсЦл прах на њиховој кожи да би могли да сијају плаво. Тај низ би се могао наставити много дуже осим што је једна од озрачених особа коначно повезала болести са изворном капсулом. Узела је остатке ¹³⁷Извор ЦсЦл у аутобусу до Одељења за јавно здравље у Гојанији где га је и оставила. Медицински физичар који је дошао у посету истражио је извор следећег дана. Он је самоиницијативно предузео акције да евакуише два депонија и да обавести надлежне. Брзина и укупна величина одговора бразилске владе, када је сазнала за несрећу, били су импресивни.

Заражено је око 249 људи. Педесет четири су хоспитализоване. Четири особе су умрле, од којих је једна била шестогодишња девојчица која је примила интерну дозу од око 4 Ги од уношења око 1 ГБк (10⁹ Бк) оф ¹³⁷Цс.

Одговор на несрећу

Циљеви почетне фазе одговора били су:

• идентификују главна места контаминације
• евакуисати станове у којима су нивои радиоактивности премашили усвојене нивое интервенције
• успоставити здравствене физичке контроле око ових области, спречавајући приступ тамо где је то неопходно
• идентификују особе које су примиле значајне дозе или су биле контаминиране.

Медицински тим на почетку:

• по доласку у Гоианију, узео анамнезу и тријажирао према симптомима акутног радијационог синдрома
• послао све пацијенте са акутним зрачењем у болницу Гоианиа (која је унапред постављена за контаминацију и контролу изложености)
• пребачен ваздушним путем следећег дана шест најкритичнијих пацијената у центар за терцијарну негу у поморској болници у Рио де Жанеиру (касније је још осам пацијената пребачено у ову болницу)
• направио аранжмане за дозиметрију цитогенетског зрачења
• засновано медицинско управљање на сваком пацијенту на клиничком току тог пацијента
• дао неформална упутства особљу клиничке лабораторије да умањи њихов страх (медицинска заједница Гојаније није била вољна да помогне).

Здравствени физичари:

• асистирао лекарима у дозиметрији зрачења, биолошким тестовима и деконтаминацији коже
• координисане и интерпретиране анализе 4,000 узорака урина и фекалија у периоду од четири месеца
• цело тело је бројало 600 јединки
• координирано праћење радио-контаминације 112,000 особа (249 је било контаминирано)
• извршио снимање из ваздуха целог града и приградских насеља користећи на брзину склопљене НаИ детекторе
• извршио ауто-монтирани НаИ детектор истраживања преко 2,000 км путева
• поставите нивое акције за деконтаминацију људи, зграда, аутомобила, земљишта и тако даље
• координирао 550 радника запослених у деконтаминацији
• координисано рушење седам кућа и деконтаминација 85 кућа
• координисано извлачење 275 камиона контаминираног отпада
• координисане деконтаминације 50 возила
• координирано паковање 3,500 кубних метара контаминираног отпада
• коришћено је 55 мерних мерача, 23 монитора контаминације и 450 дозиметара са самоочитавањем.

Резултати

Пацијенти са акутним радијационим синдромом

Четири пацијента су умрла од последица апсорбованих доза у распону од 4 до 6 Ги. Два пацијента су испољила тешку депресију коштане сржи, али су живела упркос апсорбованим дозама од 6.2 и 7.1 Ги (цитогенетска процена). Четири пацијента су преживела са процењеним апсорбованим дозама од 2.5 до 4 Ги.

Повреда коже изазвана зрачењем

Деветнаест од двадесет хоспитализованих пацијената имало је повреде коже изазване зрачењем, које су почеле са отоком и појавом пликова. Ове лезије су касније пукле и излучиле течност. Десет од деветнаест повреда коже развило је дубоке лезије око четири до пет недеља након зрачења. Ове дубоке лезије су биле индикативне за значајну изложеност гама дубљим ткивима.

Све лезије коже биле су контаминиране са ¹³⁷Цс, са брзинама апсорбоване дозе до 15 мГи/х.

Шестогодишња девојчица која је прогутала 1 ТБк ¹³⁷Цс (и који је умро месец дана касније) имао је генерализовану контаминацију коже која је у просеку износила 3 ​​мГи/х.

Једном пацијенту је била потребна ампутација око месец дана након излагања. Снимање базена крви било је корисно у одређивању разграничења између повређених и нормалних артериола.

Резултат унутрашње контаминације

Статистички тестови нису показали значајне разлике између оптерећења тела утврђених бројањем целог тела, за разлику од оних утврђених подацима о излучивању мокраће.

Модели који су повезивали податке биолошке анализе са уносима и оптерећењем тела су валидирани. Ови модели су такође били применљиви за различите старосне групе.

Пруско плаво је било корисно у промовисању елиминације ¹³⁷ЦсЦл из тела (ако је доза била већа од 3 Ги/д).

Седамнаест пацијената је добило диуретике за елиминацију ¹³⁷ЦсЦл оптерећења тела. Ови диуретици су били неефикасни у декорпорацији ¹³⁷Цс и њихова употреба је заустављена.

Деконтаминација коже

Деконтаминација коже сапуном и водом, сирћетном киселином и титанијум диоксидом (ТиО₂) урађен је свим пацијентима. Ова деконтаминација је била само делимично успешна. Претпостављало се да је знојење довело до поновне контаминације коже од ¹³⁷Цс оптерећење тела.

Контаминиране лезије на кожи је веома тешко деконтаминирати. Ољуштење некротичне коже значајно је смањило нивое контаминације.

Наставна студија о процени дозе цитогенетском анализом

Учесталост аберација у лимфоцитима у различито време након несреће пратила су три главна обрасца:

У два случаја учесталост појављивања аберација остала је константна до месец дана након несреће и опала је на око 30^% почетне учесталости три месеца касније.

У два случаја постепено смањење од око 20^% свака три месеца пронађена.

У два од случајева највеће унутрашње контаминације дошло је до повећања учесталости аберација (за око 50^% и КСНУМКС^%) у периоду од три месеца.

Наставне студије о ¹³⁷Цс оптерећења тела

• Стварне додељене дозе пацијената праћене биолошким тестом.
• Уследили су ефекти администрације Пруског плавог.
• Ин виво мерења за 20 људи на узорцима крви, ранама и органима да би се утврдила нехомогена дистрибуција ¹³⁷Цс и његово задржавање у телесним ткивима.
• Жена и њена новорођена беба учили су да траже задржавање и трансфер кроз дојење.

Нивои акције за интервенцију

Препоручена је евакуација из куће за брзине апсорбоване дозе веће од 10 μГи/х на висини од 1 м унутар куће.

Санативна деконтаминација имовине, одеће, земље и хране вршила се на основу особе која није прелазила 5 мГи годишње. Примена овог критеријума за различите путеве резултирала је деконтаминацијом унутрашњости куће ако је апсорбована доза могла да пређе 1 мГи годишње и деконтаминацијом земљишта ако је брзина апсорбоване дозе могла да премаши 4 мГи годишње (3 мГи од спољашњег зрачења и 1 мГи од унутрашње зрачење).

Несрећа чернобилског нуклеарног реактора 4 1986

Општи опис незгоде

Најгора несрећа нуклеарног реактора на свету догодила се 26. априла 1986. током испитивања електротехнике веома мале снаге. Да би се извршио овај тест, одређени број сигурносних система је искључен или блокиран.

Ова јединица је била модел РБМК-1000, тип реактора који је произвео око 65^% све нуклеарне енергије произведене у СССР-у. Био је то реактор са кључалом водом са умереним графитом који је произвео 1,000 МВ електричне енергије (МВе). РБМК-1000 нема затворену зграду тестирану на притисак и није уобичајено да се гради у већини земаља.

Реактор је одмах постао критичан и произвео је серију парних експлозија. Експлозије су разнеле цео врх реактора, уништиле танку конструкцију која је покривала реактор и изазвале низ пожара на дебелим асфалтним крововима блокова 3 и 4. Радиоактивно испуштање је трајало десет дана, а погинула је 31 особа. Делегација СССР-а у Међународној агенцији за атомску енергију проучавала је несрећу. Они су навели да експерименти на чернобилском блоку 4 РБМК који су изазвали несрећу нису добили потребно одобрење и да су писана правила о мерама безбедности реактора неадекватна. Делегација је даље изјавила: „Особље које је укључено није било адекватно припремљено за тестове и није било свесно могућих опасности. Ова серија тестова створила је услове за ванредну ситуацију и довела до хаварије реактора за коју је већина веровала да се никада неће догодити.

Ослобађање од удеса фисионих производа чернобилске јединице 4

Укупна активност ослобођена

Отприлике 1,900 ПБк производа фисије и горива (који су заједно означени језгро од стране Три Миле Исланд Аццидент Рецовери Теам) су пуштени током десет дана колико је било потребно да се угасе сви пожари и затвори Јединица 4 заштитним материјалом који апсорбује неутроне. Јединица 4 је сада трајно запечаћени саркофаг од челика и бетона који правилно садржи заостали коријум уи око остатака уништеног језгра реактора.

Двадесет пет одсто од 1,900 ПБк испуштено је првог дана несреће. Остатак је пуштен у наредних девет дана.

Радиолошки најзначајнија испуштања била су 270 ПБк ¹³¹И, 8.1 ПБк од ⁹⁰Ср и 37 ПБк of ¹³⁷Цс. Ово се може упоредити са несрећом на острву Три миље, која је ослободила 7.4 ТБк of ¹³¹Ја и не мерљиво ⁹⁰Ср ор ¹³⁷Цс.

Еколошка дисперзија радиоактивних материјала

Прва издања су ишла углавном у северном правцу, али су каснија издања ишла ка западном и југозападном правцу. Прва перјаница стигла је у Шведску и Финску 27. априла. Програми радиолошког праћења животне средине нуклеарне електране одмах су открили ослобађање и упозорили свет о несрећи. Део ове прве перјанице долетео је у Пољску и Источну Немачку. Накнадни таласи су захватили источну и централну Европу 29. и 30. априла. Након тога, Уједињено Краљевство је 2. маја видело пуштање у Чернобил, затим Јапан и Кина 4. маја, Индија 5. маја и Канада и САД 5. и 6. маја. Јужна хемисфера није пријавила да је открила овај облак.

Таложење перја је било условљено углавном падавинама. Образац падавина главних радионуклида (¹³¹I, ¹³⁷Цс, ¹³⁴Цс и ⁹⁰Ср) је била веома променљива, чак и унутар СССР-а. Највећи ризик долази од спољашњег зрачења од површинског таложења, као и од гутања контаминиране хране.

Радиолошке последице удеса на блоку 4 у Чернобиљу

Опште акутне здравствене последице

Две особе су умрле одмах, једна приликом урушавања зграде и једна 5.5 сати касније од термичких опекотина. Додатних 28 радника реакторског особља и ватрогасне екипе умрло је од повреда радијацијом. Дозе зрачења за становништво ван локације биле су испод нивоа који може изазвати тренутне ефекте зрачења.

Несрећа у Чернобилу је скоро удвостручила укупан број смртних случајева широм света услед радијационих несрећа до 1986. године (са 32 на 61). (Интересантно је напоменути да се троје мртвих у несрећи на реактору СЛ-1 у САД наводи као последица експлозије паре и да прва два која су умрла у Чернобиљу такође нису наведена као смртни случајеви због радијације.)

Фактори који су утицали на здравствене последице несреће на лицу места

Дозиметрија особља за лица са највећим ризиком на лицу места није била доступна. Одсуство мучнине или повраћања током првих шест сати након излагања поуздано указује на оне пацијенте који су примили апсорбоване дозе мање од потенцијално фаталних. Ово је такође био добар показатељ пацијената којима није била потребна хитна медицинска помоћ због изложености зрачењу. Ова информација заједно са подацима о крви (смањење броја лимфоцита) била је кориснија од података дозиметрије особља.

Тешка заштитна одећа ватрогасаца (порозно платно) омогућавала је фисионим производима високе специфичне активности да дођу у контакт са голом кожом. Ове бета дозе изазвале су тешке опекотине коже и биле су значајан фактор у многим смртним случајевима. Педесет шест радника задобило је тешке опекотине коже. Опекотине су биле изузетно тешке за лечење и представљале су озбиљан компликујући елемент. Онемогућиле су деконтаминацију пацијената пре транспорта у болнице.

У овом тренутку није било клинички значајног унутрашњег радиоактивног оптерећења тела. Само две особе су имале велика (али не и клинички значајна) оптерећења тела.

Од око 1,000 прегледаних људи, 115 је хоспитализовано због акутног радијационог синдрома. Осам медицинских радника који су радили на лицу места задобило је синдром акутног зрачења.

Као што се очекивало, није било доказа о изложености неутронима. (Тест тражи натријум-24 (²⁴На) у крви.)

Фактори који су утицали на ванредне здравствене последице удеса

Јавне заштитне акције могу се поделити у четири различита периода.

1. Прва 24 х: Публика која се налази низ ветар остала је у затвореном простору са затвореним вратима и прозорима. Почела је дистрибуција калијум јодида (КИ) како би се блокирало узимање штитне жлезде ¹³¹I.
2. Један до седам дана: Припјат је евакуисан након што су успостављене безбедне руте за евакуацију. Успостављене су станице за деконтаминацију. Кијевска област је евакуисана. Укупан број евакуисаних је више од 88,000.
3. Једна до шест недеља: Укупан број евакуисаних попео се на 115,000. Сви ови су медицински прегледани и пресељени. Калијум јодид је дат 5.4 милиона Руса, укључујући 1.7 милиона деце. Дозе штитне жлезде су смањене за око 80 до 90^%. Из контаминираних подручја уклоњено је десетине хиљада говеда. Локално млеко и прехрамбени производи били су забрањени на великом подручју (као што је диктирано изведеним нивоима интервенције).
4. Posle 6 nedelja: Круг евакуације у радијусу од 30 км подељен је у три подзоне: (а) зона од 4 до 5 км где се не очекује поновни улазак јавности у догледној будућности, (б) зона од 5 до 10 км где је ограничено јавни поновни улазак биће дозвољен након одређеног времена и (ц) зону од 10 до 30 км у коју ће јавности на крају бити дозвољен повратак.

Велики напори су уложени у деконтаминацију подручја ван локације.

Укупна радиолошка доза за популацију СССР-а је према извештајима Научног комитета Уједињених нација за ефекте атомског зрачења (УНСЦЕАР) износила 226,000 особа-Св (72,000 особа-Св извршених током прве године). Процењени колективни еквивалент дозе широм света је реда величине 600,000 особа-Св. Време и даље проучавање ће побољшати ову процену (УНСЦЕАР 1988).

Међународне организације

Међународна агенција за атомску енергију

Фах КСНУМКС

А-1400 Беч

АУСТРИЈА

Међународна комисија за јединице и мерења зрачења

7910 Воодмонт Авенуе

Бетхесда, Мериленд 20814

сад

Међународна комисија за радиолошку заштиту

ПО Бок бр. 35

Дидкот, Оксфордшир

ОКС11 0РЈ

Уједињено Краљевство

Међународно удружење за заштиту од зрачења

Технолошки универзитет Еиндховен

Фах КСНУМКС

5600 АР Еиндховен

ХОЛАНДИЈА

Комитет Уједињених нација за ефекте атомског зрачења

БЕРНАМ АССОЦИАТЕС

4611-Ф Монтажни погон

Ланхам, Мериленд 20706-4391

сад

Назад